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华龙一号

华龙一号

华龙一号（英文名：Hua Long Pressurized Reactor，简称：HPR1000）是中国具有完整自主知识产权的三代核电技术，满足全球最高安全标准。“华龙一号”采用单堆布置，厂房由核岛、常规岛和电厂配套设施三部分组成。核岛包括反应堆厂房、燃料厂房、电气厂房、安全厂房以及几个外围的其他厂房。

中国国家能源局于2013年4月25日主持召开了自主创新的三代核电技术合作协调会。在此次会议上，中广核和中核集团同意在之前各自研发的ACPR1000+和ACP1000技术基础上共同开发“华龙一号”技术。2014年8月22日，经国家能源局和国家核安全局联合组织的专家评审，确定了“华龙一号”总体技术方案。2017年8月20日，中国一重集团成功制造了全球首台“华龙一号”福清5号核反应堆压力容器。2020年11月27日，华龙一号全球首堆——中核集团福清核电5号机组首次并网成功。2021年5月20日1时15分，巴基斯坦卡拉奇的华龙一号海外首堆工程2号机组完成了100小时连续稳定运行验收。2022年3月25日，福清市核电厂6号机组正式具备商业运营条件，成为第二台华龙一号机组。该机组的投入商业运营标志着华龙一号示范工程的全面建成投运。2023年3月25日，中国西部地区首台“华龙一号”——防城港核电站3号机组投产发电。2024年9月，依据WANO（世界核电运营者协会）评价规则，中国核能电力股份有限公司旗下福清核电6号机组综合指数实现满分。至此，“华龙一号”示范工程福清核电5、6号机组WANO综合指数均达到满分。

截至2024年8月19日，华龙一号在中国及国外在运在建机组总数达到33台，已成为全球在运在建机组总数最多的三代核电技术，标志着中国核电技术与综合竞争力跻身世界第一方阵。

华龙一号是中国核电创新发展的重大标志性成果，被誉为国之重器、“国家名片”，对于中国实现由核电大国向核电强国的历史性跨越具有重要意义。华龙一号一个机组并网发电之后能够满足一个中型城市，并且每年减少耗煤530万吨，以及减少二氧化碳排放1300万吨。相当于植树2.6亿棵，覆盖面积达到300万亩。有关机构预测，到2025年，中国核能电力股份有限公司在运装机规模将达到7000万千瓦左右，在建装机规模接近4000万千瓦。到2035年，中国核电在运和在建装机容量将达到2亿千瓦左右，发电量约占中国发电量的10%左右。

历史沿革

研发背景

中国在20世纪八十年代引进国外技术后便通过消化、吸收和再创新的方法发展自己的核电技术，并相继研发出了ACP1000、ACPR1000+等三代压水堆核电品牌，这些核反应堆的出现表明我国已经具备了形成自主知识产权三代核电技术的条件。于是，到了2013年，中国决定自主研发一座具备第三代核电技术的核反应堆—“华龙一号”。

自2011年3月11日发生福岛核事故以来，国际社会、中国政府部门和社会公众对核安全的要求和期望有了显著提高。针对这一事件，中国国务院提出了世界最高安全标准审查新建核电站，并要求满足第三代核电技术要求的政策。

国家能源局在2015年底发布了《服务核电企业科学发展协调工作机制实施方案》，第一次提出了核电“走出去”战略，这表明核电“走出去”战略已经被提升为国家级的战略。实现中国从核电大国向核电强国的转变的一个重要标志是拥有自主知识产权的核电技术，并实现其国际化。

研发历程

为了满足中国核能电力股份有限公司产业“走出去”战略以及自身发展需求，中国国家能源局于2013年4月25日主持召开了自主创新的三代核电技术合作协调会。在此次会议上，中广核和中核集团同意在之前各自研发的ACPR1000+和ACP1000技术基础上共同开发“华龙一号”技术。2014年8月22日，经国家能源局和国家核安全局联合组织的专家评审，确定了“华龙一号”总体技术方案。专家组一致认为，“华龙一号”满足了三代核电技术的成熟性、安全性和经济性要求，并且在设计技术、设备制造和运行维护技术等核心领域具备自主知识产权。因此，“华龙一号”被确定为目前国内可以自主出口的核电机型，并建议尽快启动示范项目。为此，中广核和中核集团两集团签署了《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，中国已经同意依托中广核防城港核电站的3号和4号机组以及中核福清核电站的5号和6号机组来建设“华龙一号”国内示范项目。

中国于2015年5月7日开始建设中核集团福清核电站的5号机组，这是中国自主三代核电技术“华龙一号”的首堆示范工程。经过57小时20分钟的连续浇筑，于2015年5月9日20点08分，核岛反应堆厂房底板的9000余立方米混凝土完工。这次成功的浇筑标志着中国核能电力股份有限公司建设迈入新时代，将有助于增强国际市场对中国核电的信心，并有效推进中国核电“走出去”战略的实施。

发电机研制

中国“华龙一号”核电项目的首台发电机已于2017年11月6日通过了“型式试验”，在东方电气集团旗下的东方电气有限公司成功自主研制。这台发电机将被应用于中核集团福清核电站的5号和6号机组。根据“型式试验”的结果显示，这台“华龙一号”核能发电机的各项性能指标全部达到或优于设计要求。振动方面，轴承振动要求不得超过50微米，而实测结果只有3.9微米。其他部件的振动数值也明显低于设计要求。经过30多项测试以及四天的真机旋转试验，这台“华龙一号”核能发电机顺利通过了验证，其性能指标符合并超过了合同和标准的要求。与技术引进机组相比，该机组在机组效率、振动数值、温升等方面都表现出更为优异的性能，达到了世界先进水平。

在计算方法、结构布置、结构材料、绝缘技术等方面，“华龙一号”核能发电机引入了多项创新设计。它采用了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。这些创新性设计让发电机的效率达到了99%。

制造应用

在2017年1月19日，英国核能监管办公室和英国环境署宣布开始审查中国广核提交的“华龙一号”通用设计审查（GDA）的第一阶段工作。

中国一重集团于2017年8月20日发布消息，表示他们受中核集团委托，成功制造了全球首台“华龙一号”福清5号核反应堆压力容器，并将其交付给中国一重大连核电石化公司。这标志着中国一重集团在核能领域取得了重要突破。经过短时间的努力，"华龙一号"已经具备了国际竞争的优势，并填补了中国国内技术上的空白，使其具备参与国际竞标的资格。

