《中国自主先进压水堆技术“华龙一号”（上册）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP(Volume 1)》是以中国具有完整自主知识产权的“华龙一号”示范工程 (福建福清核电厂5、6号机组)成果为基础，**介绍了“华龙一号”的研发历程、**理论、系统设计、厂房结构与布置、运行调试、**分析及评价等。《中国自主先进压水堆技术“华龙一号”（上册）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP(Volume 1)》共分为上、下两册。上册介绍了“华龙一号”的总体方案和各功能系统，包括反应堆及其冷却剂系统、核辅助系统、专设**系统、设计扩展工况应对措施、放射性废物处理系统、公用系统、辐射防护、核电厂消防、常规岛系统及设备、电气系统、仪表与控制系统、厂房布置及结构、运行技术；下册介绍能动与非能动相结合的**理论、**分析及评价、设计验证试验、**评价活动、设备国产化及自主知识产权等。

第1章 绪论
1.1 中国核电技术发展简述
中国**座自主设计建造的核电厂为秦山核电厂(CP300)，采用的是中国核工业集团公司(以下简称“中核集团”)研发的30万kW压水堆核电堆型。该堆型核电厂的研发工作始于20世纪70年代，厂址选在浙江省海盐县秦山。国务院于1981年10月正式批准建设，1983年6月破土动工，1985年3月20日浇灌核岛底板**罐混凝土，1991年12月15日**并网发电，1994年4月1日投入商业运行，结束了中国大陆无核电的历史。CP300于1993年开始陆续向巴基斯坦成功出口4台机组。
20世纪80～90年代，中国核电发展基本是“两条腿走路”模式，在自主研发的同时引进国际上先进的核电技术。广东大亚湾核电厂1987年开工、1994年商运，是从法国引进的M310型商用核电技术，共2台机组。在成功建设运行大亚湾核电的基础上，采用部分设计自主化、部分设备制造国产化的模式，又从法国引进了两台M310机组建设岭澳一期核电厂。岭澳一期核电厂1997年开工，2003年投入商运。
继秦山核电厂后，遵循“以我为主，中外合作”的方针，中核集团自主设计建造了秦山第二核电厂(CP600)，秦山第二核电厂首期两台机组，后扩建两台机组，共四台机组，每台机组发电功率650MW，1、2号机组分别于1996年6月2日和1997年4月1日浇灌核岛底板**罐混凝土，并分别于2002年4月15日和2004年5月3日投入商业运行。秦山第二核电厂是中国自主设计、自主建造、自主运行，自主管理的首座商用核电厂，实现了自主建设商用核电厂的重大跨越。秦山第二核电厂采用国际先进标准，二环路设计，每个环路300MW，与国际接轨；吸取国内外核电建设的先进经验，在**系统上增加了冗余度，提高了**性；考虑到用户需求，在核电厂的设计中作了重大改进。例如，满足15%的热工**余量要求，适当地考虑严重事故的缓解措施，设置防止**壳超压的湿式文丘里过滤排放系统，厂区增设附加应急柴油发电机等，以及在3、4号机组中设置防氢爆的非能动氢复合系统，防止高压熔堆的卸压排放系统等，核电厂**水平达到了二代改进型的水平。秦山第二核电厂采用与百万千瓦级核电厂同样的先进核燃料组件，加上每个环路的设备都与百万千瓦级核电厂一致，实现了中国核电建设的标准化、国产化，为我国自主百万千瓦级核电厂的发展奠定了坚实的基础。随后的海南昌江核电厂(2×650MW)又进一步改进，实现了仪控系统的全数字化。[1]
在自主研发核电技术同时，引进、吸收、消化国际先进核电技术，实现百万千瓦级核电自主化也在同步进行。2005年9月5日，岭澳二期项目获得**发改委的正式核准；同年12月15日，工程开工建设，岭澳二期是我国“十五”期间**批准开工的核电项目。为推进我国核电自主化进程，根据国务院和**核电自主化工作领导小组的指示精神，以及**发改委的要求，岭澳二期工程成了我国推进在百万千瓦级大型核电厂上实现设计、制造、建设与运营“四个自主化”的依托项目。该项目以岭澳核电厂一期为参考电站，由中核集团设计院设计，采用“翻版加改进”的技术方案，综合权衡成熟性、先进性、**性、经济性的要求，实施相当数量的技术改进而形成。与岭澳一期相比，岭澳二期实施了包括采用先进燃料组件、压力容器堆芯活性段采用整体锻件、采用数字化仪控和先进主控室、改进消防设计等14项大设计改进在内的300余项技术改进。2010年9月15日，岭澳二期1号机组正式投入商业运行，2011年8月7日，2号机组正式投入商业运行。
