随着CAP1400堆型的初步设计通过国家能源局组织的审查，意味着这个由我国在引进美国AP1000核电技术基础上自主研发的“升级版”堆型在技术上已定型并得到国家认可，标志着我国第三代核电技术的自主化又向前迈进一大步。
CAP1400安全性如何保证?经济性如何?国产化装备体系建立情况如何?近日，本报特邀CAP1400总设计师、上海核工程设计研究院郑明光院长进行权威解读。
记者：对于核电而言安全性无疑最被关注，作为我国三代核电自主化的代表堆型，CAP1400在安全方面有哪些过人之处?
郑明光：CAP1400的安全性首先体现在采用了先进的非能动设计理念。
CAP1400采用了非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统的组合设计。在不依赖外部电源的情况下，能确保极端事故条件下反应堆安全和余热导出及堆芯衰变热安全排出，事故发生72小时内无需人工干预，72小时后具备补给能力，大量放射性释放到环境的概率小于10-7/堆年，安全性比二代核电提高两个量级。
同时，CAP1400采用简化设计，与传统 压水堆相比部件数量显著减少。这样维修检查的压力减少，故障几率大幅降低。例如，CAP1400的反应堆压力容器中取消了中子屏蔽板，这样就降低了出现松动部件的风险;优化了下腔室结构以提供更优的堆芯入口流量分配，提高了安全性。
对于反应堆安全保障的重中之重——钢制安全壳，CAP1400在设计中扩大了安全壳尺寸，获得了较大的自由容积、优化布置和更大的安全壳内压分析裕量。在屏蔽厂房的设计上，采用钢板混凝土结构，具备抗大型商用飞机恶意撞击能力，并优化了空间布置，以提高人员可到达性和设备可维修性。
记者：目前,为了保证核电的经济性，核电站并不参与电网调峰,但随着核电机组在电网中的比例逐渐增加,在电网峰谷差距日益拉大的情况下,业内认为核电参与电网系统调峰是早晚的事情。CAP1400在设计中是否考虑了调峰问题?
郑明光：CAP1400具有灵活的运行能力，具备调峰能力。首先，CAP1400具备堆芯18至24个月换料能力，提升了电厂可利用率。同时CAP1400具备混合氧化物燃料装载能力，解决铀资源缺乏后的替代问题。最后，CAP1400具有先进的燃料管理系统，具备负荷跟踪和频率控制能力。
堆芯功率由MSHIM (机械补偿模式)控制，无需调硼，即可参与调峰又大大减少了放射性废液产生量。
记者：核电的先期投入巨大是制约核电大发展的重要因素，作为三代核电，在经济性上有哪些优势?
郑明光：CAP1400较目前二代核电的经济性主要体现在性能参数和建造成本上。CAP1400采用大机组设计，机组容量达到1500MWe，规模效应明显，具有更优的经济性;设计使用寿命为60年，较二代核电增加20年寿命;能量转换效率大于37%(示范工程)，可利用率大于93%;非计划停堆频率≤1/堆年。
基于AP1000的模块化技术，CAP1400优化了模块设计。模块化建造缩短了建造周期：示范工程一号机组建造周期56个月，2号机组50个月。
模块化设计的同时，进行了简化设计，系统和部件数量大幅减少，降低了建造成本和运维成本。同时，随着我国装备制造能力的提高，CAP1400对关键设备均进行了标准化和批量化设计，减少了建造成本。
记者：目前CAP1400的自主化研发进度如何?设备制造体系是否建立?
郑明光：开展CAP1400研发项目以来，已经完成了一批具有世界先进水平的试验台架建设，其中在清华大学进行的非能动堆芯冷却系统综合试验台架的各项参数都要高于西屋的相同试验。通过对AP1000技术的吸收和部分关键试验的完成，取得的数据有效支撑了CAP1400设计和安全评审。
通过对AP1000主设备消化吸收课题的开展，掌握了一大批关键核心制造技术，全面提升了国内核电设备制造企业的技术能力，培育出了较为完整的CAP1400设备制造体系。其中，主泵、爆破阀、主管道、核级锆材等填补了国内空白，并在国际处于领先水平。预计首台CAP1400核电机组的设备自主化率将达到80%左右。目前，CAP1400依托项目的关键设备均实现了国产化制造，绝大部分已经运到现场，正在制造中的设备进度和质量可控。
