核电产业专题报告：三代核电技术成熟落地，十四五或迎千亿市场

（报告出品方/作者：国盛证券，王磊，杨润思）

一、双碳政策下核电基荷能源地位突出

核电清洁高效，是少有的优质能源。核电从发电机理上来讲，属于非化石能源，具备碳 排放量少，清洁性高，安全稳定，利用小时数高等特点。

核电每度电碳排放量在所有能源中最低。根据国际原子能机构(IAEA)发布的报告显 示，每生产一千瓦时电力(即一度电)，煤炭发电需要排放 357 克碳当量，光伏发电 需要排放 76.4 克，水力发电需要排放 64.4 克，风能发电需要排放 13.1 克，核能只 需要排放 5.7 克。在同等能源情况下，核能的高能量密度特性可以释放更多能力， 而在同等发电水平下，核能又能排出最少的碳量。

核电技术成熟，安全性高。我国高度重视核电发展，将安全性列为首位。核电站在 设计和建设的过程中，一般会采用纵深防御来提高其安全性，将放射性物质置于多 道屏障之下。

核电的稳定性高，利用小时数长。核电站一般换料周期在 1 年-1.5 年，这确保了核 电拥有更长的持续运行时间。2020 年核电利用小时数为 7453 小时，是水电利用小 时数的 1.9 倍，火电利用小时数的 1.8 倍和风电利用小时数的 3.6 倍。

能源转型势在必行，核电具备成为基荷电站属性。从能源来源的角度来说，我国石油和 天然气的对外依存度较高，这严重威胁着我国的能源安全。中国提出了能源生产和消费 革命的五点要求：1）推动能源消费革命，抑制不合理能源消费；2）推动能源供给革命， 建立多元供应体系；3）推动能源技术革命，带动产业升级；4）推动能源体制革命，打 通能源发展快车道；5)全方位加强国际合作，实现开放条件下能源安全。近年来，我国 清洁能源高速发展，截止 2021 年 8 月，我国核电全口径发电设备容量为 53.26GW，同 比增加 9.1%；并网风电全口径发电设备容量为 295.71GW，同比增加 43.0%；并网太阳 能发电全口径发电设备容量为 276.65GW，同比增加 23.6%；水电全口径发电设备容量 为 382.13GW。然而水电的资源禀赋即将开发殆尽，而风电、光伏具有间歇性的特点， 在储能技术暂时还不成熟且成本较高的情况下，对电网或有一定冲击。出力稳定的核电 是为基础负荷提供稳定安全能源的首要选择。

核电站建设周期约为8年。核准之后，建设周期在4-5年，产业链迎来复苏机会。规划 一个核电站建设从前期有各项准备工作需要进行，是一个持续而漫长的过程。总体大致 分为几个部分：厂址规划、厂址可行性研究、成立项目公司、开始 EPC 合同谈判并同期进行核岛长周期设备采购。根据各集团的发展规划，项目会按先后优先次序，有序推动 各项目的推进速度。对于具体规划的核电站项目，其建设过程也较为复杂，主要包括总 体设计、核岛主设备采购、中短周期设备采购、FCD 审批、电站施工和建成运行等环节。在核电项目审批稳步推进的情况下，核电项目的建设周期在 8 年左右。在核电项目核准 之后，核电项目正式进入施工阶段。

二、大型先进压水堆CAP1400

2.1消化吸收再创新

三代核电十年之路。2007 年，为了应对我国高速的发展的经济需求，和出于对安全性的 要求，我国考虑开始发展三代核电技术。当时全球主要的三代核电技术主要为采用非能 动技术的 AP1000 和法国的 EPR 技术。三代核电相较于二代和二代半核电技术，拥有一 套完整的预防和缓解严重事故后果的设计，从而显著提高了机组的安全性。2007 年我国 先后引进了 AP1000 和 EPR 技术，并在 2009 年核准了三门 1、2 号和台山 1、2 号机组， 正式开启了我国三代核电的时代。

AP1000知识产权受限于人，核电出海梦难圆。AP1000 所采用的非能动设计主要采用 了堆芯熔融物压力容器内滞留（IVR）技术。技术原理在于当反应堆发生堆芯熔化时，安 全壳内置换料水箱的水将注满反应堆堆腔，利用冷热端的密度差和高程差形成的驱动力 进行自然循环，非能动的导出堆芯熔融物的热量，以避免炽热的堆芯熔融物将压力容器 下封头熔穿。经济合作和发展组织（OECD）在 1994 年便启动了为期 3 年的 RASPLAV 试验计划进行 IVR 技术的研究。

