核电产业专题报告.docx

《核电产业专题报告.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《核电产业专题报告.docx（19页珍藏版）》请在taowenge.com淘文阁网|工程机械CAD图纸|机械工程制图|CAD装配图下载|SolidWorks_CaTia_CAD_UG_PROE_设计图分享下载上搜索。

1、核电产业专题报告一、双碳政策下核电基荷能源地位突出核电清洁高效，是少有的优质能源。核电从发电机理上来讲，属于非化石能源， 具备碳 排放量少，清洁性高，安全稳定，利用小时数高等特点。核电每度电碳排放量在所有能源中最低。根据国际原子能机构（IAEA）发布的报告 显 示，每生产一千瓦时电力（即一度电），煤炭发电需要排放357克碳当量， 光伏发电需要排放76.4克，水力发电需要排放64.4克，风能发电需要 排放13.1克，核能只需要排放5.7克。在同等能源情况下，核能的高能 量密度特性可以释放更多能力， 而在同等发电水平下，核能又能排出最少的碳 量。核电技术成熟，安全性高。我国高度重视核电发展，将安全

2、性列为首位。核电站 在 设计和建设的过程中，一般会采用纵深防御来提高其安全性，将放射性物质 置于多道屏障之下。核电的稳定性高，利用小时数长。核电站一般换料周期在1年T.5年，这确 保了核 电拥有更长的持续运行时间。2020年核电利用小时数为7453小时, 是水电利用小 时数的1. 9倍，火电利用小时数的1.8倍和风电利用小时 数的3.6倍。能源转型势在必行，核电具备成为基荷电站属性。从能源来源的角度来说，我国 石油和 天然气的对外依存度较高，这严重威胁着我国的能源安全。中国提出了 能源生产和消费 革命的五点要求：1）推动能源消费革命，抑制不合理能源消费; 2）推动能源供给革命， 建立多元供应体

3、系；3）推动能源技术革命，带动产业 升级；4）推动能源体制革命，打通能源发展快车道；5）全方位加强国际合作， 实现开放条件下能源安全。近年来，我国清洁能源高速发展，截动CAP 1400 主管道研制工作。2018 年3月29日至3月30 0, CAP 1400冷却剂主管道研制”课题通过国家能源局组织的监督评估。6、钢制安全壳钢制安全壳为AP1000/CAP1400的第三道安全屏障，在反应堆冷却失水事故中 包容堆芯辐射，是冷却系统的主要设备之一。CAP1400钢制安全壳压力容器由山东核电设备制造有限公司承担。在2015年4月，“大型先进压水堆钢制安全壳压力容器”课题通过验收。2016年中核设计自主

4、研发的钢 制安全壳自动焊技术在CAP 1400国核示范项 目部开始进行产品焊接，这是该技术首次应 用于压水堆重大专项，实现了科研 向实际生产的转化。7、堆内构件核电反应堆内构件是指压力容器内除了燃料组件及其相关组件以外的所有其他构 件。CAP1400堆内构件由上海第一机床厂（上海电气全资子公司）负责研制。上海第 一机 床厂先后攻克了 CAP 1400导向筒制造技术（激光焊）、CAP 1400支承 柱组件制造技术（激 光焊）以及堆内构件对中技术及检测工艺（激光对中）。uCAP 1400堆内构件制造技术研 究”课题在2016年12月27日-28日通过了国家能源局的验收。8、汽轮发电机组汽轮发电机组

5、主要将核电反应堆所产生的能量转换为电能。CAP1400核能发电机由东方电气负责研制。东方电气旗下东方电机在2012年 签署了 CAP 1400示范工程常规岛汽轮发电机组设备研制采购合同，负 责CAP1400示范电站两 台1550MW大型核能发电机的研制。在2017年9月15日，东方电机生产的CAP1400半转速汽轮发电机 成功通过厂内型式试验，各项技术性能满足合同和相关技术标准。目 前国核示 范CAP1400半转速汽轮发电机已研制成功，未来将应用于CAP 1400示范工 程1号机组。9、数字化仪控系统核电站数字化仪控系统是核电站的神经中枢，主要用于保障核电站安全稳定运行。数字化仪控系统由国核自

6、仪研制。我国在2014年立项开始“CAP1400核电站 数字化仪 控系统工程样机研制”的工作，由国核自仪牵头，联合上海核工院和 国核电力院共同研 发。在2018年6月1日，该项目通过国家能源局 验收，标志着有完整自主知识产权、国产的核电站数字化仪控系统工程化产品研制成功，打破国外厂商的垄断。10、燃料组件反应堆燃料组件是将上百只燃料棒固定为一束。CAP1400燃料组件由上海核工院联合中核北方核燃料元件有限公司、国核宝钛错 业共同研制。核燃料组件的技术开发分为原型组件、定型组件和先导组件三个阶 段。目前定型组件已研制成功，进入第二阶段先导组件的研制。2021年9月国家科技重大专项CAP1400先

