中國核電技術引進消化再創新，CAP1400青出於藍而勝於藍，超越美國AP1000

中國為什麼要選擇壓水堆核電站？

二戰結束之後，當時唯一掌握原子彈技術的美國就開始積極研究利用核反應堆發電的可能性，不過多作為軍用。當時設計的核反應堆五花八門，能裝在直徑不到十公尺的潛艇里的只有一種，就是壓水堆（Pressurized Water Reactor, PWR），所以它成為後來所有軍用船舶核動力的來源。

壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑，冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能後，通過蒸汽發生器再把熱量傳遞給二迴路產生蒸汽，然後進入汽輪機做功，帶動發電機發電。

美國AP1000反應堆冷卻劑泵

後來美國大部分的核電廠，尤其是西屋電氣公司（Westinghouse）的產品，都是壓水堆的。美國西屋電氣公司被稱為「核電鼻祖」，曾經是全球最大的核電設備製造企業，20世紀80年代以前，西方國家所使用的民用核能技術，幾乎都來自這家公司。目前全世界有近50%、美國有近60%的在運核電站是基於西屋技術建造的，也因此確立了壓水堆在全世界核電領域的主導地位。中國始於70年代的民用核電基於同樣原因也選擇了壓水堆的技術路線。

各個國家的三代/三代半壓水堆核電反應堆有著各自不同的技術路線，最典型的是法國阿海琺EPR的專設安全設施加法路線和美國西屋公司AP1000的非能動安全設施減法路線。

美國西屋公司AP1000三代核電技術

（三）如果福島核電站換成第三代核反應堆會如何？

壓水堆是一種技術十分成熟的堆型，具有結構緊湊，經濟上基建費用低、建設周期短、輕水價格便宜等優點，而且由於雙迴路設計，具有放射性的冷卻劑不會污染汽輪機，在機組維護上比較方便。AP1000相對於過去的第二代反應堆，在安全性方面最大的改進就是非能動安全技術。

什麼又是非能動安全技術？目前大多數水冷堆，在緊急停堆後，如果沒有能動降溫措施，就很難充分釋放殘餘的衰變熱。

以日本福島核事故為例，當時因地震引發的海嘯導致福島核電站斷電，而第二代核電站需要電力驅動冷卻系統，而在斷電之後導致冷卻系統失效，堆芯溫度不斷上升，加上反應堆內沒有消氫系統，最終導致1、2、3、4號機組相繼發生氫氣爆炸，釀成了堪比切爾諾貝利核事故的7級核事故——而根據IAEA的報告，福島核事故的放射性物質總泄漏量已經超過了切爾諾貝利核事故。

日本福島核電站爆炸後航拍圖

美國的AP1000可以在全廠斷電的情況下，冷卻系統依舊能正常工作72小時，為外部救援贏得寶貴的時間。所以，可以想像，如果福島核電站使用的是第三代反應堆，結局會是什麼。

（四）引進、消化、吸收和再創新的中國第三代核電技術

中國的民用核電技術雖然起步較早，但受限於科技和工業基礎，起點不高，不管是設計、設備製造還是運行方面跟當時的核電強國都有較大差距。

秦山一期是中國第一座自主設計建造、運行管理的核電站，在設計中吸收了美國西屋二代百萬千瓦核電壓水堆的技術。但由於對技術吃的不透，電功率只有30萬千瓦，設計裕量過大經濟性不佳。秦山核電一期投運七年之後曾遇到運行技術挑戰，西屋在處理問題上發揮了重要作用，保證了核電站安全穩定運行。

後來，21世紀初，我們基本掌握了二代核電的設計、建造、設備製造技術，但此時核電強國們的三代/三代半核電技術已經開始商業化應用。所以，2004年中國開始啟動了第三代核電站依託項目的核島技術招標，最終選擇了西屋電器的AP1000。

這也是為什麼我們要先來介紹美國的AP1000的一個原因，還有一個原因是：中國第三代核電CAP1400技術，是經過AP1000技術的引進、消化、吸收和再創新，而形成的中國具有自主知識產權的大型先進壓水堆核電技術。