然而由于 IVR 技术中最大热流密度与临界热流密度之 间的裕度太小，导致工程设计的不确定度加大，法国和俄罗斯两大核电供应商放弃了 IVR 技术。美国西屋公司在上世纪 80 年代便将 IVR 在内的非能动安全技术用于 60 万千瓦 的中等功率机组 AP600 的概念设计中，并于 1998 年得到了美国核管会（NRC）的最 终设计批准。随后西屋公司将这套非能动安全理念扩展到百万千瓦级 AP1000 的设计上， 功率增加到 125 万千瓦。美国核监管当局 NRC 在 2005 年底为 AP1000 技术颁发了设 计控制文件（DCD）第 15 版的批准使得 AP1000 在中国具备了投标的基本条件，并中 标开始建设。虽然我国与美国西屋公司达成了 AP1000 的技术转让，但因为不具备自主 知识产权，因而基于 AP1000 的三代核电机组无法实现出口。

消化吸收，再创新，发展拥有自主知识产权的三代核电---CAP1400。我国和西屋公司 正式签订三代核电 AP1000 技术转让和相关设备采购合同的中明确表示，如果我国在引 进 AP1000 核电技术基础上，通过改进、开发和自主创新，设计出净功率超过 1350MWe 的非能动核电机组，便可以完全拥有大型先进非能动核电站的自主知识产权。

源于AP1000，而强于AP1000。CAP1400 的总体设计目标是要提高电厂容量等级、优 化电厂总体参数、平衡电厂设计、重新进行全厂安全设计工程设计和关键设备设计与验 证、全面推进设计自主化与设备国产化、积极应对福岛事件后的国际国内技术政策、实 现当前最高安全目标、满足最严环境排放要求，进一步提高经济性，从而使综合性能达 到三代核电的世界领先水平。根据设计升级，CAP1400 的机组功率比 AP1000 提高 20%， 同时进一步降低了堆芯熔化概率，提高了抗击大型商运飞机撞击能力，优化了放射性废 物处理系统。

历经数年，我国已掌握CAP1400自主知识产权。2010 年 6 月我国完成了 CAP1400 示 范工程概念设计，并在当年 12 月通过了国家能源局审查；在 2012 年 CAP1400 的初版设计基本完成，并于 2014 年 1 月通过了国家能源局审查。2015 年 11 月 29 日，中国知 识产权协会主持召开的 CAP1400 知识产权评审会结论认为 CAP1400 拥有完全自主知识 产权和出口权。2016 年 4 月，CAP1400 通过国际原子能机构 IAEA 的通用安全审评，取 得国际认可。

本项试验旨在采用比例模型模拟方法，获得 CAP1400 堆内构件的水力激励力与流致振动 响应，了解 CAP1400 堆内构件的流致振动行为，为评价堆内构件设计在流致振动方面是 否满足规范提供支撑。

2.2六大关键试验全面通过验收，核电技术大幅提升

六大试验课题为CAP1400提供技术支持。核电专项 CAP1400 示范工程六大试验是核 电重大专项支持设立的基础类重大验证课题，属于支撑论证三代非能动核电关键系统运 行及重要设备性能的机理研究，包括 CAP1400 非能动堆芯冷却系统性能研究及试验、 CAP1400 熔融物堆内滞留（IVR）研究及试验、CAP1400 非能动安全壳冷却系统性能试 验、CAP1400 反应堆结构水力模拟试验、CAP1400 堆内构件流致振动试验和 CAP1400 蒸汽发生器及关键部件性能试验。六大试验均为系统性试验，需要各类设备和零部件构 成后共同作用。六大试验在于验证各系统的可靠性，确保各部分达到预期效果。

1、CAP1400非能动堆芯冷却系统性能研究及试验（ACME）---2018年通过验收

本项试验旨在完整模拟 CAP1400 核电站的反应堆一回路系统、非能动堆芯冷却系统以及 主蒸汽、主给水等其他重要系统，能够开展不同位置、不同尺寸、多种失效方式组合的 以破口事故为主的试验研究，具备全面深入研究与试验验证 CAP1400 核电站非能动安全 特性的能力。

该项目由上海核工院和国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司共同承担，并在 2018 年 1 月 15 日至 16 日通过了国家能源局核电司正式验收。

2、CAP1400 熔融物堆内滞留（IVR）研究及试验---2018年通过验收

本项试验旨在通过 CAP1400 严重事故进程、下封头熔融池包络状态、压力容器失效准则、 IVR 有效性评价及事故管理措施影响等理论和计算分析工作，以及稳定熔融池传热特性、 ERVC 全尺寸下封头外壁临界热通量和流道流动工程验证、提高临界热通量关键因素的 试验和机理研究工作，全面掌握 IVR 关键技术，实现 CAP1400 IVR 的有效性评价。

该项目由上海核工院、国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司和上海交通大学共同 承担，并在 2018 年 4 月 19 日至 20 日通过了国家能源局核电司正式验收。

