鄭明光

(上海核工程研究設(shè)計院有限公司,上海 200233)

1　三代非能動核電引進和重大專項簡介

進入新世紀以來,在能源安全和環(huán)境安全的雙重驅(qū)動下,核電成為優(yōu)化能源結(jié)構(gòu)的一種理想選擇。2003年,國家明確了 “引進世界先進技術(shù),在消化吸收的基礎(chǔ)上通過再創(chuàng)新實現(xiàn)我國核電自主化”的發(fā)展路徑。經(jīng)歷了核電行業(yè)專家充分的分析論證、國際招標等系列工作,2006年,黨中央、國務(wù)院決定引進美國西屋公司AP1000三代核電技術(shù),并開工建設(shè)浙江三門、山東海陽兩個自主化依托項目[1]。

2006年,國務(wù)院批準發(fā)布 《國家中長期科技發(fā)展規(guī)劃綱要 (2006—2020)》,確定了未來15年力爭取得突破的16個重大科技專項,“大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站”列入其中,并在2008年2月國務(wù)院常務(wù)會議上得到批準。大型先進壓水堆核電站重大專項的總體目標包括:掌握先進非能動技術(shù)與AP1000設(shè)計技術(shù),形成中國自主化版本的CAP1000(消化吸收目標);突破核電發(fā)展關(guān)鍵設(shè)計技術(shù)、重大試驗驗證技術(shù)、關(guān)鍵設(shè)備設(shè)計和制造技術(shù),開發(fā)具有自主知識產(chǎn)權(quán)的CAP1400先進核電技術(shù)型號 (創(chuàng)新研發(fā)目標);完成CAP1400示范工程建設(shè),推進CAP1400批量化建設(shè),促進CAP品牌國際化(工程目標);形成促進核電自主可持續(xù)發(fā)展的體系與機制,使人才隊伍、技術(shù)研發(fā)、試驗驗證、設(shè)計分析軟件、核電標準及知識產(chǎn)權(quán)等達到或趕超國際先進水平 (創(chuàng)新體系建設(shè)目標)。

國家重大專項實施十周年之際,除了示范工程建設(shè)外,其他目標基本完成。AP1000依托項目建造和調(diào)試完成。AP1000設(shè)計技術(shù)、設(shè)備制造技術(shù)、關(guān)鍵材料制造技術(shù)、試驗驗證、軟件開發(fā)和安全評審技術(shù)的消化吸收基本完成并取得重大成果。融合了依托項目經(jīng)驗反饋、福島事故后安全增強、以及關(guān)鍵設(shè)備自主化成果的CAP1000標準設(shè)計完成,具備批量化建設(shè)條件。在突破大型先進非能動壓水堆的關(guān)鍵設(shè)計技術(shù)、關(guān)鍵設(shè)備研發(fā)和制造技術(shù)、重大試驗驗證技術(shù)后,具有自主知識產(chǎn)權(quán)的三代核電國家品牌CAP1400于2014年底開發(fā)完成,通過國家核安全局審查以及國際原子能機構(gòu)的通用設(shè)計審查(GRSR),圖紙存量滿足示范工程連續(xù)施工要求。同時,通過壓水堆重大專項的實施,促進和形成具有國際先進水平的核電技術(shù)研發(fā)體系、先進核電試驗驗證體系、關(guān)鍵設(shè)備制造技術(shù)體系、成套設(shè)計分析軟件體系以及先進核電標準體系;培養(yǎng)出一支高素質(zhì)的核電技術(shù)人才隊伍;使我國具備自主創(chuàng)新能力,滿足核電長期可持續(xù)發(fā)展的需求。

2　依托項目、消化吸收和國產(chǎn)化標準設(shè)計CAP1000

AP1000是美國西屋公司在30多年壓水堆設(shè)計和運行經(jīng)驗的基礎(chǔ)上,通過系統(tǒng)性完整性地引入非能動安全和設(shè)計簡化的理念,研發(fā)形成的革新性的壓水堆機組[2]。AP1000自主化依托項目包括浙江三門、山東海陽各2臺核電機組,單機功率125萬千瓦。三門1號機組是首臺機組,2009年4月開工,2013年1月安全殼頂封頭就位,2016年2月主泵安裝完成,2017年7月通過首次裝料前核安全綜合檢查,具備裝料條件。

