國和一號

國和一號（又名Guohe One，CAP1400，CAP表示China Advanced Passive壓水反應堆）為中華人民共和國基於西屋公司AP1000設計原理研究發展的具有自主智慧財產權的第三代核電站科技，毛功率超過1500MWe，淨功率超過1350MWe。目前有兩台國和一號機組建成運營。

國和一號由國家電力投資集團有限公司所屬上海核工程研究設計院負責設計，總設計師鄭明光。2020年9月28日，中國具有完全自主智慧財產權的三代核電技術「國和一號」研發完成。2024年底，首批2台示範工程中的石島灣核電站1號機組首台國和一號機組投入運營。

## 歷史

- 2006年2月9日，中華人民共和國國務院發布《國家中長期科學和技術發展規劃綱要（2006—2020年）》，綱要將大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站列為十六個重大專項之一。
- 2006年5月14日，《國家「十一五」科學技術發展規劃》表明攻克第三代先進壓水堆核電核心技術。
- 2006年12月16日，中國宣布美國西屋電氣贏得中國第三代百萬千瓦級核電招標。
- 2007年5月22日，國家核電技術公司正式成立，國務院國有資產監督管理委員會出資60%，中國核工業集團公司、中國電力投資集團公司、中國廣東核電集團有限公司和中國技術進出口總公司各按10%的比例出資。國家核電技術公司主要負責AP1000核電技術的引進消化吸收再創新。
- 2007年7月24日，國家核電技術有限公司與美國西屋聯合體簽署三代核電自主化依託項目合同。
- 2009年7月21日，國家核電技術公司與中國華能集團公司在北京舉行戰略合作框架協議簽字儀式。2009年9月4日，國家核電技術公司與中國華能集團公司共同在北京舉行國核示範電站有限公司出資協議簽字儀式，雙方將共同投資建設我國大型先進壓水堆核電站國家重大科技專項示範工程，項目位於華能集團先前主導開發的石島灣廠址。2009年12月17日，國核示範電站有限公司正式成立。
- 2011年7月4日，《國家「十二五」科學和技術發展規劃》提出完成CAP1400設計和示範電站。
- 2014年9月，CAP1400示範工程初步安全分析報告通過審查。
- 2015年4月27日，CAP1400設計通過了國際原子能機構的通用反應堆安全評估。
- 2017年3月，第一台CAP1400的反應爐壓力槽通過壓力試驗。
- 2017年12月14日，「CAP1400關鍵設計技術研究」課題通過驗收。
- 2022年2月28日，國和一號產業鏈聯盟在上海成立，17家會員簽約。
- 2024年9月，位於石島灣核電站的「國和一號」示範工程1號機組實現首次併網發電

## 設計

<image>

國和一號（CAP1400）是中國完全自主智慧財產權的1500兆瓦級大型先進壓水堆。在AP1000基礎上進一步提升了安全裕量：重新設計與計算熱力學，採用簡化設計和模塊化設計，用做「減法」的思路，把設備結構簡單化。採用了非能動安全系統，利用物質的儲能、重力、對流、蒸發、冷凝等自然力，不依賴外部電源，能確保反應堆安全和餘熱導出，事故後操縱員可不干預時間從「二代加」核電技術的30分鐘提高到72小時；堆芯損傷頻率和大量放射性物質釋放頻率較美國核電使用者要求文件限值低一個量級；具有系統性的嚴重事故預防和緩解措施；屏蔽廠房採用先進的鋼板混凝土結構，具備抗大型商用飛機惡意撞擊的能力等。並非簡單CAP1000的「放大」，而是在壓力容器、蒸汽發生器、主泵等核心部件上進行了重大的結構優化，以匹配更高功率的熱工要求。同時將西方工程規範改編為中國國家標準（GB6429）。

