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==CAP1000==
2004年，中国国务院[[曾培炎]]决定引进第三代核电技术，成立以[[陈肇博]]、[[孙昌基]]为首的筹备组以及筹备[[国家核电技术公司]]，多次召开国务院会议与专家会议对候选的三个AP1000、法国ERP、俄罗斯VVER进行评比，2004年9月份发标，2006年四季度与西屋公司进行多次商务谈判，甚至要求对方调整代表团人员，最后西屋公司CEO及其伙伴Shaw工程公司相关负责人来华谈判。<ref name="g3_yj_1">{{cite web|title=亲历中国引进第三代核电技术始末① |url=http://paper.people.com.cn/zgjjzk/html/2014-04/07/content_1412876.htm |website=人民日报 |author=陈肇博 |access-date=2026-5-28}}</ref>
2006年12月中美签署两国政府《关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》<ref>{{cite web|title=中美签署先进压水堆核电技术转让谅解备忘录|url=https://www.caea.gov.cn/n6760338/n6760342/c6835205/content.html|website=国家原子能机构|date=2006-12-19|access-date=}}</ref>，2007年7月中国企业与西屋公司签订<<中国核电自主化依托项目合作备忘录>>，此时西屋公司已经30年没接到过任何订单，AP1000只有设计，没有任何建造，首堆都会存在很多设计缺陷需要不停改动，中国将引进西屋公司AP1000技术，建设四台核电机组，AP1000技术转让价格近5亿美元，依托项目核岛工程合同，耗资近千亿人民币的4台机组，作为该协议的一部分，中国获得了重达20多吨的75000+技术文档、工程数据和260个软件包，以及相关培训<ref name="AP1000vsHualongOne"/>，在设备供应方面，中方只采购两套主设备（压力容器、蒸汽发生器等），其余两套都由中方按美方转让的技术在中国制造，美方提供技术支持，所有辅助设备按美方提出的技术要求由中方制造和采购，从而具备了在国内制造该反应堆核心部件（如主泵和蒸汽发生器）的能力；同时合同中约定中方自己开发的非能动大型压水堆功率超过135万千瓦，则中方拥有自主知识产权，可以对第三国出口，但对美国和日本出口，须与西屋公司合作出口；在首批4台完全投入商用前所有设计改动都需要通知中方，转让中不包含ABB公司的数字化仪控技术（DCS）<ref name="g3_yj_1"/>。CAP1000与AP1000在反应堆的基础设计上本质相同，但它们代表了在所有权归属、本土化程度以及供应链管理方面所处的不同发展阶段。AP1000是第三代+（Gen III+）压水堆，由美国西屋电气公司（Westinghouse Electric）设计，而CAP1000则是基于该同一设计，授权给中国并实现本土化的版本。CAP1000知识产权归中国所有控制，供应链主要为中国供应链，主要目标是实现能源独立与技术本土化，只能在中国建造，出口得需要西屋许可。

在首批4台AP1000机组，不采用交钥匙方式，中方要广泛参与设计、设备制造、建造和调试。最终达成协议，土建安装由中方负责，为吸收模块化施工经验，中方同意聘请一批美方专家，组建JPMO（联合项目管理机构）<ref name="g3_yj_1"/>。中国致力于将这些反应堆的供应链完全转移至国内，对引进的技术进行充分的消化吸收、不但要掌握AP1000 是如何设计的（know-how），还要掌握AP1000 是为什么这么设计的(know-why)，同时要真正掌握AP1000的设备制造技术、燃料制造技术、工程建造技术等。从2009年开始，由[[中国核工程有限公司]]牵头，一批中国公司参与，[[国家核电技术公司]]是核岛建造管理的主体责任单位；上海核工程研究设计院提供设计管理、项目采购技术支持和现场施工技术支持；[[中国核自仪系统工程有限公司]]提供专业技术人员派遣支持和技术支持；中国核电站运行服务技术公司提供专业技术人员派遣支持、技术支持以及专业技术培训、专业技能岗位证书培训。<ref>{{cite web|title=国家核电四企业联手打造三代核电技术AP1000平台|url=http://www.heneng.org.cn/home/hd/infotwo/id/4922/sid/31/catId/999999.html|website=中国核电信息网|date=2009-8-19|access-date=2026-4-27}}</ref> CAP1000正是这项努力的集大成之作——它不仅汲取了从进口 AP1000 机组中获得的经验教训，更完全采用中国的部件、中国的管理模式以及国内的劳动力进行建造。<ref name="g3_yj_3">{{cite web|title= 亲历中国引进第三代核电技术始末③|url=http://paper.people.com.cn/zgjjzk/html/2014-04/28/content_1421332.htm |website=人民日报 |author=陈肇博 |access-date=2026-5-28}}</ref> 中国在十余年中以国家重大专项研发投资超100亿元（核心科研账本）；投资数百亿元升级重工业基础 (如5万吨挤压机、整体整锻件)，组织国内装备企业进行技术攻关，在设备研发和制造环节投入了大量时间和资源；投资1000+亿投资（计划800+）亿元建设首批4台机组；同时还有5年延期的“时间成本”--每台机组每年预计87-100亿度电；以及三门2号机组运行一年后在2018年末因主泵故障停机近一年。 <ref>{{cite web|title=三问AP1000核电项目经济性 |url=http://paper.people.com.cn/zgnyb/html/2018-08/06/content_1873059.htm |website=人民网 |date=2018-8-6 |access-date=2026-5-29}}</ref>

