CAP1400核电技术特点和工程进展
汪映荣
(国核示范电站有限责任公司，山东威海264300)
I摘要：大型先进压水堆核电站CAP1400核电技术是在消化吸收世界三代先进核电技术 的基础上，创新开发出的具有A主知识产权、安全性更高、经济性更好、达到国际领
先水平的第三代非能动核电技术。CAPWOO技术研发与定型过程中，综合考虑了工程
实施、知识产权、技术进步等各方面需要，并进行了大量分析、评审、试验验证等论
证工作。
关键词：C A P1400；自主知识产权；试验验证；安全性能；可用率
中图分类号：TL3 文献标志码：A文章编号：1674-1617 (2018) 01-0035-06
DOI：10. 12058/zghd. 2018. 01. 035
Technical Characteristics and Engineering Progress of CAP1400 WANG Ying-rong
(State Nuclear Power Demonstration Plant C o.，Ltd，Weihai，Shangdong Prov. 264300，China)
I Abstract ：Large advanced pressurized water reactor nuclear power plant CAP1400 is the third generation passive
nuclear power technology that developed on the basis of digesting and absorbing AP1000 technology, with independent intellectual property right, higher safety, better economics，and world's leading position. It is one of the sixteen major projects during the “13th Five-Year Plan” in China. In the process of technological R&D and finalization，the engineering implementation，intellectual property right and the technical progress are comprehensively considered. And    a large number of analysis, evaluation，test verification and other demonstration work were carried out.
Key words：CAP1400 ；independent intellectual property right ；test verification；safety capability；
availability rate
CLC number：TL3 Article character：A Article ID：1674-1617 (2018) 01-003S-06
研究和建设C A P1400大型先进压水堆是«国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006— 2020年）I确定的重大科技专项，是为了在引进先进三代压水堆技术基础上，尽快完成消化吸收，形成中国自主的三代
先进压水堆技术，对实 现中国核电“走出去”的目标具有重要意义。
1技术方案及其特点
C A P1400沿用非能动安全系统的两环路设计，但对反应堆冷却剂系统、专设安全设施、主 要核岛辅助系统和主设备、核岛厂房布置及常规岛厂房、系统、设备等进行了重新设计和优化。因此C A P1400技术虽然是国内首创，但起点高，技术上除了继承A P1000非能动安全设计系统固有高可靠特性外，在机组总的安全性、发电经济性、总体布置合理性以及和国内工业的匹配性方面更具优势。
1. 1 CAP1400的安全性
C A P1400技术的安全性在继承了A P系列固 有的非能动高可靠性基础上，在抗震可靠性、后 备电源和水源的可靠性、防洪能力、抗外来飞射物撞击能力等方面都作了改善，总的安全性能有明显改善，体现在以下方面：
C A P1400通过采用增设早期火灾监测系统等改进方案，降低C
D F和L R F值，安全性比A P1000提高了10%以上，总C D F值降低至
收稿日期：2017-11-15
作者简介：汪映荣（1963—），男，北京人，高龜工程师，硕士研究生，g核示范电站有限责任公司董事长，现主要从事核电厂的建 设、运背和管理工作（E-mail: wangyingrongfe.snpdp)。
10 7量级（提高约21M
)，总L R F
值降低至 1(T S 量级（提高约13%)，同时优化安全系统容
量，提高安全裕量I
C A P 1400自
主设计反应堆冷却剂管道（简
称主管道），主管道冷段内径增加了约16%，热 段内径增加约14H ，反应堆冷却剂系统装量有 所增加，提高了非能动安全系统容量和能力来满 足堆芯安全的要求，同时考虑了长期运行过程中 管道内严重的流动加速腐蚀问题，提高一回路冷 却剂压力边界的安全性；
自主设计钢制安全壳，合理考虑系统布置需 求和高径比要求，内径相比
A P
1000增加了约
8%，高度相比A P 1000增加了约12%，增加安 全壳容积以更好地满足设计基准事故下安全壳内 质能释放的相关要求&同时，适当增加了安全壳 壁厚，以提高承压能力和安全裕量！
自主设计钢板混凝土（S C )结构屏蔽厂房， 屏蔽厂房被辅助厂房包围保护的圆柱形截面部分 厚度为1100 m
m
的钢筋混凝土，高于辅助厂房
部分的墙体为1100 m m
厚钢板混凝土结构，具
备抗大型商用飞机恶意撞击能力；
进一步增强核电站抗击地震能力，设计采用 的安全停堆地震（S S E )峰值加速度值远高于现有 核电厂址的地震安全分析值，可覆盖大部分厂址 条件，并且抗震裕度评估表明所有安全级S S C 的
H C L P F  (高置信度低失效概率）值不小于0.