- 兩迴路設計，每個環路配備一台巨大的蒸汽發生器和兩台屏蔽泵
- 堆芯功率和反應堆壓力容器的擴容
- 功率提升：電功率從 AP1000 的約 1,117 兆瓦提升至約 1,400 兆瓦（熱功率從 3,400 兆瓦提升至 4,040 兆瓦）。
- 採用反應堆系統性低壓損設計，流量增加了21%，揚程降低5%。
- 反應堆壓力容器：加大內徑，超大型鍛件製造，一體化頂蓋和一體化底封頭，減少了焊縫，整個筒體部分只有一條環焊縫，大大減少了在役檢查工作量，整體鍛造頂封頭管嘴和一體化底封頭；總體高度12.646米，外稱直徑4.892米（頂蓋及最寬處法蘭直徑超過5.3米），堆芯筒體內徑達到4.5米至5米級別（比AP1000的4.04米內徑顯著加寬），筒體壁厚超過20厘米，接管段及特殊受力部位壁厚達30厘米，壓力容器本體（含頂蓋、螺栓等整體組裝後）的成品總重在400至500噸。取消了 AP1000中使用的中子屏蔽墊。大幅降低了部件鬆動導致堆芯結構磨損的長期風險。
- 堆芯規模擴大，採用與CAP1000一樣的17×17方陣結構，燃料組件14英尺 (約 4.2 米)，數量從AP1000的157個增加到193組，通過增加燃料組件的總數，反應堆可以在較低的線功率密度下實現更高的總功率，這意味著熱工安全裕度更大（提升15%以上），燃料的利用效率更高。但單個燃料組件內部的設計邏輯保持了高度的延續性，以確保技術的穩定性和成熟度。
- 堆內構件：堆芯支承板、堆芯圍筒等結構重新設計，優化了水流分布，減少了水力振動，增強抗震穩定性。
- 在CAP1000基礎上進一步優化了燃料包殼材料（如採用更耐腐蝕的改進型鋯合金）和燃料顆粒（Pellet）的微觀結構，以支持更高的燃耗深度（Burnup），這意味著燃料在堆內放置的時間可以更長，降低了換料頻率，提升了電廠的經濟性。
- 換料周期從AP1000的18個月提升到18-24個月，夠顯著減少停堆大修的頻次，降低大修成本，從而將機組的目標可利用率提升至 93% 以上。
- 增強型被動安全系統：為了適應發熱量增加 20% 以上的堆芯，被動安全液體儲罐的容量擴大，以確保在緊急停堆斷電期間有 72 小時的緩衝時間
- 堆芯補給罐 (CMT)：儲罐容積增加了 21%。
- 蓄能器 (ACC)：容積擴大了 38%，以確保在冷卻劑喪失事故 (LOCA) 期間能夠快速注入堆芯。
- 安全殼內補給水儲罐 (IRWST)：容積擴大了 34%。
- 直接容器注入 (DVI)：緊急安全注水系統的公稱管道直徑從 DN200 擴大到 DN250，以滿足所需的流量。
- 主要迴路和汽輪發電機基礎設施
- 蒸汽發生器升級：自主研發了一種全新的蒸汽發生器（SG）型號。管子數由10025增至12606，690合金U形管，總有效換熱面積達14,666.5平方米，換熱面積增27%，降低了主冷卻迴路的阻力，提高了二次側的效率。這不僅增加了換熱面積，還進一步提高了應對飽和蒸汽的干度要求。高達26米，比AP1000的24米高2米；上筒體內徑被顯著放大到6.12米以上，上部集成了大量的汽水分離器和乾燥器（用於確保出來的蒸汽足夠乾燥，不夾帶水滴），下部直徑達4.65米，主要包裹著密密麻麻的傳熱管束，重達850噸左右；防振性能優化，自主設計了汽水分離裝置和新型蒸汽限流器。改進在於傳熱管材料的優化與支撐板設計，以防止在高流速下產生流體彈性不穩定振動（FIV）。蒸汽發生器底部的「管板」（即承載12,606根換熱管並隔離一、二迴路的超大鋼盤）厚度超1米，重達100多噸；自主研發了群孔成型機，在這塊超厚管板上用數控工具機精準鑽出25,000多個高精度深孔（每根 U 型管有兩端），且不傷害管板基材。
- 流速優化：主蒸汽管道和主冷卻劑迴路管道經過重新設計，橫截面增加約30%，更大的管徑以降低流體流速。這最大限度地減少了反應堆60年使用壽命期間管道內部的腐蝕。
- 汽輪機效率：工程師採用了自主研發的超長1.828米末級汽輪機葉片，顯著增加了排氣面積，最大限度地提高了電廠的熱力學效率。
- 無密封屏蔽泵：7500千瓦，50赫茲能很好適配中國電網，每個機組配備了四台泵，每個蒸汽發生器兩台，能在15.5兆帕（MPa）的高壓環境下24,000 m³/h循環輸送超具有放射性的主迴路冷卻水，且確保「零」小破口洩漏風險。這些泵直接採用倒置焊接的方式固定在蒸汽發生器的底部，並內置了自主研發的高密度特種鎢合金（Tungsten Alloy）重金屬飛輪，以確保在全廠斷電（SBO）事故發生時，泵體能夠通過慣性滑行10-30秒實現被動安全停機（反應堆控制棒完全跌落），高8.2米，約110噸重；主泵在出廠前在真實的15.5MPa和300°C 滿載工況下做數百甚至上千小時長周期極限運轉。
