我所认识的核电（4）——中国核电的前世与今生之三_风闻

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作者：别叫姜总叫姜工——老气横秋技术男4.3.9 AP1000的引进和CAP1400的研发（2006年/2014年）4.3.9.1 AP1000的引进AP1000是第三代核电技术中革新型反应堆的代表，引进AP1000是中国最高决策者为统一核电技术路线、促进核电事业发展而于2006年作出的重大决策。

2003年初，随着中国经济重上快车道，能源总量短缺和能源结构不佳成为大问题，国务院也有意推动核电发展。但当时对于是大力发展国内即将完成自主化的二代加技术（CPR1000和CNP1000等）还是从国外引进第三代核电并没有好的决策。

一方面，二代加在国内有运行实践，三代核电技术在世界范围内都还没有完全铺开，茫然引进会不会有问题?当时不少人认为，在国内已经掌握二代核电技术基础上改进而成的二代加是当时运行得最好的核电技术。

但在国际上，彼时三代核电的雏形已经出现，2002年3月28日，西屋公司向美国核管会提交了AP1000的最终设计批准以及标准设计认证的申请，意味着AP1000的诞生。

而EPR则更早，1993年5月，法国和德国的核安全当局就提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，EPR完成了基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。

在这样的时间和行业背景下，6位核电行业的专家给中央写信建议引进三代技术。收到信后，曾培炎总理很重视，这也是国务院开始关注三代核电技术的开端。这件事被业内戏称为‘核电六君子上书’”。他们的建议大致内容为：现在我国己掌握的二代改进型核电技术落后、不安全，在严重事故预防、缓解措施等方面与国际上新的核安全标准还存在差距，不能再建。国际上的三代核电技术已经成熟，很多国家都在准备建三代核电，中国要大规模发展核电，应采用最先进和最安全的三代技术。需要通过国际招标，依靠比以前更彻底的全套引进国外“成熟的先进第三代核电技术”，由外国核电供应商负责为我国建造头两台第三代机组，再在外国供应商的支持下建设后续的另两台机组。在2010年之前开始实行这种引进机型的批量建设，并于2020年达到4000万千瓦的目标。今后中国的核电机组必须全部采用这种技术，从而实现“一步跨越”统一堆型。在组织上依靠行政权力成立一个新核电公司来实施全盘引进。

这六位专家分别是汤紫德、许连义、林诚格、郁祖盛、金菊荪和夏国钧。

汤紫德，教授级高级工程师，是我国的核工业资深专家，1961年毕业于华中工学院电机系。先后在第一机械工业部八局军工处、第一办公室、国务院机械工业委员会军民结合局、国家经委国防局、国务院核电领导小组办公室、国家计委核电办公室、国家计委国家重大建设项目稽察特派员办公室、国家核电技术公司专家委员会任职。连续两届受聘中咨公司能源项目专家组成员。先后获国家科协、国家计委、机械部及国防科工委一、二、三等科技进步奖。

许连义，则是研究员级高工，曾任机械工业部电工局局长、重大装备司司长、中国机械工业联合会核电办公室主任。

林诚格，是原国家核安全局副局长兼总工程师，国家核电技术公司专家委委员。研究员级高级工程师，1955年毕业于交通大学电力工程系，参加我国第一座反应堆建设。先后在国家原子能研究院、反应工程研究所、国家核安全局和国际原子能机构工作，并担任重要职务。获得国家科技进步一等奖、美国核管会(NRC)杰出贡献证书。1991年起享受国务院专家特殊津贴。

郁祖盛，1965年毕业于北京机械学院机械系，曾任国家环境保护总局(国家核安全局)，第六届核安全与环境专家委员会委员、中国人民解放军海军核安全专家委员会委员。

金菊荪是中国核电设备总教授、中国机械工程学会压力容器分会理事、中国核工业集团公司教授级高工。

夏国钧则是中国电机工程学会核电专委会原秘书长。

这六人在核电业界有着相当分量，他们的建议可以说直接影响了当时的国家决断。

在2003年10月在杭州召开的会议上，时任国务院副总理、国家核电自主化工作领导小组组长曾培炎提出，未来核电建设要采用先进技术，统一技术路线，统一组织，统一领导，力争在较短的时间内形成自主设计、自主制造、自主建设、自主运营中国品牌核电站的能力。

2004年3月22日，在亲自组织了历时一年多的（自2003初年开始）调研，听取70多次集体汇报，历经上百次讨论之后，负责主管核电项目的副总理曾培炎主持召开国务院关于核电发展问题的办公会议。会议决定通过国际招标方式，在浙江和山东各建一个国家核电自主化依托项目。同时明确了核电招标的目标是第三代核电技术，会议还给出了引进与购买相结合的招标条件，即在购买4台（每个项目2台）依托三代核电技术的机组后，该技术将转让给中国，之后中国将在这个技术基础上再创新，形成自主的先进核电技术。自此，三代核电的引进一锤定音。

2004年9月28日，中国首个第三代核电技术依托项目——山东海阳和浙江三门核电站项目标书正式向全球发布，法国阿海珐公司、俄罗斯AES公司以及美国西屋公司联队(联合日本、西班牙核电公司)三方参与竞标，此后因AES于2005年6月退出，这场招标演变为法国阿海珐公司EPR技术和美国西屋公司AP1000技术之间的角逐。

关于俄罗斯AES公司在2005早早退出招标的原因， 张国宝在2013年底接受《南方能源观察》记者韩舒淋专访时说：俄罗斯当时在建设田湾，出了好多问题。这里面故事特别多。一个典型的例子是，田湾项目的时候，核电站U形管是从海上运过来的，U形管有严格的涂装要求，在海上运输有盐雾，很容易腐蚀，俄罗斯没有太在意，结果运到之后出现了很多被腐蚀的纤维裂纹，肉眼看不见，一检查，好多管子都报废了。再一个，支架设计的时候出现错误，强度不够。所以大家觉得俄罗斯技术不太好，这时，国门已经打开了，看到西方有很多好的技术，对俄罗斯就感觉一期出了不少问题。田湾项目（一期）仍在建设中，也是有不断的改动。所以在田湾一期没建好前就不考虑俄罗斯了。

