国和一号

国和一号（又名Guohe One，CAP1400，CAP表示China Advanced Passive压水反应堆）为中华人民共和国基于西屋公司AP1000设计原理研究发展的具有自主知识产权的第三代核电站科技，毛功率超过1500MWe，净功率超过1350MWe。目前有两台国和一号机组建成运营。

国和一号由国家电力投资集团有限公司所属上海核工程研究设计院负责设计，总设计师郑明光。2020年9月28日，中国具有完全自主知识产权的三代核电技术“国和一号”研发完成。2024年底，首批2台示范工程中的石岛湾核电站1号机组首台国和一号机组投入运营。

## 历史

- 2006年2月9日，中华人民共和国国务院发布《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006—2020年）》，纲要将大型先进压水堆及高温气冷堆核电站列为十六个重大专项之一。
- 2006年5月14日，《国家“十一五”科学技术发展规划》表明攻克第三代先进压水堆核电核心技术。
- 2006年12月16日，中国宣布美国西屋电气赢得中国第三代百万千瓦级核电招标。
- 2007年5月22日，国家核电技术公司正式成立，国务院国有资产监督管理委员会出资60%，中国核工业集团公司、中国电力投资集团公司、中国广东核电集团有限公司和中国技术进出口总公司各按10%的比例出资。国家核电技术公司主要负责AP1000核电技术的引进消化吸收再创新。
- 2007年7月24日，国家核电技术有限公司与美国西屋联合体签署三代核电自主化依托项目合同。
- 2009年7月21日，国家核电技术公司与中国华能集团公司在北京举行战略合作框架协议签字仪式。2009年9月4日，国家核电技术公司与中国华能集团公司共同在北京举行国核示范电站有限公司出资协议签字仪式，双方将共同投资建设我国大型先进压水堆核电站国家重大科技专项示范工程，项目位于华能集团先前主导开发的石岛湾厂址。2009年12月17日，国核示范电站有限公司正式成立。
- 2011年7月4日，《国家“十二五”科学和技术发展规划》提出完成CAP1400设计和示范电站。
- 2014年9月，CAP1400示范工程初步安全分析报告通过审查。
- 2015年4月27日，CAP1400设计通过了国际原子能机构的通用反应堆安全评估。
- 2017年3月，第一台CAP1400的反应炉压力槽通过压力试验。
- 2017年12月14日，“CAP1400关键设计技术研究”课题通过验收。
- 2022年2月28日，国和一号产业链联盟在上海成立，17家会员签约。
- 2024年9月，位于石岛湾核电站的“国和一号”示范工程1号机组实现首次并网发电

## 设计

<image>

国和一号（CAP1400）是中国完全自主知识产权的1500兆瓦级大型先进压水堆。在AP1000基础上进一步提升了安全裕量：重新设计与计算热力学，采用简化设计和模块化设计，用做“减法”的思路，把设备结构简单化。采用了非能动安全系统，利用物质的储能、重力、对流、蒸发、冷凝等自然力，不依赖外部电源，能确保反应堆安全和余热导出，事故后操纵员可不干预时间从“二代加”核电技术的30分钟提高到72小时；堆芯损伤频率和大量放射性物质释放频率较美国核电用户要求文件限值低一个量级；具有系统性的严重事故预防和缓解措施；屏蔽厂房采用先进的钢板混凝土结构，具备抗大型商用飞机恶意撞击的能力等。并非简单CAP1000的“放大”，而是在压力容器、蒸汽发生器、主泵等核心部件上进行了重大的结构优化，以匹配更高功率的热工要求。同时将西方工程规范改编为中国国家标准（GB6429）。