- 穩壓器（Pressurizer，簡稱 PRZ）總高度約14.5米至16米（大幅超過了 CAP1000/AP1000 的原版穩壓器），筒體外徑約2.6米至3.0米，壁厚達到100~150毫米高強度鋼），整體淨重超110噸至130噸。反應堆熱功率驟增導致一迴路水膨脹、壓力飆升時，穩壓器頂部的噴霧系統會立刻開啟，向頂部的蒸氣空間噴射較冷的一迴路水。蒸氣遇冷快速凝結為水，頂部氣體體積收縮，從而迅速將一迴路壓力壓回正常的 15.5 兆帕基準線。當停堆、降功率或一迴路遇冷導致壓力驟降時，穩壓器底部的核級電加熱器組會全功率啟動。高功率電熱棒直接將底部的硼水燒開，瞬間產生大量高壓飽和蒸氣升騰至頂部，利用蒸氣墊的膨脹效應將一迴路壓力「頂」回安全值，防止反應堆堆芯發生沸騰干燒。
- 鵝頸形狀波動管（Surge Line）避免了「熱分層」與「香蕉效應」，該管道是連接反應堆冷卻劑系統（RCS）熱段與穩壓器底部的關鍵管道環節。CAP1400的波動管則徹底消除了所有的環向焊縫，巨型鍛壓機直接將一整塊超純淨的SA508 3級1類碳鋼錠，整體鍛造成具有多處彎曲的大壁厚管道。這種消除焊縫的設計，徹底根除了那些通常作為熱疲勞裂紋萌生溫床的微觀應力集中點。為了保護碳鋼基體免受320°C高溫下高腐蝕性含硼反應堆冷卻水的侵蝕，整根鍛造彎管的內壁均通過自動化工藝，連續堆焊了一層完整的耐腐蝕奧氏體不鏽鋼（如308L/309L）。該波動管採用了經過大量計算流體動力學（CFD）仿真優化設計的、具有大半徑圓弧特徵的曲線輪廓。這種寬緩且連續的坡度設計，能夠有效抑制劇烈湍流渦流的產生，使冷熱流體層得以順暢混合，從而避免在金屬管壁內側形成破壞性的、振盪不穩的熱邊界層，否則極易出現熱分層現象——即管內上層是熱水、下層是冷水。這會導致管道上下溫度不均，使管道像香蕉一樣發生向上彎曲的應力變形（俗稱「香蕉效應」），嚴重威脅壽命。
- 鋼製安全殼 (SC)：外層混凝土防護罩大幅加厚，並採用額外的鋼筋網狀結構進行加固，以承受大型商用客機的直接撞擊；內層是鋼製安全殼，中間留有風道用於自然循環冷卻，直徑從AP1000的39.6米增加至43米，93,800立方米。頂部水箱能存儲3700多噸冷卻水。
- 熱安全裕度：內部系統重新平衡使整體熱安全裕度比基準AP1000藍圖中的數值提高了15%。
- 設備國產率：從2019年85%以上到2023年實現100%設備國產化
- 整體反應堆壓力容器O型密封環，完全國產，O型環直徑大幅擴張至4.8米至5.2米左右。
- 氫氣消減：與標準的 AP1000 配置相比，安全廠房內增設了六台非能動氫氣複合器，並擴大了氫氣點火器的供電窗口，從而能夠更強有力地預防氫氣爆炸事故的發生。
- 與二代核電相比，國和一號/CAP1400的閥門數量減少了80.4%、泵的數量減少92.3%、管道數量減少58.5%、電纜數量減少了48.6%
- 數位化儀控系統（DCS）：使用國核自儀系統工程公司( State Nuclear Power Automation System (SNPAS) Engineering Company)以FPGA為基礎研製的反應堆保護系統NuPAC(Nuclear Protection and Control)、控制系統平台NuCON、多樣化驅動系統平台NuBAC、核電站全範圍模擬機NuSIM、核電站特殊監控系統和地震監測系統NuTEC、堆內測量和堆外核測系統NuNIS、輻射監控系統NuRAD、棒控棒位系統NuRIC；其中基於可編程邏輯器件FPGA的NuPAC是與洛克希德·馬丁公司聯合研製，雙方都擁有完全智慧財產權，已經獲得美國NRC認證和中國認證。
- CPU/主控晶片：採用了國產高性能工業級處理器（如龍芯、飛騰或中電科定製晶片），替代了此前依賴的西門子或西屋套件。
- 核心晶片國產化率達到 100%，主控板卡整體國產化率超過 90%。
- 專用晶片（ASIC/FPGA）：針對核電特殊環境（如抗輻射要求）設計的專用積體電路已實現完全自主設計，並由國內成熟工藝晶圓廠代工。
- 模擬晶片（如高精度 ADC/DAC）、核級晶片全部國產
- 基於國產實時作業系統（RTOS）確保了對核反應堆控制的毫秒級響應速度。
- 進一步優化了模塊化建造技術，批量化建造後核電項目的建造周期可至48個月