3、CAP1400非能动安全壳冷却系统性能试验（CERT）---2018年通过验收

本项试验旨在掌握非能动安全壳冷却系统性能分析和试验的关键技术，完成试验台架建 设，积累先进的试验方法，获取准确可靠的试验数据，评价和验证 CAP1400 非能动安全 壳冷却系统性能，验证安全壳热工水力分析程序适用性，从而应用于 CAP1400 设计，全 面提高我国先进核电技术的自主创新和可持续发展能力。

该项目由上海核工院、国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司和上海交通大学共同 承担，并在 2018 年 4 月 25 日至 26 日通过了国家能源局核电司正式验收。

4、CAP1400反应堆结构水力模拟试验---2015年通过验收

本项试验旨在验证堆芯入口流量分配的均匀性，获得反应堆进出口之间各部分的压降和 流速，为 CAP1400 反应堆的热工水力分析、结构优化设计和安全评审提供重要依据，并 为后续堆型的研究开发提供宝贵的经验数据和技术支持。

该项目由上海核工院、中国核动力研究设计院共同承担，并在 2015 年 8 月 28 日至 29 日通过了国家能源局核电司正式验收。

5、CAP1400堆内构件流致振动试验---2015年通过验收

本项试验旨在采用比例模型模拟方法，获得 CAP1400 堆内构件的水力激励力与流致振动 响应，了解 CAP1400 堆内构件的流致振动行为，为评价堆内构件设计在流致振动方面是 否满足规范提供支撑。

该项目由上海核工院、中国核动力研究设计院共同承担，并在 2015 年 8 月 28 日至 29 日通过了国家能源局核电司正式验收。

6、CAP1400蒸汽发生器及关键部件性能试验---2016年通过验收

本项试验在蒸汽发生器汽水分离装置自主化、声共振分析、二次侧泥渣测量等关键技术 上取得突破，为 CAP1400 蒸汽发生器汽水分离器和干燥器等关键部件的设计提供了输入 及验证。

该项目由上海核工院、核动力运行研究所和中核武汉核电运行技术股份有限公司共同承 担，并在 2016 年 10 月 10 通过了国家能源局核电司正式验收。

CAP1400示范工程六大试验已全面通过验收，我国核电基础研究能力和试验研究能力得到大幅提升，CAP1400理论基础得到验证。随着“CAP1400 非能动安全壳冷却系统 性能研究及试验”课题顺利通过正式验收，CAP1400 六大关键试验课题全面通过验收。CAP1400 项目技术获得理论支持。

2.3核心设备国产化稳步推进，何惧美国核反制

从AP1000到CAP1000，再到CAP1400，我国核电装备制造能力大幅提升，美国对华出口禁令难挡中国走向核电强国之路。我国在引进 AP1000 之初，便开始了 AP1000 的 国产化标准设计，同时全程介入 AP1000 依托工程的装备和关键部件的研发生产。随着 AP1000 关键设备的研制和国产化深入，我国在 2011 年突破了 AP1000 蒸汽发生器的关 键技术；并在 2018 年 9 月 11 日，我国沈阳鼓风集团和哈电集团成功研制了 AP1000 屏 蔽电机主泵，成为继美国之后第二个具备 AP1000 生产能力的国家。随着 AP1000 设备 国产化的深入，我国装备制造能力得到大幅提升，我国也开始了 CAP1400 的关键设备国 产化。目前我国 CAP1400 主要设备均在国产进程中。美国对我国的核反制只会倒逼我国 核产业加速发展。

1、主泵

核电主泵是核电站的心脏，用于驱动冷却剂在反应堆冷却剂系统内循环流动。

CAP1400示范工程采用屏蔽电机主泵和湿绕组电机主泵两条技术路线。其中屏蔽电机 主泵由哈电集团负责研制，CAP1400 屏蔽电机主泵在 2014 年 4 月开始样机制造，并在 2016 年 3 月 18 日通过定子屏蔽套高压氦检漏，这表示着 CAP1400 主泵屏蔽电机样机 制造环节的全部关键工序已经完成。在湿绕组电机主泵方面，上海电气凯士比核电泵阀 有限公司承担研制工作。CAP1400 湿绕组泵电机主泵样机在 2014 年已完成制造，并于 2019 年 7 月 31 日通过专家鉴定会鉴定。

应流股份负责CAP140屏蔽电机主泵泵壳研制，并已成功验收。根据公司公告，在 2014 年 9 月 19 日，公司所负责的“CAP1400 屏蔽电机主泵泵壳研制”项目，通过国家核电 技术公司、上海核工程研究设计院、国核工程有限公司和沈阳鼓风机集团股份有限公司 的联合验收。

2019 年 7 月 15 日，CAP1400 湿绕组电机主泵样机在上海电气凯士比核电泵阀有限公司 顺利完成全部鉴定试验项目，试验数据显示主泵各项性能参数均满足主泵设计规范书的 要求，试验后拆检结果满足验收要求。7 月 31 日，样机通过专家鉴定会鉴定。国家核安 全监管机构代表全程参与并见证了鉴定试验和拆检过程。本次试验的成功完成，标志着CAP1400湿绕组电机主泵样机研制完成，解决了CAP1400示范项目关键设备的“瓶颈”问题，能够保障示范项目的主泵需求。