- 两回路设计，每个环路配备一台巨大的蒸汽发生器和两台屏蔽泵
- 堆芯功率和反应堆压力容器的扩容
- 功率提升：电功率从 AP1000 的约 1,117 兆瓦提升至约 1,400 兆瓦（热功率从 3,400 兆瓦提升至 4,040 兆瓦）。
- 采用反应堆系统性低压损设计，流量增加了21%，扬程降低5%。
- 反应堆压力容器：加大内径，超大型锻件制造，一体化顶盖和一体化底封头，减少了焊缝，整个筒体部分只有一条环焊缝，大大减少了在役检查工作量，整体锻造顶封头管嘴和一体化底封头；总体高度12.646米，外称直径4.892米（顶盖及最宽处法兰直径超过5.3米），堆芯筒体内径达到4.5米至5米级别（比AP1000的4.04米内径显著加宽），筒体壁厚超过20厘米，接管段及特殊受力部位壁厚达30厘米，压力容器本体（含顶盖、螺栓等整体组装后）的成品总重在400至500吨。取消了 AP1000中使用的中子屏蔽垫。大幅降低了部件松动导致堆芯结构磨损的长期风险。
- 堆芯规模扩大，采用与CAP1000一样的17×17方阵结构，燃料组件14英尺 (约 4.2 米)，数量从AP1000的157个增加到193组，通过增加燃料组件的总数，反应堆可以在较低的线功率密度下实现更高的总功率，这意味着热工安全裕度更大（提升15%以上），燃料的利用效率更高。但单个燃料组件内部的设计逻辑保持了高度的延续性，以确保技术的稳定性和成熟度。
- 堆内构件：堆芯支承板、堆芯围筒等结构重新设计，优化了水流分布，减少了水力振动，增强抗震稳定性。
- 在CAP1000基础上进一步优化了燃料包壳材料（如采用更耐腐蚀的改进型锆合金）和燃料颗粒（Pellet）的微观结构，以支持更高的燃耗深度（Burnup），这意味着燃料在堆内放置的时间可以更长，降低了换料频率，提升了电厂的经济性。
- 换料周期从AP1000的18个月提升到18-24个月，够显著减少停堆大修的频次，降低大修成本，从而将机组的目标可利用率提升至 93% 以上。
- 增强型被动安全系统：为了适应发热量增加 20% 以上的堆芯，被动安全液体储罐的容量扩大，以确保在紧急停堆断电期间有 72 小时的缓冲时间
- 堆芯补给罐 (CMT)：储罐容积增加了 21%。
- 蓄能器 (ACC)：容积扩大了 38%，以确保在冷却剂丧失事故 (LOCA) 期间能够快速注入堆芯。
- 安全壳内补给水储罐 (IRWST)：容积扩大了 34%。
- 直接容器注入 (DVI)：紧急安全注水系统的公称管道直径从 DN200 扩大到 DN250，以满足所需的流量。
- 主要回路和汽轮发电机基础设施
- 蒸汽发生器升级：自主研发了一种全新的蒸汽发生器（SG）型号。管子数由10025增至12606，690合金U形管，总有效换热面积达14,666.5平方米，换热面积增27%，降低了主冷却回路的阻力，提高了二次侧的效率。这不仅增加了换热面积，还进一步提高了应对饱和蒸汽的干度要求。高达26米，比AP1000的24米高2米；上筒体内径被显著放大到6.12米以上，上部集成了大量的汽水分离器和干燥器（用于确保出来的蒸汽足够干燥，不夹带水滴），下部直径达4.65米，主要包裹着密密麻麻的传热管束，重达850吨左右；防振性能优化，自主设计了汽水分离装置和新型蒸汽限流器。改进在于传热管材料的优化与支撑板设计，以防止在高流速下产生流体弹性不稳定振动（FIV）。蒸汽发生器底部的“管板”（即承载12,606根换热管并隔离一、二回路的超大钢盘）厚度超1米，重达100多吨；自主研发了群孔成型机，在这块超厚管板上用数控机床精准钻出25,000多个高精度深孔（每根 U 型管有两端），且不伤害管板基材。
- 流速优化：主蒸汽管道和主冷却剂回路管道经过重新设计，横截面增加约30%，更大的管径以降低流体流速。这最大限度地减少了反应堆60年使用寿命期间管道内部的腐蚀。
- 汽轮机效率：工程师采用了自主研发的超长1.828米末级汽轮机叶片，显著增加了排气面积，最大限度地提高了电厂的热力学效率。
- 无密封屏蔽泵：7500千瓦，50赫兹能很好适配中国电网，每个机组配备了四台泵，每个蒸汽发生器两台，能在15.5兆帕（MPa）的高压环境下24,000 m³/h循环输送超具有放射性的主回路冷却水，且确保“零”小破口泄漏风险。这些泵直接采用倒置焊接的方式固定在蒸汽发生器的底部，并内置了自主研发的高密度特种钨合金（Tungsten Alloy）重金属飞轮，以确保在全厂断电（SBO）事故发生时，泵体能够通过惯性滑行10-30秒实现被动安全停机（反应堆控制棒完全跌落），高8.2米，约110吨重；主泵在出厂前在真实的15.5MPa和300°C 满载工况下做数百甚至上千小时长周期极限运转。