2005年2月28日，投标最后截止，评标工作开始。中方成立了以原核工业部副部长陈肇博为首的评标团和谈判组，评标团和谈判组由260人组成，涵盖了电力、机械、核工业等各方面的专家和政府官员。为防止泄密，所有参与评标和谈判的成员都被通知包括电子邮件在内的个人一切通信工具都将被纳入国家安全局的全程监控。

在陈肇博的领导下，评标团确立了如下五条评标原则：技术的先进性和成熟度、经济性、技术转让条件是否最优、是否符合共赢以及工程的可实施性。最后，多数评标团成员认为，在技术成熟性方面，尽管AP1000并没有成功运行的实际经验，但AP1000技术系统直接用于发电的设备部件都是使用了20年以上的成熟技术，并获得了美国核管制委员会颁发的建造许可证。在先进性方面，AP1000 运用“非能动”的设计原理，在紧急情况下，不需要使用交流电源，仅仅依靠重力、热循环和冷凝等自然手段作为动力排出余热，安全性能大大提高。在经济性方面，AP1000由于系统的简化，仅核级安全阀门就比EPR减少了6400个，从而使得设备造价的下降空间大为提高。

接下来的阻碍是技术转让和共赢性问题。鉴于西屋公司的现状，中方在这两个问题上处于相对有利的位置。由于欧美国家在三里岛和切尔诺贝利核事故后基本上都停止了核电站建设，西屋公司的经营业绩大幅下滑。

2005年8月，西屋的控股股东英国核燃料公司决定卖掉西屋。为了促使西屋中标，2005年9月，西屋公司派出其公司顾问、有“AP1000之父”称号的Howard Bruschi来华，主动要求与中方建立战略伙伴关系。在与中方评标团团长陈肇博会谈过程中，Howard Bruschi讲了三点意见：

第一，核电高端技术美方掌握，中端以下技术，美方由于技术人员大量向核服务转移而缺乏人手，但中方却拥有大量人员；

第二，美方除了主泵等几个设备制造厂，其余工厂都已卖掉，中方却拥有很强的设备制造能力，美方的技术和中方的制造能力结合，不仅能为美中两方服务，而且能为全世界服务；

第三，美方30年没建造核电站了，但是中方却一直在建造，因此核电站的安装和建造能力也是对美方技术能力的补充。

陈肇博随即向中央汇报了会谈的情况，认为中美之间具有互补性，处于困境的西屋更具备向中国快速转让技术的可能性，相比之下，阿海珐快速转让EPR技术有悖于其在中国市场的商业利益。陈建议中央抓住机会与西屋达成协议。

此时，中方决策层的担忧是：中美之间过去的冷战可能破坏中美互相信任的基础，考虑到涉核项目的特殊性，为保证西屋公司技术转让的顺利进行，美国政府必须出具书面担保书。

2005年底，在时任美国国务卿赖斯协调下，美国国务院、国士安全部、国防部、商务部、能源部以及美国核管会等六部门联合出面为中方出具了书面担保书，保证西屋对华的技术转让将会遵守合同并可以保证其延续性，美国商务部部长和能源部部长代表美方在担保书上签了字。

2006年初，就在中方已经拿出详细的技术转让清单、准备同美方深入谈判之际，日本东芝公司以54亿美元出价获得了西屋公司的控股权，由于中日间的历史问题，谈判一度被蒙上了阴影。

在此情况下，日本东芝公司总裁亲自给陈肇博写信，表示中国和西屋的合作符合东芝公司的利益，东芝虽然收购西屋，但西屋的管理层仍然保持不动，东芝只向西屋公司派出一个副总裁常驻美国，其他一切照旧。

与此同时，在中方的要求下，美国政府也第二次出具书面担保书，表示东芝收购西屋后，西屋公司的对华出口仍然受美国政府的控制。至此，中国决策层对与西屋合作的政治疑虑基本消除。

2006年10月，国务院总理温家宝召开会议专门听取与西屋公司谈判的情况汇报，与会的国防科工委主任张云川提出，仍然有一些专家对AP1000技术有不同意见，在此情况下，温家宝总理批示：由发改委组织专家，再召开一次全国性的专家论证会。

很快，来自全国电力、机械、核工业等行业的34名权威专家（其中包括科学院和工程院的9名院士）被发改委召集至京郊召开闭门会议，每位与会专家都被要求出具一份书面表决意见并签名备案。结果显示：28人支持西屋的AP1000、1人支持阿海珐的EPR，5人两者均可。

2006年11月，中央高层召开专门会议讨论此事，国务院副总理曾培炎和中方谈判小组组长陈肇博也列席会议。在曾培炎副总理介绍了相关情况后，中央高层们开始逐一表决，最后一致同意引进西屋的AP1000技术方案。在此次会议上，还通过了一项重要决议：成立国家核电技术公司（国核技），作为引进吸收AP1000技术的主体和中国自主化发展第三代核电技术的主体。为充实其技术研发力量，会议还决定将原属中核集团公司的上海核动力研究设计院整建制划入国家核电技术公司。

2006年12月，国家发改委和美国能源部分别代表中美两国政府正式签订了《关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》。同一天，国家核电技术公司（国核技）筹备组、中国核工业集团公司和中国电力投资集团公司与西屋联合投标团签订了《中国核电自主化依托项目合作备忘录》。在完成上述程序后，中美AP1000谈判开始进入实质性操作阶段。西屋承诺在全部谈判结束后分阶段向中方转让全部技术资料，并与中方达成共识：4台AP1000机组的依托项目，不采用交钥匙方式，中方广泛参与设计、设备制造、建造和调试。土建、安装由中方负责，为吸收模块化施工经验，中方聘请一批美方专家，组建JPMO（联合项目管理机构）。设计工作中方派出技术人员参加，共180万人小时，折合约300人年。调试工作由中方牵头，并提供绝大部分设备。在设备供应方面，采取A1、A2、A3、B、C类分级供货制度（见表4-5），以帮助中方尽快吸收掌握AP1000核电设备的生产技术，中方只采购两套主设备（压力容器、蒸汽发生器等），其余两套都由中方按美方转让的技术在中国制造，美方提供技术支持。所有辅助设备按美方提出的技术要求由中方制造和采购（见表4-6）。

