中国为什么要选择压水堆核电站？ 二战结束之后，当时唯一掌握原子弹技术的美国就开始积极研究利用核反应堆发电的可能性，不过多作为军用。当时设计的核反应堆五花八门，能装在直径不到十公尺的潜艇里的只有一种，就是压水堆（Pressurized Water Reactor, PWR），所以它成为后来所有军用船舶核动力的来源。 压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂，冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。
美国AP1000反应堆冷却剂泵 后来美国大部分的核电厂，尤其是西屋电气公司（Westinghouse）的产品，都是压水堆的。美国西屋电气公司被称为“核电鼻祖”，曾经是全球最大的核电设备制造企业，20世纪80年代以前，西方国家所使用的民用核能技术，几乎都来自这家公司。目前全世界有近50%、美国有近60%的在运核电站是基于西屋技术建造的，也因此确立了压水堆在全世界核电领域的主导地位。中国始于70年代的民用核电基于同样原因也选择了压水堆的技术路线。 各个国家的三代/三代半压水堆核电反应堆有着各自不同的技术路线，最典型的是法国阿海珐EPR的专设安全设施加法路线和美国西屋公司AP1000的非能动安全设施减法路线。
美国西屋公司AP1000三代核电技术 （三）如果福岛核电站换成第三代核反应堆会如何？ 压水堆是一种技术十分成熟的堆型，具有结构紧凑，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜等优点，而且由于双回路设计，具有放射性的冷却剂不会污染汽轮机，在机组维护上比较方便。AP1000相对于过去的第二代反应堆，在安全性方面最大的改进就是非能动安全技术。 什么又是非能动安全技术？目前大多数水冷堆，在紧急停堆后，如果没有能动降温措施，就很难充分释放残余的衰变热。 以日本福岛核事故为例，当时因地震引发的海啸导致福岛核电站断电，而第二代核电站需要电力驱动冷却系统，而在断电之后导致冷却系统失效，堆芯温度不断上升，加上反应堆内没有消氢系统，最终导致1、2、3、4号机组相继发生氢气爆炸，酿成了堪比切尔诺贝利核事故的7级核事故——而根据IAEA的报告，福岛核事故的放射性物质总泄漏量已经超过了切尔诺贝利核事故。
日本福岛核电站爆炸后航拍图 美国的AP1000可以在全厂断电的情况下，冷却系统依旧能正常工作72小时，为外部救援赢得宝贵的时间。所以，可以想象，如果福岛核电站使用的是第三代反应堆，结局会是什么。 （四）引进、消化、吸收和再创新的中国第三代核电技术 中国的民用核电技术虽然起步较早，但受限于科技和工业基础，起点不高，不管是设计、设备制造还是运行方面跟当时的核电强国都有较大差距。 秦山一期是中国第一座自主设计建造、运行管理的核电站，在设计中吸收了美国西屋二代百万千瓦核电压水堆的技术。但由于对技术吃的不透，电功率只有30万千瓦，设计裕量过大经济性不佳。秦山核电一期投运七年之后曾遇到运行技术挑战，西屋在处理问题上发挥了重要作用，保证了核电站安全稳定运行。 后来，21世纪初，我们基本掌握了二代核电的设计、建造、设备制造技术，但此时核电强国们的三代/三代半核电技术已经开始商业化应用。所以，2004年中国开始启动了第三代核电站依托项目的核岛技术招标，最终选择了西屋电器的AP1000。 这也是为什么我们要先来介绍美国的AP1000的一个原因，还有一个原因是：中国第三代核电CAP1400技术，是经过AP1000技术的引进、消化、吸收和再创新，而形成的中国具有自主知识产权的大型先进压水堆核电技术。 AP1000技术的引进、消化、吸收和再创新实行三步走。 第一步是以外方为主，中方全面参与的方式，建成4台AP1000机组，把整个设计、建造、运行维护流程走一遍。 第二步是以中方为主，外方支持，使中方单位能够具备建设AP1000核电机组的技术能力。在第一步和第二步的落实过程中，中方单位掌握了AP1000的设计技术，具备了非能动型号自主设计能力与持续开发能力，建立了完整、先进、配套的核岛设计分析软件体系和平台，推进了设备国产化，最终在二代加设备制造的基础上整体形成三代设备国产化制造能力。 第三步是实现压水堆重大专项全面自主创新，形成CAP1400标准设计，并建成CAP1400重大专项示范工程。