依托項目雖然因為三代核電的新技術(shù)、新標準、新設(shè)備、新工藝、新材料引起的設(shè)計變更、設(shè)備交付延期等原因,比合同工期進度滯后四年,但作為世界最先進的三代核電的首堆工程,依托項目是對AP1000的首次工程驗證,也是對中國三代核電技術(shù)能力以及工程整合能力的首次實踐檢驗。經(jīng)過中美雙方的共同努力,目前已嚴格按照國家核安全局的安全要求完成各項檢查和試驗,已具備裝料條件。依托項目建設(shè),為三代核電自主化的研發(fā)、設(shè)計、設(shè)備制造、工程管理、運行服務(wù)等多領(lǐng)域提供了經(jīng)驗反饋,為我國三代核電自主化、標準化、批量化和系列化建設(shè)奠定堅實的基礎(chǔ)。

在依托項目建設(shè)的同時,三代核電技術(shù)的消化吸收工作全面展開[3]。AP1000各個領(lǐng)域的技術(shù),通過分許可的方式向中核集團、中廣核集團等核電設(shè)計企業(yè),向上海電氣、東方電氣、哈爾濱電氣、中國一重等裝備制造行業(yè)的15家集團70余家單位進行了分許可。同時,重大專項共設(shè)置包括 “核島關(guān)鍵設(shè)計技術(shù)”“屏蔽電動泵制造技術(shù)”“核島運行和維護技術(shù)”等共19個消化吸收課題。目前,AP1000核電設(shè)計、重大設(shè)備制造、關(guān)鍵材料制造、試驗驗證、軟件開發(fā)和安全評審、工程管理和運行維護等技術(shù)的消化吸收基本完成并取得重大成果。

在消化吸收AP1000設(shè)計技術(shù)和開展AP1000關(guān)鍵設(shè)備自主化研制的基礎(chǔ)上,結(jié)合依托項目經(jīng)驗反饋和福島事故后響應(yīng)的安全要求,國產(chǎn)化AP1000標準設(shè)計 (簡稱CAP1000)與依托項目建設(shè)和消化吸收工作同步啟動。CAP1000全面采用公制系統(tǒng),遵循最新國內(nèi)法規(guī)標準和福島事故后安全強化要求[4],基本實現(xiàn)了設(shè)備和大宗材料的國產(chǎn)化,充分考慮了包括人形通道和吊裝空間等在內(nèi)的施工運維可達性,對依托項目經(jīng)驗反饋問題 (如核島廠房電氣序列隔離問題、爆破閥管線振動問題、安全殼冷卻導(dǎo)流板葉形問題等)進行了優(yōu)化,對施工的結(jié)構(gòu)模塊和機械模塊進行了優(yōu)化。國產(chǎn)化標準設(shè)計使得CAP1000技術(shù)更加完善、國產(chǎn)化和本地化程度更高、工程可實施性更強、項目進度可控性進一步增強、成本將明顯降低。

3　自主大型先進非能動壓水堆CAP1400

(1)總體特征和性能

CAP1400型號[5]研發(fā)是壓水堆重大專項的核心,也是三代非能動核電自主化能力的集中體現(xiàn)。

CAP1400的總體設(shè)計思路是:根據(jù)新的功率等級,進行技術(shù)研發(fā)、安全設(shè)計、工程設(shè)計、關(guān)鍵設(shè)備設(shè)計與驗證,全面貫徹國家要求的設(shè)計自主化與設(shè)備國產(chǎn)化戰(zhàn)略,積極應(yīng)對福島核事故后的國際國內(nèi)技術(shù)政策,實現(xiàn)當前最高安全目標和滿足最嚴環(huán)境排放要求,進一步提高經(jīng)濟性,從而使綜合性能達到三代核電的世界領(lǐng)先水平。

CAP1400通過功率等級提升、設(shè)計標準化、設(shè)備國產(chǎn)化與產(chǎn)業(yè)鏈競爭體系建設(shè)、模塊化施工、機組效率提升等措施來增強與提高經(jīng)濟性。采用固有安全、增大裕量、非能動理念以及縱深防御,進一步提高電廠安全裕量和延伸事故預(yù)防與緩解能力,考慮利用概率風險評價 (PRA)指導(dǎo)及平衡電廠設(shè)計。充分考慮輻射防護最優(yōu)化和放射性廢物最小化原則,提高環(huán)境友好性。充分利用可靠性設(shè)計理念確保在低維護要求下獲得電廠較高的發(fā)電可靠性,充分考慮電廠的可維修性和可達性。采用先進的一體化數(shù)字儀控系統(tǒng),系統(tǒng)高度集成化、保護功能多樣化,控制室設(shè)計充分考慮人因并通過完整的功能需求分析和功能分配進行人機接口設(shè)計。充分考慮非能動系統(tǒng)的流阻、熱阻和風阻對安全與運行性能的影響,確保非能動系統(tǒng)的可靠性和穩(wěn)健性。