在2017年11月16日，英国核能监管办公室和英国环境署审查第二阶段工作开始，英国核能监管办公室和英国环境署发布联合声明，宣布中国三代核电技术“华龙一号”通过了GDA的第一阶段工作，正式进入第二阶段。第二阶段预计需要约12个月的时间。在第二阶段，英国监管机构将重点审查“华龙一号”的安全声明，并从安全、环境和安保等多个角度进行技术审查。

福清核电5号机组的反应堆压力容器于2018年1月28日17时成功吊装入堆，这标志着全球首个采用“华龙一号”技术的核电堆的顺利建设。中核集团在这一里程碑时刻取得了重要进展。2018年5月23日，中国自主研发的三代核电技术“华龙一号”在广西防城港核电有限公司3号机组开始进行核岛封顶工作，也就是穹顶吊装工作。该机组也是“华龙一号”在英国的参考电站。2018年11月15日晚间，中国广核集团宣布中国三代核电技术“华龙一号”在英国的通用设计审查的第二阶段工作完成，正式进入第三阶段。2018年11月29日，位于中国大连的中广核防城港市核电二期工程成功制造出首台反应堆压力容器，刷新了“两年内制造5台套核反应堆压力容器”的记录。

2019年2月19日，“华龙一号”示范工程中核集团福清核电6号机组的第三台蒸汽发生器顺利吊装到位。

华龙一号全球首堆示范工程的核燃料元件于2019年9月10日上午顺利通过了出厂验收，并已开始运输至福清核电站。

中核集团福清核电5号机组是华龙一号全球首堆，其热态性能试验于2020年3月2日基本完成。这项试验的成功为后续的装料和并网发电工作奠定了坚实的基础。2020年9月2日，国务院常务会议核准采用华龙一号技术的浙江三澳核电站项目一期工程1、2号机组。2020年9月4日下午15时30分，福清核电5号机组迈出了重要的一步。这一天，首堆的第1组燃料组件顺利装载，标志着机组进入了主系统带核调试阶段。这个阶段的开始意味着福清核电5号机组离建成投产更近了一步。

中核集团福清核电5号机组于2020年11月27日0时41分正式首次并网成功，成为全球首个投入商业运营的华龙一号核电机组。现场确认表明该机组各项技术指标符合设计要求，并且机组状态良好，为今后机组的商业运营打下了坚实基础。这一里程碑的实现为第三代核电首堆建设创造了最佳的成绩，同时也标志着中国在核电技术领域打破了国外的垄断，正式成为核电技术先进国家。截至2020年11月27日，中核集团在国内外共有6台华龙一号核电机组正在建设中，并且建设工程的安全和质量都处于良好受控的状态。2020年12月30日，国家核安全局颁发采用华龙一号技术的浙江三澳核电一期工程1、2号机组建造许可证。

2021年1月11日，“华龙一号”示范工程——中核集团福清核电6号机组完成冷态性能试验。当地时间2021年5月20日01时15分，“华龙一号”海外首堆工程——巴基斯坦卡拉奇核电2号（K-2）机组完成100小时连续稳定运行验收，各项性能指标达标，正式投入商业运行，标志着中国自主三代核电“走出去”的首台机组顺利建成。2021年10月27日，中核集团漳州核电1号机组作为华龙一号批量化建设项目的首台机组，内穹顶成功吊装，为该项目的进展奠定了基础。2021年11月6日，随着第1组燃料组件入堆，华龙一号示范工程第2台机组——中核集团福清核电6号机首炉燃料装载正式开始，标志着该机组进入主系统带核调试阶段，向建成投产迈出了重要一步。

2021年12月6日，中核集团福清核电5号机组完成了首次大修装换料工作，这意味着这台全球首堆华龙一号机组已经完成了重要的维护工作，为后续的并网发电和商业运行做好了准备。2021年12月11日18时32分，中核集团福清市核电6号机组反应堆首次达到临界，顺利进入带功率运行状态，向建成投产迈出了重要的一步。这一成就标志着华龙一号核电机组的正式运行即将成为现实。

中国华龙一号核电在2022年迎来了一系列重要的里程碑。在1月1日，中核集团福清核电6号机组成功并网，成为全球第三台、中国第二台华龙一号并网发电机组。这标志着华龙一号的发展取得了新的成就。除了中国国内成功，华龙一号在海外也获得了重要合作。2022年2月1日，华龙一号阿根廷核电项目的总包合同正式签订，进一步拓宽了华龙一号的国际市场。这是对中国核能电力股份有限公司技术的认可，同时也为华龙一号的海外发展提供了良好的机会。在海外示范工程方面，巴基斯坦卡拉奇核电工程3号机组也取得了重要进展。2022年2月21日，该机组的反应堆首次达到临界状态，正式进入带功率运行阶段。这标志着华龙一号在海外项目的成功推进，为未来的并网发电和商业运行奠定了坚实的基础。

2022年3月4日，巴基斯坦卡拉奇核电工程3号机组成功并网，成为全球第四台华龙一号机组。该机组的并网成功为后续商业运营奠定了基础。截至目前，华龙一号海内外示范工程的四台机组已经全部完成了并网发电。2022年3月25日，福清市核电厂6号机组正式具备商业运营条件，成为第二台华龙一号机组。该机组的投入商业运营标志着华龙一号示范工程的全面建成投运。2023年3月25日，中国西部地区首台“华龙一号”——防城港核电站3号机组投产发电，首循环安全可靠运行，2023年度能力因子达98.2%，创国内三代堆最优纪录。2023年5月，中国自主三代核电技术“华龙一号”全球首堆示范工程——福清核电5、6号机组正式通过竣工验收。