经过自主建设秦山二期(CP600)，以及引进M310技术实现自主化的经验积累，我国形成了自主设计建造二代改进型核电机组的能力。在“十一五”至“十二五”期间，我国集中开工一批二代改进核电机组，包括广东岭澳二期、辽宁红沿河、福建宁德、福建福清、广东阳江、浙江方家山、广西防城港一期和江苏田湾三期等，共28台机组。
伴随着国际上核电的长期发展，核电技术逐渐形成了“代”的概念。在经历了**代的原型堆、第二代的商业堆之后，第三代轻水堆核电厂在燃料技术、热效率以及**系统等方面采用了现代化的技术[2]。公认的三代轻水堆标准主要源自两个文件：美国电力研究院发布的《先进轻水堆用户要求》(URD)和欧洲电力用户组织发布的《轻水堆核电厂欧洲用户要求》(EUR)。URD和EUR对第三代核电厂(或先进核电厂)提出了全面的要求，包括**设计、性能设计及经济性等方面。21世纪以来，第三代核电厂如AP1000与EPR已经实现了首批工程应用。秦山第二核电厂1、2号机组建成投产后，中国就开始了研发第三代核电技术的工作。21世纪初，我国引进了美国AP1000的技术，在三门、海阳共建设4台AP1000核电机组，单机组发电功率1250MW。同期与法国合作在台山建设两台EPR核电厂，单机组发电功率1750MW。在此期间，我国自主第三代核电技术“华龙一号”也完成了型号研发工作，单机组发电功率约1200MW。
1.2 “华龙一号”研发历程
2011年3月11日发生的福岛**核电厂事故，引起了全世界对核电厂**的广泛关注。国际原子能机构(IAEA)、各国政府核**监管机构及相关企业与研究机构纷纷发布了关于福岛事故教训的专题研究报告，关注的**包括外部事件防护、应急电源与*终热阱的可靠性、乏燃料水池的**、多机组事故的应急响应以及应急设施的可居留性和可用性等。基于福岛事故的经验反馈，现有核电厂开展了**检查或压力测试，并针对薄弱环节，制定和实施了必要的改进措施。同时对新建核电厂的**需求也在研究和讨论之中，如西欧核**监管协会(WENRA)起草的《新建核电厂设计**》、IAEA起草的《核电厂**：设计》(SSR-2/1，Rev.1)、中国**核**局起草的《“十二五”期间新建核电厂**要求》等。上述文件提出的新建核电厂**要求主要涉及以下领域：强化纵深防御体系、提高多重失效导致超设计基准事故(BDBA)的应对能力、实际消除大量放射性释放以缓解场外应急、增强内外部灾害的防护能力等。另外剩余风险、电厂自治时间这样一些新的概念也被明确提出。
在第三代核电已经成为主流技术并且后福岛时代新建核电厂的**标准更加严格的背景之下，中核集团开发了具有自主知识产权的先进压水堆“华龙一号(HPR1000)”。其设计充分利用基于我国压水堆核电批量化设计、建造和运行经验的成熟技术，并且创新研发了大量先进技术以满足**核**要求和体现福岛事故经验反馈[3]。然而，我国在实现创建百万千瓦级核电自主品牌这一目标上，却经历了漫长而曲折的探索之路。
20世纪90年代，中核集团就启动了CNP1000型号的研发，2007年又启动了CP1000型号研发，在2011年福岛核事故后，按照***的核**标准，借鉴国际****成果，开发了第三代压水堆ACP1000自主型号，并在此基础上*终形成了自主品牌技术“华龙一号(HPR1000)”。
1999年7月，经过多年的研究开发准备，中核集团全面启动百万千瓦级压水堆核电厂(CNP1000与CNP1400)概念设计，并于2001年3月完成标准设计方案，2005年6月完成初步设计和初步**分析报告。
2007年4月开始，结合国际上压水堆核电技术发展趋势与第三代核电技术要求，中核集团在前期自主型号研发工作的基础上，重新确定了研发目标，进一步确定了177堆芯、单堆布置、双层**壳等22项重大技术改进，启动了新的型号方案研究、初步设计和初步**分析报告(PSAR)编制工作，并将型号更名为CP1000。2009年底，完成了以福清5、6号机组为CP1000示范工程的初步设计。2009年11月至2010年4月，为进一步论证总体设计方案和重大技术改进方案的适宜性，中核集团与**核**局核与辐射****开展了CP1000重大技术改进、**设计及验收准则联合研究。2010年4月底，CP1000技术方案完成实验验证、论证分析和联合研究工作，方案通过中国核能行业协会组织的国内同行专家审查。2011年3月福岛核事故发生前，已完成福清5、6号机组(CP1000)的浇筑**罐混凝土(FCD)前施工图设计，初步**分析报告已提交**核**局并召开了**轮审评对话会。福清5、6号机组原计划2011年12月开工建设，后因发生福岛核事故，该项目暂停，CP1000技术方案已具备了第三代核电技术的主要特征。