7、导组件用错合金材料关键技 术研究课题顺利通过综合绩效评价。2.4、AP1000机组已投入商运，国和一号迎来加速发展十年磨一剑，三门一号已通过临时验收。我国在2007年引入AP1000三代 核电技术，并 于2009年开工建设。历经近十年，全球AP1000首台首堆 三门1号机组在2018年6月实现并网，10月投入商运，2号机组 也在11月5日正式投入商业运行。三门核电一期工程也全面建成投产。三门一号作为AP1000的全球首堆，投入商运之后有效证明三代核电技术的可行性，消除此前部分舆论对新技术成熟性的疑虑，为未来三代核电项目的 审 核带来实证案例参考，为行业重启提供技术支持。“国和一号”筹备已久，示

8、范项目趋势待发，总投资约426亿。CAP1400又名 “国和一 号”。示范项目选址在山东荣成石岛湾，业主方为国家核电，总承包 方为国核工程。示范 项目计划建设两台CAP 1400型压水堆核电机组。总投资 约为426亿元人民币，其中环保设施投资约为32.8亿元人民币。石岛 湾1 #、2#机组分别于2019年4月及2020年6月拿到FCD 核准，国和一号机组将迎来加速。三、自主三代百万千瓦核电技术-华龙一号3. 1ACP1000 与 ACPR1000+融合孕育自主研发设计，消化吸收AP1000而来的ACP1000。1999年，中核集团启动百万 千瓦级压水堆核电场CNP1000概念设计，2001年完

9、成标准设计方案并 于2005年6月完成CNP1000初步设计、初步安全分析报告。2007年4月至2010年2月，在前期研发基础上，进一步确定“177堆芯”、“单堆布置”、“双层安全壳”等重大技术改进，同时开展进 一步的概率安全分析、重大设计方案研究及初步设计、初步安全设计报告编 制，并更名为CPIOOOo 2010年4月，CP1000完成初步设计，得到了 业内的认可。2011年完全具备从实验到工程的所有条件。日本福岛核事故后, 为了进一步提升国产核电的水 平和安全性，中核集团重启核电技术研发，决定 在CP1000的基础上，消化吸收引进的美国西屋三代核电技术AP1000,按 照最安全、最先进的设

10、计要求，完成了具有完整自主产权的三代核电ACPIOOOo ACPI000型号的研发，实现了我国核电品牌的独立自主，标 志着我国在核电技 术进步的一个重大历史性突破。基于M310,消化吸收再创新的ACPR1000+。2005年，中广核以法国引进的百万千 瓦级堆型M310型为基础，率先推出中国改进型百万千瓦级（1000 MW）压水堆核电技术方案CPRIOOOo 2010年，中广核在充分利用我国近30年 来核电站设计、建设、运营所积累的宝贵经验、技术和人才优势的基础上，结合国际核电发展趋势，启动百万 千瓦级三代压水堆核电技术自主研发设计工作, 当时取名 ACPR1000 （Advanced、Cost

11、competitive Proven-Technology Reliable,先进的、经济的、成熟的、可靠的压水堆技术），随后中广核借助 日本福岛核事故的经验，对原有技术进行了标准化、系列化、规模化的建设，综 合考虑抗震、失电、水淹、海啸等超设计基准事件，重点在安全性与成熟 性等 方面进行了多项创新，成功研发出拥有自主知识产权的百万千瓦级三代核电技 术ACPRIOOO+o该型号采用单堆布置、双层安全壳、三个安全系列、157组燃 料组件，自 主产权数字化仪控系统（DCS）的和睦系统，能动与非能动结合，具 有先进、经济、成 熟、可靠的三代核电技术特点。ACP1000和ACPR1000+技术融合，“

12、华龙一号”孕育而生。中国核电市场主要由中 国 核工业集团有限公司、国家核电技术公司和中国广核集团有限公司三分天下。 2014年8月22日，中核与中广核正式签署关于自主三代百万千瓦核电 技术“华龙一号”技术融 合的协议，双方同意在ACP1000和 ACPR1000+ 技术基础上各取所长，联合开发，设计成一套拥有我国自主品牌的三代路线， 自此“华龙一号”正式孕育而生。为在国际市场 上推广华龙一号技术，“华龙 一号”取英文名 HPR1000 （Hua-longPressurizedReactor） , H 就是 Hua-long 拼音的首字母。2014年11月，国家能源局复函同意福建福清核电站5、6