2024年4月9日20时29分，中广核广西防城港核电站采用华龙一号技术的4号机组成功实现首次并网发电，标志着该机组具备发电能力，向着商业运行目标迈出关键一步。2024年7月28号，采用华龙一号技术的福建宁德核电站二期项目5、6号机组开工。2024年9月，依据WANO（世界核电运营者协会）评价规则，中国核能电力股份有限公司旗下福清核电6号机组综合指数实现满分。至此，“华龙一号”示范工程福清核电5、6号机组WANO综合指数均达到满分，标志着“华龙一号”生产运营绩效在全球范围表现卓越，达到了国际先进水平。

基本原理

压水堆发电原理

压水堆技术（高效传热、北京三环路、三道安全保障、安全经济）

三环路指的是三套封闭的循环系统，每套包括，一台蒸汽发生器，一台主泵，连接管道，串联到反应堆压力容器也就是核电站的心脏，形成闭环，除此外还有一台稳压器连接到管道上，以控制整个闭环系统的温度和压力，使得电厂的心脏能够稳定的发热，传热，利用蒸汽来发电。

红色区为产热，传热区，通常核电专业人士称为一回路，黄色区域通常称为二回路，所谓回路即封闭式循环体。一二回路是对其能量起源和传递次序的简单通俗的描述，这两个区域的传热通过蒸汽发生器完成。蒸汽发生器即产生蒸汽的设备，在下图为红色和黄色都经过的设备。

设计理念

在核电站的设计中，首要的任务是确保三项基本功能，分别是反应性控制、余热导出和放射性包容。这些功能的实现是确保核电站基本安全的关键。为了保证这些安全功能的有效性，纵深防御概念被广泛运用于“华龙一号”核电站的安全设计中，确保所有相关活动都得到全面的防御措施保护。这种纵深防御概念意味着在核电站的设计、建设和运营过程中，从多个层面上进行安全保护，以防止事故的发生和扩散。

“华龙一号”是一种高度创新的核电设计，它集成了能动和非能动系统，以满足安全多样性原则。能动技术的主要特点是能够在核电站发生异常情况时快速而可靠地进行修正。而非能动系统则通过利用自然循环、重力、化学反应、热膨胀和气体膨胀等自然现象，在无需外部能源支持的情况下确保反应堆的安全运行，从而简化设计过程。

能动与非能动系统结合的技术可用于应急堆芯冷却、堆芯余热导出、熔融物堆内滞留和安全壳热量排出等安全功能。这种设计能够充分发挥能动系统成熟、可靠和高效的优势，同时也利用了非能动系统不依赖外部能源的自身安全特性，符合当前核电技术发展的趋势。

需要注意的是，应用非能动系统并不意味着可以降低对能动系统设计要求的重视。能动系统的可用性仍然是首要考虑的，而非能动系统则作为备用措施存在。

设计原则

要求

以F-SC1仪控设备设计为例，要求严格遵循IEC61513、IEEE603、IEEE7-4.3.2和相关下游标准的规定，进行需求分析和设计准则的整理。在系统设计阶段，必须逐条贯彻执行这些要求，以确保F-SC1仪控设备的设计符合核电站的要求。

为了保证设计准则能被有效执行，需要对所有相关的法规和标准进行详细解读，并将其整理出相应的设计准则。这些准则包括但不限于单一故障、独立性、多样性和纵深防御、故障安全、自诊断和定期试验、设备鉴定、信息显示、维修、共因故障等。同时，还需要结合数字化平台的特点，确定合适的设计方案，以确保系统设计能够满足要求。

准则于原则

以下是对单一故障准则和独立性原则的举例说明。

单一故障准则

为了保证反应堆的安全性，反应堆停堆保护系统和安全驱动系统都采取了冗余设计。反应堆停堆保护系统由4个独立的通道组成，这些通道相互独立，并且通过表决逻辑输出保护信号。即使其中的某一个通道发生故障，也不会触发反应堆的紧急停堆功能。

安全驱动系统和优先级输出系统也采用了类似的冗余设计。这些系统由三个独立的序列组成，并且这些序列之间也是相互独立的。即使其中的一个序列出现故障，也不会导致安全功能的丧失。

通过这样的冗余设计和独立性要求，反应堆的停堆保护系统和安全驱动系统能够提供可靠的保护，确保反应堆的运行安全性。即使出现单一故障，系统仍能正常工作，不会对整个反应堆的安全性造成影响。

独立性设计原则

为了保证仪控系统的独立性，可以采取物理隔离、电气隔离和通信隔离这三种方式。物理隔离是通过确保设备之间具有一定的物理距离或安装物理屏障来实现的，这样可以避免不同设备之间的相互影响。电气隔离是通过使用隔离模块、继电器、光耦等装置来实现的，这些装置可以将不同电路之间的电流隔离开，从而保证系统的独立性。通信隔离则是通过使用通信模块或网关来隔离不同的通信网络，以防止不同系统之间的干扰和冲突。这些隔离措施可以有效地确保仪控系统的独立性，提高系统的稳定性和安全性。

核岛布置设计原则及要求

核电站核电布置设计过程中，除了考虑一般的工业厂房设备、管道等物项布置要求以外，主要考虑如下原则及要求。

（1）功能性原则

在布置设计时，首先要考虑顶层设计方案、实现系统功能，合理布置系统设备及部件位置，尤其是在布置非能动系统时，要充分考虑非能动实施的原理。

（2）安全性原则

电站布置要考虑三代核电安全特征，通过布置提升其固有安全性。

1）外部灾害防护，“华龙一号”尽量将不同系列安全级构筑物及物项分开布置，实现空间隔离，在无法实现空间隔离时，采用实体隔离。

2）内部灾害防护，在进行厂房内部物项布置时，全面考虑了诸如火灾、内部飞射物、水淹、高能管道断裂等内部灾害，对需要保护的安全级物项、灾害源以及灾害的发展过程进行了全面分析。采取控制灾害源发生、隔离布置等方法避免灾害发生，无法避免灾害源时，则应采取必要防护措施。

3）辐射防护安全，放射性物项与非放射性物项分开布置，合理规划人员路径，使人员剂量合理可行尽量低。

（3）便利性原则

1）人因工程，“华龙一号”布置设计符合人因工程原则，为操作人员提供便捷舒适的作业环境。

2）可建造性和可运维性，核电站内部结构复杂、系统繁多、设备密集。“华龙一号”在布置设计过程充分考虑了建造期间设备、部件的运输和就位路径，也考虑设备检修空间以及人员、检修检测设备的可达性，使得“华龙一号”便于建造和运维。

