“华龙一号”进入腾飞倒计时

先进性和成熟性的统一
　　华龙一号以“177组燃料组件堆芯”、“多重冗余的安全系统”和“能动与非能动相结合的安全措施”为主要技术特征，采用世界最高安全要求和最新技术标准，满足国际原子能机构的安全要求，满足美国、欧洲三代技术标准，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；充分借鉴了包括AP1000、EPR在内的先进核电技术；充分考虑了福岛核事故后国内外的经验反馈，全面落实了核安全监管要求；充分依托业已成熟的我国核电装备制造业体系和能力，采用经验证的成熟技术，实现了集成创新。

安全性和经济性的平衡
　　华龙一号从顶层设计出发，采取了切实有效的提高安全性的措施，满足中国政府对“十三五”及以后新建核电机组“从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性”的2020年远景目标，完全具备应对类似福岛核事故极端工况的能力；华龙一号首台套国产化率即可达到85%，经济性与当前国际订单最多的俄罗斯核电技术产品相比有竞争力，与当前三代主流机型相比具有明显的经济竞争力。

能动和非能动的结合
　　华龙一号在能动安全的基础上采取了有效的非能动安全措施，以可有效应对动力源丧失的非能动安全系统作为经过工程验证、高效、成熟、可靠的能动安全系统的补充，提供了多样化的手段满足安全要求，是当前核电市场上接受度最高的三代核电机型之一。

满足72小时电厂自治要求
　　非能动安全壳热量导出系统配置有三个冷却水箱，共三千吨左右的水装量，作为严重事故后安全壳内释热的最终热阱。在安全壳内设置12个换热器，换热面积共一千多平方米。
　　蒸汽发生器二次侧非能动排热系统与非能动安全壳热量导出系统共用一个换热水箱，并在水箱内设置管壳式换热器。
　　应急堆芯冷却系统还设置了非能动安全注入水箱。当反应堆冷却剂系统压力降到低于一定值时，安全注入水箱自动向反应堆冷却剂系统注入含硼水以保证堆芯的冷却。
　　作为应急堆芯冷却系统的纵深防御补充手段，非能动堆腔注水系统配置了一个堆腔注水冷却水箱，水箱装有2200多吨水，在发生严重事故时通过向堆腔注入冷却水，冷却压力容器外表面来导出堆芯衰变热。
　　非能动安全壳消氢系统有几十台非能动氢气复合器，一旦发生事故，可以通过催化剂限制安全壳内的氢气浓度在燃烧和爆炸限值以下。
　　由于这些安全系统的非能动设计理念及配备的高位换热水箱，华龙一号机组可以满足事故后72小时不干预原则，非能动安全系统在设计基准事故或超设计基准事故甚至严重事故时会自动投入运行，分别执行预防堆芯熔毁、堆芯融毁后保证压力容器的完整性、提供蒸发器二次侧冷却、保证安全壳不超温超压、消除氢气爆燃及爆炸风险等安全功能。

使用大容积双层安全壳
　　这个问题包含两个信息，安全壳为什么设置双层，大容积安全壳有什么好处。
　　国内在役的大部分核电机组均采用单层安全壳设计，安全壳既要承担事故情况下内压的作用，也要承担厂房外部可能的各种灾害作用。华龙一号为了达到更高的安全性，更好的实现对放射性物质的密封，在研发之初就决定采用双层安全壳设计，实现内、外壳的功能分离：内壳主要作用是抵御各种事故下及可能的严重事故下内部的高温高压，外壳主要作用是抵御包括飞机撞击在内的各种外部灾害的作用，保护内壳及其内部结构不受影响。另外，安全壳增加一层壳体，也可以更好的起到对于环境和人员的辐射屏蔽作用。
　　而安全壳设置大自由容积可以保证安全壳具有更好的事故耐受能力。在极端的失水事故或者二回路破口事故情况下，大量质能释放至安全壳，会造成安全壳内的升温升压，压力峰值距离安全壳设计值越远，对于安全壳完整性的威胁就越小。华龙一号安全壳内部的大自由容积，可以保证在最恶劣的设计基准事故情况下，安全壳内的压力峰值距离安全壳设计压力至少具有10%的裕量，增强了安全壳作为最后一道密封屏障的安全性。另外，在严重事故情况下，如果作一极端假定，燃料包壳发生百分之百的锆-水反应，由于安全壳的大自由容积以及设置有安全壳非能动消氢系统，产生的氢气在安全壳内空间的平均体积浓度不会超过10%，也就可以避免发生氢气爆炸的风险。

