研發背景
（1）中國自上世紀八十年代引進國外技術，通過消化、吸收和再創新，全面實現了自主設計、自主制造、自主建設和自主運營，并跨入了“自主創造”的新階段，具備了形成自主知識産權三代核電技術的條件。
（2）日本福島核事故後，國際社會、中國政府部門和社會公衆對核安全提出了更高的要求和期望。
（3）核電“走出去”在中國上升為國家戰略。實現中國由核電大國向核電強國的轉變，一個重要标志是擁有自主知識産權的核電技術，并實現“走出去”。中國政府對核電“走出去”高度重視，在2013年中央經濟工作會議上，中國國家主席習近平和國務院總理李克強都提到要把核電和高鐵作為重要出口項目，加以推動落實。
技術特點
先進性和成熟性的統一
華龍一号以“177組燃料組件堆芯”、“多重冗餘的安全系統”和“能動與非能動相結合的安全措施”為主要技術特征，采用世界最高安全要求和最新技術标準，滿足國際原子能機構的安全要求，滿足美國、歐洲三代技術标準，充分利用我國近30年來核電站設計、建設、運營所積累的寶貴經驗、技術和人才優勢。
充分借鑒了包括AP1000、EPR在内的先進核電技術;充分考慮了福島核事故後國内外的經驗反饋，全面落實了核安全監管要求;充分依托業已成熟的我國核電裝備制造業體系和能力，采用經驗證的成熟技術，實現了集成創新。
安全性和經濟性的平衡
華龍一号從頂層設計出發，采取了切實有效的提高安全性的措施，滿足中國政府對“十三五”及以後新建核電機組“從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性”的2020年遠景目标，完全具備應對類似福島核事故極端工況的能力；華龍一号首台套國産化率即可達到85%，經濟性與當前國際訂單最多的俄羅斯核電技術産品相比有競争力，與當前三代主流機型相比具有明顯的經濟競争力。
能動和非能動的結合
華龍一号在能動安全的基礎上采取了有效的非能動安全措施，以可有效應對動力源喪失的非能動安全系統作為經過工程驗證、高效、成熟、可靠的能動安全系統的補充，提供了多樣化的手段滿足安全要求，，是當前核電市場上接受度最高的三代核電機型之一。
滿足72小時電廠自治要求
非能動安全殼熱量導出系統配置有三個冷卻水箱，共三千噸左右的水裝量，作為嚴重事故後安全殼内釋熱的最終熱阱。在安全殼内設置12個換熱器，換熱面積共一千多平方米。
蒸汽發生器二次側非能動排熱系統與非能動安全殼熱量導出系統共用一個換熱水箱，并在水箱内設置管殼式換熱器。
應急堆芯冷卻系統還設置了非能動安全注入水箱。當反應堆冷卻劑系統壓力降到低于一定值時，安全注入水箱自動向反應堆冷卻劑系統注入含硼水以保證堆芯的冷卻。
作為應急堆芯冷卻系統的縱深防禦補充手段，非能動堆腔注水系統配置了一個堆腔注水冷卻水箱，水箱裝有2200多噸水，在發生嚴重事故時通過向堆腔注入冷卻水，冷卻壓力容器外表面來導出堆芯衰變熱。
非能動安全殼消氫系統有幾十台非能動氫氣複合器，一旦發生事故，可以通過催化劑限制安全殼内的氫氣濃度在燃燒和爆炸限值以下。
由于這些安全系統的非能動設計理念及配備的高位換熱水箱，華龍一号機組可以滿足事故後72小時不幹預原則，非能動安全系統在設計基準事故或超設計基準事故甚至嚴重事故時會自動投入運行，分别執行預防堆芯熔毀、堆芯融毀後保證壓力容器的完整性、提供蒸發器二次側冷卻、保證安全殼不超溫超壓、消除氫氣爆燃及爆炸風險等安全功能。
使用大容積雙層安全殼
這個問題包含兩個信息，安全殼為什麼設置雙層，大容積安全殼有什麼好處。
國内在役的大部分核電機組均采用單層安全殼設計，安全殼既要承擔事故情況下内壓的作用，也要承擔廠房外部可能的各種災害作用。華龍一号為了達到更高的安全性，更好的實現對放射性物質的密封，在研發之初就決定采用雙層安全殼設計。