- 稳压器（Pressurizer，简称 PRZ）总高度约14.5米至16米（大幅超过了 CAP1000/AP1000 的原版稳压器），筒体外径约2.6米至3.0米，壁厚达到100~150毫米高强度钢），整体净重超110吨至130吨。反应堆热功率骤增导致一回路水膨胀、压力飙升时，稳压器顶部的喷雾系统会立刻开启，向顶部的蒸气空间喷射较冷的一回路水。蒸气遇冷快速凝结为水，顶部气体体积收缩，从而迅速将一回路压力压回正常的 15.5 兆帕基准线。当停堆、降功率或一回路遇冷导致压力骤降时，稳压器底部的核级电加热器组会全功率启动。高功率电热棒直接将底部的硼水烧开，瞬间产生大量高压饱和蒸气升腾至顶部，利用蒸气垫的膨胀效应将一回路压力“顶”回安全值，防止反应堆堆芯发生沸腾干烧。
- 鹅颈形状波动管（Surge Line）避免了“热分层”与“香蕉效应”，该管道是连接反应堆冷却剂系统（RCS）热段与稳压器底部的关键管道环节。CAP1400的波动管则彻底消除了所有的环向焊缝，巨型锻压机直接将一整块超纯净的SA508 3级1类碳钢锭，整体锻造成具有多处弯曲的大壁厚管道。这种消除焊缝的设计，彻底根除了那些通常作为热疲劳裂纹萌生温床的微观应力集中点。为了保护碳钢基体免受320°C高温下高腐蚀性含硼反应堆冷却水的侵蚀，整根锻造弯管的内壁均通过自动化工艺，连续堆焊了一层完整的耐腐蚀奥氏体不锈钢（如308L/309L）。该波动管采用了经过大量计算流体动力学（CFD）仿真优化设计的、具有大半径圆弧特征的曲线轮廓。这种宽缓且连续的坡度设计，能够有效抑制剧烈湍流涡流的产生，使冷热流体层得以顺畅混合，从而避免在金属管壁内侧形成破坏性的、振荡不稳的热边界层，否则极易出现热分层现象——即管内上层是热水、下层是冷水。这会导致管道上下温度不均，使管道像香蕉一样发生向上弯曲的应力变形（俗称“香蕉效应”），严重威胁寿命。
- 钢制安全壳 (SC)：外层混凝土防护罩大幅加厚，并采用额外的钢筋网状结构进行加固，以承受大型商用客机的直接撞击；内层是钢制安全壳，中间留有风道用于自然循环冷却，直径从AP1000的39.6米增加至43米，93,800立方米。顶部水箱能存储3700多吨冷却水。
- 热安全裕度：内部系统重新平衡使整体热安全裕度比基准AP1000蓝图中的数值提高了15%。
- 设备国产率：从2019年85%以上到2023年实现100%设备国产化
- 整体反应堆压力容器O型密封环，完全国产，O型环直径大幅扩张至4.8米至5.2米左右。
- 氢气消减：与标准的 AP1000 配置相比，安全厂房内增设了六台非能动氢气复合器，并扩大了氢气点火器的供电窗口，从而能够更强有力地预防氢气爆炸事故的发生。
- 与二代核电相比，国和一号/CAP1400的阀门数量减少了80.4%、泵的数量减少92.3%、管道数量减少58.5%、电缆数量减少了48.6%
- 数字化仪控系统（DCS）：使用国核自仪系统工程公司( State Nuclear Power Automation System (SNPAS) Engineering Company)以FPGA为基础研制的反应堆保护系统NuPAC(Nuclear Protection and Control)、控制系统平台NuCON、多样化驱动系统平台NuBAC、核电站全范围模拟机NuSIM、核电站特殊监控系统和地震监测系统NuTEC、堆内测量和堆外核测系统NuNIS、辐射监控系统NuRAD、棒控棒位系统NuRIC；其中基于可编程逻辑器件FPGA的NuPAC是与洛克希德·马丁公司联合研制，双方都拥有完全知识产权，已经获得美国NRC认证和中国认证。
- CPU/主控芯片：采用了国产高性能工业级处理器（如龙芯、飞腾或中电科定制芯片），替代了此前依赖的西门子或西屋套件。
- 核心芯片国产化率达到 100%，主控板卡整体国产化率超过 90%。
- 专用芯片（ASIC/FPGA）：针对核电特殊环境（如抗辐射要求）设计的专用集成电路已实现完全自主设计，并由国内成熟工艺晶圆厂代工。
- 模拟芯片（如高精度 ADC/DAC）、核级芯片全部国产
- 基于国产实时操作系统（RTOS）确保了对核反应堆控制的毫秒级响应速度。
- 进一步优化了模块化建造技术，批量化建造后核电项目的建造周期可至48个月