AP1000技術的引進、消化、吸收和再創新實行三步走。

第一步是以外方為主，中方全面參與的方式，建成4台AP1000機組，把整個設計、建造、運行維護流程走一遍。

第二步是以中方為主，外方支持，使中方單位能夠具備建設AP1000核電機組的技術能力。在第一步和第二步的落實過程中，中方單位掌握了AP1000的設計技術，具備了非能動型號自主設計能力與持續開發能力，建立了完整、先進、配套的核島設計分析軟體體系和平台，推進了設備國產化，最終在二代加設備製造的基礎上整體形成三代設備國產化製造能力。

第三步是實現壓水堆重大專項全面自主創新，形成CAP1400標準設計，並建成CAP1400重大專項示範工程。

說了這麼多，究竟啥是CAP1400？C是China的首個字母，A是Advanced（先進）的首字母，P是Passive（非能動）的首字母，1400指的是是裝機容量為140萬千瓦。換言之，CAP1400含義是中國裝機容量為140萬千瓦的先進非能動核電技術。

第三步其實也分為兩個部分，先是在AP1000的基礎上，自主設計CAP1000。CAP1000設計時採用中國標準，使用國產設備和材料，充分借鑒AP1000項目的經驗，並參考日本福島核事故的教訓進行設計。

比如CAP1000 創新性的採用鋼製安全殼，使得安全殼內部熱量能夠通過安全殼有效移除到最終熱阱。

再比如在發生事故的情況下，在安全殼內部形成的閉式汽水循環，可有效的控制設計擴展工況下潛在放射性廢水的產生與排放量，從而避免類似福島事故後大量放射性液體流出問題。

然後在以之前取得的技術積累之下，自主設計CAP1400，經過數年時間和四個方案的研討修改，最終形成了擁有自主知識產權的CAP1400。

（五）CAP1400並非美國的「山寨」

CAP1400並非是美國AP1000的山寨或者仿製，而是完全將國外技術消化吸收之後的自主創新，最直觀的表現就是CAP1400性能優於AP1000。

就主要參數而言：CAP1400的堆芯熱功率為40400MWt，AP1000的堆芯熱功率為3400MWt，堆芯熱功率提升達18.8%；CAP1400電功率為1250MWe，CAP1400的電功率為1500MWe，電功率提升20%；AP1000每盒燃料組件數為157，CAP1400每盒燃料組件數為193；AP1000的主泵流量（單泵）為17886m3 /h，CAP1400的主泵流量（單泵）為21642m3 /h，CAP1400的主泵流量比AP1000增加了20%，而且主泵還具有60年免維護特點。

除了性能優於AP1000之外，CAP1400還有較好的安全性和經濟性。

「大容積」——CAP1400在設計中擴大了安全殼尺寸，獲得了較大的自由容積、優化布置和更大的安全殼內壓分析裕量；

「抗撞擊」——CAP1400採用了鋼板混凝土設計，使反應堆具備抗大型商用飛機撞擊的能力。而且在大型商用飛機撞擊之後，不會影響安全殼結構的完整性、反應堆冷卻能力、乏燃料池的完整性及其冷卻能力；

「易冷卻」——在反應堆冷卻系統方面，迴路流通面積增加25%，降低了系統阻力，減小了可能的流動加速腐蝕；

「密封性」——CPA1400控制棒採用整體式承壓殼體部件，提高了密封性，而且反應堆內構建採用整體焊接式堆芯圍桶結構，取代原用螺栓連接，徹底避免螺栓脫落可能帶來的重大事故；反應堆壓力容器也進行了改進，極大縮短了在役檢查時間，降低了壓力容器發生泄漏的可能性。

（八）核電有望成為高鐵之後的又一張「國家名片」？

福島核事故後，全球的核電發展開始降溫，已經過去了四年半的時間，核電審批速度依然未能回到事故之前的水平，CAP1400示範電站也尚未被批准FCD，FCD是一個核電站建設的重要里程碑，標誌著前期準備工作的結束和核電現場土建工程的正式開工。

目前中國所建的示範電站位於山東威海市榮成石島灣廠址，擬建設2台CAP1400型壓水堆核電機組，設計壽命60年，單機容量140萬千瓦，預計於2017年正式開工。

CAP1400示範工程規劃圖

核工業是高科技戰略產業，是國家安全的重要基石，而CAP1400技術引進消化吸收再創新，核電真的有望成為高鐵之後的「國家名片」嗎？

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