进一步增强核电站防外部水淹能力，国核压 水堆示范工程厂坪设计标高10. 0 m ，距离厂址
设计基准洪水位为6. 87 m ，距离有较大的裕鸶 (大于3 m )，可保证核电厂不受洪水影响&在此 基础上增加防内部水淹设计，如辅助厂房人口和 安全级蓄电池隔间设置活动防水挡板、抬髙蓄电
池厂房标髙、士〇.〇m 标高以下核岛厂房和其他 厂房的工艺接口在采取密封性设计；
基于非能动的安全系统，包括堆芯冷却系统 和安全壳冷却系统，不依赖交流电源，能够在 72 h 内维持电厂的安全，72 h 后到7 d 内，可使 用厂内非安全级的纵深防御措施提供冷却，7 d 后 仅需少量的外部支援，并在设计中考虑了有效的 接口和管理措施，如72 h 后的长期电源和水源保 障等。在初步设计安全分析报告及审评过程中针 对非安全级的纵深防御措施（包括相关的系统、 设备、构筑物），按照合理可行尽量高的原则，在 原设计基础上又做了以下加强，以提高事故后72
h
外利用相关系统排出反应堆衰变热的可靠性：1)
对
P C C A W S T
(非能动安全壳冷却辅助
水箱）及相关补水管线的抗震设计进行加强，使 其即使在安全停堆地震发生后依然可用，在事故 后72 h 至7 d 内保证安全壳冷却系统补水；
2)
设置两台移动式柴油机泵，考虑假设事
故中厂用电源不可用的情况下，使用该柴油动力 泵给非能动冷却系统补水，如图1所示。
3)
事故工况考虑|回路压力较高时有正常
余热排出泵从安全壳内置换料水箱吸水注入一回 路主冷却剂系统，余热排出泵及相关管线、阀 门、仪表按照抗震加强考虑；
FPS 供水补水/ DWS 补水
SFC 喷雾\SFS 补水
围堰
PCCWST
PCCAWST
4)事故工况考虑在一回路压力较低时通过外部移动泵向一回路主冷却剂系统补水，新增从
安全壳外的补水管线及接口，如图2所示。
5)极端条件下，假想自动泄压系统第四级泄压阀（核电站首次应用）无法开启，由中压移
动电源为I H常余热排出泵供电，实现一回路强制循环，并最终由非能动安全壳冷却系统将热量移出安全壳，为此增设一台中压移动电源，满足正 常佘热排出泵及其辅助的工艺、仪控、暖通负荷供电，满足支持R N S系统长期运行的辅助设备供电、且可向1E级和非1E级蓄电池充电器、调压变压器及其相关的排风设备供电；
图2新增安全壳外向主冷却剂系统补水示意图
Fig. 2Newly added water makeup for primary coolant system from outside the containment
6)为了进一步提高正常余热排出系统、设
冷水系统、厂用水系统、乏池冷却系统的可靠性
和可用性，对附属厂房1、2、3区按抗震n类设
计，循环水泵房、柴油发电机厂房等按民用重点
设防类（乙类）设计。按照建构筑物抗震设防基
准（6十1度）进行管道、锚固件、设备等计算
分析，相关改进见表1。
表1建构筑物抗震设防基准
Table 1 Seismic fortification criteria for building structures
名称现状改进标准/验收
准则
附属厂房抗震n类NA
柴油发电机厂房乙类乙类加强GB 50011综合管廊丙类乙类GB 50011
汽轮机厂房
乙类；第一跨按
0. 不倒塌校核
NA
续表
名称现状改进
标准/验收
准则
循环水泵房乙类乙类加强GB 50011
取水构筑物乙类NA
7)包括正常余热排出系统、之燃料冷却系
统、设备冷却水系统、厂用水系统等和衰变热排
出路径上的系统采取加强措施，包括按照地震作
用不低于50年内超越概率10%抗震水平，考虑
两个水平方向的地震力的影响，泵阀类设备要求
米购成熟的核安全三级设备（如无成熟的核安全