2、反应堆压力容器

反应堆压力容器主要用于收纳并固定压水堆的核反应堆与炉内构件，并要维持核反应所 需适当压力。

CAP1400压力容器由上海核工院独立自主设计、中国一重自主承制。在 2017 年 3 月， CAP1400 反应堆压力容器用国产О形密封环进行水压试验一次成功，顺利通过 CAP1400 示范工程 1 号机组反应堆压力容器水压试验。其中О形密封环为核电主回路压力边界核 心设备，用于反应堆压力容器筒体法兰与顶盖法兰之间的密封，是 RPV 在运行期间不发 生放射性物质泄漏的重要保证。宁波天生密封件有限公司负责承制 CAP1400 反应堆压力容器О形密封环，并形成自己的知识产权，打破国外公司的独家垄断局面。在 2018 年 8 月，中国一重研制的 CAP1400 反应堆压力容器整体顶盖、一体化接管段及一体化底封头 等三种 1:1 的试验件通过专家鉴定。12 月 4 日，大型先进压水堆核电站重大专项“国和 一号（CAP1400）反应堆压力容器研制”课题顺利通过国家能源局组织的正式验收。2020 年 11 月，全球首台三代核电 CAP1400 反应堆压力容器筒体组件在大连核电石化有限公 司核电装备制造基地完工起航。

3、蒸汽发生器

核电蒸汽发生器主要负责将反应堆内发生的热量传递给蒸汽发生器二次侧，产生的蒸汽 经经过一、二级汽水分离器干燥后推动汽轮发电机发电。

CAP1400蒸汽发生器由上海核工院、东方电气、上海电气、中国一重、中国二重、上海重型机器厂等单位联合研制。CAP1400 蒸汽发生器在 2014 年 1 月开始立项，在研发 过程中就 CAP1400 蒸汽发生器群孔高效成型及检测技术、关键焊接技术、制造缺陷诊断 及评价技术等 7 大方面进行了深入研究。“CAP1400 蒸汽发生器研制”课题在 2018 年 8 月 6 日至 7 日通过了国家能源局的验收，为 CAP1400 蒸汽发生器的自主化和国产化打 下坚实基础。

4、爆破阀

爆破阀是非能动安全系统的技术亮点，在事故工况时可有效预防和缓解严重事故的发生， 确保核电站运行安全。

CAP1400爆破阀（DN200、DN250、DN350、DN450）由中核科技、上海核工院和陕西应用物理化学研究所联合研制，应流股份负责CAP1400（DN450）的核一级不锈钢爆破阀阀体生产。2018 年 10 月 23 日，由中核科技、上海核工院和陕西应用物理化 学研究所联合研制的 CAP1000、CAP1400 爆破阀产品样机（DN200、DN250、DN350、 DN450）通过中国机械工业联合会与中国通用机械工业协会联合组织的鉴定会。同时应 流股份在 2014 年成功生产了 CAP1400（DN450）的核一级不锈钢爆破阀阀体为后续爆 破阀样机研制成功提供了基础。2020 年 6 月 24 日，DN250 爆破阀活塞末速度测试试验 的最后一发试验在中核苏阀科技实业股份有限公司顺利通过，标志着爆破阀可靠性试验 内容顺利完成。

5、冷却剂主管道

冷却剂主管道用于连接反应堆一次冷却剂系统。

CAP1400冷却剂主管道由中国二重负责研制。2013 年中国二重与国家核电签订 CAP1400 主管道制造合同，并在 2014 年二重集团正式启动 CAP1400 主管道研制工作。2018 年 3 月 29 日至 3 月 30 日，“CAP1400 冷却剂主管道研制”课题通过国家能源局组 织的监督评估。

6、钢制安全壳

钢制安全壳为 AP1000/CAP1400 的第三道安全屏障，在反应堆冷却失水事故中包容堆芯 辐射，是冷却系统的主要设备之一。

CAP1400钢制安全壳压力容器由山东核电设备制造有限公司承担。在 2015 年 4 月， “大型先进压水堆钢制安全壳压力容器”课题通过验收。2016 年中核设计自主研发的钢 制安全壳自动焊技术在 CAP1400 国核示范项目部开始进行产品焊接，这是该技术首次应 用于压水堆重大专项，实现了科研向实际生产的转化。

7、堆内构件

核电反应堆内构件是指压力容器内除了燃料组件及其相关组件以外的所有其他构件。

CAP1400堆内构件由上海第一机床厂（上海电气全资子公司）负责研制。上海第一机 床厂先后攻克了 CAP1400 导向筒制造技术（激光焊）、CAP1400 支承柱组件制造技术（激 光焊）以及堆内构件对中技术及检测工艺（激光对中）。“CAP1400 堆内构件制造技术研 究”课题在 2016 年 12 月 27 日-28 日通过了国家能源局的验收。