2010年1月，以实现完全满足第三代核电技术的**要求为目标，中核集团在CP1000的基础上启动ACP1000**科技专项研发，并于2010年12月完成《ACP1000/ACP600方案设计》。2011年3月福岛事故后，鉴于核电行业形势和**监管要求的变化，中核集团决定加快ACP1000技术的研发进度，以便代替CP1000作为未来国内和国际市场的主推机型。根据福岛核事故经验反馈和**法规标准要求，中核集团完成《ACP1000概念方案及科研补充报告》。2011年8月，中核集团完成ACP1000顶层方案设计，通过集团专家审查会审查并正式批复，福清5、6号机组转而作为ACP1000的国内首堆示范工程。2012年12月，中核集团完成并提交福清5、6号机组PSAR报告，2013年2月，完成福清5、6号机组初步设计，并开展施工图设计，启动主设备采购。
2013年4月25日，**能源局主持召开了自主创新三代核电技术合作协调会，提出关于自主创新核电技术合作的目标、原则和遵循的标准，确定中核、中广核两集团在ACP1000和ACPR1000+的基础上，联合开发“华龙一号”技术(HPR1000)。“华龙一号”是177组燃料组件堆芯和三个**系列相融合并优化、体现更先进**理念、具有自主知识产权、适合我国电力发展需要的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。会后，两集团签署了会议纪要，达成十项共识，并安排双方技术人员组成专家队伍开展技术融合的交流工作。2013年12月，中核集团按照统一后的“华龙一号”总体技术方案完成初步设计，并正式以福清5、6号机组作为“华龙一号”首堆示范工程完成初步**分析报告编制，正式提交**核**局。2014年8月22日，“华龙一号”总体技术方案通过**能源局和**核**局联合组织的专家评审。专家组一致认为，“华龙一号”成熟性、**性和经济性满足第三代核电技术要求，融合取得了很好的成果，总体方案体现了自主技术特征，并为后续发展保留了空间。
2014年11月3日，**能源局正式批复同意福清5、6号机组采用“华龙一号”技术方案。2015年5月7日和12月22日，中核集团“华龙一号”示范工程福清5、6号机组分别浇筑**罐混凝土。开工后工程建设进展顺利，2019年4月28日“华龙一号”首堆福清5号机组冷态功能试验一次成功，2020年3月2日福清5号机组热态功能试验完成，2020年9月4日，在经过严格的**审查后，“华龙一号”示范工程首堆福清5号机组获得**核**局颁发的核电运行许可证。2020年11月27日，福清核电5号机组**并网成功。
在推进国内示范工程建设的同时，2015年8月20日，中核集团“华龙一号”海外首堆巴基斯坦卡拉奇核电厂2号机组浇筑**罐混凝土。巴基斯坦卡拉奇时间2019年12月2日，通过巴基斯坦核**局(PNRA)、巴基斯坦原子能委员会(PAEC)共同见证，“华龙一号”海外首堆卡拉奇K2机组冷态功能试验一次成功。2020年9月4日，K2机组热态试验圆满成功。
2019年10月18日，中核集团“华龙一号”后续项目漳州核电1号机组浇筑**罐混凝土，开启了“华龙一号”批量化建设的新格局。
1.3 三代核电技术对比分析
第三代核反应堆技术在第二代反应堆运行经验的基础上，汲取了切尔诺贝利和三里岛核事故教训后，从20世纪90年代后期发展起来的反应堆堆型，以轻水堆为主，反应堆设计基于同样的原理，但在**性方面得到加强，设置了完善的严重事

丛书序 序 前言 第1章 绪论 1 1.1 中国核电技术发展简述 1 1.2 “华龙一号”研发历程 2 1.3 三代核电技术对比分析 4 1.3.1 AP1000 5 1.3.2 VVER-1200 7 1.3.3 EPR 9 1.3.4 APWR 11 1.3.5 APR1400 12 第2章 总体技术方案 14 2.1 主要技术特征 14 2.2 采用的法规和标准 18 第3章 反应堆 21 3.1 概述 21 3.2 燃料组件及其相关组件 24 3.2.1 燃料组件 24 3.2.2 可燃毒物组件 25 3.2.3 控制棒组件 26 3.2.4 中子源组件 27 3.2.5 阻流塞组件 28 3.3 堆内构件 29 3.3.1 功能 29 3.3.2 规范与分级 30 3.3.3 设计参数 30 3.3.4 结构描述 31 3.3.5 主要材料 