（4）经济性原则

在布置设计过程中，在保证安全性的前提下充分考虑经济性。

（5）创新性原则

电站布置要进行创新，在满足功能的情况下体现“华龙一号”独特特点。

（6）先主后次原则

应根据重要性、安全性以及厂房体积大小依次布置构筑物和物项，遵循先主后次原则。

基本组成

整体架构

“华龙一号”采用单堆布置，厂房由核岛、常规岛和电厂配套设施三部分组成。核岛包括反应堆厂房、燃料厂房、电气厂房、安全厂房以及几个外围的其他厂房。核岛厂房根据抗震需求，考虑水平和竖直方向均为0.3g的地面峰值加速度作为抗震输入。

为了防护商用大型运输机的撞击，核岛采用双层安全壳，并在燃料厂房、电气厂房和安全厂房设置混凝土屏蔽墙，实现了实际隔离的效果。这样的布置方案有效降低了外部和内部事件引起的火灾和爆炸的后果和频率。

在电厂的布置方案中，放射性和非放射性设备进行了隔离分区，并为这些区域的进出人员提供不同的通道。这不仅有助于设备的检查、维护和更换，还尽可能降低了职业照射剂量的风险。整个布置方案能够提高设备操作的便利性和效率，确保工作人员的安全。

根据华龙一号堆型的法规标准、功能分级和设计原则，防城港市3号和4号机组系统对于安全控制系统有特定需求。北京广利核系统工程有限公司的DCS平台产品功能需要满足这些需求，并参考CPR1000项目总体架构。为了加强安全控制，华龙一号堆型首次提出采用四大独立仪控平台来实现4层纵深防御理念。

核岛主厂房配置及总体布置

“华龙一号”核岛主厂房采用了单堆布置设计，机组之间存在一定的距离。“华龙一号”作为具有三代核电安全特征的压水堆核电机组，在顶层方案及安全系统设计进行了大量创新。为配合顶层方案及安全系统创新，“华龙一号”核岛主厂房配置也进行了创新。核岛主厂房除了配置反应堆厂房、电气厂房及燃料厂房外，创新性采用了安全厂房，用于布置主要专设安全系统。为满足安全性和便利性要求，这五大厂房以反应堆厂房为中心进行布置。电气厂房主要用于布置E1 级电气仪控设备以及主控室，将其布置在反应堆厂房北侧（以局部坐标计，下同），这样布置有利于连接核岛和常规岛。燃料厂房主要用于新燃料及乏燃料暂存，为了便于运输燃料，将其布置在反应堆厂房南侧，其方位对应反应堆厂房内换料水池。两个安全厂房主要用于布置专设安全设施：安注系统、安喷系统及堆腔淹没系统。为了实现安全系统空间隔离，增加核电站固有安全性，设置两个安全厂房，将两个系列安全系统分开布置，分别布置在反应堆厂房东西两侧，方位与安全壳地坑过滤器出口相对应。为提高核岛主厂房整体抗震性能，提高基础稳定性，将五个核岛主厂房布置在一块大底板上，底板大致为一个对称结构。

“9·11”事件以后，担忧发生商用大飞机恶意撞击核设施，美国核管会已通过联邦法规10CFRPART50.150 明确要求新建核电厂需要对大型民用运输机撞击进行评估。“华龙一号”作为新研发的三代核电机组，防商用飞机撞击无疑是提高其安全水平的一个重要特征。对于核电厂安全而言，主要是保护堆芯安全、乏燃料安全、防止放射性物质外泄以及主控室的可居留性，“华龙一号”主要安全设施均布置于五个核岛厂房，包括核燃料、专设安全设施及主控室。因此，为了抵御商用大型运输机撞击，反应堆厂房、电气厂房及燃料厂房设置了防飞机撞击（APC）大壳，分别用于保护堆芯、主控室及乏燃料安全；两个安全厂房虽然设有专设安全设施，但分别布置反应堆厂房两侧，根据事故假设准则，不考虑同时发生飞机撞击，因此，出于经济性考虑，安全厂房未设置APC 壳。

为提高“华龙一号”安全性、便利性及经济性，对核岛其他厂房配置也进行了创新。主要体现在以下四个方面：

（1）对核辅助厂房配置进行了创新，将三废处理设施移出该厂房，这样做的原因是为提高核废物处理设施利用率，越来越多核电基地将废物集中处理，可以多机组共用一个废物处理设施。

（2）增设人员通行厂房，满足运行及维修期间人员通行及管理要求，提高了便利性。

（3）为提升核岛消防用水可靠性，单独设置了核岛消防泵房，该厂房为抗震Ⅰ类结构，提高了安全性。

（4）设置了核废物厂房，但是该厂房可以根据厂址状况选配，达到节约投资的目的。

此外核岛还设置了应急柴油机厂房、应急空压机房、龙门架及水压试验泵房等厂房。

核岛厂房布置遵循先主后次原则，先布置重要及体积较大的子项，后布置体积相对较小的子项，依次布置。

辅助厂房主要用于核辅助系统布置，包括化容系统、硼水系统、核抽样系统以及核废物系统等。将核辅助系统布置在燃料厂房东侧，便于辅助系统通过燃料厂房与反应堆厂房接口。人员通行厂房用于正常运行及检修期间的人员进出，布置于电气厂房东侧，目的是方便人员通过该厂房进入电气厂房然后达到主控室，也方便人员进入安全厂房及核废物厂房，使人员行走的路程最短。A、B 两个系列安全级应急柴油机厂房分别布置在核岛的西北角和西南角，使之实现位置隔离，可有效避免共因失效；核废物厂房靠近核辅助厂房布置，便于放射性废物输送。核岛消防泵房用于核岛消防用水的贮存及增压，设有消防水池及消防水泵，该厂房布置于人员通行厂房东侧并有一定距离，消防水管道通过地下管廊进入核岛主厂房。应急空压机房设有应急空压机、压缩空气过滤干燥器以及贮存罐，靠近核岛布置。龙门架用于压力容器、蒸发器、主泵等反应堆厂房主要设备建造及维修期间的吊装，方位与反应堆厂房设备闸门相对应，将其布置在燃料厂房南侧，运输轨道通过燃料厂房与反应堆厂房操作大厅相连。水压试验泵房体积较小，相对独立，设置在核岛西南角，靠近燃料厂房。