8、汽轮发电机组

汽轮发电机组主要将核电反应堆所产生的能量转换为电能。

CAP1400核能发电机由东方电气负责研制。东方电气旗下东方电机在 2012 年签署了 CAP1400 示范工程常规岛汽轮发电机组设备研制采购合同，负责 CAP1400 示范电站两 台 1550MW 大型核能发电机的研制。在 2017 年 9 月 15 日，东方电机生产的 CAP1400 半转速汽轮发电机成功通过厂内型式试验，各项技术性能满足合同和相关技术标准。目 前国核示范 CAP1400 半转速汽轮发电机已研制成功，未来将应用于 CAP1400 示范工程 1 号机组。

9、数字化仪控系统

核电站数字化仪控系统是核电站的神经中枢，主要用于保障核电站安全稳定运行。

数字化仪控系统由国核自仪研制。我国在 2014 年立项开始“CAP1400 核电站数字化仪 控系统工程样机研制”的工作，由国核自仪牵头，联合上海核工院和国核电力院共同研 发。在 2018 年 6 月 1 日，该项目通过国家能源局验收，标志着有完整自主知识产权、 国产的核电站数字化仪控系统工程化产品研制成功，打破国外厂商的垄断。

10、燃料组件

反应堆燃料组件是将上百只燃料棒固定为一束。

CAP1400燃料组件由上海核工院联合中核北方核燃料元件有限公司、国核宝钛锆业共同研制。核燃料组件的技术开发分为原型组件、定型组件和先导组件三个阶段。目前定 型组件已研制成功，进入第二阶段先导组件的研制。2021 年 9 月国家科技重大专项 《CAP1400 先导组件用锆合金材料关键技术研究》课题顺利通过综合绩效评价。

2.4、AP1000机组已投入商运，国和一号迎来加速发展

十年磨一剑，三门一号已通过临时验收。我国在 2007 年引入 AP1000 三代核电技术，并 于 2009 年开工建设。历经近十年，全球 AP1000 首台首堆三门 1 号机组在 2018 年 6 月 实现并网，10 月投入商运，2 号机组也在 11 月 5 日正式投入商业运行。三门核电一期 工程也全面建成投产。三门一号作为 AP1000 的全球首堆，投入商运之后有效证明三代 核电技术的可行性，消除此前部分舆论对新技术成熟性的疑虑，为未来三代核电项目的 审核带来实证案例参考，为行业重启提供技术支持。

“国和一号”筹备已久，示范项目趋势待发，总投资约426亿。CAP1400 又名“国和一 号”。示范项目选址在山东荣成石岛湾，业主方为国家核电，总承包方为国核工程。示范 项目计划建设两台 CAP1400 型压水堆核电机组。总投资约为 426 亿元人民币，其中环保 设施投资约为 32.8 亿元人民币。石岛湾 1#、2#机组分别于 2019 年 4 月及 2020 年 6 月拿到 FCD 核准，国和一号机组将迎来加速。

三、自主三代百万千瓦核电技术-华龙一号

3.1ACP1000与ACPR1000+融合孕育

自主研发设计，消化吸收AP1000而来的ACP1000。1999 年，中核集团启动百万千 瓦级压水堆核电场 CNP1000 概念设计，2001 年完成标准设计方案并于 2005 年 6 月完 成 CNP1000 初步设计、初步安全分析报告。2007 年 4 月至 2010 年 2 月，在前期研发 基础上，进一步确定“177 堆芯”、“单堆布置”、“双层安全壳”等重大技术改进，同时 开展进一步的概率安全分析、重大设计方案研究及初步设计、初步安全设计报告编制， 并更名为 CP1000。2010 年 4 月， CP1000 完成初步设计，得到了业内的认可。2011 年 完全具备从实验到工程的所有条件。日本福岛核事故后，为了进一步提升国产核电的水 平和安全性，中核集团重启核电技术研发，决定在 CP1000 的基础上，消化吸收引进的 美国西屋三代核电技术 AP1000，按照最安全、最先进的设计要求，完成了具有完整自主产权的三代核电 ACP1000。ACP1000 型号的研发，实现了我国核电品牌的独立自主，标 志着我国在核电技术进步的一个重大历史性突破。