為提高型號的安全性,CAP1400采用多層級的非安全級的能動縱深防御設(shè)施和非能動的專設(shè)安全設(shè)施應(yīng)對設(shè)計基準事故,實施系統(tǒng)性的嚴重事故預(yù)防和緩解策略。為了驗證設(shè)計的合理性與程序的適用性,開展了包括非能動堆芯冷卻系統(tǒng)綜合性實驗 (ACME)[6]、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)綜合實驗 (CERT)、堆內(nèi)熔融物滯留 (IVR)臨界熱流密度試驗[7]等在內(nèi)的17項關(guān)鍵試驗 (6個課題、17項試驗、887個工況)。實驗結(jié)果證明了設(shè)計的合理性和CAP1400的安全性。

三代核電的基本要求之一是堆芯熔化頻率(CDF)小于1×10-5,大量放射性釋放頻率(LRF)小于1×10-6。CAP1400的CDF和LRF分別是4.02×10-7和5.07×10-8,遠低于URD和我國的事故限值要求。特別是CAP1400技術(shù)上實現(xiàn)了最小應(yīng)急的要求。在設(shè)計上消除需要廠外應(yīng)急的嚴重事故序列,從技術(shù)上能夠滿足無需應(yīng)急撤離的準則要求[8]。核安全局對CAP1400初步安全分析報告的評審結(jié)論認為:CAP1400示范工程滿足我國現(xiàn)行有效的核安全相關(guān)法律、法規(guī)和標準要求,達到了 《核安全與放射性污染防治 “十二五”規(guī)劃及2020年遠景目標》中為“十三五”期間新建核電機組確定的安全目標。

(2)主要技術(shù)創(chuàng)新

CAP1400主要的技術(shù)創(chuàng)新與特點是:

1)堆芯從AP1000的157盒14 ft(1 ft=0.3048 m)燃料組件,增加為193盒燃料組件,采用高燃耗、低泄漏堆芯裝載方式,提高中子經(jīng)濟性的同時,進一步延長壓力容器的運行壽期;堆芯設(shè)計具備高50%的MOX裝載能力[9];運行期間反應(yīng)性控制采用機械補償控制,具備較好的運行靈活性,減少運行過程中含硼廢液產(chǎn)生量,特別是負荷跟蹤工況下廢水產(chǎn)生量相比于其他堆型大大減少,提高了機組正常運行時的環(huán)境相容性。

2)優(yōu)化設(shè)備和部件設(shè)計,提升部件性能和可靠性;通過增強鍛件制造能力,減少壓力容器和一回路系統(tǒng)的焊縫,保證一回路完整性并簡化在役檢查,減少了在役服務(wù)人員的放射性劑量。主管道整體鍛造成型,壓力容器頂蓋采用一體化鍛造工藝。

3)反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計取消傳統(tǒng)的中子屏蔽板,降低堆內(nèi)出現(xiàn)松動部件的風險;下腔室結(jié)構(gòu)取消流量分配裙,采用可拆換的均流板設(shè)計,在提高性能與可靠性的同時優(yōu)化流量分配性能;額外增加了堆內(nèi)構(gòu)件的重量,以提高堆內(nèi)熔融物滯留 (IVR)安全裕度,同時增強了抗流致振動的能力。

4)優(yōu)化反應(yīng)堆冷卻劑管道和主蒸汽管道設(shè)計,在滿足性能要求的同時降低了主管道流速與主蒸汽流速,緩解機組長期運行過程中管道內(nèi)流動加速腐蝕 (FAC)問題,提高運行安全性。