说了这么多，究竟啥是CAP1400？C是China的首个字母，A是Advanced（先进）的首字母，P是Passive（非能动）的首字母，1400指的是是装机容量为140万千瓦。换言之，CAP1400含义是中国装机容量为140万千瓦的先进非能动核电技术。 第三步其实也分为两个部分，先是在AP1000的基础上，自主设计CAP1000。CAP1000设计时采用中国标准，使用国产设备和材料，充分借鉴AP1000项目的经验，并参考日本福岛核事故的教训进行设计。 比如CAP1000 创新性的采用钢制安全壳，使得安全壳内部热量能够通过安全壳有效移除到最终热阱。 再比如在发生事故的情况下，在安全壳内部形成的闭式汽水循环，可有效的控制设计扩展工况下潜在放射性废水的产生与排放量，从而避免类似福岛事故后大量放射性液体流出问题。 然后在以之前取得的技术积累之下，自主设计CAP1400，经过数年时间和四个方案的研讨修改，最终形成了拥有自主知识产权的CAP1400。 （五）CAP1400并非美国的“山寨” CAP1400并非是美国AP1000的山寨或者仿制，而是完全将国外技术消化吸收之后的自主创新，最直观的表现就是CAP1400性能优于AP1000。
就主要参数而言：CAP1400的堆芯热功率为40400MWt，AP1000的堆芯热功率为3400MWt，堆芯热功率提升达18.8%；CAP1400电功率为1250MWe，CAP1400的电功率为1500MWe，电功率提升20%；AP1000每盒燃料组件数为157，CAP1400每盒燃料组件数为193；AP1000的主泵流量（单泵）为17886m3 /h，CAP1400的主泵流量（单泵）为21642m3 /h，CAP1400的主泵流量比AP1000增加了20%，而且主泵还具有60年免维护特点。 除了性能优于AP1000之外，CAP1400还有较好的安全性和经济性。 “大容积”——CAP1400在设计中扩大了安全壳尺寸，获得了较大的自由容积、优化布置和更大的安全壳内压分析裕量； “抗撞击”——CAP1400采用了钢板混凝土设计，使反应堆具备抗大型商用飞机撞击的能力。而且在大型商用飞机撞击之后，不会影响安全壳结构的完整性、反应堆冷却能力、乏燃料池的完整性及其冷却能力； “易冷却”——在反应堆冷却系统方面，回路流通面积增加25%，降低了系统阻力，减小了可能的流动加速腐蚀； “密封性”——CPA1400控制棒采用整体式承压壳体部件，提高了密封性，而且反应堆内构建采用整体焊接式堆芯围桶结构，取代原用螺栓连接，彻底避免螺栓脱落可能带来的重大事故；反应堆压力容器也进行了改进，极大缩短了在役检查时间，降低了压力容器发生泄漏的可能性。
（八）核电有望成为高铁之后的又一张“国家名片”？ 福岛核事故后，全球的核电发展开始降温，已经过去了四年半的时间，核电审批速度依然未能回到事故之前的水平，CAP1400示范电站也尚未被批准FCD，FCD是一个核电站建设的重要里程碑，标志着前期准备工作的结束和核电现场土建工程的正式开工。 目前中国所建的示范电站位于山东威海市荣成石岛湾厂址，拟建设2台CAP1400型压水堆核电机组，设计寿命60年，单机容量140万千瓦，预计于2017年正式开工。
CAP1400示范工程规划图 核工业是高科技战略产业，是国家安全的重要基石，而CAP1400技术引进消化吸收再创新，核电真的有望成为高铁之后的“国家名片”吗？ |
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