为什么选择第三代核电自主化道路？
2003年前后，我国已经拥有了自主设计的60万千瓦核电机型。基于过去恰希玛核电站的良好合作，巴基斯坦很快提出了购买意向。当一切都向着好的方向发展之时，法国人冒了出来。法方提出中国的60万千瓦核电机型采用了法国的核燃料与设计软件，任何出口行为都需要得到法国的同意。如此一来，一单生意就此作罢。
当时我国在役、在建核电机组共11台，已能够自主设计30万、60万、100万千瓦级二代压水堆机型，正在着手改进自主百万千瓦级核电机组的标准设计。然而就是这区区11台核电机组，机型功率等级包含30万、60万、70万、100万千瓦级四种，技术标准更是涉及美国、法国、加拿大、俄罗斯等国家。
其中，有自行设计、自行建造的我国第一座核电站秦山一期；有完全由法国和加拿大引进的大亚湾和秦山三期；有基本与大亚湾相同，但采用一些国产设备的岭澳一期；也有借助于大亚湾的经验，自行设计和建造的秦山二期。在堆型上，除秦山三期是由加拿大引进的重水堆型的外，其他都是压水堆型的。
型号纷杂、出口受限、技术标准五花八门，给实现核电技术的标准化、系列化和国产化造成很大困难。
虽然当时业内对究竟采用哪个国家的技术各有主张，却基本达成了“以‘万国牌’的技术路子继续走下去万万不行”的统一观点。发展核电，必须拥有清晰的技术路线和自主知识产权，关键的核电技术必须掌握在我们自己手里。
针对我国整体核电水平与世界核电强国仍有差距的不利情况，我国决定引进世界最先进的非能动核电技术，通过消化吸收再创新，在国际高水平基础上，形成自主研发、自主设计、自主制造、自主建设、自主运营中国品牌核电站的能力。让这片全新的领域从筚路蓝缕到星光璀璨，在核电“万国牌”的夹缝中打造出一张崭新的“中国名片”。
可是，面对已成熟的二代核电和国内还未起步的三代核电技术，该怎样抉择？
第二代核电技术的堆芯熔化频度（CDF）为10-4量级，世界核电运行及三次严重核安全事故，表明第二代核电安全风险相对偏高，批量化建设更是会带来风险总量提高。如果发生严重事故，将严重影响公众对核电的信心，威胁国家和人民生命安全，给环境带来严重影响。综合而言，二代核电从总体上来讲尚不足以满足社会发展需求，不足以满足公众对安全的需求。
能动与非能动
“能动”与“非能动”，你是否好奇，这一对听起来“动感十足”的概念究竟是什么含义？
能动是指依靠触发，机械运动或动力源等外部条件支持而行使功能的系统，如泵，风机等。非能动则是指利用地球引力、自然循环、压缩气体膨胀等自然驱动力，在无需电源等支持及人员操作的条件下行使功能的系统。通常非能动系统具备设备简化的特点，不需要干预，而能动系统由于依靠外部条件较多，往往需要“做加法”，且需要人为控制。
事实上，两者实现的功能是相同的，主要区别在于实现手段及所需支持条件的不同。我们来假设一下，如果采用非能动技术的核电厂发生如福岛那样的“地震+海啸+失去交流电源”的事故后，会如何应对？
非能动堆芯冷却系统示意图
发生事故后，位于压力容器上方的控制棒全部依靠重力自然下落，使反应堆停堆。由于反应堆仍有余热，需要继续将热量导出。“非能动堆芯冷却系统”中位于高处的堆芯补水箱开始发挥作用，高处的水由于重力落下，与堆芯形成自然循环，能够在较长时间向堆芯注入低温浓硼水，而后随着堆芯温度压力的下降，安注箱可以利用压缩氮气储在数分钟内向堆芯注入大量浓硼水，最后安全壳内置换料水箱利用重力直接淹没堆芯。这一切“自动化”的操作会将热量包裹在安全壳内。
但是，把所有热量都裹在安全壳内也不能解决问题，于是技术人员又设计了“非能动安全壳冷却系统”。各种注入堆芯中的水被加热后蒸发，碰到钢制安全壳后被冷却成水可以再流回堆芯，由于钢制材料是良好的导热体，安全壳吸收的蒸汽热量可以直接传给安全壳外的空气。当然，不是简单地传过去，而是通过对流的方式导热，让冷空气可以沿着安全壳外壁吹过，实现了“传热不传质”，也就保证了放射性物质不会泄漏到安全壳外面。
(https://www.daowen.com)
钢制安全壳模型图
非能动安全壳冷却系统示意图
同时安全壳顶上还有一个比奥运会标准游泳池还大的水箱，能够连续72小时不间断沿安全壳表面向下浇水，进一步提供冷却。如此，能够保证反应堆一直处于安全状态，不会对外界产生影响。
对于应对上述事故的过程做个这样的比喻：山脚着火，水库修在山顶，直接开闸放水，顺流而下就能实现灭火。这就是非能动。
第三代核电技术CDF为10-5量级，相较于第二代核电，其安全性有了明显提高，同时还具备防水淹、防火灾、抗电磁干扰、抗网络攻击、防飞射物攻击等综合安全性能。先进三代非能动核电技术CDF更是达到10-7量级，在经济上也更具有竞争力，同时还设置了完整的严重事故预防与缓解能力，消除了大规模放射性释放的可能性，排除了核电风险对环境与公众的放射性危害。从短期来看大型先进压水堆是今后几十年保障电力供应的主力堆型，不可替代。当时，第三代核电技术已有两种设计思路。
●“增加专设安全系统”的设计思路，即在第二代核电的基础上再增加和强化专设安全系统，如安全注射、堆芯余热排出、应急安全电源等系统。简单地说，两个起保证安全作用的柴油机不够保险，那就设计四个；三个负责安全的阀门不够保险，那就设计六个；同时增加二代核电厂所没有考虑的核事故。但安全性提高的同时，核电厂系统更复杂，设备也更多，工程量也更大。
●“非能动技术”的设计思路。该思路利用自然界物质固有的规律来保障安全，如物质的重力，流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等，使反应堆在事故发生时，不需要依靠场外电源也可以将反应堆厂房（安全壳）和堆芯余热带走。这种设计思路在提升了系统安全性的同时，又简化了系统、减少了设备和部件，在核电站发生事故后，相关操作员可不干预时间可以较长，大大降低了发生人因错误的可能性。
不论具体选择何种型号，为了抢占核电发展制高点，党中央、国务院启动布局研发安全性更高、经济性更好、竞争力更强的第三代核电技术。
这便是《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006—2020年）》所确定的16个重大科技专项包含“大型先进压水堆核电站”的原因所在。
聚光灯汇聚舞台，大型先进压水堆核电站国家科技重大专项也必然肩负着重大使命。
“在中国电力工业与核工业发展基础上，通过国家重大专项平台推进AP1000技术引进和三代核电自主化依托项目建设，实现AP1000技术设计自主化、设备国产化，并在此平台上高水平研发具有自主知识产权的CAP1400和CAP1700，建成CAP1400示范工程，取得一批高水平的知识产权成果，使我国核电人才队伍、设计、制造、建造和运行技术实现跨越式发展。”
沉甸甸的100多字，是国家赋予我国核电人的神圣使命。这其中包含了四大目标任务：
任何开创性的事业，都无法一蹴而就，每项创造性的工作，从不会轻而易举。
顶着压力，摸着石头过河，雄关漫道，只待从头。