34 3.3.6 主要技术特征及优点 34 3.3.7 制造、检验和试验 36 3.4 控制棒驱动机构 36 3.4.1 功能 36 3.4.2 规范与分级 36 3.4.3 设计参数 37 3.4.4 结构描述 37 3.4.5 主要材料 39 3.4.6 主要技术特征及优点 39 3.4.7 制造、检验和试验 40 3.5 反应堆压力容器及其相关设备 40 3.5.1 功能 40 3.5.2 规范与分级 42 3.5.3 设计参数 42 3.5.4 结构描述 42 3.5.5 主要材料 45 3.5.6 主要技术特征及优点 46 3.5.7 制造、检验和试验 46 3.6 堆芯核设计 47 3.6.1 设计任务 47 3.6.2 设计基准 47 3.6.3 堆芯描述 48 3.6.4 燃料燃耗 50 3.6.5 功率分布控制 50 3.6.6 反应性负反馈 50 3.6.7 停堆裕量 50 3.6.8 稳定性 50 3.7 热工水力设计 51 3.7.1 设计基准和设计限值 51 3.7.2 燃料组件热工水力设计 52 3.7.3 反应堆水力学设计 54 3.7.4 水力学稳定性分析 54 3.7.5 结论 55 3.8 反应堆源项与屏蔽设计 56 3.8.1 反应堆源项设计 56 3.8.2 反应堆屏蔽设计 58 3.9 力学分析 59 3.9.1 动力分析模型建立 59 3.9.2 动力响应分析 62 3.9.3 应力评价与强度计算 62 第4章 反应堆冷却剂系统 64 4.1 反应堆冷却剂系统设计 64 4.1.1 系统概述 64 4.1.2 系统功能 64 4.1.3 系统说明 65 4.1.4 系统运行 70 4.2 反应堆冷却剂系统主要设备 75 4.2.1 反应堆压力容器 75 4.2.2 主泵 75 4.2.3 蒸汽发生器 83 4.2.4 主管道 97 4.2.5 稳压器 98 4.2.6 稳压器**阀和快速卸压阀 100 4.3 反应堆冷却剂系统力学分析评价 103 4.3.1 反应堆冷却剂系统静力和动力分析 103 4.3.2 反应堆冷却剂系统主设备力学分析评价 105 4.3.3 反应堆冷却剂系统主管道力学分析评价 106 第5章 核辅助系统 108 5.1 一回路辅助系统 108 5.1.1 化学和容积控制系统 108 5.1.2 反应堆硼和水补给系统 116 5.1.3 余热排出系统 121 5.1.4 反应堆换料水池及乏燃料水池冷却和处理系统 125 5.1.5 核取样系统 128 5.2 辅助冷却水系统 131 5.2.1 设备冷却水系统 131 5.2.2 重要厂用水系统 135 5.3 燃料操作与贮存系统 137 第6章 专设**系统 142 6.1 **注入系统 142 6.1.1 系统功能 143 6.1.2 系统描述 143 6.1.3 主要设备 144 6.1.4 系统运行 148 6.2 **壳喷淋系统 149 6.2.1 系统功能 149 6.2.2 系统描述 149 6.2.3 主要设备 151 6.2.4 系统运行 153 6.3 辅助给水系统 153 6.3.1 系统功能 154 6.3.2 系统描述 154 6.3.3 主要设备 154 6.3.4 系统运行 157 6.4 大气排放系统 158 6.4.1 系统功能 158 6.4.2 系统描述 158 6.4.3 主要设备 159 6.4.4 系统运行 159 第7章 设计扩展工况的应对 161 7.1 堆腔注水冷却系统 161 7.1.1 系统功能 161 7.1.2 系统描述 162 7.1.3 主要设备 163 7.1.4 系统运行 163 7.2 二次侧非能动余热排出系统 164 7.2.1 系统功能 164 7.2.2 系统描述 164 7.2.3 主要设备 165 7.2.4 系统运行 165 7.3 非能动**壳热量导出系统 166 7.3.1 系统功能 166 7.3.2 系统描述 166 7.3.3 主要设备 167 7.3.4 系统运行 168 7.4 应急硼注入系统 168 7.4.1 系统功能 169 7.4.2 系统描述 169 7.4.3 主要设备 170 7.4.4 系统运行 170 7.5 非能动**壳消氢系统 171 7.5.1 系统功能 171 7.5.2 系统描述 171 7.5.3 主要设备 172 7.5.4 系统运行 172 7.6 **壳过滤排放系统 173 7.6.1 系统功能 173 7.6.2 系统描述 173 