5)增大爆破閥的容量,增強一回路的泄壓能力?？紤]到鋼安全殼既是二級壓力容器,也是放射性的邊界,增大了設(shè)計容量,增厚了安全殼鋼板。

6)研發(fā)新型蒸發(fā)器,傳熱面積較AP1000增加了27%,并降低一回路流阻和改善二次側(cè)參數(shù);采用經(jīng)過充分設(shè)計試驗的汽水分離器,包括146個初級分離器和8組單層平行布置的采用雙鉤波形板的干燥器。CAP1400使用的汽水分離裝置 (秦山汽水分離器改進型+改進的雙鉤波形板干燥器)從50%到140%的功率負荷均能保持較低的蒸汽出口濕度,其適用范圍廣泛,蒸汽品質(zhì)較高[10]。

7)從設(shè)備、材料與運行方式的源頭上控制放射性廢液的產(chǎn)生,并采用先進三廢處理工藝,如對放射性廢液處理系統(tǒng)增設(shè)離子交換序列和化學(xué)絮凝工藝,降低放射性廢液排放濃度,使濱海廠址放射性流出物濃度不超過1000 Bq/L,內(nèi)陸廠址不超過100 Bq/L。對通風系統(tǒng)設(shè)置除碘過濾器,并盡量使廢氣、廢液、廢固總量最小化;此外在設(shè)計上考慮適應(yīng)未來更嚴格環(huán)保要求的接口。

8)開發(fā)了更大排汽面積的長葉片以提高汽輪發(fā)電機效率 (末級葉片長度達1.828 m);對機組二回路采用冷端優(yōu)化使機組熱效率進一步得到優(yōu)化,使示范工程的反應(yīng)堆熱效率達到37%。

9)采用高可靠性與防黑客的一體化數(shù)字儀控系統(tǒng),系統(tǒng)高度集成化、保護功能多樣化。

10)采用 “干廠址”設(shè)計理念,并通過在輔助廠房和安全級蓄電池間增設(shè)活動擋水閘板及提高蓄電池房間的地坪標高,確保機組防內(nèi)外部水淹能力。

11)屏蔽廠房采用鋼板混凝土設(shè)計,按美國NEI導(dǎo)則進行分析,結(jié)果表明飛機撞擊不會影響安全殼結(jié)構(gòu)的完整性、反應(yīng)堆冷卻能力、乏燃料池的完整性及其冷卻能力,設(shè)計符合國際上目前關(guān)于飛機撞擊的安全標準要求,具備抗大型商用飛機撞擊的能力[11]。適當增加底板厚度,

12)根據(jù)AP1000依托項目的經(jīng)驗反饋,優(yōu)化模塊化設(shè)計和建造,減少現(xiàn)場施工組裝工作量,方便制作、運輸、安裝和施工,縮短建造工期,從而降低總造價,同時為后續(xù)運行維護提供便利條件。

13)對機組關(guān)鍵設(shè)備和大宗材料進行自主化開發(fā),基本實現(xiàn)設(shè)備和材料國產(chǎn)化,包括大型鍛件、鋯材、U形管、核電焊材、密封材料、雙向不銹鋼、馬氏體低碳低合金鋼等,有效降低機組建造成本。主要設(shè)備材料的國產(chǎn)化與產(chǎn)業(yè)鏈建設(shè)是重大專項的突出亮點,也為工程化、批量化、走出去戰(zhàn)略實施奠定了堅實的基礎(chǔ),降低了項目進度方面的風險。

14)主控制室設(shè)計中充分考慮人因工程,改善人機界面,進一步提高可用性與可操作性。充分考慮核島內(nèi)運維時的可達性,配備照明暖通等支持系統(tǒng)。采用虛擬現(xiàn)實和增強現(xiàn)實等技術(shù)進行維修模擬,提高機組的可運行性和可維修性。采用可靠性設(shè)計理念確保在低維護要求下獲取電廠高可靠性,落實可靠性分配與設(shè)計思想,使電廠的可利用率大于93%。開發(fā)核電廠在線安全與性能監(jiān)督功能,提升核電廠狀態(tài)辨識能力與現(xiàn)實安全。

CAP1400在實現(xiàn)自主知識產(chǎn)權(quán)和凈電功率突破1350 MW的過程中攻克了一系列技術(shù)難點與挑戰(zhàn),實現(xiàn)了高質(zhì)量的技術(shù)創(chuàng)新,這些工作在客觀上使具有自主知識產(chǎn)權(quán)的CAP1400的整體性能達到國際領(lǐng)先水平。