配套工程

主工艺系统布置

华龙一号主工艺系统包括一回路及二回路系统。主工艺系统作为核电站核心物项，其布置对核电厂整体布局及安全有重要影响，应遵循先主后次原则对其首先布置。“华龙一号”为北京三环路核电机组，一回路系统主要包括一台反应堆压力容器（RPV）、三台蒸汽发生器（SG）、三台主泵（MP）、一台稳压器及其相应主管道和辅助设备，全部布置于反应堆厂房。压力容器作为机组核心布置于反应堆厂房中心位置，三台蒸汽发生器及主泵间隔120°围绕压力容器均匀布置。三个环路主要设备不仅实现空间隔离，还通过隔墙进行实体隔离，可以避免环路间的相互影响和共因失效，满足安全性要求。压力容器与蒸汽发生器之间通过热段相连，将经过反应堆加热后的冷却剂送入蒸汽发生器；蒸汽发生器与主泵通过过渡段相连，将与二回路换热后的冷却剂送入主泵；主泵与压力容器通过冷段相连，将换完热冷却剂送入反应堆加热。稳压器通过波动管与一环路热段相连，以维持一回路压力稳定。为了实现主泵失电后利用自然循环导出堆芯热量，将压力容器布置在低于蒸汽发生器的位置，由于堆芯冷却剂温度相对蒸汽发生器内冷却剂温度更高，利用密度差建立自然循环，实现一回路事故工况下非能动安全。

专设安全系统及严重事故应对系统布置

华龙一号设有辅助给水、安全注入、安全壳喷淋等专设安全系统，另外，相比于二代加核电站，为提高其安全性，“华龙一号”还增设了堆腔淹没、非能动二次侧余热排出及非能动安全壳冷却等严重事故应对系统，采用了能动+非能动的事故应对策略，提高了电站的安全性。

主要辅助系统布置

主要辅助系统在核电厂承担重要功能，“华龙一号”主要的辅助系统有余热排出系统、化容系统、设备冷却水系统、乏燃料池冷却系统等。

余热排出系统主要用于在启停堆期间投入使用，当反应堆冷却剂温度升高到180 ℃时，通过二回路系统带走堆芯热量，余热排出系统停止运行。余热排出系统配置了两台余热排出泵和两台热交换器，1 台余热排出泵和1 台热交换器组成一个安全系列。在传统的二代加核电站，余热排出系统布置于反应堆厂房内部。由于“华龙一号”反应堆厂房内部增设了内置换料水箱和堆腔淹没系统设施，为节约安全壳内部空间，对余热排除系统布置进行了创新，将余热排出系统移出反应堆厂房，布置在核燃料厂房或辅助厂房。这样既可以满足反应堆厂房空间需求，也方便余热排出系统设备在反应堆厂房外的安装及检修。

化容系统用于反应堆冷却剂系统水质及容积控制，与二代加核电站不同，“华龙一号”化容系统不承担高压安注功能。化容系统主要设备包括两台上充泵、一台下泄热交换器和一台再生热交换器及一台容控箱，以及除盐器等。为更好回收下泄流热量并加热上充流，将再生热交换器布置在反应堆厂房，靠近反应堆堆芯。为方便操作和空间利用，将上充泵、下泄热交换器、容控箱及除盐器则布置在核辅助厂房。两台上充泵分别属于两个安全系列，布置时考虑了实体隔离，满足防水淹和防火要求。化容系统用来处理和调节一回路水质，介质具有较高的活性，在管线布置时需要考虑辐射防护，需要手动操作的阀门需要采用远传机构。

设备冷却水系统主要为冷冻水系统、乏燃料池冷却系统、余热排出系统、安喷系统等用户提供设备冷却水。设备冷却水系统配置了四台板式热交换器及四台循环泵。四台板式换热器和四台循环泵分别属于两个安全系列，布置时采用墙体进行实体隔离，满足防水淹和防火要求。设冷水主要设备及母管道体积较大，需要净高较大的空间进行布置，“华龙一号”设备冷却水系统主布置在燃料厂房的清洁区域。由于热交换器体积和质量较大，为方便运输，将其布置在燃料厂房地面一层，循环泵布置在热交换器的上一楼层。

乏燃料池冷系统主要由乏燃料池、冷却泵和热交换器组成。乏燃料池和燃料运输通道布置在燃料厂房的地面第一层，乏燃料从反应堆厂房卸出后经燃料运输通道转运至乏燃料池贮存，乏燃料水池为内衬不锈钢水池。若需运出乏燃料，则在乏燃料装载井中将其装入乏燃料运输容器，然后运输出乏燃料厂房。冷却泵和热交换器尽量靠近乏燃料池布置，均布置于燃料厂房最底部。三台冷却泵分别属于两个安全系列，布置时考虑了实体隔离，满足防水淹和防火要求。

预防线

为了应对系统正常运行的工况(DBC-1)，所以选择采用HOLLiAS-N平台来控制和监视系统。

主防御线

FirmSys平台被应用于反应堆保护系统，以应对各种事件，包括低频事故和极低频事故工况(DBC-2/3/4)。

多样性防御线

多样性驱动系统（DAS）是一种处理超过设计基准工况A（DEC-A）的技术解决方案。为了应对这种挑战，DAS采用了基于FPGA技术的FitRel平台。该平台利用FPGA的灵活性和可编程性，可以根据实际需求进行定制开发。

严重事故防御线

为了应对超过设计基准工况B的严重事故，所以采用了SpeedyHold平台的SA I\u0026C系统。这个系统具备了高效应对问题的能力，能够在紧急情况下保持操作速度。