中国团队从AP1000机组建设过程中学到了很多<ref>{{cite web|title=AP1000核电技术特点：模块化建设|url=http://www.heneng.org.cn/home/hd/infotwo/id/4989/sid/31/catId/999999.html|website=中国核电信息网|date=2009-8-25|access-date=2026-4-27}}</ref> <ref>{{cite web|title=AP1000核电技术特点之二：简洁的系统|url=http://www.heneng.org.cn/home/hd/infotwo/id/5024/sid/31/catId/999999.html|website=中国核电信息网|date=2009-8-27|access-date=2026-4-27}}</ref>  ：
*模块式建设：AP1000的模块分为结构模块、管道模块和设备模块。在设计中根据AP1000整体系统结构（包括它们的支撑和部分土建结构）的特点将其归列为各自的模块，直接在工厂里按模块进行预制、组装，最后在核电站实行总装。
*虚拟建造技术：该技术是利用虚拟现实技术的思想将施工进度计划管理与三维工厂设计技术结合在一起，以实现对AP1000的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的 平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP1000施工工期的目的。
*简洁的系统：反应堆系统与第二代压水堆基本相同，采用的是成熟的可靠的传统的设计思路和技术。反应堆冷却剂系统，主泵直接安装在蒸汽发生器下封头上，主泵采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在 与主回路冷却剂相连通的承压壳中。由于屏蔽泵没有轴封，使主回路成为一个“封闭的”系统，传统压水堆核电站中的轴封LOCA事件在AP1000设计中不会发生。

2014年，[[中国第一重型机械集团公司]]（中国一重）制造了第一台国产AP1000反应堆压力容器，用于[[三门核电站]]2号AP1000机组。<ref name=wnn-20140611>{{cite news |url=http://www.world-nuclear-news.org/NN-China-produces-first-AP1000-vessel-1106144.html |title=China produces first AP1000 vessel |publisher=World Nuclear News |date=June 11, 2014 |access-date=August 6, 2014}}</ref>
2018年，由[[沈阳鼓风机集团]]核电泵业有限公司（沈鼓核电）和[[哈电集团]][[哈尔滨电气动力装备有限公司]]（哈电动装）共同承制的首台AP1000屏蔽电机主泵顺利完成全部产品试验和试验后拆检工作，试验后拆检工作，屏蔽主泵制造成功。<ref>{{cite news|title= 首台国产化AP1000屏蔽主泵制造成功 |url=http://www.heneng.org.cn/home/zc/infotwo/id/51924/sid/31/catId/999999.html|website=中国核电信息网|date=2018-09-12|access-date=2026-4-27}}</ref> 三门、海阳依托项目4台机组核岛设备平均国产化率约为55%，其中三门1号机组核岛设备国产化率仅为25%，而海阳2号机组则已超过70%，核岛关键设备国产化供货任务全部完成，反应堆压力容器、蒸汽发生器、主管道、一体化堆顶组件、控制棒驱动机构、核级锆材、核级电缆、双向不锈钢板等设备和材料研制成功。<ref name="ap1000_cost">{{cite news|title=关于AP1000造价、后续项目和设备问题，国家核电这样回应！|url=http://www.heneng.org.cn/home/zc/infotwo/id/51347/sid/31/catId/999999.html|website=中国核电信息网|date=2018-09-12|access-date=2026-4-27}}</ref> <ref >{{cite news|title=AP1000依托工程四台机组第一个燃料周期运行结果均符合设计要求 |url=http://www.heneng.org.cn/home/zc/infotwo/id/58489/sid/31/catId/999999.html |website=中国核电信息网|date=2020-03-11|access-date=2026-4-27}}</ref> 

