CNP1000
2000年，核动 力院完成 CNP1000水力 模拟等七项关 键试验
2010年，中核 集团在CP1000 的基础上启动 ACP1000重点 科技专项研发
2015年5月， 华龙一号首堆 示范工程福清 5号机组开工
二、总体概貌及核心技术特征
二、总体概貌及核心技术特征
总体概貌
华龙一号采用经工程验证的成熟技术，借鉴国际上同类堆型的 先进理念，独创“177堆芯”设计与“能动+非能动”安全系统， 充分保证核电厂的安全性、经济性与先进性
2015.4.15 国务院常务会议批准
ZH65型蒸汽发生器
ML-B型控制棒驱动机构
三、研发成果
试验研究
完成了安全验证、热工水力、设备鉴定等系列试验，验证
了系统与设备的可靠性，支撑了华龙一号通过安全审查
安全验证试验 CIS系统验证试验 PRS系统验证试验 PCS系统验证试验 控制棒驱动线抗震试验（0.3g）
热工水力试验 反应堆整体水力模拟试验 堆内构件流致振动试验
设备鉴定试验 蒸汽发生器综合试验 电气贯穿件鉴定试验 控制棒驱动机构综合性能试验 堆芯测量系统鉴定试验
二次侧非能动余排试验（1：1） 控制棒驱动线抗震试验（国际先进）
三、研发成果
燃料研发
自主研发的CF系列燃料组件，先后完成了各系列的入堆辐 照考验，形成了完整的CF2、CF3燃料组件及N36锆合金知识产 权成果包，突破了国外长期制约，使我国核电发展有了坚实的 “粮食”保障，已在K2/K3项目实现工程应用
2007年至2010 年，进一步确 定22项重大技 术改进，型号 更名为CP1000
2013年，中核集 团与中广核集团 开展技术融合， 统一采用“177 堆芯”方案，命 名为“华龙一号”
2015年12月， 华龙一号海外首 堆示范核动 力院首提“177 堆芯”概念， 机型确定为
华龙一号设计与创新
目录 Contents
一
华龙一号溯源
二
总体概貌及核心技术特征
三
研发成果
四
示范工程进展情况
五
后期展望
一、华龙一号溯源
一、华龙一号溯源
华龙一号是中核集团历时近20年，自主开发的具有完整自主知 识产权、达到国际先进水平的第三代百万千瓦级压水堆核电品牌
1999年，中核 集团正式对外 发布CNP1000 机型并启动概 念设计
序号 1 2 3 4 5 6 7 8
9
10
11
技术指标 设计寿命 换料周期 机组额定功率 电厂可利用率 设计地震地面加速度 电厂布置 堆芯热工裕量 燃料组件个数
堆芯损坏频率（CDF）
大量放射性释放频率（LRF）
安全措施
华龙一号 60年 18个月
≥1150 MWe ≥ 90% 0.3g 单堆 ＞15% 177个
<1.28×10-7/堆·年
<1.22×10-8/堆·年
能动+非能动
技术水平 国际先进 国际先进 国际先进 国际先进 国际先进 国际先进 国际先进
国际领先 国际领先 国际领先
二、总体概貌及核心技术特征
核心技术特征——“177堆芯”设计
“177堆芯”设计是华龙一号的核心技 术源头，是自主知识产权的核心标志， 是反应堆整体性能的核心保障
安全壳热量导出系统
二、总体概貌及核心技术特征
其它先进特征
单堆布置
双层安全壳
抗商用大飞机撞击
0.3g抗震能力
数字化仪控系统
先进堆芯测量系统
双层安全壳
抗大飞机撞击
三、研发成果
三、研发成果
研发成果有力支撑华龙一号示范工程建设与核电“走出去”
设计
软件
设备
试验
燃料
三、研发成果
设计创新
截止目前，华龙一号示范工程关键里程碑节点均提前或按期 完成。其中，福清5号机组于2019年4月顺利完成冷试，正在开展 热试工作，预计年底实现装料。福清5号有望成为全球首个按期建 成的第三代核电项目，打破以往示范工程必拖期的怪圈
2015.5.7 示范工程FCD
2017.5.25 完成穹顶吊装
2019.4.28 冷试圆满成功
核动力院完成了反应堆及一回路系统研发设计，突破 177组先进燃料组件堆芯设计、能动与非能动安全系统设计、 0.3g抗震能力设计、反应堆冷却剂系统、专设安全设施优化 设计等创新技术
堆芯
主系统
辅助系统
三、研发成果
设备研发 联合国内装备制造企业，完成了堆内构件、反应堆压力容
器、ZH65蒸汽发生器、控制棒驱动机构、安全级DCS、先进堆 芯测量系统、双层安全壳电气贯穿件、锻造主管道等关键设备自 主研发，打破国外技术垄断，提高设备国产化率，降低核电造价， 已在华龙一号核电机组实现工程应用
K2/K3燃料供货签字仪式
CF3燃料组件
三、研发成果
软件开发
中国首套自主核电软件包（NESTOR）于2015年12月正 式发布，大幅提高了核电工程设计、建设、运行效率与质量， 摆脱了国外的限制，有效的保障了核电“走出去”
四、示范工程进展情况
四、示范工程进展情况
华龙一号福清示范工程有望按期建成
提高核电厂输出功率 提升了经济性 降低燃料功率密度 增强了安全性
二、总体概貌及核心技术特征
核心技术特征——“177堆芯”设计
“177堆芯”核设计 循环长度达到 500 EFPD 堆芯功率峰因子 FQ ≤ 2.40 核焓升因子 F∆H ≤ 1.60
围绕“177堆芯”开展的主系统与辅助系统设计 先进堆芯测量系统研发 压力容器优化设计 堆内构件优化设计 燃料组件结构优化设计 辐射屏蔽优化设计
非能动二次侧余热排出系统，导出堆芯余热及反应堆冷却剂系 统各设备的储热，降低熔堆概率
能动与非能动堆腔注水系统，带走堆芯熔融物释放出的热量， 降低反应堆压力容器温度，维持压力容器完整性
非能动安全壳热量导出系统，保证安全壳的非能动长期排热， 将安全壳压力与温度降低至可接受水平
余热导出系统
堆腔注水冷却系统
二、总体概貌及核心技术特征
核心技术特征——“能动+非能动”安全系统
能动安全系统是高效的、可靠的、并经过工程验证的 非能动安全系统可有效应对动力源丧失，依靠自然循环带出
堆芯余热 能动与非能动结合，是实现三代安全性指标的有效途径，能
够应对类似福岛核电站等极端核事故
二、总体概貌及核心技术特征
核心技术特征——“能动+非能动”安全系统