基于M310，消化吸收再创新的ACPR1000+。2005 年，中广核以法国引进的百万千 瓦级堆型——M310 型为基础，率先推出中国改进型百万千瓦级（1000 MW）压水堆核 电技术方案 CPR1000。2010 年，中广核在充分利用我国近 30 年来核电站设计、建设、 运营所积累的宝贵经验、技术和人才优势的基础上，结合国际核电发展趋势，启动百万 千瓦级三代压水堆核电技术自主研发设计工作，当时取名 ACPR1000（Advanced、Cost competitive、Proven-Technology、Reliable，先进的、经济的、成熟的、可靠的压水堆技 术），随后中广核借助日本福岛核事故的经验，对原有技术进行了标准化、系列化、规模化的建设，综合考虑抗震、失电、水淹、海啸等超设计基准事件，重点在安全性与成熟 性等方面进行了多项创新，成功研发出拥有自主知识产权的百万千瓦级三代核电技术 ACPR1000+。该型号采用单堆布置、双层安全壳、三个安全系列、157 组燃料组件，自 主产权数字化仪控系统（DCS）的和睦系统，能动与非能动结合，具有先进、经济、成 熟、可靠的三代核电技术特点。

ACP1000和ACPR1000+技术融合，“华龙一号”孕育而生。中国核电市场主要由中国 核工业集团有限公司、国家核电技术公司和中国广核集团有限公司三分天下。2014 年 8 月 22 日，中核与中广核正式签署《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》，双方同意在 ACP1000 和 ACPR1000+技术基础上各取所长，联合开发，设计 成一套拥有我国自主品牌的三代路线，自此“华龙一号”正式孕育而生。为在国际市场 上推广华龙一号技术，“华龙一号”取英文名 HPR1000（Hua-long Pressurized Reactor），H 就是 Hua-long 拼音的首字母。

2014 年 11 月，国家能源局复函同意福建福清核电站 5、6 号机组工程调整为“华龙一号”技术方案。2015 年 12 月 30 日，中广核和中核签 署协议，共同投资设立华龙国际核电技术有限公司（简称“华龙公司”），根据协议，华 龙公司将积极实施国家核电发展战略，致力于持续融合与发展华龙一号自主三代核电技 术，统一管理并实施华龙技术、品牌、知识产权等相关资产在国内外的经营。2017 年 5 月，福清 5 号机组吊装成功，标志着“华龙一号”全球首堆全面进入设备安全阶段。“华 龙一号”的发展标志着中国核电从“中国制造”走到了“中国创造”，中国核电的“强国 梦”正在实现。

3.2八大技术特点助推华龙走向世界前沿

“华龙一号”技术结合了 ACP1000 与 ACPR1000+双方的特点优势，是中国核电建设者 的智慧和心血，其安全指标和技术性能达到了国际三代核电技术的先进水平，具有完整 自主知识产权，该技术总体上可以浓缩为以下八大技术特点：

1、177组12英尺燃料组件。世界上的核电站大多采用 157 根燃料组件的堆芯设计， 而“华龙一号”采用 177 组的规格。20 组堆芯的增加将使得整个核电站发电堆功率提高 8.8%，同时还降低了堆芯内的功率密度，满足堆芯热工安全裕量大于 15%的要求，提高 核电站的安全性。

2、双重安全壳设计。“华龙一号”采用双层安全壳结构并设置环形空间通风系统，环形 空间设有负压通风，防止放射性物质外泄，提高整体的密封性。内壳与外壳功能相对独 立，安全壳内部自由空间高达 8.7 万 m³，具有事故时更大的包容能力，外壳为普通的钢 筋混凝土结构，一旦遭受外部事件作用引起损伤，易于修复，从而保证整个安全壳系统 继续工作，此外，外壳还具有超强抗击能力，能够抵抗大型商用飞机的撞击。

3、三安全系列设计。三安全系列即三个安全厂房的隔离运行。中广核在启动新核电型号 研发之初，围绕“三代核电”的技术指标，系统调研分析了国际压水堆核电站的发展趋 势，并结合国内 CPR1000 核电站生产运行的经验反馈，开创性提出了“三个实体隔离” 的安全系列的设计。“华龙一号”研发团队在此基础上从功能需求、系统设计及布置入手， 进行了大量分析和论证工作，围绕“实体隔离“及“抵御大型飞机撞击”的设计要求， 对三个安全厂房的总体布局进行了多次调整和论证，反反复复的分析、验算。进一步提 高了“三个实体隔离”安全系列的安全性。

地实现实体隔离，有效降低火灾、水淹等灾害带来的安全系统共模失效问题，同时，便 于电厂建造、运行和维护，提高核电场址方案选择的灵活性和适应性。

5、高抗震水平。抗震水平一直是技术攻克上的难题，第二代核电技术的安全停堆抗震水平为0.2g 重力加速度，相当于能抵抗 6-7 级地震。“华龙一号”抗震设计基准为 0.3g 重 力加速度，能够抵抗 8 级以上地震。

6、强化电源保障。“华龙一号”配有 3 台应急柴油发电机、2 台全厂断电柴油发电机、 1 台移动式柴油发电机、2 小时蓄电池和 12 小时蓄电池，强大的电源系统可以使保障电 站在丧失厂外电的情况下，通过纵深防御的电源供应系统，提供全厂断电应急供电，确 保安全系统运行。