首批建造的四座AP1000核电站采用的是2005年第15版设计文件，没有加强型安全壳结构，因此无法更好地抵御飞机撞击<ref name=hibbs-20100427>{{Citation |url=http://www.carnegieendowment.org/publications/index.cfm?fa=view&id=40685 |title=Pakistan Deal Signals China's Growing Nuclear Assertiveness |author=Mark Hibbs |work=Nuclear Energy Brief |date=April 27, 2010 |publisher=Carnegie Endowment for International Peace |access-date=February 25, 2011| archive-url= https://web.archive.org/web/20110117134550/http://www.carnegieendowment.org/publications/index.cfm?fa=view&id=40685| archive-date= January 17, 2011 | url-status= dead}}</ref>；美国的AP1000项目采用的设计文件为第19版，与我国引进时确定的第15版主要差异有19项。针对该主要差异，除“抗商用大飞机撞击”一项外，其余在三门、海阳核电厂建设的过程中均已全部采纳最新设计，批准了3000余份设计变更建议并予以实施。<ref >{{cite news|title=AP1000技术在中国的实践??走近三门与海阳  |url=https://www.china-nea.cn/site/content/16138.html|website= |date=2018-02-09|access-date=2026-4-27}}</ref> 中国在2013年曾正式将AP1000作为内陆核电站的标准。<ref>{{cite news| url= http://english.caijing.com.cn/2008-09-11/110011665.html| title= U.S. Technology Picked for Nuclear Plants| author= Li Qiyan| date= September 11, 2008| work= [[Caijing]]| access-date= October 29, 2008| archive-url= https://web.archive.org/web/20081015232723/http://english.caijing.com.cn/2008-09-11/110011665.html| archive-date= October 15, 2008| url-status= dead}}</ref> 2017年西屋公司破产后，中国于2019年决定在[[漳州核电站]]建造国产的[[华龙一号]]核电站，而不是AP1000 。<ref name=wnn-20191015>{{cite news |url=http://www.world-nuclear-news.org/Articles/Permits-issued-for-construction-of-new-Chinese-pla |title=Permits issued for construction of new Chinese plant |publisher=World Nuclear News |date=October 15, 2019 |access-date=October 15, 2019}}</ref>

2019 年之后，所有未来 AP1000 机组的计划都被CAP1000机组所取代，CAP1000 机组是 AP1000 设计的本地化标准化版本，它降低了成本，并提高了运行和维护性能。<ref name=":0">{{Cite web |title=China Nuclear Power {{!}} Chinese Nuclear Energy - World Nuclear Association |url=https://world-nuclear.org/information-library/country-profiles/countries-a-f/china-nuclear-power.aspx |archive-url=https://web.archive.org/web/20221213012109/https://www.world-nuclear.org/information-library/country-profiles/countries-a-f/china-nuclear-power.aspx |archive-date=2022-12-13 |access-date=2022-12-19 |website=world-nuclear.org}}</ref> 在批量建造情况下，单位千瓦造价可控制在14000人民币（或者$2,300 - $2,800）以下，而且时间控制在4.5-5.5年；相对美国Vogtle 3号、4号机组的单位千瓦造价$7,900-$10,000，时间10-12年。<ref name="ap1000_cost"/> <ref name="AP1000vsHualongOne">{{cite news|title=三代核电：AP1000 与华龙一号的跷跷板游戏 |url=http://www.heneng.org.cn/home/zc/infotwo/id/52548/sid/31/catId/999999.html  |website=中国核电信息网|date=2018-11-05|access-date=2026-4-27}}</ref> 
 
中国还利用从首批4台AP1000项目中汲取的工程经验，开发出了更大规模且完全自主研发的设计方案，特别是[[CAP1400]]（亦称[[国和一号]]），这是基于 AP1000 概念演进而成的 1400 兆瓦级（MWe）反应堆。