實現内、外殼的功能分離：内殼主要作用是抵禦各種事故下及可能的嚴重事故下内部的高溫高壓，外殼主要作用是抵禦包括飛機撞擊在内的各種外部災害的作用，保護内殼及其内部結構不受影響。另外，安全殼增加一層殼體，也可以更好的起到對于環境和人員的輻射屏蔽作用。
而安全殼設置大自由容積可以保證安全殼具有更好的事故耐受能力。在極端的失水事故或者二回路破口事故情況下，大量質能釋放至安全殼，會造成安全殼内的升溫升壓，壓力峰值距離安全殼設計值越遠，對于安全殼完整性的威脅就越小。華龍一号安全殼内部的大自由容積，可以保證在最惡劣的設計基準事故情況下，安全殼内的壓力峰值距離安全殼設計壓力至少具有10%的裕量，增強了安全殼作為最後一道密封屏障的安全性。
另外，在嚴重事故情況下，如果作一極端假定，燃料包殼發生百分之百的锆-水反應，由于安全殼的大自由容積以及設置有安全殼非能動消氫系統，産生的氫氣在安全殼内空間的平均體積濃度不會超過10%，也就可以避免發生氫氣爆炸的風險。
能抵禦類似于日本福島的核事故
作為日本福島核事故之後設計定型的新堆型，華龍一号充分考慮了福島核事故的經驗反饋，具有充足的能力抵禦類似福島的核事故。
核電廠依靠反應堆中核反應釋放的裂變能進行發電。如果反應堆停堆，核反應中止，核燃料會繼續産生餘熱，仍然需要外部電源維持一回路和二回路的水循環，将堆芯餘熱導出，防止堆芯過熱熔毀。這是保證核安全的一個重要目标。福島核事故的直接原因正是核電廠失去了所有的交流電源（即所謂的全廠斷電事故），其中外電網被地震破壞，作為備用交流電源的應急柴油發電機被海嘯淹沒。由于堆芯餘熱無法導出，最終導緻堆芯熔毀，壓力容器被熔穿。
另一方面，燃料元件包殼與水蒸氣反應産生的氫氣在反應堆廠房内聚集，最終發生氫氣爆炸破壞了反應堆廠房，造成放射性物質向環境的大量釋放。因此，包容放射性物質是核安全的另一個重要目标。
為了在福島核事故這樣的全廠斷電情況下也能實現導出堆芯餘熱和包容放射性物質的安全目标，華龍一号在能動設計的基礎上增加了非能動的事故處理措施。非能動系統的優點就是不依賴電源，而是利用重力、溫差、密度差這樣的自然驅動力實現流體的流動和傳熱等功能。同時作為福島事故後的新增改進，華龍一号還設置了移動電源和移動泵，作為實現堆芯餘熱排出目标的最終手段。
假設發生全廠斷電事故（即外電網和應急柴油發電機全部失效），在确保主泵軸封完整性的前提下，華龍一号的一回路将建立自然循環，将堆芯餘熱傳遞至蒸汽發生器一次側。這時可通過輔助給水系統向蒸汽發生器二次側供水，帶走一回路熱量。為了保持主泵軸封完整性，可由專門的小型柴油發電機或者移動柴油發電機向主泵提供軸封水，或者選擇斷電即可實現停機密封的主泵。
此外二次側非能動餘熱排出系統也可投入投入使用，冷凝水在重力作用下注入蒸汽發生器，提供二次側補水。這些措施使得華龍一号能夠在全廠斷電情況下建立起穩定可靠的一、二回路循環排出堆芯餘熱。
如果以上措施失效，華龍一号可采用應急補水方案，在充分卸壓的情況下，利用核島消防系統對一、二回路直接補水，甚至利用廠内其他水源以及移動設備（消防車或移動泵）實現對一、二回路的補水。
在實現包容放射性物質的安全目标方面，華龍一号首先采用了具有很大容積的雙層安全殼，其自由容積比日本福島核電廠的安全殼容積增大了一個數量級，能夠更好地包容嚴重事故情況下的氣體釋放。安全殼氫氣監測系統可在嚴重事故後實時連續監測安全殼内的氫氣濃度，并将結果傳輸至主控制室、應急指揮中心。安全殼可燃氣體控制系統利用非能動催化氫複合器系統，将安全殼大氣中的氫濃度減少到安全限值以下，從而避免發生氫氣爆炸。