四大平台实现仪控系统的四层防御充分展示了具备多元化的设计、设备、软件和人员，实现了纵深防御层次之间的多样性和独立性，完全符合HAF 102—2016的要求。

Level1系统与Level2系统

在系统总体方案（System overall scheme)中，Level1部分系统包括反应堆保护系统(reactor protection system，RPS)、多样性驱动系统(diverse actuation system，DAS)、严重事故仪控(serious accident instrument \u0026 control，SA I\u0026C)系统及非安控制系统(F-SC3/NC DCS)；Level2部分系统则是包括主控制盘(KIC)和辅助控制盘(assistant control pallet，ACP)等。

设备设施

华龙一号是中国研发的一种核电技术，它坚持自主创新路线并具备独立的自主知识产权。该技术的设计中融入了许多先进的设计特征。

堆芯与燃料

“华龙一号”核电站的反应堆采用了自主研发的先进燃料组件，数量增加到177组。这些燃料组件在提高堆芯的额定功率的同时降低了平均线功率密度，从而既增加了核电站的发电能力，又提高了核电运行的安全性。同时，采用了CF3型的先进燃料组件，换料周期可延长至18个月，进一步提高了核电站的可利用率。每一个燃料组件由264个燃料元件组成，这些组件被放置于17×17的支撑格架中。堆芯的额定热功率为3，050 MW，平均线功率密度为173.8 W·cm－1。

反应堆冷却剂系统

“华龙一号”采用了成熟的三环路设计来实现反应堆冷却剂系统的冷却功能。每个环路都包含一个蒸汽发生器和一个反应堆冷却剂泵。为了适应更高的功率并更好地容纳运行瞬态，这种设计增加了压力容器、蒸汽发生器和稳压器的容量。这样可以降低非计划停堆的可能性。此外，在蒸汽发生器传热管破裂事故时，增加了蒸汽发生器二次侧容积，延长了二次侧满溢的时间。而在给水完全丧失的情况下，也能够延长蒸汽发生器的干涸时间。

为了延长压力容器的寿命，控制了材料中的有害元素，并降低了母材与焊材的初始无延性转变温度，使得“华龙一号”的压力容器的寿命可以达到60年。压力容器的内表面采用了不锈钢堆焊层，具有防腐蚀的功能。同时，为了减少焊缝数量，主要部件采用了整体锻造工艺。

蒸汽发生器采用了ZH-65型立式、倒U型管式设计。传热管采用了抗腐蚀且性能优良的因科690合金制造，由管板支撑，管孔排列成三叶状。蒸汽发生器与冷却剂接触的部分采用了抗腐蚀合金材料，或者在表面覆盖了奥氏体不锈钢或因科镍堆焊层。

关键技术

ZH-65型蒸汽发生器

设计规范

根据2007版RCC-M进行设计、制造、检验和试验，SG一次侧和二次侧承压边界的设计规范等级均为1级，即构成反应堆冷却剂压力边界。

结构设计

ZH-65型SG是一种立式U形管自然循环式蒸汽发生器。它有两个主要部分，即换热部件和汽水分离装置部件。

换热部件主要包括一次侧水室、管板、传热管管束和承压壳体等。反应堆冷却剂通过进口接管进入下封头进口腔室，然后进入U形传热管进行换热。经过换热后，冷却剂返回下封头出口腔室，最后通过出口接管流出SG。

二次侧的给水通过管束上方的给水接管进入SG。在自然循环的作用下，给水和再循环水沿着管束套筒由下筒体的环形下降通道向下流动，然后进入传热管束区，并沿着管束向上流动。在管束区，二次侧的流体被加热，产生的汽水混合物沿着管束上升，并进入旋叶式汽水分离器。在分离器中，蒸汽与水分离，蒸汽从SG中流出，而分离出的水则作为再循环水再次进入下降通道。

ZH-65型SG通过这种设计，能够实现高效的蒸汽发生过程，并确保蒸汽和水的有效分离，从而提高整个系统的运行效率。

特色与价值

特色

堆型仪控系统设计创新

中广核自主研发的三代核电技术“华龙一号”在法规标准、功能分级及纵深防御要求方面提出了比CPR1000与ACPR1000二代核电站更高的要求。与二代核电厂相比，“华龙一号”在技术上进行了许多创新和改进，旨在满足三代核电厂对安全性和先进性的更高要求。

采用新的安全分级原则

"华龙一号"采用了IAEA SSG-30标准的安全分级参考，其安全功能被划分为FC1、FC2、FC3和NC级，以反映对安全性的重视程度。相比于CPR1000标准， "华龙一号"进一步细分了安全级别，即1E、SR和NC级，以更好地满足新的标准法规和电站设计要求。

安全序列采用三重冗余序列

“华龙一号”核电站的安全系列从原先的2列增加到3列。这样，在1列维修、1列发生单一故障的情况下，仍然可以保持ESF（紧急停堆系统）的可用性，从而提高ESF的可靠性。为了适应这一变化，数字化安全级人机接口SCID的列数也从原先的2列增加到4列。

采用ACP替代BUP

辅助控制盘 (ACP)首次在防城港市3#、4#机组中成功研制和应用，这一创新为主控室设备尺寸的缩减和布局优化提供了解决方案。通过将新增的多样性人机接口盘DHP和辅助控制盘SAP整合到数字化后备盘中，即ACP，传统的、大面积的、由硬件设备组成的后备盘 (BUP)得以取消，展现了三代仪控系统的先进性。

通过改进，ACP与安全控制显示单元 (SCID)一起构成了多样性的数字化人机交互，实现了常规后备盘的功能。ACP不仅满足了电站的后备操作需求，还大大提升了主控室设计的紧凑性，更符合人因工程的要求。这一优化方案不仅提高了后备功能的可靠性，同时也提升了操作员的工作效率和舒适度。

通过引入辅助控制盘 (ACP)并将其与安全控制显示单元 (SCID)结合，实现了数字化人机界面的多样性，将原本独立的硬件设备整合成一个更紧凑、更高效的系统。这一创新不仅改善了主控室布局，还满足了后备操作的要求，为三代仪控系统的进一步发展打下了基础。

优化公用机组网络方案

在CPR1000中，公用机组和单元机组之间的信息和控制指令是通过网络进行双向传输的。然而，现有的网络结构将导致2个单元机组的网络与公用机组的网络耦合在一起，这可能会对安全稳定的运行造成不利影响。