===改进的设计===
本质上是一个“设计去美国化、制造彻底本土化、工艺走向自动化”的过程。
*国家标准对接：设计全面符合中国自身的核安全法规和国家标准（如对接 GB 标准体系），公制化改造，完成了极其浩大的“英制转公制”再设计，根据中国不锈钢/碳钢管材的标准壁厚和公称通径，重新进行水力学平衡和应力分析核算，重新选型。使后续批量化建造（如三门二期、海阳二期、廉江等项目）具备极高的标准化和统型优势。
*所有的核心部件均选用完全匹配的国产核级钢材，全部中国本地制造。
*阀门与管件接口统一： 解决了早期首堆建设时，由于进口管道与国内阀门、泵体接口不兼容而造成的“两张皮”尴尬，使得所有阀门法兰、弯头、三通等管件能够完全在中国本土的重工业工厂中批量化定制生产。
*爆破阀与止回阀管段优化： 非能动管道上的核心控制部件是爆破阀（Squib Valve），中国的核能研究机构（主要包括国家核电技术公司 [SNPTC] 和上海核工程研究设计院 [SNERDI]）对火工驱动装置的壳体结构进行了重新设计。引入了'''双重冗余点火回路'''（确保一旦首个引爆触发装置失效，第二个装置能在数毫秒内自动补发指令），并采用了先进的军用级化学火工药剂，从而确保在长达60年的全寿命周期内，药剂性能完全不受热老化及辐射环境的影响。在CAP1000机组升级时，对爆破阀前后的直管段长度、管道支吊架（Snubber）的刚度进行了重新计算与刚性改造，以确保爆破阀在瞬间引爆开启时，巨大的流体冲击力不会导致周边主管道变形。
*反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel  RPV）
**焊接工艺特征：CAP1000 采用整体式集成焊接（Monoblock），而早期的 AP1000 则采用多段式分段焊接。
**使用超大型整锻件技术，实现了一体化顶盖和一体化下封头的无缝整锻，大幅消除了不必要的筒体焊缝。
**引入了“概率断裂力学”（PFM），并将其与定制的断裂动力学建模相结合。该方法通过数学仿真，模拟容器壁在经历数十年的高强度中子辐照脆化后将如何表现。分析结果表明，在突发的“加压热冲击”（PTS）事件——例如紧急快速注水——发生时，CAP1000 反应堆压力容器在抵御脆性断裂方面，仍保持着显著更高的安全裕度。
**法兰与密封：三维重构几何设计，利用一套综合性的三维流固热耦合数据库，对主螺栓预紧力及金属 O 形环密封槽的截面轮廓进行了重新优化。这一定制化的设计配置使法兰本体上的热应力分布更为均匀，有效抑制了微量翘曲变形，从而降低了发生微量冷却剂泄漏的风险。
**严重事故防御：强化的堆内滞留（IVR）体系，对位于堆容器下封头下方的外部堆腔冷却（ERCC）流道几何布局进行了重新设计。这一改进极大地提升了冷却水的自然循环流动效率。它确保在最极端的堆芯熔毁情景下，熔融堆芯物质（熔融物）能够通过“堆内滞留”（IVR）机制被完全捕获并固化在下封头内部，从而彻底杜绝安全壳底板被熔穿的风险。
*蒸汽发生器
**AP1000 原生设计中，上部至关重要的汽水分离干燥器采用的是美国 Peerless 公司的专利技术，不包含在当年的技术转让（知识产权许可）范围内。独立自主研发了国产化的高效干燥器，突破美国专利的限制，实际测试表明，采用双钩波形板CAP1000 国产干燥器的分离效率和疏水性能甚至优于国外原装产品，核心专利破局、制造工艺一体化、抗振动疲劳、以及防传热管降质等领域进行了多项关键改进。<ref>{{cite web|title=CAP1000核电站蒸汽发生器干燥器研发成功 |url=https://www.cnfdyq.com/page152.html?article_id=25541 |website=发电企业协作网 |access-date=2026-5-29}}</ref> <ref name="ccnta-sg">{{cite web|title=哈电重装：CAP1000蒸汽发生器传热管与抗振条搭接位置的涡流检测 |url=https://www.ccnta.cn/article/22665.html |website=中国核技术网 |date=2025-11-18 |access-date=2026-5-29}}</ref> <ref>{{cite web|title=重大专项十周年系列报道（三）装备制造、大国重器 |url=https://www.snerdi.com.cn/newsdetail?id=2027 |website=上海核工程研究设计院股份有限公司 |date=2018-09-19  |access-date=2026-5-29}}</ref>
**实现了下封头一体化整体无缝整锻。更重要的是，在管板与球形下封头、外壳体连接的焊接工艺上，通过优化焊接坡口与工艺参数，减少了部分大厚壁焊缝的后期局部热处理（PWHT）需求，避免了多次热循环带来的母材性能劣化隐患，也缩短了制造周期。
**10025根U形传热管，优化了U型弯曲段抗振条（Anti-Vibration Bar）的插入深度、配合间隙与几何排布。通过微调二次侧（壳侧）流道的导流板结构，改善了二次侧的流场分布，极大减小了流体对传热管的横向激振力，将振动磨损风险降到最低。<ref name="ccnta-sg"/>
**改进了管板上方的吹扫（Blowdown）系统管路布置与二次侧底部的排污冲刷流道设计。提高了吹扫效率，使电厂运行期间能够更彻底地带走二次侧沉积的铁磁性泥渣，防止管板处发生局部缝隙腐蚀，确保其坚固履行 60 年的设计寿命。