非能動安全殼熱量導出系統可利用自然循環降低安全殼内的溫度和壓力。如果仍然不能阻止安全殼内壓力的上升，可投入安全殼過濾排放系統，通過有計劃、有控制的過濾排放降低安全殼超壓的風險。
在福島事故中，除了堆芯熔毀和放射性物質外洩，還有很多其他情況，比如：乏燃料水池喪失冷卻能力，一度引起了對乏燃料裸露的擔憂；現場應急條件惡劣、主控室喪失可居留性；應急工作面臨着多機組同時發生嚴重事故，長時間全場斷電和缺乏外界支援的複雜局面。華龍一号也采取了針對性措施，防止類似的情況發生：乏燃料水池改進了冷卻和檢測能力，提供了事故條件下的應急補水手段和液位連續監測儀表；提高了嚴重事故條件下的主控室、應急控制中心、運行控制中心的可居留性和可用性。
制定了多機組事故的應急響應方案，從人力、物力、管理等方面保證兩台機組同時進入應急狀态的響應能力；非能動系統容量和移動設備運行能力均滿足72小時的要求，廠内水源也滿足兩台機組堆芯與乏燃料水池同時出現嚴重事故情況下的72小時用水需求，因此能夠在事故發生之後的至少72小時内實現“電廠自治”而内無需任何外界援助。
安全性和先進性優勢明顯
上世界90年代，為了解決三哩島和切爾諾貝利核電站的嚴重事故的負面影響，世界核電業界集中力量對嚴重事故的預防和緩解進行研究和攻關，美國和歐洲先後出台了“先進輕水堆用戶要求”文件，即URD文件（UtilityRequirementsDocument）和“歐洲用戶對輕水堆核電站的要求”，即EUR文件（EuropeanUtilityRequirementsDocument），進一步明确了預防與緩解嚴重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。國際上通常把滿足URD或EUR文件的核電機組稱為第三代核電機組。
第三代核電機型是一種“改良型”或“改進型”設計，同第二代相比，第三代核電站提高了安全性和經濟性，縮短了建造周期，簡化了運行維修，降低了環境影響。
“改良型”的第三代堆型廣泛采用“非能動”的設計概念，利用固有的熱工水力特性，簡化安全系統的設計，使核電站安全功能不再依賴泵、風機等能動設備的運行，大幅減少設備數量、廠房規模和運行維修工作量，從而提高了核電機組的安全性和經濟性。
“改進型”的第三代核電站的設計采用簡單性、實體隔離、多樣性和冗餘原則，并着重考慮了嚴重事故的預防和緩解措施，例如高壓熔堆、低壓熔堆、蒸汽爆炸、氫氣消除、堆芯捕集和安全殼内熱量排除等。
華龍一号設計全面平衡地貫徹了核安全縱深防禦原則和設計可靠性原則，創新性地采用“能動與非能動相結合的安全設計理念”，以可有效應對動力源喪失的非能動安全系統作為經過工程驗證、高效、成熟、可靠的能動安全系統的補充，提供了多樣化的手段滿足安全要求。
華龍一号“能動與非能動相結合的設計理念”充分汲取福島核事故經驗反饋，無論是對設計基準事故還是嚴重事故，應對手段的多樣性都得到了保證，滿足《核安全與放射性污染防治“十二五”規劃及2020年遠景目标》、《福島核事故後核電廠改進行動通用技術要求（試行）》和《“十二五”期間新建核電廠安全要求（征求意見稿）》，具有很高的安全性和技術先進性。
在提高電廠經濟性方面采取了大量措施，如電廠設計壽命60年，采用18個月換料方案，設計可利用率大于90%等，使其與國内外其他三代核電廠相比具有很好的經濟性和市場競争力。
對海嘯和外部洪水采取有效防範措施
（1）海嘯
地震海嘯的形成要具備三個條件：
1）地震要發生在海底且地殼需大範圍的急劇垂直升降；
2）地震強度需在6.5級以上且震源深度小于50km；
3）地震發生海區的海水需達到足夠深度，一般要在1000m以上。