表4-5：三门、海阳AP1000依托项目设备供货制度

表4-6：三门、海阳AP1000依托项目主要设备供货情况（阴影部分为国产）

西屋同时承诺，允许国家核电技术公司向中国境内的指定用户转让AP1000技术，转让费用和标准由中国国家能源局确定。西屋还承诺，在AP1000单机功率升级至135万千瓦以上后，则中方拥有自主知识产权，可以对第三国出口，但对美国和日本出口，须与西屋公司合作出口。2007年7月，全部谈判结束，2007年12月31日，协议正式启动，中方获得了重达20吨的AP1000技术资料和260个软件包。所有这一切，耗资不超过5亿美元（附加后续每建设一台AP1000反应堆，向西屋支付1500万美金专利使用费的协议）。而进口一台百万千瓦级反应堆，耗资将达几十亿美元。

2008年，以AP1000为主体的大型先进压水堆项目成为16项国家重大科技专项之一，获得120亿元科研经费。

2009年4月和9月，AP1000 技术的两个依托项目——浙江三门核电一期两台机组和山东海阳核电一期两台机组相继开工，AP1000技术方案开始进入施工阶段。

按国家要求，三门和海阳的四台机组到2015年均应并网发电，而拥有自主知识产权的140万千瓦CAP1400机组也应在2017年并网发电。

三年后，美国核管会分别于2012年2月9日和3月30日批准了南方电力在佐治亚州的Vogtle（沃格特勒）厂址和南卡罗来那电力与燃气公司在南卡罗来那州的V.CSummer（萨默尔）厂址各两台AP1000机组的建设运营联合许可证（COL）。西屋公司为该两个核电项目的EPC总包方。

2013年3月11日，V.C Summer2号机组完成了核岛筏基第一罐混凝土浇注。该机组是美国三十余年来首个开工的新核电机组。2013年11 月 4日，3号机组完成了核岛筏基第一罐混凝土浇注。

2013年3月14日，Vogtle核电站3号机组完成了核岛筏基第一罐混凝土浇注。8个月后，4号机组也正式开工建设。

不过，作为新技术的首批项目，AP1000的建设之路并没有预想中的顺利，这8台机组都遭受了严重拖期和超支。依托项目最早商运的三门1号机组商运日期是2018年9月21日，比国家要求的2015年晚了3年。国核技在2014年曾公开回复过国内依托项目四台机组工期滞后的原因，主要有四个：一是受日本福岛核事故影响，设计施工和设备制造一度放慢了进度，同时按国家要求对项目进行了评估并验证了安全性。二是西屋联队的施工设计有较大程度的延误，设备供货及施工中的问题导致大量设计变更（最早开工的三门1号机组工程结束时变更达三万多份）。三是有关设备制造出现延误，尤其是首次应用于大型商用核电机组的关键设备——屏蔽主泵在研制过程中遇到较大挑战。四是作为世界首堆，有诸多创新而无经验可循，各相关方需要适应。

现在看国核技当年给出的这四个原因，无疑是准确且中肯的，这四个原因都对依托项目AP1000的施工进度造成了不同程度的影响，尤其AP1000所用的屏蔽主泵，对依托项目工期影响最大，可以说是新技术导致新问题的典型。

其实屏蔽泵本身不是新技术，AP1000建造之前屏蔽泵已大量应用于美国核动力航母和核潜艇等军工设施，且AP1000的主泵供货商美国EMD公司在该类泵的制造经验丰富。不过AP1000屏蔽电机主泵的容量远超军用屏蔽电机泵，最大的军用屏蔽泵容量仅为AP1000主泵的四分之一。而且正因为屏蔽泵在美国军事领域有着大量应用，原来用于制造军用屏蔽电机泵的成熟的材料和工艺不能在出口的AP1000上采用，EMD公司为绕过美国政府对涉及军控的核技术出口的严格管制，不得不重新开发管制清单上没有的新材料、新工艺，并为此进行了大量的试验和攻关，耗费了相当的时间和经费。

AP1000屏蔽泵的整个研发过程从2007年开始，直至2015才结束，期间各种问题不断，可谓困难重重。

屏蔽泵的飞轮原来考虑用贫化铀，由于涉及敏感的核材料，后改用钨合金。

AP1000首台屏蔽主泵于2007—2009年完成制造，2009—2012年先后成功地完成工程试验和耐久性试验，标志着屏蔽主泵研制基本取得成功。

但此后，主泵在制造过程中陆续发生了一些波折。首先分包商制造质量管控的问题，不过这个问题随着EMD对分包商制造进一步严格质量管控得到解决。二是在进行极端苛刻条件下的失水试验时，发现轴承部件抵抗热瞬态冲击能力需要加强。为此，西屋、EMD又对主泵运转控制和硬件结构进行了进一步改进。

此后，在西屋、EMD开展主泵第2次工程与耐久性试验时，过程中又出现了推力瓦的卡件局部疲劳断裂，这时时间已经到了2014年。无奈西屋、EMD只好再次寻找原因、改进设计并重新进行验证试验，直到2015才启动第3次工程与耐久试验，所幸的是，这次试验成功了。

第3次工程与耐久试验从2015年2月25日开始，至5月20日顺利完成试验，共历时85天。试验期间共完成了包括冷态性能试验、热态性能试验、温升和电气平衡试验(热停堆)、服役循环试验、失电试验、失去外部冷却水试验、反转运行试验等全部15项试验项目，累计运行1686.9小时(其中60Hz全转速下运行544.4小时)，在各种工况下启停626次。试验后，EMD对主泵进行了零部件拆解和检测。中国国家核安全局全程参与并见证了试验过程。