13、号机组工程调 整为“华龙一号”技术方案。2015年12月30日，中广核和中核签署 协议，共同投资设立华龙国际核电技术有限公司（简称“华龙公司”），根据协 议，华龙公司将积极实施国家核电发展战略，致力于持续融合与发展华龙一号 自主三代核电技术，统一管理并实施华龙技术、品牌、知识产权等相关资产在 国内外的经营。2017年5月，福清5号机组吊装成功，标志着“华龙一号”全球首堆全面进入设备安全阶段。“华 龙一号”的发展标志着中国核电从 “中国制造”走到了 “中国创造”，中国核电的“强国 梦”正在实现。3. 2八大技术特点助推华龙走向世界前沿“华龙一号”技术结合了 ACPI 000与ACPR1000+双

14、方的特点优势，是中国核 电建设者的智慧和心血，其安全指标和技术性能达到了国际三代核电技术的先 进水平，具有完整 自主知识产权，该技术总体上可以浓缩为以下八大技术特点:1、177组12英尺燃料组件。世界上的核电站大多采用157根燃料组件的堆芯 设计，而“华龙一号”采用177组的规格。20组堆芯的增加将使得整个核 电站发电堆功率提高8. 8%,同时还降低了堆芯内的功率密度，满足堆芯热工安 全裕量大于15%的要求，提高核电站的安全性。2、双重安全壳设计。“华龙一号”采用双层安全壳结构并设置环形空间通风系统, 环形 空间设有负压通风，防止放射性物质外泄，提高整体的密封性。内壳与外 壳功能相对独 立，安

15、全壳内部自由空间高达8.7万 ，具有事故时更大 的包容能力，外壳为普通的钢 筋混凝土结构，一旦遭受外部事件作用引起损伤, 易于修复，从而保证整个安全壳系统继续工作，此外，外壳还具有超强抗击能 力，能够抵抗大型商用飞机的撞击。3、三安全系列设计。三安全系列即三个安全厂房的隔离运行。中广核在启动新核 电型号 研发之初，围绕“三代核电”的技术指标，系统调研分析了国际压水堆 核电站的发展趋势，并结合国内CPR1000核电站生产运行的经验反馈，开创 性提出了“三个实体隔离” 的安全系列的设计。“华龙一号”研发团队在此基 础上从功能需求、系统设计及布置入手，进行了大量分析和论证工作，围绕“实体隔离”及“抵

16、御大型飞机撞击”的设计要求， 对三个安全厂房的总体布 局进行了多次调整和论证，反反复复的分析、验算。进一步提高了 “三个实体 隔离”安全系列的安全性。地实现实体隔离，有效降低火灾、水淹等灾害带来的安全系统共模失效问题，同 时，便 于电厂建造、运行和维护，提高核电场址方案选择的灵活性和适应性。5、高抗震水平。抗震水平一直是技术攻克上的难题，第二代核电技术的安全停堆 抗震水平为0.2g重力加速度，相当于能抵抗6-7级地震。“华龙一号”抗震 设计基准为0.3g重 力加速度，能够抵抗8级以上地震。6、强化电源保障。“华龙一号”配有3台应急柴油发电机、2台全厂断电柴 油发电机、1台移动式柴油发电机、2小

17、时蓄电池和12小时蓄电池，强 大的电源系统可以使保障电 站在丧失厂外电的情况下，通过纵深防御的电源供 应系统，提供全厂断电应急供电，确 保安全系统运行。7、能动与非能动设计结合。 “华龙一号”结合了能动与非能动设计，能动安全 系统需依赖外部电源来实现安全功能，非能动安全系统则不依赖外来的触发和 动力源，利用重 力、温差、密度差这样的自然驱动力实现流体的流动和传热等 功能从而实现安全功能的 系统。双重安全系统使“华龙一号”安全性提升了一 个量级，如发生特殊事故导致核电厂断电，还可以在没有人力干预的情况下维 持热停堆72小时。该系统的设计使“华龙一号”达到堆芯损坏概率/ 堆年，大量放射性外泄10:

18、6/堆年安全目标的要求。8、全数字化仪控系统。数字化仪控系统DCS是核电站的中枢神经，2016年7月，中广 核研发出了国内首个具有自主知识产权的“和睦系统” 该系统正式通过国际原子能机构 （IAEA）独立评审，标志着我国核电装备制造 业正式打进国际市场。该系统拥有控制核 电站260多个系统、近万个设备的 运行和各类工况处理过程的能力。对于保证核电站安全、可靠、稳定运行发挥 着重要作用。目前，该系统将应用于华龙一号示范工程一一防 城港3、4号 机组。3.3 “华龙一号”设备国产化稳步推进，在建项目进展顺利坚持国产化路线，是我国核事业的主旨。始终坚守国产化路线，是我国核电技术 能够真 正独立自主、