我國沿海各海區中，渤海平均水深約為20m，黃海、東海平均水深均在100m之内，距發生地震海嘯要求水深在1000m以上的條件相差甚遠；南海絕大部分6級以上的地震都集中在台灣南部和菲律賓一帶，受外海島鍊（台灣島、南沙群島、西沙群島等）阻擋作用導緻海嘯波能量的衰減，至中國海區已大大減少。近年來發生的印尼海嘯、日本海嘯均未對中國沿海構成破壞性影響。
根據“福島核事故”後國家核安全局、中國地震局及國家海洋局聯合開展的中國沿海可能最大海嘯研究，南部海域可能最大海嘯高度約為2m，其它海區可能最大海嘯高度小于1m，該量值的海嘯其破壞程度遠小于由天文潮和風暴潮共同作用導緻的外部洪水影響（一般影響水位高度在5m以上）。
（2）外部洪水事件的組合
根據我國核電選址開展的水文研究，濱海核電廠址外部洪水位主要是由天文潮引起的高水位與風暴潮引起的增水兩部分組成，在此水位的基礎上考慮與風暴潮增水同一事件引起的台風浪，以此作為核電廠設計中設防的設計基準洪水事件；内陸核電廠址外部洪水主要是由極端降雨、水庫潰壩、積雪、冰堵、水壩人為操作失誤等事件引起的，選取其保守組合作為核電廠設計中設防的設計基準洪水事件。
以上設計基準洪水事件發生的概率約為百萬年一遇，其設防标準遠高于民用堤防工程所考慮的百年一遇洪水事件。
（3）洪水設防
華龍一号核電廠對洪水的設防主要考慮以下四個方面：
1）将廠址地坪标高設置在上述設計基準洪水位之上，即将核電廠建在足夠高的地方，避免洪水淹沒廠址。
2）建造永久性的外部防洪屏障，如防波堤、護岸等。
3）在核電廠運行期内，每隔10年對核電廠的防洪能力進行重新評價，包括水文資料的更新和确保外部防洪屏障的有效性。
4）與地方海洋、氣象、防災管理部門建立預警和應急聯動機制，制定合理可行的防洪預案，儲備充足的防洪物品，定期開展防洪演練。
能夠承受大型飛機撞擊
衆所周知，“911”之後，商用大飛機撞擊核電站成為了一種可能，設計中應考慮這一極端事件。目前，國際上第三代核電站的核島廠房設計過程中均考慮了商用大飛機的撞擊影響。華龍一号作為中國自主研發的百萬千瓦級先進壓水堆，能夠抵禦大型商業飛機撞擊是其設計要求之一，在具體的設計中，對于關鍵系統、設備采用抗大型商業飛機撞擊殼的方式進行防護，如反應堆廠房、燃料廠房。
同時，對于冗餘的安全系統及其支持配套系統，在布置設計上采取空間隔離的方式，保證即使執行安全功能的某一系列安全系統受到飛機撞擊，至少還有一列安全系統能夠正常投運。
研發曆程
ACP1000研發
1999年7月，中核集團啟動了百萬千瓦級壓水堆核電廠概念設計。曆經十餘年的艱辛，老中青三代中核人的共同努力，研發出了具有完整自主知識産權的三代壓水堆核電品牌——ACP1000。研發過程中，中核集團以我國三十餘年核電站科研、設計、建造、調試、運行經驗和近年來核電發展及研究領域的最新成果為基礎，融合借鑒國際先進三代核電技術的設計理念，充分汲取福島核事故經驗反饋，使ACP1000具有完善的嚴重事故預防和緩解措施。
ACP1000設計全面平衡地貫徹了核安全縱深防禦設計原則和設計可靠性原則。堆芯采用177組燃料組件，采用雙層安全殼、單堆布置、“能動與非能動相結合的安全設計理念”，以可有效應對動力源喪失的非能動安全系統作為經過工程驗證、高效、成熟、可靠的能動安全系統的補充，提供了多樣化的手段滿足安全要求。
ACP1000型号的研發，實現了我國核電自主品牌的曆史性突破，今天，ACP1000型号已邁出國門，在巴基斯坦卡拉奇安家落戶，并與阿根廷簽署合作協議，首次實現了中國百萬千瓦級先進核電技術“走出去”的目标。
ACPR1000+研發