*'''屏蔽主泵''' 西屋原版主泵最大的教训在于“边设计、边制造、边测试”，缺乏全工况极限验证。中国在哈电集团、沈鼓集团等基地，斥巨资建造了全球规模最大、技术最先进的屏蔽主泵全流量闭式试验台架。该台架能够 100% 模拟一回路真实的高温（>300℃）、高压（>15MPa）及放射性水质环境。现在，每一台用于中国批量化建设（如三门二期、海阳二期、廉江核电）的国产屏蔽主泵，出厂前必须在台架上接受数百小时、包含频繁启停和惰转在内的极限耐久性考核，完成了对核电核心设备工程化验证的闭环。<ref>{{cite web|title=AP1000核电主泵工程与耐久试验成功 |url=https://www.china-nea.cn/site/content/14161.html |website=中国核能行业协会 |date=2015-6-17 |access-date=2026-5-29}}</ref> <ref>{{cite web|title=中国核电新突破：自主化“心脏”60年免检 | url=https://www.yicai.com/news/100025575.html |website=第一财经 |date=2018-9-12 |access-date=2026-5-29}}</ref>
**转子屏蔽套（Rotor Can）工艺改良：原版屏蔽主泵的电机转子浸泡在一回路高压冷却水中，依靠一层极薄的高镍合金屏蔽套进行物理隔离。原版设计在交变电磁力和高频流体激振下，屏蔽套极易发生微小蠕变，导致环焊缝疲劳开裂，冷却水入浸烧毁电机。中国改进： 攻克了超薄屏蔽套的精密焊接与拉伸变形控制技术，独创了“热套（Shrink-fit）安装”与过渡/过盈配合工艺，让屏蔽套紧紧贴合在转子铁芯上。这极大地消除了运转时的不平衡量，将焊缝的交变应力降至安全边界以下。
**水润滑推力轴承组件与流道优化：原版主泵无常规机械润滑油，完全依靠一回路高压放射性水进行水润滑（Water-lubricated Bearings）。早期测试中，由于水力设计不合理，轴承内部流道产生局部气蚀和剧烈涡流，导致推力盘与石墨支撑环异常磨损甚至碎裂。中国改进： 重新建模并优化了轴承内部循环冷却水的流道拓扑结构，确保在启停、满载等全工况下，滑动面之间都能形成一层极其稳定的流体动压润滑水膜。同时，开发出高强度核级陶瓷槽楔和新型高密度碳石墨材料，彻底解决了耐磨和气蚀问题。
**叶轮与电机轴的“一体化无缝整锻”：原早期主泵的叶轮等复杂大件采用焊接拼装或传统铸造，内部容易残留微小气孔、砂眼或微观应力集中，在长期高流速冲刷下易诱发应力腐蚀开裂。中国改进：依托国内万吨级超大型重型压机，中国实现了主泵叶轮、电机轴及飞轮支撑环的近净成型整体无缝整锻工艺，取消了所有高风险的拼接焊缝。同时，制定了远超国外的超声波及射线无损探伤（NDT）验收标准，杜绝了宏观组织缺陷。
**泵变频器（VFD）系统的自主重构：原版屏蔽主泵作为大惯性、高功率电机，对供电质量要求极苛刻。原版进口变频器工作在60Hz，对外部电网（中国50Hz）的微小电压闪烁容错率低，商运初期曾多次因电网波动误跳闸，单点故障导致反应堆紧急停堆。中国改进：中核、国电投等单位联合国内电气巨头，成功研发出核级高压大容量主泵变频器，并在大修中实现了已有AP1000机组的国产化整体替代。中方对控制算法进行了容错和滤波升级，使其更加适配中国电网的实际运行环境。并使用四用一备方式，无缝切换，解决VFD故障导致停堆。<ref name="cnnpn_vfd"/>