19、不受国外制约的唯一途径。在“华龙一号”所有国产化进 程中，最艰难的 是被称作为核电站“心脏”的主泵，我国核电站2008年以 前使用的主泵皆是国外进口 的，为发展自己的核心竞争力，中核公司结合以往 参与的各类项目与自身自主设计的技 术优势，对全球市场上的主泵做了详细的 分析与研究，目前已实现主泵大部分核心关键 部件完全国产化，国产主泵泵壳 寿命也提升至60年。此外，“华龙一号”首堆示范工程拥有28066台套 设备，国产化率达88%,其中反应堆压力容器、蒸汽发生器、堆内构件等核心 装备，都已实现国产化，为“华龙一号”出海提供了强有力的保证。首次登场于福清核电站二期项目，福清5#已正式投入商运。福清

20、5、6号机组 为“华龙一号”示范工程，设计寿命为60年，额定功率115万千瓦， 2015年5月7日，5号机组开工浇灌第一罐混凝土（FCD）, 2017年5月，福清核电5机组核岛安全厂房完成穹顶吊装，2021年1月30日正式投入商运，标志着我国在三代核电技术领域跻身世 界前歹限6号机组已于2016年2月28日开工浇灌第一罐混凝土（FCD）,建设周期62个月。2018年2月，6号机组内部结构16.5米平台以上主设备隔间最后一层混凝土浇筑完成，并于同年3月完成穹顶吊装，2018年10月，福清核电6号机组“核心”一一反应堆 压 力容器成功就位，目前，机组已陆续完成冷试与A类试验，有望加速并网 及商运进

21、程。防城港3、4号稳步推进，助力“华龙一号”走出国内。广西防城港3号机组 于2015年12月24日开始建设，4号机组于2016年12月23日正式开工建设。2015年10月21日，中广 核与法国电力集团签署了英国新建核电项目一揽子合作协议，其中广西防城 港 核电二期为布拉德维尔B （BRB）项目的参考电站将采用。防城港项目稳步 推进有助于 “华龙一号”走出国门。走出国门的里程碑，卡拉奇核电项目正式投入商运。2015年8月20日， 卡拉奇核电项目二号机组第一罐混凝土浇筑庆典活动在卡拉奇K2、K3核电 项目现场举行。这是当时 巴基斯坦国内最大的核电项目，位于阿拉伯海沿岸， 卡拉奇市附近，该项目预计花

22、费总 金额96亿美元，其中，中方贷款额65亿美元，发电能力220万千瓦，由中国中原对外 工程有限公司承建, 其中二号机组已于2021年5月20日正式投入商运，实现了 “华龙 一 号”技术首次走出国门的里程碑，落实了国家“一带一路”政策与核电“走出去” 的战略。3. 4新建项目陆续核准，华龙一号进入批量化建设阶段核电建设重启，华龙一号进入批量化建设阶段。2019年以来，我国核电建设正 式重启， 陆续批复太平岭、漳州、三澳、海南等“华龙一号”机组项目，共计 六台，在福清示范站顺利完成建设与并网后，“华龙一号”正式进入批量化建 设新阶段：太平岭核电厂是继大亚湾核电站、岭澳核电站、阳江核电站、台山核电

23、站和陆丰核 电站之后，中国广核集团拟在广东省建设的又一大型核电项目，拟建设2台“华龙一号”，总投资为412亿元人民币，1号机组2019年12月实现FCD动工，2号机组于2020 年 10月 FCD动工。漳州核电厂厂址初期规划为AP1000项目，后更改为华龙一号技术路线。1号、 2号机组分别于2019年10月、2020年9月实现FCD动工。项 目重启有望加快前期订单业绩兑现。三澳核电厂是继秦山、方家山、三门之后浙江第四个核电基地，三澳 建机组 于2020年12月实现FCD动工，也是十年后浙江首个批准建设的核电机 组。海南目前拥有两座基于二代半技术的CNP600机组，分别于2015年12月、201

24、6年8月实现商业化运行，最新核准的海南3# 采用华龙一号技术路线，于2021年3月实现FCD动工。四、核电正式重启，产业链迎来复苏20世纪50年代，美国和前苏联等发达国家相继开始发展核电站。1954年, 前苏联建成 了 5000kw的试验性原子能电站，是世界上首座核电站；1957年, 美国建成了 90000KW的希平港原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技 术可行性。我国于20世纪80年代开始发展核电站，经历30多年的发展，截止2021年8月，我国已经投运51台核电机组，装机容量达到53. 26G肌仅次于美国和法国。三代核电技术路线落地有望促进核电项目审批进入密集阶段，设备商订单将有序 释