能抵御类似于日本福岛的核事故
　　作为日本福岛核事故之后设计定型的新堆型，华龙一号充分考虑了福岛核事故的经验反馈，具有充足的能力抵御类似福岛的核事故。
　　核电厂依靠反应堆中核反应释放的裂变能进行发电。如果反应堆停堆，核反应中止，核燃料会继续产生余热，仍然需要外部电源维持一回路和二回路的水循环，将堆芯余热导出，防止堆芯过热熔毁。这是保证核安全的一个重要目标。福岛核事故的直接原因正是核电厂失去了所有的交流电源（即所谓的全厂断电事故），其中外电网被地震破坏，作为备用交流电源的应急柴油发电机被海啸淹没。由于堆芯余热无法导出，最终导致堆芯熔毁，压力容器被熔穿。另一方面，燃料元件包壳与水蒸气反应产生的氢气在反应堆厂房内聚集，最终发生氢气爆炸破坏了反应堆厂房，造成放射性物质向环境的大量释放。因此，包容放射性物质是核安全的另一个重要目标。
　　为了在福岛核事故这样的全厂断电情况下也能实现导出堆芯余热和包容放射性物质的安全目标，华龙一号在能动设计的基础上增加了非能动的事故处理措施。非能动系统的优点就是不依赖电源，而是利用重力、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。同时作为福岛事故后的新增改进，华龙一号还设置了移动电源和移动泵，作为实现堆芯余热排出目标的最终手段。
　　假设发生全厂断电事故（即外电网和应急柴油发电机全部失效），在确保主泵轴封完整性的前提下，华龙一号的一回路将建立自然循环，将堆芯余热传递至蒸汽发生器一次侧。这时可通过辅助给水系统向蒸汽发生器二次侧供水，带走一回路热量。为了保持主泵轴封完整性，可由专门的小型柴油发电机或者移动柴油发电机向主泵提供轴封水，或者选择断电即可实现停机密封的主泵。此外二次侧非能动余热排出系统也可投入投入使用，冷凝水在重力作用下注入蒸汽发生器，提供二次侧补水。这些措施使得华龙一号能够在全厂断电情况下建立起稳定可靠的一、二回路循环排出堆芯余热。
　　如果以上措施失效，华龙一号可采用应急补水方案，在充分卸压的情况下，利用核岛消防系统对一、二回路直接补水，甚至利用厂内其他水源以及移动设备（消防车或移动泵）实现对一、二回路的补水。
　　在实现包容放射性物质的安全目标方面，华龙一号首先采用了具有很大容积的双层安全壳，其自由容积比日本福岛核电厂的安全壳容积增大了一个数量级，能够更好地包容严重事故情况下的气体释放。安全壳氢气监测系统可在严重事故后实时连续监测安全壳内的氢气浓度，并将结果传输至主控制室、应急指挥中心。安全壳可燃气体控制系统利用非能动催化氢复合器系统，将安全壳大气中的氢浓度减少到安全限值以下，从而避免发生氢气爆炸。非能动安全壳热量导出系统可利用自然循环降低安全壳内的温度和压力。如果仍然不能阻止安全壳内压力的上升，可投入安全壳过滤排放系统，通过有计划、有控制的过滤排放降低安全壳超压的风险。
　　在福岛事故中，除了堆芯熔毁和放射性物质外泄，还有很多其他情况，比如：乏燃料水池丧失冷却能力，一度引起了对乏燃料裸露的担忧；现场应急条件恶劣、主控室丧失可居留性；应急工作面临着多机组同时发生严重事故，长时间全场断电和缺乏外界支援的复杂局面。华龙一号也采取了针对性措施，防止类似的情况发生：乏燃料水池改进了冷却和检测能力，提供了事故条件下的应急补水手段和液位连续监测仪表；提高了严重事故条件下的主控室、应急控制中心、运行控制中心的可居留性和可用性；制定了多机组事故的应急响应方案，从人力、物力、管理等方面保证两台机组同时进入应急状态的响应能力；非能动系统容量和移动设备运行能力均满足72小时的要求，厂内水源也满足两台机组堆芯与乏燃料水池同时出现严重事故情况下的72小时用水需求，因此能够在事故发生之后的至少72小时内实现“电厂自治”而内无需任何外界援助。