为了解决这个问题，我们采取了一系列措施来保持单元机组DCS网络的独立性，防止公用机组DCS网络对单元机组的DCS网络产生耦合效应。这些措施旨在确保每个单元机组的网络能够独立地运行，同时保持高水平的安全性。

事故后监视系统PAMS方案改进

“华龙一号”PAMS方案是采用计算机化系统实现的，具有以下主要特点：

PAMS系统仍然采用A、B列的双重冗余结构。

PAMS参数通过4个RTS通道进行采集，并通过点对点通信送达列A和列B事故后监视机柜。在机柜内进行表决处理后，将结果发送至ACP上的事故后专用显示装置显示。

在ACP上，我们将A列和B列各设置为两台不同的SCID，用于参数显示。其中，一台是固定参数显示用的SCID，另一台是可调用参数显示用的SCID，专门用于PAMS参数的显示设备。

新增电缆层

在“华龙一号”核电技术中，为了提高电缆敷设效果，专门设置了电缆层，位于机柜层下方。为了保持电子设备间的美观并降低电缆超容风险，电缆层中采用了下进线方式，避免了使用电缆桥架和托盘。

此外，为了满足“华龙一号”对仪控系统的要求，防城港3#和4#机组在引入数字化仪控系统时，进行了全面的研究与应用，采用了全新的控制策略。在控制策略上，采用了高度自动化和复杂度的设备驱动控制和成组控制方案，以满足现代核电的控制需求。在主控室系统上，采用了智能功能块和新的图符开发，以应对人工工程方面的新需求。此外，对平台进行了扩容和优化，以确保产品的功能、性能和抗震性能满足更高的要求。通过这些创新，华龙一号核电技术对仪控系统的设计提出了更高的要求，并在实际应用中取得了积极的成果。

价值

将中国核电推向全球

华龙一号作为中国核电"走出去"的主打品牌，在设计创新方面提出了"能动和非能动相结合"的安全设计理念。该设计采用了177个燃料组件的反应堆堆芯、多重冗余的安全系统、单堆布置以及双层安全壳等，全面平衡贯彻了"纵深防御"的设计原则。此外，华龙一号还设置了完善的严重事故预防和缓解措施。在安全指标和技术性能方面，华龙一号达到了国际三代核电技术的先进水平，并具备完整的自主知识产权。这些创新设计和技术优势使华龙一号在核电领域具有巨大的竞争优势，并树立了中国核能电力股份有限公司在国际舞台上的声誉。

填补核电技术空白

华龙一号是中国核电建设者智慧和心血的结晶，集先进性与成熟性于一体，平衡了安全性与经济性，融合了能动和非能动的技术。它具备国际竞争的优势，在短期内有望填补中国国内在核电技术方面的空白，并具备参与国际竞标的条件。

法规标准

主要法规和导则

中国的核安全法律法规包括国家法律、国务院行政法规、国务院各部门发布的部门规章、国家标准和行业标准等多项规定。在核电厂设计中，必须遵守中国的核安全法规(HAF)和核安全导则(HAD)，这些文件源于国际原子能组织(IAEA)发布的核电厂相关规定。主要的法规和导则对的设计准则包括单一故障、多样性、独立性等方面的要求，适用于安全级仪控系统。具体的要求细节需要参考相关标准的描述。以下是主要的法规和导则：

参考资料

主要标准

中国核电站安全级仪控系统相关的标准通常是基于IEEE、IEC等标准进行吸收和转化的，但目前还不够完善。因此，在系统设计中，除了需要符合国家和行业标准外，还需要充分参考IEEE、IEC等标准。这些标准对设计起着重要的指导作用。其中，重要的IEEE、IEC主要标准如下：

参考资料

主要参数

参考资料

华龙一号仪控系统的功能及设备分级遵循了国际原子能机构（IAEA）的SSG-30标准，根据核电工艺系统的功能重要性划分为FC1、FC2、FC3和非控制级（NC）。

仪控设备的重要性分级

具体对应于仪控设备的重要性分级如下：

参考资料

反应堆保护的重要功能

大多数情况下，设备分级与功能分级是相对应的。然而在实践中，可以使用较高安全分级的设备来实现较低安全分级的功能。举例来说，北京广利核系统工程有限公司的FirmSys平台是按照F-SC1设备分级研发的，主要用于实现以下反应堆保护关键功能：

通过反应堆停堆功能实现紧急反应控制。

通过反应堆冷却剂排放废热。

通过安全壳隔离以及确保安全壳完整性，防止辐射泄漏。

各功能分级采用不同的DCS平台

防城港3#、4#机组中的F-SC1仪控设备主要用于实现FC1和FC2级仪控功能。如果有特殊需求，F-SC1仪控设备也可以降级实现FC3或NC级功能。就广利核公司自主化的DCS平台而言，各功能分级采用不同的DCS平台如下：

参考资料

应用

中国与阿根廷签署阿图查三号核电站协议

2022年2月，阿根廷核电公司与中核集团（中核集团）达成一项重要协议，正式签署了阿根廷阿图查三号核电站项目的设计、采购和施工合同。这标志着中国自主研发的华龙一号核电技术走出国门取得了重大进展，即将在阿根廷开始建设。这项合作为阿根廷的核能发展提供了有力支持，同时也进一步提升了中核集团在国际核能领域的声誉和影响力。

“华龙一号”国际标准化

在英国当地时间2022年2月7日上午9时，英国核监管办公室和环境署发表了一份联合声明，宣布中国自主研发的三代核电技术“华龙一号”已通过英国的通用设计审查。根据该声明，当天，“华龙一号”获得了英国核监管机构颁发的设计认可确认和设计可接受性声明证书。这一认可证书标志着“华龙一号”在英国的设计达到了国际标准，并具备了在英国建设核电项目的资格。这对于中英两国在核能领域的合作具有重要意义，并有助于推动未来的新能源发展。