7、能动与非能动设计结合。 “华龙一号”结合了能动与非能动设计，能动安全系统需 依赖外部电源来实现安全功能，非能动安全系统则不依赖外来的触发和动力源，利用重 力、温差、密度差这样的自然驱动力实现流体的流动和传热等功能从而实现安全功能的 系统。双重安全系统使“华龙一号”安全性提升了一个量级，如发生特殊事故导致核电 厂断电，还可以在没有人力干预的情况下维持热停堆 72 小时。该系统的设计使“华龙一 号”达到堆芯损坏概率<10^-5/堆年，大量放射性外泄<10^-6/堆年安全目标的要求。

8、全数字化仪控系统。数字化仪控系统 DCS 是核电站的中枢神经，2016 年 7 月，中广 核研发出了国内首个具有自主知识产权的“和睦系统”，该系统正式通过国际原子能机构 （IAEA）独立评审，标志着我国核电装备制造业正式打进国际市场。该系统拥有控制核 电站 260 多个系统、近万个设备的运行和各类工况处理过程的能力。对于保证核电站安 全、可靠、稳定运行发挥着重要作用。目前，该系统将应用于华龙一号示范工程——防 城港 3、4 号机组。

3.3“华龙一号”设备国产化稳步推进，在建项目进展顺利

坚持国产化路线，是我国核事业的主旨。始终坚守国产化路线，是我国核电技术能够真 正独立自主、不受国外制约的唯一途径。在“华龙一号”所有国产化进程中，最艰难的 是被称作为核电站“心脏”的主泵，我国核电站 2008 年以前使用的主泵皆是国外进口 的，为发展自己的核心竞争力，中核公司结合以往参与的各类项目与自身自主设计的技 术优势，对全球市场上的主泵做了详细的分析与研究，目前已实现主泵大部分核心关键 部件完全国产化，国产主泵泵壳寿命也提升至 60 年。此外，“华龙一号”首堆示范工程 拥有 28066 台套设备，国产化率达 88%，其中反应堆压力容器、蒸汽发生器、堆内构件 等核心装备，都已实现国产化，为“华龙一号”出海提供了强有力的保证。

首次登场于福清核电站二期项目，福清5#已正式投入商运。福清 5、6 号机组为“华龙 一号”示范工程，设计寿命为 60 年，额定功率 115 万千瓦，2015 年 5 月 7 日，5 号机 组开工浇灌第一罐混凝土（FCD），2017 年 5 月，福清核电 5 机组核岛安全厂房完成穹 顶吊装，2021 年 1 月 30 日正式投入商运，标志着我国在三代核电技术领域跻身世界前 列。6 号机组已于 2016 年 2 月 28 日开工浇灌第一罐混凝土（FCD），建设周期 62 个月。2018 年 2 月，6 号机组内部结构 16.5 米平台以上主设备隔间最后一层混凝土浇筑完成， 并于同年 3 月完成穹顶吊装，2018 年 10 月，福清核电 6 号机组“核心”——反应堆压 力容器成功就位，目前，机组已陆续完成冷试与 A 类试验，有望加速并网及商运进程。

防城港3、4号稳步推进，助力“华龙一号”走出国内。广西防城港 3 号机组于 2015 年 12 月 24 日开始建设，4 号机组于 2016 年 12 月 23 日正式开工建设。2015 年 10 月 21日，中广核与法国电力集团签署了英国新建核电项目一揽子合作协议，其中广西防城港 核电二期为布拉德维尔 B（BRB）项目的参考电站将采用。防城港项目稳步推进有助于 “华龙一号”走出国门。

走出国门的里程碑，卡拉奇核电项目正式投入商运。2015 年 8 月 20 日，卡拉奇核电项 目二号机组第一罐混凝土浇筑庆典活动在卡拉奇 K2、K3 核电项目现场举行。这是当时 巴基斯坦国内最大的核电项目，位于阿拉伯海沿岸，卡拉奇市附近，该项目预计花费总 金额 96 亿美元，其中，中方贷款额 65 亿美元，发电能力 220 万千瓦，由中国中原对外 工程有限公司承建，其中二号机组已于 2021 年 5 月 20 日正式投入商运，实现了“华龙 一号”技术首次走出国门的里程碑，落实了国家“一带一路”政策与核电“走出去”的 战略。

3.4新建项目陆续核准，华龙一号进入批量化建设阶段

核电建设重启，华龙一号进入批量化建设阶段。2019 年以来，我国核电建设正式重启， 陆续批复太平岭、漳州、三澳、海南等“华龙一号”机组项目，共计六台，在福清示范 站顺利完成建设与并网后，“华龙一号”正式进入批量化建设新阶段：