H级设备，按照民用抗震设防基准设计），备用
柴油发电机系统、交流电源系统、非1E级直流
和U P S系统、电厂控制系统、备用柴油发电机
燃油输送系统（与R N S等工艺系统直接相关部
分）进行加强设计，相关系统的仪控系统采用与
N S S S系统相同的硬件平台，硬件的可靠性指标
相同；
8)正常余热排出系统等电仪设备进行加强，电缆配管、仪表管等支吊架进行抗震分析并强化，仪控机柜采用抗震n类相同的设计，并排安 装的机柜间均增加连接螺栓，以加强连接强度，机柜的安装方式均按照7度对虛的抗震设防水平进行抗震分析，柴油发电机及其配套设施按照民用抗震7度水平进行校核；
增设地震自动停堆系统，非1E级，抗震I 类，采用独立传感器和信号处理设备，以楼面峰 值加速度作为停堆参数，整定值为S S E，通过驱 动控制棒电源机组出口断路器跳闸实现反应堆停堆，如图3所示。
图3自动停堆逻辑示意图
Fig. 3Automatic reactor shutdown logic
针对福岛核事故经验反馈，进行设计优化，提高安全壳屏障的可靠性，增设安全壳超压排放管线，在安全壳内压力超过预期值时将壳内气体排放至乏燃料厂房，并在乏燃料厂房设置排放面板，防止氢气聚集，排放管线如图4所示s
图4安全壳超压排放管线和乏燃料池过滤示意图 Fig. 4Schematic of the containment over-pressure relief pipeline and spent fuel pool filtering
提高氢气检测及控制系统可靠性及能力，优 化供电方案，在原设计基础上，通过1E级直流及U P S系统备用蓄电池向氢点火器及氢监测仪供电，满足8 h供电要求，8 h以外可切换至低
压移动电源进行持续供电，保证氢气检测以及氢
气点火器的工作。此外增设6台非能动氢气复合
器，提高事故情况下氢气处理能力，减少对外电
源的依赖。
1.2 CAP1400的可靠性与经济性
C A P1400发电能力及发电可靠性可以从以
下几方面阐述：
1)装机容量高，设计热功率达4040 M W，支撑了配套汽轮发电机组实现1534 M W发电功
率，另一方面可实现降低比投资和发电成本，提
高电厂经济性；
2)反应堆装载193盒17X17高性能燃料组件，同时降低单根燃料棒的峰值线功率密度，实
现低泄漏长寿期换料策略，提高电厂可用率，同
时提高平均卸料燃耗降低燃料成本；
3) C A P1400反应堆压力容器和对内构件自
主设计，选定的压力容器主要尺寸能够保证在
60年寿期末压力容器表面的最大快中子注量远
小于A P1000，预计可延期寿命高于A P1000，同
时取消了中子屏蔽板，降低堆内出现松动部件的
风险，提高运行可靠性；
4) C A P1400蒸汽发生器自主设计，设置
12 606根传热管，传热面积相比A P1000提升了 27%，匹配了机组总体功能的提升，也降低一回
路流阻，优化主泵参数，同时新型蒸汽发生器重
新设计汽水分离器和千燥器，提高蒸汽品质.改
善蒸汽发生器二次测参数，也有利于常规岛侧汽
轮发电机组稳定运行；
5)：采用50 H z的M应堆冷却剂泵*避兔变
频器长期运行，提高生泵运行可靠性，保证机组
稳定满负荷可靠运行；
0)采用獻愈研发的國1^1S:0〇M W级汽轮发电机组，汽轮机为半速、单轴、四缸（一个高中
压合缸和3；个低压缸）六排汽•凝汽式*配有两
台汽水分离再热器，通过冷端优化，采用末级长
reactor technology
叶片减少排气_矣.:,：筒时通过优
化系统及布實*减少不必要的损失，提高机组效
率，并且优化常规岛设备配置和选型，降低广用
根据C A P1400示范:[：程的核准评估报告,