## 争议

### 知识产权

AP1000系统的最佳单机功率似乎低于120万千瓦，功率的提升会带来技术和成本问题。西屋电气提出中国基于AP1000研发的核电技术如果功率大于135万千瓦，那么中国将拥有相应产品的知识产权，因此初始版外贸型CAP的功率定为140万千瓦。西屋公司之后又提出技术转让协议中的135万千瓦是净功率而非毛功率，因此国和一号的毛功率和净功率分别上调至150万千瓦和135万千瓦。

### AP1000依托项目

浙江台州三门核电站和山东烟台海阳核电站是AP1000技术的依托项目，建设过程碰到了设计频繁变更、部分核心关键组件（特别是屏蔽主泵，其他还有爆破阀、仪器和控制系统等）难产等问题，使得发电厂在延期五年之后才开始并网。更糟的是三门核电站2号机组在运营后发生主泵故障造成近一年的停机，目前机组已经恢复运营。这些也给国和一号的应用推广蒙上阴影。另一方面，首台国产AP1000主泵已经制造成功。

### 西屋破产

2006年，东芝高价收购西屋电气，计划以此大量占领三代核电市场。然而，福岛第一核电站2011年遭遇地震海啸发生严重核事故，各国核电站发展速度骤减，因此西屋公司的经营大幅受挫。随后，东芝又爆出虚增利润达12亿多美元的会计丑闻，多位高管引咎辞职。2017年3月29日，西屋电气因为在美国4台机组采用固定价格问题，项目多次因监管要求、设计变更、缺乏近期施工经验、制造缺陷、复杂的物流管理而延期造成约110亿美元亏损，依据美国破产法第11章正式申请破产重组，国家电力投资集团有限公司表示西屋电气申请破产对第三代核电自主化不会产生实质性影响。

## 运行机组

国核示范工程 位于山东石岛湾核电站，1号机组于2024年12月16日商用，2号机组于2025年7月商用。

核电站名称｜编号｜类型｜净容量 MWe｜毛容量 MWe｜热容量 MWt｜开工｜临界｜联网｜商用｜备注

石岛湾核电站 (山东)｜国和1号｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜2019-6-19｜2021-09-12｜2021-12-20｜2024-12-16

国和2号｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜2020-4-21｜2025-7-30

白龙核电站(广西)｜3号｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜规划

4号｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜规划

5号｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜规划

6号｜CAP1400｜1500｜1550｜4040｜规划

### 国核示范工程（运营中）

位于山东石岛湾核电站，1号机组于2024年12月16日商用，2号机组于2025年7月商用。

文件名称｜文件编号｜发布机关｜发布日期

关于颁发国和一号示范工程2号机组运行许可证的通知？｜国核安发〔2025〕？号｜国家核安全局｜2025年5月8日？

关于颁发国和一号示范工程1号机组运行许可证的通知｜国核安发〔2024〕116号｜国家核安全局｜2024年7月19日

关于国和一号示范工程1、2号机组环境影响报告书（运行阶段）的批复｜环审〔2024〕72号｜生态环境部｜2024年7月19日

建造许可证｜？｜？｜？

关于大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程环境影响报告书（建造阶段）的批复｜环审〔2019〕48号｜生态环境部｜2019年3月21日

关于大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程环境影响报告书（选址阶段）的批复｜环审〔2014〕146号｜环境保护部｜2014年6月18日

大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程厂址选择审查意见书｜国核安发〔2014〕132号｜国家核安全局｜2014年6月18日

### 白龙核电站

白龙核电站规划6台机组，1号机组与2号机组采用CAP1000技术；3号机组、4号机组、5号机组、6号机组已经规划采用国和一号(CAP1400)技术。项目正处于稳步推进过程中。

## 出口

- 土耳其：目前正在与土耳其分别位于锡诺普与色雷斯地区的两座核电站谈判，与俄罗斯、韩国及加拿大四国竞标。

## 基本资料

- 日语原文：国和一号（CAP1400）
- 核燃料（可裂变物质）：LEU
- 热功率： 4040 MWt
- 电功率： ~1533 MWe
- 中子慢化剂：水
- 冷却剂：液体 (轻水)
- 控制方式：控制棒
- 中子温度：Thermal
- 燃料形态：固态
- 目前状态：2台商运，多台筹建
- 世代：第三代核反应堆
- 反应堆原理：压水反应堆
- 主要用途：发电