太平岭核电厂是继大亚湾核电站、岭澳核电站、阳江核电站、台山核电站和陆丰核 电站之后，中国广核集团拟在广东省建设的又一大型核电项目，拟建设 2 台“华龙 一号”，总投资为 412 亿元人民币，1 号机组 2019 年 12 月实现 FCD 动工，2 号机 组于 2020 年 10 月 FCD 动工。

漳州核电厂厂址初期规划为 AP1000 项目，后更改为华龙一号技术路线。1 号、2 号 机组分别于 2019 年 10 月、2020 年 9 月实现 FCD 动工。项目重启有望加快前期订 单业绩兑现。

三澳核电厂是继秦山、方家山、三门之后浙江第四个核电基地，三澳 1#机组于 2020 年 12 月实现 FCD 动工，也是十年后浙江首个批准建设的核电机组。

海南目前拥有两座基于二代半技术的 CNP600 机组，分别于 2015 年 12 月、2016 年 8 月实现商业化运行，最新核准的海南 3#采用华龙一号技术路线，于 2021 年 3 月 实现 FCD 动工。

四、核电正式重启，产业链迎来复苏

20 世纪 50 年代，美国和前苏联等发达国家相继开始发展核电站。1954 年，前苏联建成 了 5000kw 的试验性原子能电站，是世界上首座核电站；1957 年，美国建成了 90000KW 的希平港原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。

我国于 20 世纪 80 年代开始发展核电站，经历 30 多年的发展，截止 2021 年 8 月，我国 已经投运 51 台核电机组，装机容量达到 53.26GW，仅次于美国和法国。

三代核电技术路线落地有望促进核电项目审批进入密集阶段，设备商订单将有序释放，且可持续性强。由于技术路线不确定，导致合同执行期被拉长，业绩释放较慢。从历史 来看，在我国二代加核电技术-CPR1000 技术路线确定之后，我国核电项目审批进入密集 阶段。随着三代核电技术路线的成熟落地，核电项目审批有望进入常态化，设备商业绩 有望得到可持续性释放。

十四五末期核电装机容量将达70GW，中国核能行业协会预计2025年我国在运+在建核电容量约为100GW。《中华人民共和国国民经济和社会发展第十四个五年规划和 2035 年远景目标纲要》中，对核电发展的定位是“安全稳妥推进核电建设”，十四五期 间仍将主要推动沿海地区三代核电建设，规划十四五末期核电装机容量达到 70GW。

核电核准逐步常态化，有望迎接千亿市场。根据十四五规划及中国核能行业协会的预测， 十四五期间我国核电年均新增核准约 6GW（5~6 台）。按目前核电单台机组 200 亿/台的 投资额，若每年核准 6 台将带来 1200 亿元/年的市场空间。同时 CAP1400 的国内核准 有望启动 CAP1400 的出海工作。根据中国电力报预计，在“一带一路”上及其周边有多 个国家已经和正在计划发展核电，到 2030 年新建机组预计将达到 107 台。如果我国能 够获得“一带一路”沿线 30%的市场份额，即约 30 台海外市场机组。每出口一台核电 机组，需要 8 万余台套设备，200 余家企业参与制造和建设，以单台机组投资约 200 亿 元测算，30 台机组将直接产生近 6000 亿产值。

除三代核电技术外，我国在积极布局四代核电技术的研发和试验。第四代核电技术一般 指 2030 年之前可以投放市场的新一代核能系统，新型机组在可持续性、安全性和可靠 性以及经济性上将有重大突破，新式反应堆有很多设计方案与方向，其中具备商用化潜 力的包括 3 种热中子反应堆与 3 种快中子反应堆，目前我国在高温气冷堆和钍基熔盐堆 两路线投入资源相对较多，相关试验、示范项目进展较快。

高温气冷堆已达临界，机组正式开启带核功率运行。2006 年高温气冷堆被列入国家科技 重大专项，中核建和清华大学开启了共同研发，2012 年首堆示范工程华能石岛湾机组正 式开工建设，2021 年 9 月 12 日，华能石岛湾高温气冷堆核电站示范工程 1 号反应堆首 次达到临界状态，机组正式开启带核功率运行，或将在年内实现并网发电目标。该机组 是世界首座球床模块式高温气冷堆，设备国产化率达到 93.4%，对推动我国在第四代先 进核能技术领域抢占全球领先优势具有重要意义。

2011年正式启动钍基熔盐堆研制计划，2021年9月实验堆开启调试工作。在钍基熔 盐堆方面，我国 2011 年启动了研制计划，并于 2018 年 9 月在甘肃武威实现实验性钍反 应堆开工建设，2021 年 5 月主体工程基本完工，9 月开始进行调试工作。该堆型使用熔 盐进行换热，对水资源要求很低，因此可以解决核电站选址问题，同时，我国钍资源较 为丰富，可以充分保障核燃料供应。

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