為滿足自主知識産權的三代核電要求，中廣核集團在30餘年引進、消化、吸收國外壓水堆技術基礎上，充分考慮我國裝備制造業的現實基礎，按照最新安全标準HAF102的要求以及URD、EUR的相關要求，同時借鑒日本福島核事故的經驗反饋以及AP1000、EPR等先進設計理念，自主創新研發了三代核電品牌ACRP1000+。
該型号采用單堆布置、雙層安全殼、三個安全系列、157組燃料組件，自主産權數字化儀控系統(DCS)的和睦系統，能動與非能動結合，具有先進、經濟、成熟、可靠的三代核電技術特點。2012年11月，中國核能行業協會組織安審中心、中核、國核技、中電投、中廣核、有關高校、電規院等國内專家對ACPR1000+進行審查。與會專家一緻認為ACPR1000+研發工作深入、技術合理可行、達到三代技術水平，可作為我國後續核電發展的技術選擇之一。
華龍一号研發
為滿足我國核電“走出去”戰略和自身發展需要，2013年4月25日，中國國家能源局主持召開了自主創新三代核電技術合作協調會，中廣核和中核同意在前期兩集團分别研發的ACPR1000+和ACP1000的基礎上，聯合開發“華龍一号”。2014年8月22日，“華龍一号”總體技術方案通過國家能源局和國家核安全局聯合組織的專家評審。
專家組一緻認為，“華龍一号”成熟性、安全性和經濟性滿足三代核電技術要求，設計技術、設備制造和運行維護技術等領域的核心技術具有自主知識産權，是目前國内可以自主出口的核電機型，建議盡快啟動示範工程。為此，兩集團簽署《關于自主三代百萬千瓦核電技術“華龍一号”技術融合的協議》。目前，中國已同意依托中廣核防城港核電站3、4号機組和中核福清5、6号機組建設“華龍一号”國内示範項目。
2015年5月7日，中國自主三代核電技術“華龍一号”首堆示範工程——中核集團福清核電站5号機組正式開工建設；2015年5月9日20點08分，經過57小時20分鐘混凝土連續澆築後，福清核電5号機組核島反應堆廠房底闆9000餘立方米混凝土澆築工作順利完成。這标志着中國核電建設邁進新的時代，必将增強國際市場的信心，有力推進中國核電“走出去”戰略的實施。
發電機研制
2017年11月6日，“華龍一号”核電項目首台發電機在東方電氣集團東方電機有限公司通過了“型式試驗”，全部指标達到和優于設計要求，标志着我國“華龍一号”首台發電機自主研制成功。
“華龍一号”首台核能發電機由東方電機自主研制，将應用于中核集團福清核電站5、6号機組。“型式試驗”結果顯示，軸承振動要求不高于50微米，實測最小端僅為3.9微米。其他部件振動也大大低于設計要求。
通過30餘項測試，經真機四天旋轉試驗，“華龍一号”核能發電機順利通過驗證，性能指标滿足并優于合同和标準要求，機組效率、振動值、溫升等機組性能均優于技術引進機組，達到世界先進水平。
“華龍一号”在計算方法、結構布置、結構材料、絕緣技術等方面有多項設計創新，采用自主開發的電磁計算程序、
新型通風冷卻技術、絕緣系統以及靜态勵磁系統、整體式定子結構等，發電機效率達到99%。
反應堆壓力容器
2017年8月20日，中國一重集團對外發布消息，由中國核工業集團委托，中國一重集團制造的全球首台“華龍一号”——福清5号核反應堆壓力容器在中國一重大連核電石化公司完工交付。
2018年1月28日17時，“華龍一号”全球首堆、中核集團福清核電5号機組反應堆壓力容器順利吊裝入堆。
通用設計審查
2017年1月19日，英國核能監管辦公室和英國環境署确認正式開始中廣核提交的“華龍一号”GDA第一階段工作，并于2017年11月16日開始第二階段工作。