2015年12月31日，世界首台AP1000主泵运抵三门核电现场（见图4-13），而此时，三门核电1号机组另一个重要节点——结构模块CB20吊装就位（2014年1月19日完成）已经过去整整23个月了。在正常的施工逻辑中，主泵安装是早于CB20模块就位的。

图4-13：世界首台AP1000主泵运抵三门核电现场（注意完全合格四个大字）另外，在依托项目AP1000建设过程中，核安全监管极其严格，期间不时有业内外专家提出各种质疑，可以说全程是放在放大镜下的，其中最典型的就是依托项目的装料问题。

2017年6月30日，三门核电1号机组热试工作全部结束，且达到了预期目标，计划在7月底前实现装料。

2017年7月21日，三门顺利完成了首次装料前核安全综合检查。这次检查是三门核电1号机组首次装料前最关键的一次检查，检查组对三门1号机组土建、安装、调试等过程进行了全面检验。这次检查的结果是：“三门核电1号机组建造和装料前调试阶段的质量保证工作基本有效，与核安全有关的活动处于受控状态，调试、役前检查结果异常报告和重要事件的处理基本满足相关程序的要求，人员配置和培训基本符合要求。”

2017年8月开始，国家核安全局、国家能源局等多部委对三门、海阳1号机组又开展了两轮补充检查，并组织数十位各领域专家赴项目现场进行调研。无论是参与装料前检查的部委数量之多，还是审批周期之长，都是中国核电建设史上前所未有。

同期，2017年8月、12月，国务院发展研究中心研究员王亦楠分别在题为《须高度重视我核电安全监管暴露的重大安全隐患》和《三门、海阳核电站的"装料投运"切勿冒险闯关》的两篇署名文章中对中国核安全监管能力提出质疑，并称三门、海阳核电站的装料投运是“冒险闯关”，核安全局按审批流程进行的“检查结论令人担忧”、“AP1000升级版在英国核安全监管审查中暴露严重安全问题”，美国本土已叫停AP1000核电机组建设等等。更是将三门1号机组的装料问题推向了风口浪尖。

因为各种各样质疑，AP1000的装料之后又拖了几个月，而核安局迫于舆论和高层压力下再三组织的专家评审也让相关专家焦躁不已，据说最后导致几位专家公开在国务院领导面前开炮：没有问题就是没有问题，再检查一遍究竟是什么意思？非得搞点东西出来让领导批改一下才行吗？

一直到2017年4月25日，在最终经过多轮的检查和评估后，国家核安全局局才向中核集团三门核电有限公司颁发了《三门核电厂1号机组首次装料批准书》。

现在回过头来看，严格的监管和舆论监督对AP1000首堆或许是好事，而且依托项目经受住了各种检查和质疑。但另一方面，这也确实导致了依托项目的建设周期被进一步拉长。

最终国内依托项目四台AP1000机组分别于2018年9月21日（三门1号），2018年11月5日（三门2号），2018年10月22日（海阳1号），2019年1月9日（海阳2号）投入商运。虽然三门2号机组在商运后不久又发生了主泵故障停堆的事情，但经过分析确定是工人技能因素导致的生产缺陷，并非屏蔽泵本身的设计问题，这也是美国去工业化后普遍存在的现象。其后三门2机组主泵的问题很快完成修复（使用国产零件替换了存在缺陷的美国零件），并于2019年10月重新装料恢复启动，经批复于2019年11月29日重新临界，恢复发电，批复意见可见国核安发〔2019〕239号《关于释放三门核电厂2号机组主泵恢复后首次临界控制点的通知》。

图4-14a：AP1000依托项目三门核电图4-14b：AP1000依托项目海阳核电依托项目工期滞后直接影响了AP1000在我国的命运，在AP1000主泵问题迟迟不能解决的情况下，核安全局于2014年前后促成了国产华龙一号技术方案的融合，并于2015年批准了福清和防城港4台华龙一号机组的建设，这也意味着之前采用AP1000技术统一国内核电建设路线的计划被放弃。目前在我国在建和待建的核反应堆中，几乎所有之前计划的 AP1000 项目都已经被华龙一号所替代，包括漳州、三澳及惠州各两台机组。另外，由于期间中美关系的变化，原定使用AP1000技术的徐大堡3、4号机组也被VVER-1200取代。再加上国产化的CAP1400也已经研发完成并于2019年开始在山东荣成进行示范建设，可以说AP1000在国内已基本上处于被放弃的境地。

我国依托项目四个AP1000机组建造过程一路坎坷，在太平洋彼岸，美国本土AP1000的命运更加不顺利。2017年7月31日，美国V.CSummer核电项目业主SCANA与Santee Cooper（SCANA通过旗下的南卡罗莱纳电气公司持有该项目55%的股份，SanteeCooper持有45%的股份）分别发布声明，宣布将停止V.CSummer项目两台机组的建设。停止的原因是两台AP1000机组的最初计划总建造成本约为113亿美元，但业主在已经花掉90亿美元后，发现还需要投入90亿美元才能建成项目，即使把东芝在接手西屋公司之后向业主方赔付的21.68亿美元延期赔偿扣除，项目总金额仍然高达160亿美元。

V.CSummer项目关停后，位于佐治亚州的Vogtle项目也经历过两轮股东投票，但最后得以渡过风波继续建设。这个结果部分是因为政府（美国能源部和州政府）给予了增加贷款担保额度和减免税收等财政政策的支持，使企业的总体损失可以做到低于即时终止建设造成的损失。

截止2020年底，V.C Summer 2号和3号机组的建设仍处于停滞状态。Vogtle项目（3、4号机组）两个AP1000机组仍在建设中，其目标服役日期分别为2021年11月和2022年11月。

4.3.9.2 CAP1400的研发说完了AP1000的引进之路，再来说一说AP1000的自主化历程。

2006年，我国做出引进美国AP1000核电技术的同时，为做好引进、消化、吸收、再创新工作，大型先进压水堆核电站列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006-2020年）》，成为16个国家科技重大专项之一。上海核工程研究设计院院长郑明光为大型先进压水堆重大专项总设计师，AP1000自主化核电堆型的研发启动。