25、放，且可持续性强。由于技术路线不确定，导致合同执行期被拉长，业绩释放 较慢。从历史来看，在我国二代加核电技术-CPR1000技术路线确定之后，我 国核电项目审批进入密集 阶段。随着三代核电技术路线的成熟落地，核电项目 审批有望进入常态化，设备商业绩有望得到可持续性释放。十四五末期核电装机容量将达70GW,中国核能行业协会预计2025年我国在运+在 建核电容量约为lOOGWo中华人民共和国国民经济和社会发展第十四个五年规 划和2035年远景目标纲要中，对核电发展的定位是“安全稳妥推进核电建 设”，十四五期间仍将主要推动沿海地区三代核电建设，规划十四五末期核电 装机容量达到70G肌核电核准逐步常态

26、化，有望迎接千亿市场。根据十四五规划及中国核能行业协会 的预测， 十四五期间我国核电年均新增核准约6GW （56台）。按目前核电 单台机组200亿/台的投资额，若每年核准6台将带来1200亿元/年 的市场空间。同时CAP1400的国内核准 有望启动CAP 1400的出海工作。根据中国电力报预计，在“一带一路”上及其周边有多 个国家已经和正在计划 发展核电，到2030年新建机组预计将达到107台。如果我国能 够获得“一带一路”沿线30%的市场份额，即约30台海外市场机组。每出口一台核 电机组，需要8万余台套设备，200余家企业参与制造和建设，以单台机 组投资约200亿元测算，30台机组将直接产生

27、近6000亿产值。除三代核电技术外，我国在积极布局四代核电技术的研发和试验。第四代核电技 术一般指2030年之前可以投放市场的新一代核能系统，新型机组在可持续 性、安全性和可靠性以及经济性上将有重大突破，新式反应堆有很多设计方案 与方向，其中具备商用化潜力的包括3种热中子反应堆与3种快中子反 应堆，目前我国在高温气冷堆和牡基熔盐堆 两路线投入资源相对较多，相关试 验、示范项目进展较快。高温气冷堆已达临界，机组正式开启带核功率运行。2006年高温气冷堆被列入 国家科技重大专项，中核建和清华大学开启了共同研发，2012年首堆示范工 程华能石岛湾机组正式开工建设，2021年9月12日，华能石岛湾高温

28、 气冷堆核电站示范工程1号反应堆首次达到临界状态，机组正式开启带核功 率运行，或将在年内实现并网发电目标。该机组是世界首座球床模块式高温气 冷堆，设备国产化率达到93. 4%,对推动我国在第四代先 进核能技术领域抢占 全球领先优势具有重要意义。20n年正式启动牡基熔盐堆研制计划，2021年9月实验堆开启调试工作。在牡基 熔盐堆方面，我国2011年启动了研制计划，并于2018年9月在甘肃 武威实现实验性牡反应堆开工建设，2021年5月主体工程基本完工，9月开始进行调试工作。该堆型使用熔盐进行换热，对水资源要求很低，因此 可以解决核电站选址问题，同时，我国牡资源较 为丰富，可以充分保障核燃料 供应

29、。止2021年8月，我国核电全口径发电设备容量为53.26GW,同 比增加9. 1%；并网风电全口径发电设备容量为295. 71G肌 同比增加43. 0%；并网 太阳 能发电全口径发电设备容量为276.65GW,同比增加23. 6%；水电全口径 发电设备容量为382. 13GWo然而水电的资源禀赋即将开发殆尽，而风电、光 伏具有间歇性的特点，在储能技术暂时还不成熟且成本较高的情况下，对电网 或有一定冲击。出力稳定的核电是为基础负荷提供稳定安全能源的首要选择。核电站建设周期约为8年。核准之后，建设周期在4-5年，产业链迎来复苏机会。 规划一个核电站建设从前期有各项准备工作需要进行，是一个持续而漫

30、长的过 程。总体大致 分为几个部分：厂址规划、厂址可行性研究、成立项目公司、开 始EPC合同谈判并同期进行核岛长周期设备采购。根据各集团的发展规划，项 目会按先后优先次序，有序推动 各项目的推进速度。对于具体规划的核电站项 目，其建设过程也较为复杂，主要包括总 体设计、核岛主设备采购、中短周期 设备采购、FCD审批、电站施工和建成运行等环节。 在核电项目审批稳步推进 的情况下，核电项目的建设周期在8年左右。在核电项目核准 之后，核电项 目正式进入施工阶段。二、大型先进压水堆CAP14002.1消化吸收再创新三代核电十年之路。2007年，为了应对我国高速的发展的经济需求，和出于对 安全性的要求，