*稳压器改进
**连接稳压器的波动管改进，消除冷热分层导致的上下受热不均变形的香蕉效应，采用超大型不锈钢锭，通过万吨级压机实现了“整体无缝整锻”（弯头与直管一体化成型）。新管道彻底取消了所有中间焊缝，消除了因热分层导致的焊缝开裂风险，在役检查（ISI）点位骤减。压器的热水（约 345℃）和来自一回路热管段的相对冷的水（约 315℃）在管道内无法充分混合，形成明显的“上热下冷”分层。
**优化了底部加热器穿孔的空间间距和方向。通过改变间距而不降低总加热千瓦容量，技术人员在运行中检查 (ISI) 期间可以更方便地使用工具和传感器。此外，内部喷淋总管的结构也得到了加强，从而彻底消除了连续旁路喷淋引起的流动诱导振动 (FIV)。
**改进了稳压器顶部的法兰和支撑结构。这优化了重型ADS阀门直接传递到组件主要结构支撑的载荷分布，从而降低了地震事件或快速阀门动作冲击（动态推力）期间喷嘴颈部所承受的机械应力。
*DCS系统 
**原来AP1000中，非安全级控制系统运行在艾默生（Emerson）的 Ovation 平台上；而安全相关防护系统则运行在西屋公司自有的 Common Q 平台上。CAP1000中使用[[国核自仪系统工程公司]]( State Nuclear Power Automation System (SNPAS) Engineering Company)以FPGA为基础研制的反应堆保护系统NuPAC(Nuclear Protection and Control)、控制系统平台NuCON、多样化驱动系统平台NuBAC、核电站全范围模拟机NuSIM、核电站特殊监控系统和地震监测系统NuTEC、堆内测量和堆外核测系统NuNIS、辐射监控系统NuRAD、棒控棒位系统NuRIC；其中基于可编程逻辑器件[[FPGA]]的NuPAC是与[[洛克希德·马丁公司]]联合研制，双方都拥有完全知识产权，已经获得美国NRC认证和中国国家核安全局 (NNSA) 认证。<ref>{{cite web|title= CAP1400核电站数字化仪控系统研发成功|url=https://www.sohu.com/a/191940974_240923 |website=搜狐 |date=2017-9-14 |access-date=2026-5-28}}</ref> <ref>{{cite web|title=Cooperative Development of Safety Platform for Reactor Protection System and Reactor Protection System |url=https://www.nrc.gov/docs/ML1328/ML13289A270.pdf |website=nrc.gov |date=2012-1-19|access-date=2026-5-28}}</ref> <ref>{{cite web|title=Lockheed opens joint R&D base |url=https://www.world-nuclear-news.org/Articles/Lockheed-opens-joint-R-D-base |website= World Nuclear News |date=2014-6-24 |access-date=2026-5-28}}</ref><ref name="g3_yj_4">{{cite web|title=亲历中国引进第三代核电技术始末④ | url=http://paper.people.com.cn/zgjjzk/html/2014-05/05/content_1424886.htm |website=人民网 |author=陈肇博 |access-date=2026-5-28}}</ref> 
**实现了芯片与元器件的全面国产化兼容。
**网络安全与网络架构升级：实施了一套高度先进、多层次的“纵深防御”网络安全架构。该架构在安全相关防护系统（1E 级）与非安全级控制系统之间，设置了单向光电隔离间隙（即“数据二极管”）。这一设计确保了运行数据能够单向流出至监控系统，从而杜绝了任何数字信号或恶意软件逆向回传的可能性，有效防止其干扰反应堆的停堆保护功能。
**人机界面 (HMI) 与主控室 (MCR) 优化：基于全球首批 AP1000 机组（三门 1 号机组和海阳 1 号机组）的实际运行与调试反馈，中国对操作员体验进行了彻底的重新设计。配备了先进的智能报警管理系统。其 DCS（分散控制系统）利用集成逻辑算法抑制次生及伴随性报警，仅向操作员突出显示作为根本原因的主故障信息。此外，大型显示屏 (LDP) 和工作站图形界面均依据人机工程学原理进行了重新布局与优化，旨在提升操作员的态势感知能力，并降低在紧张的应急处置流程中发生人为失误的概率。避免AP1000 主控室在厂房快速瞬态变化期间常遭遇“报警泛滥”问题——操作员被数百条同时涌现的数字化警报淹没，难以准确定位问题的根本原因。
**验证与确认 (V&V) 及软件可靠性：安全关键系统中的软件缺陷是监管审批面临的一大主要障碍。采用的 NuCON 平台在开发过程中，运用了严谨且自动化的形式化方法进行软件验证。通过数学证明，该平台中的安全关键代码完全不存在运行时错误或逻辑死锁问题。该平台已成功通过了中国国家核安全局 (NNSA) 严格的型号鉴定与安全审查，充分证明了其绝对的可靠性。