7.6.3 系统主要设备描述 174 7.6.4 系统运行 174 第8章 放射性废物处理系统 177 8.1 “华龙一号”废物处理系统设计特点 177 8.2 硼回收系统 178 8.2.1 系统功能 178 8.2.2 源项 178 8.2.3 系统描述 178 8.3 废气处理系统 180 8.3.1 系统功能 180 8.3.2 源项 181 8.3.3 系统描述 181 8.4 废液处理系统 184 8.4.1 系统功能 184 8.4.2 源项 184 8.4.3 工艺流程 184 8.5 固体废物处理系统 186 8.5.1 系统功能 186 8.5.2 废物源项 186 8.5.3 工艺描述 186 第9章 公用系统 189 9.1 除盐水系统 189 9.1.1 系统功能 189 9.1.2 系统描述 190 9.1.3 系统运行 190 9.2 反应堆堆坑通风系统 191 9.2.1 系统功能 191 9.2.2 系统描述 191 9.2.3 系统运行 191 9.3 主控室通风与空调系统 191 9.3.1 系统功能 191 9.3.2 系统描述 192 9.3.3 系统运行 192 9.4 核岛冷冻水系统 192 9.4.1 系统功能 192 9.4.2 系统描述 192 9.4.3 系统运行 194 9.5 压缩空气系统 194 9.5.1 系统功能 194 9.5.2 系统描述 195 9.5.3 系统运行 195 第10章 辐射防护 196 10.1 辐射防护原则、实施策略及设计目标 196 10.1.1 辐射防护原则 196 10.1.2 辐射防护**化实施策略 198 10.1.3 “华龙一号”设计目标值 199 10.2 “华龙一号”系统及设备的辐射源项 200 10.2.1 堆芯及乏燃料组件源项 200 10.2.2 主回路源项 200 10.2.3 辅助系统及二回路系统源项 202 10.2.4 气载放射性源项 203 10.2.5 环境排放源项 203 10.2.6 事故源项 204 10.3 辐射防护设计 205 10.3.1 辐射分区设计 205 10.3.2 辐射屏蔽设计 207 10.3.3 应急设施设计 209 10.3.4 辐射监测需求 209 10.3.5 事故工况下辐射防护 210 10.4 辐射防护评价 212 10.4.1 职业照射评价 212 10.4.2 环境影响评价 214 10.4.3 事故后果评价 215 10.5 辐射防护优化措施 216 10.5.1 工作人员职业照射控制 216 10.5.2 公众受照控制 217 10.5.3 运行经验收集及应用 218 第11章 核电厂消防 220 11.1 消防设计总要求和准则 221 11.2 **防火分区 221 11.3 核岛厂房的消防疏散 223 11.3.1 设计目的和原则 223 11.3.2 具体设计要求 225 11.4 火灾危害性分析 227 11.4.1 分析目的 227 11.4.2 分析步骤 227 11.4.3 计算分析方法 229 11.5 火灾薄弱环节分析 232 11.5.1 背景与目标 232 11.5.2 方法与步骤 233 11.6 火灾自动报警系统 236 11.7 消防供水和固定灭火系统 238 11.7.1 消防供水系统 238 11.7.2 固定灭火系统 239 11.8 通风设计防火及防排烟 240 11.8.1 通风设计防火 240 11.8.2 防排烟设计 240 11.9 电气防火和消防供电 241 11.9.1 电气防火 241 11.9.2 消防供电 243 第12章 常规岛系统及设备 245 12.1 主机系统 245 12.1.1 汽轮机及其辅助系统 245 12.1.2 发电机及其辅助系统 248 12.1.3 汽轮机专用仪控系统 249 12.2 工艺系统 250 12.2.1 主蒸汽系统 250 12.2.2 汽轮机旁路系统 251 12.2.3 凝结水抽取系统 251 12.2.4 低压给水加热器系统 251 12.2.5 低压加热器疏水回收系统 252 12.2.6 主给水除氧器系统 252 12.2.7 电动主给水泵系统 252 12.2.8 高压给水加热器系统 252 12.2.9 主给水流量控制系统 253 12.2.10 启动给水系统 253 第13章 电气系统 254 13.1 电气系统设计总原则 254 13.1.1 总体要求 254 13.1.2 **相关设计原则 255 13.2