西屋公司在技术转让时，划了一条红线，中国消化吸收后的机组装机容量只有突破了135万千瓦之后，才能视作拥有自主知识产权，并出口国外。按照这一协议，先进压水堆重大专项在2007年确定了两个AP1000的自主化型号，一个是CAP1400，毛功率达到140万左右；一个是CAP1700，毛功率是170万左右。同时要求安全性要不低于AP1000、经济性要好于AP1000，整体设计寿命60年，这对整个设备的可靠性设计、系统的可靠性设计都提出了更高的要求。

CAP1400同时也是压水堆重大专项示范工程的代号。“C”为“中国”英文单词的首个字母，“A”、“P”分别是“先进”和“非能动”英文单词的首个字母，CAP1400含义为中国装机容量为140万千瓦的先进非能动核电技术。从AP1000到CAP1400，看似只多出一个字母、只有一个数字之差，却是又一次艰辛的跨越。

2007年底，CAP1400第一个研发方案确定，反应堆功率初定为373万千瓦，限于当时国内的制造业水平，主泵、安全壳、蒸汽发生器应依旧参照AP1000，设计基本保持不变，只将堆芯的燃料组件从157组变成193组。但在2007年12月17号、18号，国家能源局在对这个实施方案进行审查的时候提出了很多边界条件要求，这些要求主要为：主泵基本不能动，CAP1400里面就用AP1000的主泵，只能适当增加流量（通过降低泵的扬程）、但就是不能做大的变化，还有蒸汽发生器不能大动等等。另外，安全壳直径也不能发生变化。

这些边界条件设了以后，对CAP1400的研发增加了很多限制，增大功率在这些条件设置下基本不可能。因为AP1000的安全壳内部空间本来就非常紧张，39.6米的安全壳直径，根本没有办法放下更大的蒸汽发生器。为了容纳193燃料组件，CAP1400的反应堆压力容器已经增加了近40公分的直径，在安全壳没有放大的情况下，安全壳厂房里面的布置就非常困难。针对上述要求，当时的对策是把原来CAP1400第一方案的373万千瓦的反应堆热功率升为382万千瓦，提高了9万千瓦，这么做也是为了满足在内陆也能有140万千瓦左右的毛功率。

2008年2月15日，国务院常务会议审查并通过了大型先进压水堆核电站重大专项总体实施方案。

但是2009年西屋公司提出，如果CAP1400热功率只有382万千瓦的话，那么发电毛功率和净功率就只有约140万千瓦和130万千瓦，没有突破技转合同关于中方具备自主知识产权的条款。因为当时AP1000的技术转让合同规定的135万千瓦的电功率没写明是毛功率还是净功率，只是中国能源界在谈比如百万千瓦级机组时，一般都是按毛功率算，没有说是净功率的。但西屋和东芝对中国核能行业约定俗成的说法并不买账，上海院无奈之下只好回过来再对研发方案进行调整。

再次调整的CAP1400研发方案是：在第二个方案的基础上，将反应堆热功率提至404万千瓦，电功率为153.4万千瓦。燃料组件仍为193盒，一回路主管道流通面积增加30%，主泵流量增加21%以上，蒸汽发生器U型管由原来的10025根增加到12606根、整体流通面积增加25.7%，汽轮机末级叶片长度增大到1.828米。安全壳直径从39米扩至43米，安全壳厚度从43毫米增加到52毫米。此后，CAP1400的研发终于走上了正确的轨道。

CAP1400的研发堪称中国核能行业的又一次大会战，包括国电投，上海电气、中国一重、东方电气、中核、中广核、中核建、三一重工、宝银、沈阳远大、江苏海狮等150余家国有企业及民营企业；清华大学、上海交通大学、西安交通大学、浙江大学等10余家国内知名高校；中国核动力研究设计院、中国工程物理研究院、中核武汉核电运行技术股份有限公司、中国原子能科学研究院等30余家研究院所，近2万多名科研技术人员均参与到CAP1400研发工作中。实际的研发过程不仅仅纸面数据的调整那么简单，整个研发仅关键试验就有6类共13项内容（见表4-7）。

表4-7：CAP1400研发的13项关键试验

2014年12月，大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400非能动安全壳冷却系统综合性能试验（CERT）在河南开封国核能源试验室顺利完成冷却剂丧失事故（LOCA）工况全过程瞬态模拟试验见证。至此，CAP1400六大关键试验的核安全见证全部完成。

2014年12月，CAP1400通过了我国核电发展史上范围最广和程度最深的一次安全审评（评审时间17个月）。

2015年11月，中国专利保护协会对CAP1400知识产权专题做出评审：“CAP1400技术是依托‘大型先进压水堆核电站重大科技专项’开发的三代先进核电技术，中方具有完全自主知识产权和出口权。”

2016年4月，CAP1400通过国际原子能机构通用安全评审，审查认为其总体达到IAEA安全法规标准的最新要求。

2017年07月，经过全国200多家企事业单位、两万多名科研人员、长达九年的共同努力，我国具有自主知识产权和独立出口权的三代核电技术CAP1400宣告研发成功。至此，继华龙一号之后，我国拥有了第二个完全自主知识产权的第三代压水堆堆型。我国也成为除美国外唯一一个同时拥有改革性和革新型两种第三代压水堆核电技术的国家。

到2020年底，我国引进AP1000已经十四年，期间各种争议，反对的声音从未停止过。笔者才疏学浅，不敢妄评当年的决策。有兴趣的可以自己去搜索相关的报道看看。质疑AP1000的声音如路风教授的《新火》，《专访核电专家张禄庆（下）：成绩巨大、失误严重的积极发展核电15年》，《三门，海阳核电站的"装料投运"切勿冒险闯关》等都是比较有代表性的，而且作者也都是比较有影响力的专家、学者，其观点自然有相当的道理。支持的观点当然也不少，如本文多次提到的南方能源观察记者韩舒淋的专访《张国宝谈核电》以及《中国引进AP1000赚到了什么？》，《引进AP1000，中国并非美国的小白鼠》，《中国核电发展历程和高铁有多像，从引进AP1000说起》等报道。建议大家有兴趣的话都看看，毕竟兼听则明，偏听则暗嘛。