*常规岛改进
**汽轮发电机组：从刚性转子到高效气动型线叶片，采用了一种高度现代化、半速（1500转/分）的整体锻造转子汽轮机。其低压汽轮机叶片采用了先进的3D气动型线长叶片设计（末级叶片尺寸达到54英寸或更大）。这种几何结构优化了蒸汽膨胀过程，消除了传统设计中存在的微振动现象，并在结构上将汽轮机的内效率提升了近1%。
**采用了高度优化的单壳体集成式汽水分离再热器（MSR）布局。中国热工工程师重新设计了内部波纹板结构和管束，在最大化传热面积的同时，将流体阻力（压降）大幅降低了 15% 以上。这一设计确保了进入低压汽轮机的蒸汽具有更高的干度和焓值，从而直接提升了电厂的净发电出力。
**凝汽器与真空系统：先进的防腐钛合金管材；凝汽器位于低压汽轮机下方，利用外部冷却水（海水或河水）将排汽冷凝回纯净水。统一采用全钛焊接管材及钛包覆管板。冷却水室的结构布局经过重新塑形，以优化水流分布，从而消除了局部高速冲刷点，并确保在长达 60 年的整个设计寿期内，二回路系统均能保持零泄漏运行。
**给水系统布局：增强型数字化变频调速控制；主给水泵负责在高压工况下，将数百万加仑的水输送回蒸汽发生器。采用数字化变频驱动（VFD）取代传统的机械式液力耦合器，从而优化了厂用电的节能效果。
*'''安全厂房改进''' 中国对 CAP1000 安全厂房的改进，是一次“吃透力学边界后的全方位重构”。中方利用自身在超大型土木工程与重工业钢结构领域的统治级实力，将西屋原版偏向理想化的结构蓝图，改造成了能够完美抵御地震、海啸、内涝以及恶意飞机撞击的现代化“末日堡垒”，彻底解除了非能动核电在土木结构安全上的最后防线。
**屏蔽建筑（Shield Building）：从“普通双层墙”到“SC双面钢板剪力墙”。原版 AP1000 屏蔽建筑部分采用了非传统的模块化组合结构。但在早期，由于这种结构在极端应力下的动态响应（抗震及防撞击性能）未能完全说服美国核监管局（NRC），曾导致西屋被迫数次修改设计（如 DCD 改版），拖延了大量工期。原版在某些高负荷区域的钢筋排布极其密集，在实际浇筑混凝土时极易产生空洞或蜂窝缺陷。中国全面引入并固化了“钢-混凝土-钢（SC，Steel-Concrete-Steel）”双面钢板三明治剪力墙结构。它取消了内部错综复杂的传统钢筋网，直接用两层高强度外部钢板作为“外壳兼模板”，中间浇筑自密实高性能混凝土。极大地增强了屏蔽建筑的刚度与抗冲击吸能效率。在模拟“大型商业客机直接撞击”的极端工况下，SC 结构能够通过局部剥落与变形吸收绝大部分动能，确保内部的一回路系统和非能动高位水箱（PCS）绝对安全。同时，由于模块化免除了现场绑扎钢筋的工序，施工工期大幅缩短。
**厂房基础底板（Basemat）：从“分块孤立”到“整体大底板抗震加固”。安全厂房底板承载着数万吨的核岛总重量，是抗震抗剪切的核心。原版底板设计相对精简，其主要基于美国本土较为稳定的地质条件。但在中国部分沿海地震带或软弱地基上，原版底板在遭遇极限安全地震（SSE）时，边缘应力集中问题较突出，抗倾覆和抗滑移边际在严苛的中国核安全新标下显得偏紧。中方对 CAP1000 的核岛基底进行了重新力学建模，将核岛关键厂房（反应堆厂房、辅助厂房、插接式厂房）的基础底板进行了整体化连通与加厚加固设计。形成了更坚固的“整体刚性箱基”。在发生 0.3g（甚至更高加速度）的极限强震时，整个安全厂房能够作为一个整体协同震动，消除了各辅助厂房之间因相对位移产生的“撕裂剪切力”，地基沉降更加均匀，大幅提升了抗震安全边际。
**防内涝与水密性升级：汲取福岛教训的实体物理隔离。水淹（Internal & External Flooding）是导致核电厂全厂断电（SBO）的致命隐患。西屋原版 AP1000 缺陷： 早期原版设计在防内部水淹（如一回路大管道破裂、喷淋误动）的逻辑上，过分依赖非能动地漏和排水阀门的动作，而在实体厂房房间之间的绝对水密物理隔离上做得不够彻底。中国 CAP1000 改进：中国在新版安全厂房内实施了更加严苛的“纵深防御水淹分区”。对安全级 DCS 电子设备间、电池室、应急供水泵房等核心功能区，加装了高达数米的实体抗压防水密门和贯穿件水密密封。即使某个安全厂房内部发生极端管道爆裂或外部海啸灌入，积水也会被死死限制在单一受损分区内，绝不会漫延到隔壁的冗余安全通道。这确保了在极端水淹工况下，至少有一组控制和仪表系统能够持续存活。
**非能动安全壳冷却储水箱（PCS）的优化：安全厂房顶部顶着一个巨大的、装有大约三千吨水的非能动冷却水箱（PCS Tank），用于在事故时利用重力向安全壳外壁喷淋冷却。西屋原版 AP1000 缺陷： “头重脚轻”是 AP1000 结构设计的一大特点。三千吨的水箱高悬于厂房顶部，在地震发生时会产生剧烈的液体晃动（Sloshing Effect），这种巨大的动态流体荷载会对下方的安全厂房承重墙产生严重的剪切破坏。中国 CAP1000 改进：中方在水箱内部增设了多组精心设计、符合流体力学性能的防荡消能格栅（Baffles），并对水箱底座与不锈钢内衬的应力重构，支撑水箱的锥形过渡段墙体进行了局部加厚与变截面结构强化。地震时，防荡格栅能迅速打破液体的共振晃动，将流体对水箱壁的瞬态冲击力降低了 40% 以上，极大地减轻了顶部超重对下方安全厂房的结构负担。采取了“工厂化预制 + 地面整体组装 + 整体大吊装”的先进工艺：将整个钢头盖、不锈钢水箱板、内部走道、喷淋管线以及通风管道，在地面拼装成一个重达1000多吨的超大型复合模块；随后然后使用3200吨级履带起重机进行一次性整体吊装。这一改进将该阶段的现场施工周期缩短了40%以上，大幅提升了建造成本效益。极端气候下的“防冻与保温”改进：进了外部空气进风口和排风口的导流设计，并在内部增加了主动/非能动结合的伴热加热系统与高密度保温层；优化了水箱内的温度监测矩阵（增加了多点三维温度传感器）；确保在零下 20℃ 至 30℃ 的极端严寒天气下，水箱内的冷却水不会结冰，且顶部通风百叶窗不会因冰雪结冻而堵塞，保障了系统在任何极端天气下的可用性。
**施工工艺升级：全面推行“数智化模块预制”，安全厂房的建造质量直接决定了其防护寿命。从 FOAK 到标准化流水线： 西屋原版在三门首堆时，很多安全厂房模块是在现场搭设的临时厂房里进行拼装和焊接的，质量控制受天气影响大。中国在 CAP1000 项目中，建立了一体化的核岛大型结构模块（如 CA20、CA01 模块）现代化工业总装车间。所有安全厂房的结构墙体、钢板、内部管道总成均在车间内通过工业机器人完成精密焊接与自动探伤，然后整体吊装。这不仅让安全厂房的钢结构焊缝合格率逼近 100%，也让核岛建造周期（FCD）大幅缩短。