4　三代核電產(chǎn)業(yè)能力與供應(yīng)商體系形成

三代核電技術(shù)引進之初,國家高度重視三代核電的設(shè)備國產(chǎn)化工作。經(jīng)過近十年的艱苦努力,設(shè)備研制取得重大成果,壓力容器、堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器、控制棒驅(qū)動機構(gòu)、主管道、穩(wěn)壓器、非能動水箱、汽輪機長葉片、發(fā)電機轉(zhuǎn)子、三大泵等一批重大設(shè)備實現(xiàn)了國產(chǎn)化;屏蔽電機主泵、數(shù)字儀控系統(tǒng)、爆破閥等核心設(shè)備均已完成樣機制造;材料研制實現(xiàn)質(zhì)的突破,超大型鍛件、690合金管、壓力容器密封件、核級鋯材、核級電纜、核級焊材、安全殼鋼板、雙向不銹鋼鋼板等關(guān)鍵材料加工制造技術(shù)達到國際先進水平,填補國內(nèi)空白。依托項目四臺機組國產(chǎn)化率從31.5%提高到72%,CAP1400示范工程總體設(shè)備國產(chǎn)化率 (包括核島、常規(guī)島、儀控系統(tǒng))超過85%,接近90%。截至目前,包括105家國內(nèi)企業(yè)、9家合資企業(yè)、23家外資企業(yè)在內(nèi)的AP/CAP三代核電裝備供應(yīng)鏈體系已經(jīng)完成布局,已形成的裝備加工、制造、試驗?zāi)芰δ軌驖M足三代核電的技術(shù)要求,支持每年6～8臺三代核電機組的批量化建設(shè),支撐國內(nèi)核電工業(yè)的可續(xù)發(fā)展和CAP海外出口項目[12-14]。

在工程建設(shè)方面,通過不斷探索、實踐、總結(jié)依托項目的工程經(jīng)驗,突破了核島大體積混凝土一次性澆注、核電模塊的設(shè)計和制造、鋼制安全殼的制造和拼裝、主管道組對及焊接等關(guān)鍵施工技術(shù),具備了三代核電模塊化施工和高效的工程建造能力。在項目管理上,掌握了AP1000工程管理技術(shù),建立了涵蓋設(shè)計、采購、制造、建造的一體化管理信息平臺[15],構(gòu)建了三代核電專業(yè)化工程管理體系,培育了一大批專業(yè)化管理人才,提升了核電領(lǐng)域精細化管理水平。

在試驗驗證方面,新建和改造了一批具有世界先進水平的針對非能動設(shè)計研究的試驗設(shè)施,掌握了試驗臺架設(shè)計、建造、安裝、調(diào)試運行相關(guān)的技術(shù)和維護規(guī)程,形成了先進的回路運行和維護、測量和數(shù)據(jù)采集、比例分析和結(jié)果評價等設(shè)施和能力,并開展了包括非能動堆芯冷卻系統(tǒng)綜合試驗等在內(nèi)的大型試驗,積累了海量數(shù)據(jù)。在設(shè)備鑒定方面,通過研發(fā)和建設(shè),形成了AP/CAP核電站設(shè)備鑒定技術(shù)平臺,其中LOCA試驗裝置、熱老化試驗裝置、高頻振動試驗裝置等已投入使用,開展了CAP系列電氣貫穿件、CAP1400核級閥門用1E級直流電動裝置、CAP系列爆破閥和CAP1400主蒸汽安全閥等設(shè)備鑒定,開展了CAP1400蒸汽發(fā)生器690 U形管材料、三代核電反應(yīng)堆壓力容器材料等性能評估。已建成的試驗驗證和設(shè)備鑒定平臺,能夠滿足核電型號開發(fā)和設(shè)備材料鑒定的需求。

在軟件方面,通過引進和自主研發(fā),形成了涵蓋堆芯設(shè)計、安全分析、設(shè)備設(shè)計、系統(tǒng)設(shè)計、電儀設(shè)計、施工設(shè)計等領(lǐng)域的三代核電設(shè)計分析軟件體系;通過軟件自主化、平臺化、數(shù)字化和先進性改造,拓展了軟件的適用范圍,增強了同步和協(xié)同計算能力,改善了人機界面,形成了可用于三代非能動型號系列化開發(fā)的先進軟件平臺體系[16]。

在標準方面,通過國內(nèi)34家單位為期4年的攻關(guān),中國先進核電標準體系研究課題第一階段已經(jīng)完成,及時固化了重大專項研發(fā)、設(shè)計、制造、建造等方面的法規(guī)標準和經(jīng)驗。目前第二階段研究工作由12家國內(nèi)企業(yè)牽頭開展,預(yù)計2020年底完成,初步形成可支撐我國核電自主化發(fā)展的標準體系[17]。