安全性和先进性优势明显
　　上世界90年代，为了解决三哩岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行研究和攻关，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD文件（Utility Requirements Document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即EUR文件（European Utility Requirements Document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。
　　第三代核电机型是一种“改良型”或“改进型”设计，同第二代相比，第三代核电站提高了安全性和经济性，缩短了建造周期，简化了运行维修，降低了环境影响。
　　“改良型”的第三代堆型广泛采用“非能动”的设计概念，利用固有的热工水力特性，简化安全系统的设计，使核电站安全功能不再依赖泵、风机等能动设备的运行，大幅减少设备数量、厂房规模和运行维修工作量，从而提高了核电机组的安全性和经济性。
　　“改进型”的第三代核电站的设计采用简单性、实体隔离、多样性和冗余原则，并着重考虑了严重事故的预防和缓解措施，例如高压熔堆、低压熔堆、蒸汽爆炸、氢气消除、堆芯捕集和安全壳内热量排除等。
　　华龙一号设计全面平衡地贯彻了核安全纵深防御原则和设计可靠性原则，创新性地采用“能动与非能动相结合的安全设计理念”，以可有效应对动力源丧失的非能动安全系统作为经过工程验证、高效、成熟、可靠的能动安全系统的补充，提供了多样化的手段满足安全要求。华龙一号“能动与非能动相结合的设计理念”充分汲取福岛核事故经验反馈，无论是对设计基准事故还是严重事故，应对手段的多样性都得到了保证，满足《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》、《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》和《“十二五”期间新建核电厂安全要求（征求意见稿）》，具有很高的安全性和技术先进性。
　　在提高电厂经济性方面采取了大量措施，如电厂设计寿命60年，采用18个月换料方案，设计可利用率大于90%等，使其与国内外其他三代核电厂相比具有很好的经济性和市场竞争力。

对海啸和外部洪水采取有效防范措施
　　（1）海啸
　　地震海啸的形成要具备三个条件：
　　1）地震要发生在海底且地壳需大范围的急剧垂直升降；
　　2）地震强度需在6.5级以上且震源深度小于50km；
　　3）地震发生海区的海水需达到足够深度，一般要在1000m以上。
　　我国沿海各海区中，渤海平均水深约为20m，黄海、东海平均水深均在100m之内，距发生地震海啸要求水深在1000m以上的条件相差甚远；南海绝大部分6级以上的地震都集中在台湾南部和菲律宾一带，受外海岛链（台湾岛、南沙群岛、西沙群岛等）阻挡作用导致海啸波能量的衰减，至中国海区已大大减少。近年来发生的印尼海啸、日本海啸均未对中国沿海构成破坏性影响。
　　根据“福岛核事故”后国家核安全局、中国地震局及国家海洋局联合开展的中国沿海可能最大海啸研究，南部海域可能最大海啸高度约为2m，其它海区可能最大海啸高度小于1m，该量值的海啸其破坏程度远小于由天文潮和风暴潮共同作用导致的外部洪水影响（一般影响水位高度在5m以上）。