===运行机组===
正在建设的CAP1000机组合计有11台，规划中还有3台，包括原来准备采用AP1000的机组[[海阳核电站]]、[[陆丰核电站]]、[[三门核电站]]、[[徐大堡核电站]]的8座核反应堆建设的前期工作早在2020年前已经就绪。

{| class="wikitable"
|+
!核电站名称
!编号
!類型
!淨容量 <br/> MWe
!毛容量 <br/> MWe
!熱容量 <br/> MWt
!开工
!临界
!联网
!商用
!备注

|-
|rowspan="4" align="center" |[[海阳核电站]] </br>([[山东]])
|3号
|CAP1000
|1161
|1253
|3400
| 2022-6-7
| 
|
|
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details HAIYANG-3
 |url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=993 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|-
|4号
|CAP1000
|1161
|1253
|3400
| 2023-4-22
|
|
| 
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details HAIYANG-4|url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=994 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|-
|5号
|CAP1000
|1161
|1253
|3400
|  2026-4-16
| 
|  
| 
| 

|-
|6号
|CAP1000
|1161
|1253
|3400
|  ''2027-2''
| 
|  
| 
| 

|-
|rowspan="2" align="center" |[[陆丰核电站]] </br>([[浙江]])
|1号
|CAP1000
|1160
|1254
|3400
| 2025-2-24 
|   
| 
| 
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details LUFNEG-1 |url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=1064 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|-
|2号
|CAP1000
|1160
|1254
|3400
| 2025-12-22
|   
| 
| 
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details  LUFNEG-2|url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=1065 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|-
|rowspan="2" align="center" |[[三门核电站]]</br>([[浙江]])
|3号
|CAP1000
|1163
|1254
|3400
| 2022-6-28
|  
| 
| 
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details SAMMEN-3  |url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=995 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|-
|4号
|CAP1000
|1163
|1254
|3400
| 2023-3-22
|   
| 
| 
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details SAMMEN-4  |url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=996 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|-
|rowspan="4" align="center" |[[徐大堡核电站]]</br>([[辽宁]])
|1号
|CAP1000
|1000
|1290
|2905
| 2023-12-3
|  
| 
| 
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details XUDAPU-1  |url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=999 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|-
|2号
|CAP1000
|1000
|1000
|2905
| 2024-7-17
|   
| 
| 
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details NINGDE-2|url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=1000 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|-
|5号
|CAP1000
|1160
|1254
|3400
| 
| 
|  
| 
| 

|-
|6号
|CAP1000
|1160
|1254
|3400
| 
| 
|  
| 
| 

|-
|rowspan="2" align="center" |[[白龙核电站]]</br>([[广西]])
|1号
|CAP1000
|1160
|1254
|3400
| 2025-12-22
|  
| 
| 
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details BAILONG-1|url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=2169 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|-
|2号
|CAP1000
|1160
|1254
|3400
| 
| 
|  
| 
| 

|-
|rowspan="2" align="center" |[[廉江核电站]]</br>([[广东]])
|1号
|CAP1000
|1160
|1254
|3400
| 2023-9-27
|  
| 
| 
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details LIANJIANG-1 |url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=1123 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|-
|2号
|CAP1000
|1160
|1254
|3400
| 2024-4-26
|  
| 
| 
|<ref>{{Cite web |title=PRIS - Reactor Details FANGCHENGGANG-2|url=https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=1124 |access-date=2026-04-26 |website=pris.iaea.org}}</ref>

|}