C A F W0.0示菹项:S:I：程建成价（动态投资）44:7. 8.1亿元（比投资14邱6元/千瓦）。C A P1400
示范项S比投资优于近期核准开工的“华龙一
号”福清5、&号机组（建成价比投资15 777元/
午瓦）和“华龙：一号”防城港二期工程（建成价
比投资IS S0.4淹户^•瓦）。也优矛.A P1000爵续：项
_的建.成价比投资.。
按30年经济计箅期、年利用小时数70Q0 h、
资本金内部收益率9%等参数测算，计算期平均
发电成本2__3_.0.45元彡兆瓦时，含税上，网电价为
38:9. 〇7元/兆.瓦时。若寶本金内部收M率调.鐘:：为8%，含税网电价为377. 27元/兆瓦对，低f
全屬核电标杆上网电价430 5£ /兆瓦时，具有很
强的市场竞争力。
1.3布置合理性
A P1000设计之初对机组运维的可达性考虑
不足，整体布置过于紧凑.对设备可靠性预期非
常高，而实际到;r程上发现设备可靠性难以实现
预期（如塞泵60年免维护），商临设备维护、更
换的难题.以及人,j i集体辐照剤議_题。.C A P1.4Q0
根据在设计中对此予以考虑，运行和维护的可达
性有献著改養：
1)安全壳M寸扩大，整体布置宽裕，提供较好的运行、维修空间•设备的可维护可更换性
得到提鼻；
2)根据安全壳尺寸和蒸汽发生器重置重新设计环吊，增加主梁承载能力。此外，在反应
堆厂房布置、环吊和大吊车方案：上，充分考虑了
可能的蒸汽发生器更换操作；
3)常规岛厂房也进行了部分布置优化.如汽轮机厂房半地下布萱，充分利用虹吸高度.降
低循环水泵电耗6
1.4和国内：C业的匹配性
C A P1400虽然沿用A P1000非能劫安全设计
理念，并参考了相关设计方案*但主要系统、设
备技术参数、尺寸等完全不同于A P1000，从概
念设计一直到最终的施i图.经历了独立研发、
分析计算、评审和不断迭代的设计过程•具有完
全自j生知识产权，SB要设备如压力容器及堆内构
件、蒸汽发生器、生冷却剂泵、稳压器、生管
道、汽轮发电机组等均实现了自主设计和国产
制造。
2 CAP1400的技术成熟性
在核电领域，技术先进不是第一追求，可靠
性才是首要的，所以纵观目前核电界，特别是在
已建和在役核电站中鲜有衰前领先技术的应用，
因为可靠是需要业绩怔明，而业绩要经受时间的
考验。在国家对核安全监管层面，为了确保核电
r运营过程中不对人员、社会和环境产生不安全
因素.对核电厂新技术的应用持谨慎保守的态
度，旦要求非常严格。
C A P1400技术研发过程中就按照法规要求，
对所使用的新设计进行充分的验证•以确保后续
运营单位在运行过程中能够履行对人员、社会、
环境的核安全承诺。眞体验证情况如下；
1)文件市针对C A P140Q初歩安全分析
报告：及其他支持性文件，主要审_C A P1M0的
设计是否满足相关法律、法规、导则和规范标准
的要求；
2:)专项审组织國1_内专家成立专项审_评_
组，针对程序适用性和试验充分性论证、屏蔽r
房结构安全性、：主设备安全性评价、严重事故分
析、抗震袼量评价（S M A.)或地_P S A、仪控
系统等六大方面，开^®了专项技术审评工作；
3)审核计算：从事故分析、反应堆核设计、应力分析、结构力学、辐射防护、P S A及可靠
性技术等方面，选取关键的、典型的安全问题进
行独立审核计算.以验证非能动安全系统的设计
和电r的茇金性I
4)试验验证：为怔明C A P1400非能动设计、反应堆设计、蒸汽发生器设计等新设计新技
术的安全性能和运行可靠性，设置了几大.类试
验，如：
•非能动堆芯冷却系统性能试验；

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