## 爭議

### 智慧財產權

AP1000系統的最佳單機功率似乎低於120萬千瓦，功率的提升會帶來技術和成本問題。西屋電氣提出中國基於AP1000研發的核電技術如果功率大於135萬千瓦，那麼中國將擁有相應產品的智慧財產權，因此初始版外貿型CAP的功率定為140萬千瓦。西屋公司之後又提出技術轉讓協議中的135萬千瓦是淨功率而非毛功率，因此國和一號的毛功率和淨功率分別上調至150萬千瓦和135萬千瓦。

### AP1000依託項目

浙江台州三門核電站和山東煙臺海陽核電站是AP1000技術的依託項目，建設過程碰到了設計頻繁變更、部分核心關鍵組件（特別是屏蔽主泵，其他還有爆破閥、儀器和控制系統等）難產等問題，使得發電廠在延期五年之後才開始併網。更糟的是三門核電站2號機組在運營後發生主泵故障造成近一年的停機，目前機組已經恢復運營。這些也給國和一號的應用推廣蒙上陰影。另一方面，首台國產AP1000主泵已經製造成功。

### 西屋破產

2006年，東芝高價收購西屋電氣，計劃以此大量占領三代核電市場。然而，福島第一核電站2011年遭遇地震海嘯發生嚴重核事故，各國核電站發展速度驟減，因此西屋公司的經營大幅受挫。隨後，東芝又爆出虛增利潤達12億多美元的會計醜聞，多位高管引咎辭職。2017年3月29日，西屋電氣因為在美國4台機組採用固定價格問題，項目多次因監管要求、設計變更、缺乏近期施工經驗、製造缺陷、複雜的物流管理而延期造成約110億美元虧損，依據美國破產法第11章正式申請破產重組，國家電力投資集團有限公司表示西屋電氣申請破產對第三代核電自主化不會產生實質性影響。

## 運行機組

國核示範工程 位於山東石島灣核電站，1號機組於2024年12月16日商用，2號機組於2025年7月商用。

核電站名稱｜編號｜類型｜淨容量 MWe｜毛容量 MWe｜熱容量 MWt｜開工｜臨界｜聯網｜商用｜備註

石島灣核電站 (山東)｜國和1號｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜2019-6-19｜2021-09-12｜2021-12-20｜2024-12-16

國和2號｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜2020-4-21｜2025-7-30

白龍核電站(廣西)｜3號｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜規劃

4號｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜規劃

5號｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜規劃

6號｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜規劃

### 國核示範工程（運營中）

位於山東石島灣核電站，1號機組於2024年12月16日商用，2號機組於2025年7月商用。

文件名稱｜文件編號｜發布機關｜發布日期

關於頒發國和一號示範工程2號機組運行許可證的通知？｜國核安發〔2025〕？號｜國家核安全局｜2025年5月8日？

關於頒發國和一號示範工程1號機組運行許可證的通知｜國核安發〔2024〕116號｜國家核安全局｜2024年7月19日

關於國和一號示範工程1、2號機組環境影響報告書（運行階段）的批覆｜環審〔2024〕72號｜生態環境部｜2024年7月19日

建造許可證｜？｜？｜？

關於大型先進壓水堆核電站重大專項CAP1400示範工程環境影響報告書（建造階段）的批覆｜環審〔2019〕48號｜生態環境部｜2019年3月21日

關於大型先進壓水堆核電站重大專項CAP1400示範工程環境影響報告書（選址階段）的批覆｜環審〔2014〕146號｜環境保護部｜2014年6月18日

大型先進壓水堆核電站重大專項CAP1400示範工程廠址選擇審查意見書｜國核安發〔2014〕132號｜國家核安全局｜2014年6月18日

### 白龍核電站

白龍核電站規劃6台機組，1號機組與2號機組採用CAP1000技術；3號機組、4號機組、5號機組、6號機組已經規劃採用國和一號(CAP1400)技術。項目正處於穩步推進過程中。

## 出口

- 土耳其：目前正在與土耳其分別位於錫諾普與色雷斯地區的兩座核電站談判，與俄羅斯、韓國及加拿大四國競標。

## 基本資料

- 日語原文：國和一號（CAP1400）
- 核燃料（可裂變物質）：LEU
- 熱功率： 4040 MWt
- 電功率： ~1533 MWe
- 中子慢化劑：水
- 冷卻劑：液體 (輕水)
- 控制方式：控制棒
- 中子溫度：Thermal
- 燃料形態：固態
- 目前狀態：2台商運，多台籌建
- 世代：第三代核反應堆
- 反應堆原理：壓水反應堆
- 主要用途：發電