　　（2）外部洪水事件的组合
　　根据我国核电选址开展的水文研究，滨海核电厂址外部洪水位主要是由天文潮引起的高水位与风暴潮引起的增水两部分组成，在此水位的基础上考虑与风暴潮增水同一事件引起的台风浪，以此作为核电厂设计中设防的设计基准洪水事件；内陆核电厂址外部洪水主要是由极端降雨、水库溃坝、积雪、冰堵、水坝人为操作失误等事件引起的，选取其保守组合作为核电厂设计中设防的设计基准洪水事件。以上设计基准洪水事件发生的概率约为百万年一遇，其设防标准远高于民用堤防工程所考虑的百年一遇洪水事件。

　　（3）洪水设防
　　华龙一号核电厂对洪水的设防主要考虑以下四个方面：
　　1）将厂址地坪标高设置在上述设计基准洪水位之上，即将核电厂建在足够高的地方，避免洪水淹没厂址。
　　2）建造永久性的外部防洪屏障，如防波堤、护岸等。
　　3）在核电厂运行期内，每隔10年对核电厂的防洪能力进行重新评价，包括水文资料的更新和确保外部防洪屏障的有效性。
　　4）与地方海洋、气象、防灾管理部门建立预警和应急联动机制，制定合理可行的防洪预案，储备充足的防洪物品，定期开展防洪演练。

能够承受大型飞机撞击
　　众所周知，“911”之后，商用大飞机撞击核电站成为了一种可能，设计中应考虑这一极端事件。目前，国际上第三代核电站的核岛厂房设计过程中均考虑了商用大飞机的撞击影响。华龙一号作为中国自主研发的百万千瓦级先进压水堆，能够抵御大型商业飞机撞击是其设计要求之一，在具体的设计中，对于关键系统、设备采用抗大型商业飞机撞击壳的方式进行防护，如反应堆厂房、燃料厂房。同时，对于冗余的安全系统及其支持配套系统，在布置设计上采取空间隔离的方式，保证即使执行安全功能的某一系列安全系统受到飞机撞击，至少还有一列安全系统能够正常投运。

ACP1000研发
　　1999年7月，中核集团启动了百万千瓦级压水堆核电厂概念设计。历经十余年的艰辛，老中青三代中核人的共同努力，研发出了具有完整自主知识产权的三代压水堆核电品牌──ACP1000。研发过程中，中核集团以我国三十余年核电站科研、设计、建造、调试、运行经验和近年来核电发展及研究领域的最新成果为基础，融合借鉴国际先进三代核电技术的设计理念，充分汲取福岛核事故经验反馈，使ACP1000具有完善的严重事故预防和缓解措施。
　　ACP1000设计全面平衡地贯彻了核安全纵深防御设计原则和设计可靠性原则。堆芯采用177组燃料组件，采用双层安全壳、单堆布置、“能动与非能动相结合的安全设计理念”，以可有效应对动力源丧失的非能动安全系统作为经过工程验证、高效、成熟、可靠的能动安全系统的补充，提供了多样化的手段满足安全要求。
　　ACP1000型号的研发，实现了我国核电自主品牌的历史性突破，今天，ACP1000型号已迈出国门，在巴基斯坦卡拉奇安家落户，并与阿根廷签署合作协议，首次实现了中国百万千瓦级先进核电技术“走出去”的目标。

ACPR1000+研发
　　为满足自主知识产权的三代核电要求，中广核集团在30余年引进、消化、吸收国外压水堆技术基础上，充分考虑我国装备制造业的现实基础，按照最新安全标准HAF102的要求以及URD、EUR的相关要求，同时借鉴日本福岛核事故的经验反馈以及AP1000、EPR等先进设计理念，自主创新研发了三代核电品牌ACRP1000+。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。2012年11月，中国核能行业协会组织安审中心、中核、国核技、中电投、中广核、有关高校、电规院等国内专家对ACPR1000+进行审查。与会专家一致认为ACPR1000+研发工作深入、技术合理可行、达到三代技术水平，可作为我国后续核电发展的技术选择之一。