31、我国考虑开始发展三代核电技术。当时全球主要的三代核电技 术主要为采用非能动技术的AP1000和法国的EPR技术。三代核电相较于 二代和二代半核电技术，拥有一套完整的预防和缓解严重事故后果的设计，从 而显著提高了机组的安全性。2007年我国 先后引进了 API000和EPR技 术，并在2009年核准了三门1、2号和台山1、2号机组， 正式开启 了我国三代核电的时代。AP1000知识产权受限于人，核电出海梦难圆。AP1OOO所采用的非能动设计主要 采用 了堆芯熔融物压力容器内滞留(IVR)技术。技术原理在于当反应堆发生堆 芯熔化时，安全壳内置换料水箱的水将注满反应堆堆腔，利用冷热端的密度差 和高程

32、差形成的驱动力 进行自然循环，非能动的导出堆芯熔融物的热量，以避 免炽热的堆芯熔融物将压力容器下封头熔穿。经济合作和发展组织(OECD) 在1994年便启动了为期3年的RASPLAV试验计划进行IVR技术的研究。然而由于IVR技术中最大热流密度与临界热流密度之 间的裕度太小，导致工 程设计的不确定度加大，法国和俄罗斯两大核电供应商放弃了 IVR技术。美国 西屋公司在上世纪80年代便将IVR在内的非能动安全技术用于60万千 瓦 的中等功率机组AP600的概念设计中，并于1998年得到了美国核管会(NRC)的最 终设计批准。随后西屋公司将这套非能动安全理念扩展到百万千瓦 级AP1000的设计上，功

33、率增加到125万千瓦。美国核监管当局NRC在2005年底为AP1000技术颁发了设计控制文件(DCD)第15版的批 准使得AP1000在中国具备了投标的基本条件，并中 标开始建设。虽然我国 与美国西屋公司达成了 AP1000的技术转让，但因为不具备自主 知识产权， 因而基于AP1000的三代核电机组无法实现出口。消化吸收，再创新，发展拥有自主知识产权的三代核电-CAP1400。我国和西屋 公司 正式签订三代核电API 000技术转让和相关设备采购合同的中明确表示, 如果我国在引 进AP1000核电技术基础上，通过改进、开发和自主创新，设 计出净功率超过1350MWe的非能动核电机组，便可以完全

34、拥有大型先进非能动 核电站的自主知识产权。源于API000,而强于APlOOOo CAP 1400的总体设计目标是要提高电厂容量等级、 优化电厂总体参数、平衡电厂设计、重新进行全厂安全设计工程设计和关键设 备设计与验证、全面推进设计自主化与设备国产化、积极应对福岛事件后的国 际国内技术政策、实 现当前最高安全目标、满足最严环境排放要求，进一步提 高经济性，从而使综合性能达到三代核电的世界领先水平。根据设计升级，CAP1400的机组功率比AP1000提高20%, 同时进一步降低了堆芯熔化概 率，提高了抗击大型商运飞机撞击能力，优化了放射性废 物处理系统。历经数年，我国已掌握CAP1400自主知识

35、产权。2010年6月我国完成了 CAP 1400示 范工程概念设计，并在当年12月通过了国家能源局审查； 在2012年CAP 1400的初版设计基本完成，并于2014年1月通过了 国家能源局审查。2015年H月29日，中国知识产权协会主持召开 的CAP 1400知识产权评审会结论认为CAP 1400拥有完全自主知识产权和 出口权。2016 年4月，CAP 1400通过国际原子能机构IAEA的通用安全审 评，取得国际认可。本项试验旨在采用比例模型模拟方法，获得CAP1400堆内构件的水力激励力与 流致振动 响应，了解CAP 1400堆内构件的流致振动行为，为评价堆内构件设 计在流致振动方面是否满

36、足规范提供支撑。2. 2六大关键试验全面通过验收，核电技术大幅提升六大试验课题为CAP1400提供技术支持。核电专项CAP1400示范工程六大试验 是核电重大专项支持设立的基础类重大验证课题，属于支撑论证三代非能动核 电关键系统运行及重要设备性能的机理研究，包括CAP1400非能动堆芯冷却 系统性能研究及试验、CAP 1400熔融物堆内滞留(IVR)研究及试验、CAP 1400非能动安全壳冷却系统性能试验、CAP 1400反应堆结构水力模拟试 验、CAP1400堆内构件流致振动试验和CAP1400蒸汽发生器及关键部件性能 试验。六大试验均为系统性试验，需要各类设备和零部件构成后共同作用。六 大