其实作为普通人，我们也可以简单的从另一个角度来理解这个事情。当年引进AP1000，是200多个专家评审了两年，最后由34位顶级专家（其中有10名两院院士）投票选定。AP1000技术是否先进可靠？有什么缺点？后续如何改进优化？当年决策的院士和专家肯定比我们这些吃瓜群众清楚。如果AP1000确实存在问题，估计没人敢提着脑袋硬挺。再加上引进AP1000是中央政治局集体决策通过，高层的眼光想必也不会差到哪里去。

而另一点我们要看到的是，对于AP1000本身，无论是质疑方还是支持方，都没有否认过这个堆型的先进性。大家一直质疑或者担心的只是其作为新技术可能存在的设计缺陷和可靠性。但换个角度考虑，如果这些缺陷和可靠性被证明不存在或者可以妥善解决，那我们的核电技术不就真的实现引进时一步跨越的目标了吗？现在的事实是：依托项目四台AP1000机组已经运行两年左右，运行效果堪称优良，自主化的CAP1400研发已经完成，我国也同时拥有了革新型和改革型两种风格的第三代主流压水堆。至少从这个结果看，引进AP1000无论如何都不能说是错误的决策。而在目前自主创新的华龙一号和引进的AP1000两条路线都取得成功的情况下，这十几年间AP1000和华龙之间的恩怨是非，怕是再难说清了。

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4.3.9.3 AP600/AP1000/CAP1400的技术特点说了那么多AP1000的引进和CAP1400的研发，我们再来介绍一下AP1000和CAP1400堆型本身。

CAP1400型压水堆核电机组是在AP1000的基础上开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。而AP1000是西屋公司在AP600的基础开发的，因此我们先说AP600。

AP600总体基于西屋公司的Model212堆型设计，AP600和Model212的主要区别见表4-8。

表4-8：Model212堆型和AP600堆型的主要区别

相对于Model212，AP600主要有以下特点：

（1） 低功率密度堆芯。

AP600的燃料组件数比Model212多24组，因此燃料棒平均线功率密度降为12.6kW/m，堆芯体积功率密度降为73.9kW/L，约降低了30%。低功率密度堆芯及反应堆结构的改进，提高了安全性，改进了燃料可靠性，降低了燃料富集度，增加了电站可用率，延长了压力容器寿命，简化了跟踪负荷运行。上述效益的取得是付出了代价的，即增加了燃料组件数目和控制棒组件数目，加大了压力容器内径，增加了径向反射层。但得失比较，得大于失。

（2） 简化的主系统。

AP600反应堆冷却剂系统采用成熟的设备，但系统布置方式独特、简化、紧奏、对称。该系统由两条环路组成。每条环路包括一台蒸汽发生器、两台屏蔽泵、一条热段管道和两条冷段管道。此外，一台稳压器用波动管与其中一条热段管道相连。由于屏蔽泵流量所限，只好采用独特的“四进二出”环路布置（参考了SYSTEM80的一回路环路设计，见图4-15）。两台泵倒装在一台蒸汽发生器下部封头上，即泵的吸入接管直接焊到下部封头接管上，形成三位一体的刚性结构。这种结构总重量比一台蒸汽发生器重量仅仅增加10-12%。而且，由于只需要蒸汽发生器支承而取消了主泵支承，因此降低了造价。由于省掉了蒸汽发生器与主泵之间的一段弯管，因此减小了回路压降，而且由于省掉的这段主管道的位置低于压力容器接管，还减少了小失水事故(LOCA)时堆芯裸露的可能性。

AP600的主泵使用屏蔽泵而非传统压水堆的轴封泵。屏蔽泵在美国已经积累了大量的屏蔽泵运行经验，具有很高的运行可靠性，平均无故障工作时间达10年以上。而且由于屏蔽泵是密封的，取消了轴封系统，因此简化了附属系统和消除了轴封水LOCA的可能性。屏蔽泵固有的缺点是转动惯量小，流量有限和效率低。

图4-15：AP600（左）和脱胎于SYSTEM80+的韩国APR1400（右）堆型的一回路非能动安全系统是AP600安全系统简化的关键，也是AP600的先进性所在。非能动安全系统包括非能动堆芯冷却系统（PXS）和非能动安全壳冷却系统（PCS）。非能动安全系统和相关的结构布置在一起，利用自然力和贮能以完成各种安全功能。

非能动堆芯冷却系统（PXS）完成三种主要安全功能——非能动余热排出，主系统补水，安全注射（短期LOCA注射；长期LOCA注射）。PXS的安全壳内部结构见图4-16。

如果正常或启动给水系统失效或蒸汽发生器排热失效，一台非能动余热排出热交换器(PRHRHX)用于排出堆芯衰变热。PRHRHX位于安全壳内的换料水箱(热阱)内，与主系统相连并形成一个全压、密闭、自然循环冷却回路。按照蒸汽发生器低水位信号，一个常闭、事故时打开的气动阀开启，PRHRHX自动投入运行。

在瞬态或正常补水系统失效时，两个装含硼水的堆芯补水箱(CMT)在任何主回路压力下只靠重力就能向堆内补水。CMT按主回路全压设计并位于主管道上方。如果稳压器内的水位降到某一低-低水位，就停堆、停主泵并且CMT排出隔离阀自动打开。在发生大LOCA时，首先由两个CMT和两个安注箱进行安注。每个安注箱内有48m³含硼水和8.5m³氮气(压力为4.82MPa)。由于CMT和安注箱内的水有限，因此在一段时间之后由换料水箱补水。这时主回路压力必须降低到换料水箱内的水与回路的位差加上安全壳内压力之和以下。一个自动降压系统采取分级降压的方式完成这一功能。10小时后，换料水箱的水用完，但此时安全壳内的水已淹没主管道，靠重力流入主管道，从而建立起长期的稳定的堆芯冷却/主回路补水的过程。