5　結(jié)論

以AP1000消化吸收和CAP1400型號開發(fā)為牽引的壓水堆重大專項的實施,促進了我國三代核電技術(shù)的研發(fā)和設(shè)計水平,實現(xiàn)了設(shè)備材料國產(chǎn)化的研制目標和裝備制造能力的整體升級,打造了三代核電的工程建造能力和專業(yè)化管理能力,建成了一批具有世界先進水平的綜合配套試驗設(shè)施和設(shè)備鑒定平臺,形成了成套的先進設(shè)計分析軟件體系,提升了我國核電安審監(jiān)管和標準體系建設(shè)水平,培養(yǎng)了一支高素質(zhì)的核電技術(shù)人才隊伍,為我國核電的可持續(xù)發(fā)展打下了堅實的基礎(chǔ)。

在新型舉國體制支持下,在全國近兩百家單位、兩萬多人的共同努力下,核電工作者完成了國家任務(wù),形成了國家品牌,提升國家能力。在重大專項實施十周年之際,從AP1000到CAP1400,我國三代核電完成了引進、消化、吸收、再創(chuàng)新的自主化歷程,提升了核電的綜合實力,實現(xiàn)了發(fā)展的跨越。

參考文獻:

[1]湯紫德.核電在中國——走進春天 [M].南京:江蘇人民出版社,2012.

[2]Schulz T L.Westinghouse AP1000 Advanced Passive Plant[J].Nuclear Engineering and Design,2006,236:1547-1557.

[3]王苗.AP1000技術(shù)轉(zhuǎn)讓消化吸收的管理思路與實施[J].核電工程與技術(shù),2010(4):31-36.

[4]環(huán)保部.福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求(試行)[S].2012.

[5]ZHENG M G,Yan J Q,SHENTU J,et al.The General Design and Technology Innovations of CAP1400[J].Engineering,2016,2(1):97-102.

[6]Xu C,Shi G,Fan P.RELAP5 Analysis of Small-Break LOCA Responses at ACME Test Facility[C].Proceedings of the 2016 24t h Inter national Conference on Nuclear Engineering,Charlotte,North Carolina,USA,Jun.2016.

[7]Ma L,Li J,Ji S,et al.Turbulent convection experiment at high Rayleigh number to support CAP1400 IVR strategy[J].Nuclear Engineering&Design,2015,292:69-75.

[8]嚴錦泉,史國寶,林誠格,等.CAP1400安全設(shè)計與實際消除大量放射性釋放 [J].核安全,2016,15(1):76-83.

[9]劉禪云,等.大型壓水堆裝載50%MOX燃料方案初步研究 [J].核科學(xué)與工程,2015,35(2).

[10]應(yīng)秉斌,林紹萱,宋印璽,等.CAP1400蒸汽發(fā)生器汽水分離裝置研究 [J].原子能科學(xué)技術(shù),2016,50(12):2194-2199.

[11]S Cheng,et al.Analysis of a large wide-body commercial plane impact on CAP1400 shield building[C].2014 Inter national Conference on Sustainable Development of Critical Infrastructure,IC-SDCI,2014:338-346.

[12]汪映榮,鄭正.AP1000核電機組設(shè)備現(xiàn)狀及國產(chǎn)化分析 [J].中國電力,2017,50(1):43-48.

[13]周海翔,徐瑋瑛.三代核電機組數(shù)字化儀控系統(tǒng)及其國產(chǎn)化分析 [J].自動化儀表,2010,21(8):61-63.

[14]王遠隆.中國核電裝備的國產(chǎn)化 [J].科技導(dǎo)報,2012,30(20):65-70.

[15]任昭文.三代核電AP1000工程管理信息系統(tǒng)方案探討 [C]//電力行業(yè)信息化優(yōu)秀論文集,2014.

[16]葛煒,楊燕華,劉颯,等.大型先進壓水堆核電站關(guān)鍵設(shè)計軟件自主化與COSINE軟件包研發(fā) [J].中國能源,2016,38(7):39-44.

[17]付在偉,顧申杰,田林,等.中國核電標準體系建設(shè)方法研究 [J].核標準計量與質(zhì)量,2014(3):14-19.