凝结水精处理项目

中电环保公司与中广核工程有限公司签署了广东LF项目5、6号机组凝结水精处理项目合同。该合同是针对广东省的“华龙一号”核电项目而提供水处理服务的。这个项目计划在该地新建两台采用“华龙一号”核电技术的三代压水堆机组，每个机组的容量都将达到百万千瓦级。凝结水精处理系统将采用中电环保拥有自主知识产权的“前置阳床+高速混床+再生五塔”组合工艺技术和专利产品，配合特殊的没药树输送和再生程序，使树脂的分离率高达99.9%，输送率高达99.99%。这个合同的签署进一步展示了中电环保在核能行业拥有强大的技术实力和市场竞争力。据了解，该项目旨在提高核电厂的水处理效率，减少排放，保护环境。这次合同的签署对于中电环保来说是重要的里程碑，也为中国核能电力股份有限公司行业的绿色发展做出了积极的贡献。

卡拉奇核电站3号机组（K-3）的落成仪式

在2023年2月2日，卡拉奇核电站3号机组（K-3）的落成仪式在巴基斯坦举行。这标志着中国自主研发的第三代核电技术，华龙一号，成功出口至巴基斯坦，并正式交付给巴方。在这之前，中国已经在巴基斯坦建造并投产了2台百万千瓦的华龙一号核电机组。这次交付标志着中巴两国之间的核能合作取得了新的成果，也进一步巩固了两国之间的友好关系。巴基斯坦将通过这些核电机组获得更加可靠且清洁的能源，同时也提升了该国能源自给自足的能力。

发展展望

根据在2020年9月的第75届联合国大会一般性辩论中的内容，中国将力争在2030年前使二氧化碳排放达到峰值，并在2060年前实现碳中和，向国际社会表达了中国的决心。未来40年，非化石能源，包括核能在内，将得到巨大的发展空间。有关机构预测，到2025年，中国核能电力股份有限公司在运装机规模将达到7000万千瓦左右，在建装机规模接近4000万千瓦。到2035年，中国核电在运和在建装机容量将达到2亿千瓦左右，发电量约占中国发电量的10%左右。‘十四五’时期，中国核电将在确保安全的前提下积极有序发展，有望按照每年8台左右的建设规模和节奏推进。随着自主三代核电技术在国内的成熟应用，国际核电市场对中国核电技术和配套能力的需求将进一步扩大，核电技术装备“走出去”也将迎来发展机遇。

中国需要发展先进的基于快堆应用的核燃料闭式循环

为解决制约中国核能电力股份有限公司发展的资源利用最优化和放射性废物最小化问题，中国已确定了“坚持核燃料闭式循环”的策略，并制定了核能发展“压水堆、快堆、聚变堆三步走”战略，同时实施“安全高效发展核电”的政策。为实现第二步战略以确保中国核电的可持续发展，中国综合考虑压水堆、快堆和乏燃料后处理工程的协同发展，进行了快堆和后处理工程的科研和示范工程建设，以实现裂变核能资源的高效利用。

基于中国在实验快堆设计、建造和试运行方面的经验，已进入第二阶段——中国自主示范快堆工程的设计和建造阶段。中国正在自主建设核燃料循环科技示范项目，一旦建成，将初步形成具备工业规模的后处理能力。

为了与核电发展相适应，中国正积极攻关大型后处理厂所涉及的先进工艺、关键设备、设计和安全等技术。同时，中国也积极推动与国际合作伙伴共同建设大型商业后处理厂。鉴于中国核能发展和后处理能力建设的情况，中国也在积极完善乏燃料离堆贮存技术体系，开展干法贮存技术研究，并逐步形成一定规模的乏燃料离堆贮存能力，以确保核电站的可持续安全稳定运行。在完成铀混合氧化物（mox）燃料元件生产试验线研发的基础上，中国继续进行工业规模快堆MOX燃料元件生产线的工艺及检测研发设计工作，以建立与示范快堆相匹配的MOX燃料生产线，实现核燃料的闭式循环，从而最终实现核能的绿色低碳、可持续发展。

积极投入聚变研究实现“三步走”战略

聚变能作为未来能源（2050年以后）的终极解决方案，具有丰富蕴藏量和高能量释放特性，相较于化石燃料，每单位质量燃料释放的能量更是大千万倍。此外，聚变能的运行更加安全和清洁。

实现聚变反应一般可通过磁约束和惯性约束两种途径，其中磁约束聚变已在国际上取得重大突破，并成功实现了一定程度的实验。国际热核试验反应堆（ITER）的建设正在进行，预计能实现功率放大因子大于10并稳态运行，这将为演示聚变能源堆的可行性和关键工程技术做出重要贡献。然而，要建造示范堆仍需耗费20～40年的时间。激光点火技术在工程技术上有重大进展，但尚未实现单发点火，因此需要进一步深入的物理理论和实验研究才能实现聚变能源堆的开发。中国在相关领域取得了良好的发展势头，有望在这一领域取得重要突破。此外，聚变裂变混合堆可能成为聚变堆成功后的发展方向，通过使用Z缩打靶可提供聚变中子，实现多功能的聚变裂变混合堆。

实现模块化小堆技术探索核能多用途利用

现阶段核能主要被用于发电领域，而在非电领域只有不到 1% 的应用。但是，开发和应用核能在其他潜在领域市场，将对核能产业的发展产生重大影响。国际上正在进行小规模的核能供热、制冷和海水淡化项目，并且正在探索核能的高温利用，包括在稠油热采、煤液化、冶金等领域开发核电高温工艺供热。此外，还有利用高温裂解水来制取氢，并在氢能和燃料电池应用方面进行研究。作为一种次生清洁能源，氢在作为能源的交通工具方面有着巨大的发展潜力。

在多用途反应堆方面，主要指的是小型反应堆。除了早期的研究实验堆和标准核电站外，已经建造了数百个小型反应堆用于海军舰船的推进动力系统。近年来，工业化国家的发电容量已经趋于饱和，小型堆能够更好地适应这些国家的电力需求。从厂址适用性来说，小型发电堆可以建造在远离主电网的偏远地区；而用于热电联产的小型堆则可以在内陆厂址和城市附近建造。小型反应堆不仅可以为中小型电网、极地岛屿和偏远山区提供电力，还可以为城市供热，为工业园区和石化企业提供热电，为破冰船和海上船舰提供动力等。此外，小型堆的总体造价较低，建造周期较短，财务风险和管理风险也较低。