图4-16：非能动堆芯冷却系统（PXS）图4-17：非能动安全壳冷却系统（PCS）非能动安全壳冷却系统(PCS)的功能是提供安全级最终热阱，排出堆芯的衰变热和主系统的潜热。它把热量直接由安全壳传给大气，这样在发生任何设计基准事故时，安全壳内的设计压力和温度不会超过设计限值。该系统根据高-高安全壳压力信号打开两个常关电动阀，开始自动排热。混凝土安全壳（SC）顶部水箱（CB20模块）内的水靠重力流到钢安全壳（CV）顶部外表面，同时钢安全壳外部还进行空气自然循环对流冷却。当衰变热随时间减少和主系统的质量/能量释放减少时，安全壳压力将大大降低，流到钢安全壳上的水也自动减少。在PCCS动作后72小时内，PCCS水箱供水湿润安全壳表面，72小时后只靠空冷排热，这样水冷与空冷的联合作用能够确保安全壳完整性。

由于AP600采用非能动安全系统，因此Model212堆型原有的辅助给水系统、余热排出系统、重要供水系统和硼回系统在AP600中被取消。前两个系统的安全功能由PRHRHX换热器取代，而非安全功能由启动给水系统和修改后的乏燃料冷却系统提供。重要供水系统的安全功能由非能动换热器和非能动安全壳冷却系统提供，而非安全功能由正常供水系统提供。采用屏蔽泵就取消了化容系统连续运行所需的上充泵。硼和水回到化容系统的再循环被取消，因为废液的减少和燃料破损率的降低。非能动安全注射系统和非能动安全壳冷却系统使支持系统(如冷却水系统、供热通风系统和交流电源系统)变为非安全级并简化。与Model212机组相比，AP600的核岛部分节省了60%的阀门，75%的管道，35%的泵。系统的简化是厂房简化的基础，因此AP600的厂房也大大减少。

（1） 采用数字化显示的多重通道仪表与控制。该技术的采用使AP600与Model212相比节省了80%控制电缆。

（2） 采用模块化的设计与建造技术。改变了土建后安装的传统施工方法，将施工现场的“串联”作业改变为工厂预制、现场吊装的“并联”作业，大大缩短了电站建造周期。

另外多说一点，可能大家想不到的是，我国接触非能动理念和AP600堆型的时间其实非常早，在我国甚至还有一个AP600堆型的孪生兄弟——AC600。

从1986年起，核动力院就开始跟踪世界上改进型压水堆的发展。1989年，核动力院与美国西屋公司曾签订了一个关于改进型压水堆的合作协议，在协议中同时定义了AP600 和AC600两种堆型，国际原子能机构还将AC600列入了其编写的“世界各国改进型压水堆”文件中。

AC600是在秦山二期CNP600的基础上，充分吸取美国西屋公司AP600的设计特点而产生的，至于CNP600和作为AP600设计基础的Model212堆型的关系，这里就不再重复描述了。AC600的主要设计特点是：具有较高安全余量的先进的堆芯、简化的反应堆冷却剂系统和辅助系统、具有非能动安全特性的专设安全设施、先进的控制室设计、模块化建造等。不过，尽管AC600主要参考了AP600的设计特点，但在很多方面与之具有明显的区别。两者的主要区别为：

（1） 设计目标不同。

AC600设计时考虑到我国经济和技术水平以及核电发展的现状，在选定设计目标值时有些指标（如电站可利用率、堆芯融化概率等）低于美国AP600的要求。

（2） 非能动安全壳冷却系统不同。

AP600在最初的设计中除了非能动安全壳冷却系统，还有一个非能动的安全壳喷淋系统。目的是在在失水事故时，由放置在安全壳外的非能动安全壳喷淋注入箱将水喷入安全壳内，与非能动安全壳冷却系统共同来降低安全壳内压力和温度，并用此系统达到除碘的目的。AC600则取消了非能动安全喷淋系统，完全利用非能动安全壳冷却剂系统来降低在失水事故时安全壳内的压力和温度，并用除碘过滤器来除碘。不过在最终定型的AP600设计中也取消了非能动的安全壳喷淋系统，从这一点上可以说AP600最终借鉴了AC600的设计。

（3） 非能动堆芯冷却系统不同。

非能动堆芯冷却系统由高压、中压和低压安注系统组成。AC600与AP600采用了相同的高压安注（堆芯补水箱系统）和中压安注（安注箱系统），但采用了不同的低压安注系统。在AP600的设计中，为了低压安注，在安全壳内设置了安全壳内换料水贮存箱(IWRST)，其容积约为5000m³，同时设置了主系统卸压系统。当需要低压安注时，卸压系统迅速使主系统降压。当主系统压力降到较低时，利用IWRST的重力把水箱的水注入主系统以完成低压安注功能。当低压安注结束时，安全壳内的水将淹没主管道，然后通过破口建立起的自然循环完成对堆芯的长期冷却。

而AC600则采用了能动的低压安注系统，即保留了低压安注泵。在安全壳内设置了两个专用地坑，每个地坑容积为600 m³。每个地坑内设置了两台低压安注泵(潜水泵)，每台泵的容量为100%额定流量。即共有4×100%的低压安注泵以保证该泵运行的可靠性。当需要低压安注时，则可在主系统压力较高的工况下，从专用地坑内取水进行低压安注，安注的水从破口流出返回地坑反复循环，同时利用低压安注泵完成对堆芯的长期冷却。

（4） 应急余热排出系统不同。

AP600的设计中，采用从一次侧非能动应急余热排出的方法。由一台非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和相应的管道、阀门组成；与主系统相联，形成独立的全压、密封自然循环回路；非能动余热排出热交换器放置在安全壳内的换料水贮存箱内。当事故发生时，该系统的气动隔离阀自动开启，PRHRHX依靠重力自动投入到自然循环运行，冷却剂自主系统热段进入PRHRHX的顶端，经IWRST中的水冷却后，从底部返回到主系统冷段，构成自然循环，不断冷却堆芯。IWRST中的水吸收衰变热而使主系统冷却。IWRST中有足够的水容量吸收衰变热，不会在短时间内达到饱和；因此有足够的时间来恢复主系统回路或正常余热排出系统。