37、试验在于验证各系统的可靠性，确保各部分达到预期效果。1、CAP1400非能动堆芯冷却系统性能研究及试验(ACME) -2018年通过验收本项试验旨在完整模拟CAP 1400核电站的反应堆一回路系统、非能动堆芯冷却 系统以及 主蒸汽、主给水等其他重要系统，能够开展不同位置、不同尺寸、多种失效方式组合的以破口事故为主的试验研究，具备全面深入研究与试验验 证CAP 1400核电站非能动安全特性的能力。该项目由上海核工院和国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司共同承担，并 在2018年1月15日至16日通过了国家能源局核电司正式验收。2、CAP 1400熔融物堆内滞留（IVR）研究及试验-2018年

38、通过验收本项试验旨在通过CAP 1400严重事故进程、下封头熔融池包络状态、压力容器 失效准则、IVR有效性评价及事故管理措施影响等理论和计算分析工作，以及 稳定熔融池传热特性、ERVC全尺寸下封头外壁临界热通量和流道流动工程验证、 提高临界热通量关键因素的试验和机理研究工作，全面掌握IVR关键技术， 实现CAP 1400 IVR的有效性评价。该项目由上海核工院、国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司和上海交通大 学共同 承担，并在2018年4月19日至20日通过了国家能源局核 电司正式验收。3、CAP1400非能动安全壳冷却系统性能试验（CERT） -2018年通过验收本项试验旨在掌握非能

39、动安全壳冷却系统性能分析和试验的关键技术，完成试验 台架建设，积累先进的试验方法，获取准确可靠的试验数据，评价和验证CAP1400非能动安全壳冷却系统性能，验证安全壳热工水力分析程序适用 性，从而应用于CAP 1400设计，全面提高我国先进核电技术的自主创新和可 持续发展能力。该项目由上海核工院、国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司和上海交通大 学共同承担，并在2018年4月25日至26日通过了国家能源局核 电司正式验收。4、CAP 1400反应堆结构水力模拟试验-2015年通过验收本项试验旨在验证堆芯入口流量分配的均匀性，获得反应堆进出口之间各部分的 压降和流速，为CAP 1400反应堆

40、的热工水力分析、结构优化设计和安全评审 提供重要依据，并 为后续堆型的研究开发提供宝贵的经验数据和技术支持。该项目由上海核工院、中国核动力研究设计院共同承担，并在2015年8月28日至29日通过了国家能源局核电司正式验收。5、CAP1400堆内构件流致振动试验-2015年通过验收本项试验旨在采用比例模型模拟方法，获得CAP1400堆内构件的水力激励力与 流致振动响应，了解CAP 1400堆内构件的流致振动行为，为评价堆内构件设 计在流致振动方面是否满足规范提供支撑。该项目由上海核工院、中国核动力研究设计院共同承担，并在2015年8月28日至29日通过了国家能源局核电司正式验收。6、CAP 14

41、00蒸汽发生器及关键部件性能试验-2016年通过验收本项试验在蒸汽发生器汽水分离装置自主化、声共振分析、二次侧泥渣测量等关 键技术上取得突破，为CAP1400蒸汽发生器汽水分离器和干燥器等关键部件 的设计提供了输入 及验证。该项目由上海核工院、核动力运行研究所和中核武汉核电运行技术股份有限公司 共同承担，并在2016年10月10通过了国家能源局核电司正式验收。CAP 1400示范工程六大试验已全面通过验收，我国核电基础研究能力和试验研究 能力得到大幅提升，CAP1400理论基础得到验证。随着“CAP1400非能动安全壳 冷却系统性能研究及试验”课题顺利通过正式验收，CAP 1400六大关键试验

42、课 题全面通过验收。CAP1400项目技术获得理论支持。2. 3核心设备国产化稳步推进，何惧美国核反制从AP1000到CAP1000,再到CAP1400,我国核电装备制造能力大幅提升，美国对 华出口禁令难挡中国走向核电强国之路。我国在引进AP1OOO之初，便开始 了 AP1OOO的国产化标准设计，同时全程介入AP1OOO依托工程的装备和 关键部件的研发生产。随着AP1000关键设备的研制和国产化深入，我国 在2011年突破了 API000蒸汽发生器的关 键技术；并在2018年9月11日，我国沈阳鼓风集团和哈电集团成功研制了 AP1000屏 蔽电机主泵，成为继美国之后第二个具备AP1000生产能

43、力 的国家。随着AP1000设备国产化的深入，我国装备制造能力得到大幅提升, 我国也开始了 CAP 1400的关键设备国产化。目前我国CAP 1400主要设备 均在国产进程中。美国对我国的核反制只会倒逼我国 核产业加速发展。1 主泵核电主泵是核电站的心脏，用于驱动冷却剂在反应堆冷却剂系统内循环流动。CAP 1400示范工程采用屏蔽电机主泵和湿绕组电机主泵两条技术路线。其中屏蔽 电机 主泵由哈电集团负责研制，CAP 1400屏蔽电机主泵在2014年4月 开始样机制造，并在2016年3月18日通过定子屏蔽套高压氨检漏，这 表示着CAP 1400主泵屏蔽电机样机制造环节的全部关键工序已经完成。在湿