　　华龙一号研发
　　为满足我国核电“走出去”战略和自身发展需要，2013年4月25日，中国国家能源局主持召开了自主创新三代核电技术合作协调会，中广核和中核同意在前期两集团分别研发的ACPR1000+和ACP1000的基础上，联合开发“华龙一号”。2014年8月22日，“华龙一号”总体技术方案通过国家能源局和国家核安全局联合组织的专家评审。专家组一致认为，“华龙一号”成熟性、安全性和经济性满足三代核电技术要求，设计技术、设备制造和运行维护技术等领域的核心技术具有自主知识产权，是目前国内可以自主出口的核电机型，建议尽快启动示范工程。为此，两集团签署《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》。目前，中国已同意依托中广核防城港核电站3、4号机组和中核福清5、6号机组建设“华龙一号”国内示范项目。
　　2015年5月7日，中国自主三代核电技术“华龙一号”首堆示范工程──中核集团福清核电站5号机组正式开工建设；2015年5月9日20点08分，经过57小时20分钟混凝土连续浇筑后，福清核电5号机组核岛反应堆厂房底板9000余立方米混凝土浇筑工作顺利完成。这标志着中国核电建设迈进新的时代，必将增强国际市场的信心，有力推进中国核电“走出去”战略的实施。

　　发电机研制
　　2017年11月6日，“华龙一号”核电项目首台发电机在东方电气集团东方电机有限公司通过了“型式试验”，全部指标达到和优于设计要求，标志着我国“华龙一号”首台发电机自主研制成功。
　　“华龙一号”首台核能发电机由东方电机自主研制，将应用于中核集团福清核电站5、6号机组。“型式试验”结果显示，轴承振动要求不高于50微米，实测最小端仅为3.9微米。其他部件振动也大大低于设计要求。
　　通过30余项测试，经真机四天旋转试验，“华龙一号”核能发电机顺利通过验证，性能指标满足并优于合同和标准要求，机组效率、振动值、温升等机组性能均优于技术引进机组，达到世界先进水平。
　　“华龙一号”在计算方法、结构布置、结构材料、绝缘技术等方面有多项设计创新，采用自主开发的电磁计算程序、新型通风冷却技术、绝缘系统以及静态励磁系统、整体式定子结构等，发电机效率达到99%。

　　反应堆压力容器
　　2017年8月20日，中国一重集团对外发布消息，由中国核工业集团委托，中国一重集团制造的全球首台“华龙一号”──福清5号核反应堆压力容器在中国一重大连核电石化公司完工交付。
　　2018年1月28日17时，“华龙一号”全球首堆、中核集团福清核电5号机组反应堆压力容器顺利吊装入堆。

　　通用设计审查
　　2017年1月19日，英国核能监管办公室和英国环境署确认正式开始中广核提交的“华龙一号”GDA第一阶段工作，并于2017年11月16日开始第二阶段工作。
　　2018年11月15日晚间，中国广核集团对外公布，中国三代核电技术“华龙一号”在英国的通用设计审查（GDA）第二阶段工作完成，正式进入第三阶段。
　　2018年11月29日，“华龙一号”英国项目参考电站中广核防城港核电二期工程首台反应堆压力容器，在大连完成制造任务，创造了“两年出产5台套核反应堆压力容器批量化制造”的纪录。
　　2019年2月19日，“华龙一号”示范工程──中核集团福清核电6号机组第三台蒸汽发生器顺利翻转就位。至此，该机组全部蒸汽发生器于反应堆内“团圆”。

　　（1）中国自上世纪八十年代引进国外技术，通过消化、吸收和再创新，全面实现了自主设计、自主制造、自主建设和自主运营，并跨入了“自主创造”的新阶段，具备了形成自主知识产权三代核电技术的条件。
　　（2）日本福岛核事故后，国际社会、中国政府部门和社会公众对核安全提出了更高的要求和期望。
　　（3）核电“走出去”在中国上升为国家战略。实现中国由核电大国向核电强国的转变，一个重要标志是拥有自主知识产权的核电技术，并实现“走出去”。中国政府对核电“走出去”高度重视，在2013年中央经济工作会议上，中国国家主席习近平和国务院总理李克强都提到要把核电和高铁作为重要出口项目，加以推动落实。