在AC600的设计中，采用从二次侧非能动应急余热排出的方法。该系统有两个独立的系列；每一系列由一台应急给水箱(EFWT)，一台应急空气冷却器(EAC)及相应的管道、阀门组成；该系列与蒸汽发生器二次侧相联，形成独立的全压、密封、自然循环回路。应急空气冷却器安置在专门的烟囱内。当事故发生时，该系统气动隔离阀自动开启，EFWT的水依靠重力向蒸汽发生器二次侧补水，以保持蒸汽发生器二次侧水位在规定值以内。同时EAC依靠冷凝和重力自动投入到自然循环运行，蒸汽发生器的水吸收衰变热变成蒸汽；蒸汽自EAC顶端进入，冷凝后变成水，从EAC底部流出而返回到蒸汽发生器二次侧，构成自然循环；这种蒸发、冷凝的过程保证堆芯不断冷却，带走衰变热。衰变热通过EAC传至大气。这种冷却方式可以运行相当长的时间，因此有比AP600更充足的时间来恢复主系统或正常余热排出系统。AC600二次侧非能动应急余热排出的方法后来在ACP1000（即中核版华龙一号）中得到了应用。所以部分报道说华龙一号的二次侧非能动应急余热排出是参考了VVER1000的说法可能是不太准确的。

（5） 堆芯测量位置不同。

由于改进型压水堆对安全的要求，不允许在压力容器上有低于主管道接管的开孔，为此AP600和AC600都对堆芯测量装置进行了改进。AP600最初的设计是采用从压力容器接管上部进入堆芯的液压球堆芯测量装置，代替从压力容器底部进入堆芯的移动式微型裂变室测量系统。而在AC600的设计中将采用从压力容器顶部进入堆芯的由核动力院研制的气动球测量装置。不过，最终定型的AP600的堆芯测量装置是在一体化堆顶组件中，也就是位于压力容器顶部，在这一点上也是回归到了AC600的设计。

以上关于AC600和AP600的关系并非笔者信口开河，内容均来自核动力院闵元佑总师发于1995年4月表于《核动力工程》杂志上的《中国改进型压水堆核电站AC600的主要设计特点及其与AP600的比较》一文，网上可以查到的。遗憾的是，AP600后续的研发很顺利，而AC600的研发则在2000年之后渐渐没了消息。不过西屋最终研发完成的AP600在堆芯测量位置，非能动安全壳冷却系统设计方面和AC600方案基本相同，而且AC600的二次侧非能动应急余热排出的方法后来用在了中核版华龙一号上，这也算是对AC600设计方案的另一种肯定吧。所以对于AP600及后续引进的AP1000，我们其实并不陌生，因为AP系列堆型本身就有着AC600的血脉。

而AP1000的设计完全建立在 AP600已论证的技术基础之上，是AP600的“放大”。AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，并在AP600的基础上作了如下设计改进：

（1） 增加了堆芯长度和燃料组件的数目。AP600为新开发的有别于传统Model系列堆型的145盒12英尺堆芯，AP1000则使用了成熟的Model314堆型的157盒14英尺堆芯。这一改变也使得AP1000的平均线功率密度达到了18.7kW/m，不仅高于AP600的12.6kW/m，甚至略高于Model212的17.6kW/m。

（2）加大了核蒸汽供应系统主要部件（蒸汽发生器、主泵、稳压器等）的尺寸，增加了某些非能动安全系统部件的容量。如蒸汽发生器采用了更大的△125的蒸汽发生器；

（3）适当增加反应堆压力容器的高度。AP600压力容器高度为11.7m，AP1000压力容器高度为12.2m，AP600的压力容器直径为3.99m，AP1000的压力容器直径为4.04m。

（4）改变了钢制安全壳的材质、厚度和高度（详见表4-9）；

表4-9：AP600/AP1000/CAP1400安全壳参数对比

和AP1000与AP600之间的关系一样，CAP1400的设计则完全建立在 AP1000的技术基础之上，是AP1000的“放大”。CAP1400在AP1000的基础上作了如下设计改进：

（1）增加了燃料组件的数目。CAP1400使用了的193盒14英尺堆芯（和Model414堆型一致）。这一改变也使得CAP1400的平均线功率密度降到了18.1kW/m，略低于AP1000的18.7kW/m。

（2）加大了核蒸汽供应系统主要部件（蒸汽发生器、主泵、稳压器等）的尺寸，增加了某些非能动安全系统部件的容量；

（3）增加了反应堆压力容器的高度和直径。CAP1400的压力容器高度为12.646m，直径为4.892m，相对AP1000增大不少；

（4）改变了钢制安全壳的厚度和高度（详见表4-9）；

（5）改变了外层安全壳的构造和强度。CAP1400的外层安全壳为钢板混凝土结构，可以抗商用飞机的撞击。其实美国国内AP1000外层安全壳也是钢板混凝土，这是AP1000后续修改的设计。而国内依托项目开工较早，是钢筋混泥土结构，混凝土内外表面没有钢板；

（6）采用了不同形式的主泵。CAP1400示范项目的主泵由AP1000的屏蔽泵改为湿绕组泵，由上海电气凯士比核电泵阀有限公司生产。研发中的拟用于CAP1400堆型后续机组的屏蔽泵也和AP1000不同，其飞轮材质采用了西屋原计划使用的贫化铀而非AP1000的钨合金，CAP1400的贫铀飞轮由中核集团旗下中核北方核燃料元件有限公司生产。

在安全性方面，AP600最高，CAP1400次之，AP1000最低，但这三个堆型的安全指标都远高于URD/EUR要求（见表4-10）。

表4-10：AP600/AP1000/CAP1400安全性数据

编辑于 07-15