2017年11月16日，英國核能監管辦公室(ONR)和英國環境署(EA)當天發布聯合聲明，宣告中國三代核電技術“華龍一号”在英國的通用設計審查(GDA)第一階段工作完成，正式進入第二階段。“華龍一号”GDA第二階段預計耗時12個月左右。在第二階段，英國監管當局将主要針對“華龍一号”的安全聲明，從安全、環境及安保等角度進行技術審查。
2018年11月15日晚間，中國廣核集團對外公布，中國三代核電技術“華龍一号”在英國的通用設計審查（GDA）第二階段工作完成，正式進入第三階段。
2018年11月29日，“華龍一号”英國項目參考電站中廣核防城港核電二期工程首台反應堆壓力容器，在大連完成制造任務，創造了“兩年出産5台套核反應堆壓力容器批量化制造”的紀錄。
2019年2月19日，“華龍一号”示範工程——中核集團福清核電6号機組第三台蒸汽發生器順利翻轉就位。至此，該機組全部蒸汽發生器于反應堆内“團圓”。
2019年9月10日上午，華龍一号全球首堆示範工程核燃料元件順利通過出廠驗收，并啟運至福清核電。
2020年3月2日9時12分，華龍一号全球首堆——中核集團福清核電5号機組熱态性能試驗基本完成，為後續機組裝料、并網發電等工作奠定了堅實基礎。
2020年9月4日下午15時30分，華龍一号全球首堆中核集團福清核電5号機組首爐燃料裝載正式開始，随着第1組燃料組件順利入堆，标志着該機組進入主系統帶核調試階段，向建成投産邁出了重要一步。
2021年1月11日，華龍一号示範工程——中核集團福清核電6号機組完成冷态性能試驗。
2021年5月20日1時15分，“華龍一号”海外首堆工程——巴基斯坦卡拉奇2号機組——完成100小時連續穩定運行驗收，各項性能指标達标，正式投入商業運行，标志着我國自主三代核電“走出去”的首台機組順利建成。
2021年10月27日，華龍一号批量化建設首台機組——中核集團漳州核電1号機組内穹頂成功吊裝。
2021年11月，随着第一組燃料組件入堆，“華龍一号”示範工程第二台機組——中核集團福清核電6号機首爐燃料裝載正式開始，标志着該機組進入主系統帶核調試階段，向建成投産邁出重要一步。
2021年12月11日18時32分，中國第二台“華龍一号”核電機組——中核集團福建福清核電6号機組反應堆首次達臨界順利完成，标志着機組正式進入帶功率運行狀态，向建成投産邁出了重要一步。
2022年1月1日，我國自主三代核電華龍一号中核集團福清核電6号機組首次并網成功，開始向電網送出第一度電，成為全球第三台、我國第二台華龍一号并網發電機組。
2022年2月7日，“華龍一号”全球首堆中核集團福清核電5号機組首次大修裝換料工作完成。
對外合作
2022年2月，阿根廷核電公司與中核集團正式簽署阿根廷阿圖查三号核電站項目設計采購和施工合同，标志華龍一号“走出去”取得重大進展，将在阿根廷開建。
英國當地時間2022年2月7日上午9時，英國核監管辦公室和環境署發布聯合聲明，确認中國自主三代核電技術“華龍一号”通過英國通用設計審查，并于當日為“華龍一号”頒發設計認可确認和設計可接受性聲明證書。
研發意義
華龍一号作為中國核電“走出去”的主打品牌，在設計創新方面，“華龍一号”提出“能動和非能動相結合”的安全設計理念，采用177個燃料組件的反應堆堆芯、多重冗餘的安全系統、單堆布置、雙層安全殼，全面平衡貫徹了“縱深防禦”的設計原則，設置了完善的嚴重事故預防和緩解措施，其安全指标和技術性能達到了國際三代核電技術的先進水平，具有完整自主知識産權。
華龍一号凝聚了中國核電建設者的智慧和心血，實現了先進性和成熟性的統一、安全性和經濟性的平衡、能動與非能動的結合，具備國際競争比較優勢，有望短時間内填補中國國内技術空白，具備參與國際競标條件。