44、绕组电机主泵方面，上海电气凯士比核电泵阀有限公司承担研制工作。CAP 1400湿绕组泵电机主泵样机在2014年已完成制造，并 于2019年7月31日通过专家鉴定会鉴定。应流股份负责CAP140屏蔽电机主泵泵壳研制，并已成功验收。根据公司公告， 在2014年9月19日，公司所负责的“CAP1400屏蔽电机主泵泵壳研 制”项目，通过国家核电 技术公司、上海核工程研究设计院、国核工程有限公 司和沈阳鼓风机集团股份有限公司 的联合验收。2019年7月15日，CAP 1400湿绕组电机主泵样机在上海电气凯士比核 电泵阀有限公司 顺利完成全部鉴定试验项目，试验数据显示主泵各项性能参数均满足主泵设计规范书的

45、要求，试验后拆检结果满足验收要求。7月31日, 样机通过专家鉴定会鉴定。国家核安全监管机构代表全程参与并见证了鉴定试 验和拆检过程。本次试验的成功完成，标志着CAP1400湿绕组电机主泵样机研制 完成，解决了 CAP1400示范项目关键设备的“瓶颈”问题，能够保障示范项目的 主泵需求。2、反应堆压力容器反应堆压力容器主要用于收纳并固定压水堆的核反应堆与炉内构件，并要维持核 反应所需适当压力。CAP1400压力容器由上海核工院独立自主设计、中国一重自主承制。在2017年3月，CAP 1400反应堆压力容器用国产O形密封环进行水压 试验一次成功，顺利通过CAP 1400示范工程1号机组反应堆压力容

46、器水压 试验。其中。形密封环为核电主回路压力边界核 心设备，用于反应堆压力容器 筒体法兰与顶盖法兰之间的密封，是RPV在运行期间不发生放射性物质泄漏 的重要保证。宁波天生密封件有限公司负责承制CAP 1400反应堆压力容器O 形密封环，并形成自己的知识产权，打破国外公司的独家垄断局面。在2018年8月，中国一重研制的CAP 1400反应堆压力容器整体顶盖、 一体化接管段及一体化底封头等三种1:1的试验件通过专家鉴定。12月4日，大型先进压水堆核电站重大专项“国和一号（CAP1400）反应 堆压力容器研制”课题顺利通过国家能源局组织的正式验收。2020年H月， 全球首台三代核电CAP 1400反

47、应堆压力容器筒体组件在大连核电石化有限 公司核电装备制造基地完工起航。3、蒸汽发生器 核电蒸汽发生器主要负责将反应堆内发生的热量传递给蒸汽发生器二次侧，产生 的蒸汽经经过一、二级汽水分离器干燥后推动汽轮发电机发电。CAP 1400蒸汽发生器由上海核工院、东方电气、上海电气、中国一重、中国二重、 上海重型机器厂等单位联合研制。CAP 1400蒸汽发生器在2014年1月开 始立项，在研发过程中就CAP1400蒸汽发生器群孔高效成型及检测技术、关 键焊接技术、制造缺陷诊断及评价技术等7大方面进行了深入研究。CAP 1400蒸汽发生器研制”课题在2018年8月6日至7日通过 了国家能源局的验收，为CA

48、P1400蒸汽发生器的自主化和国产化打 下坚实基 础。4、爆破阀爆破阀是非能动安全系统的技术亮点，在事故工况时可有效预防和缓解严重事故 的发生，确保核电站运行安全。CAP1400爆破阀(DN200、DN250、DN350、DN450)由中核科技、上海核工院和陕 西应用物理化学研究所联合研制，应流股份负责CAP1400 (DN450)的核一级不锈 钢爆破阀阀体生产。2018年10月23日，由中核科技、上海核工院和陕 西应用物理化 学研究所联合研制的CAP1000. CAP1400爆破阀产品样机(DN200. DN250、DN350、DN450)通过中国机械工业联合会与中国通用机械工业协会联合组织的鉴定会。同时应流股份在2014年成功生产了 CAP1400(DN450)的核一级不锈钢爆破阀阀体为后续爆破阀样机研制成功提供了基础。 2020年6月24日，DN250爆破阀活塞末速度测试试验的最后一发试 验在中核苏阀科技实业股份有限公司顺利通过，标志着爆破阀可靠性试验 内容 顺利完成。5、冷却剂主管道冷却剂主管道用于连接反应堆一次冷却剂系统。CAP1400冷却剂主管道由中国二重负责研制。2013年中国二重与国家核电签 订CAP 1400主管道制造合同，并在2014年二重集团正式启