引言
2007年，正式挂牌的国家核电技术公司(以下简称“国核技”)，受命代表国家受让美国西屋第三代核电技术，负责实施浙江三门1、2号机组和海阳1、2号机组四台首批AP1000自主化依托项目的工程管理，并通过引进消化吸收再创新，形成我国具有自主知识产权的核电技术品牌。在技术转让合同谈判过程中，国核技提出，只要中方能够利用转让的技术研发出功率超过AP1000设计功率(125万千瓦)的机型，就可以拥有自主知识产权。但是西屋公司为了保护自己的利益，提出只要这类机型的功率小于135万千瓦，知识产权仍旧属于西屋公司，只有研制出功率大于135万千瓦的机型，中方才可以拥有自主知识产权。国核技接受了这个条件，决定开发设计功率为140万千瓦的CAP1400机型。后来，国家科技部颁布的2006-2020年16个国家重大科技示范工程中的大型压水堆核电厂示范工程项目，其建设内容从中核集团自主研发多年的CP1000，转为国核技即将开始研发的CAP1400。
作为AP1000全球首堆工程的三门1号机组，自2009年3月底浇灌第一罐混凝土后，历经艰难曲折，重大核心设备研制一再受阻，原定2013年底并网发电的工期一再推迟，直到2016年底才总算是完成了冷试、热试的主要试验项目。在此，笔者愿向三门核电业主建言：1、切忌浮躁和侥幸心理，沉下心来组织人员认真总结所有冷、热态调试试验结果，特别是非能动安全系统和美国核管会NRC向美国四台AP1000在建机组颁发的建造运行许可证(COL)中与调试有关的许可证修正项，并与机组的技术规格书进行对比分析;2、如发现有需补做或重做的试验，应及时安排落实，对非能动安全系统重做的试验，应该仔细分析与技术规格书产生差异的原因是操作错误或检测仪表错误等偶然因素，还是该系统实际中的固有因素，若是后者，由于涉及到机组事故处理的安全问题，则应向国家核安全局和集团汇报;3、要坚持核工业部的优良传统，调试阶段发现的缺陷或潜在隐患，应该在本阶段彻底解决，绝不能带病转阶段。需知，反应堆装料后，再有什么差错，问题处理将由于带放射性操作而变得难上加难;4、在上述工作的基础上，向国家核安全局提交能经受的住国内外核电专家评审和历史考验的热态调试报告，再转入下阶段工作。
鉴于AP1000屏蔽主泵实际制造过程中出现的大量问题尚未有明确结论，特别是2016年进行的试验并未验证该屏蔽主泵能否长期安全稳定满功率运行，许多业内专家认为应该按照国际惯例，待三门1号机组经过1年的试运行并加以改进后，才可以开展后续工程的建设。
随着CAP1400研发工作的开展，西屋公司横生枝节，蓄意刁难，提出要进一步明确135万千瓦的定义，这意味着CAP1400的实际功率为140万千瓦的话，上网净功率可能不足135万千瓦，则知识产权仍属于西屋公司。为此，国核技领导决定将CAP1400的实际功率提高到150万千瓦，针对山东石岛湾示范工程的具体场址条件，甚至可高达158万千瓦，以摆脱西屋公司的无理纠缠，但是这对CAP1400的研发和工程建设均增加了不小的难度。本文将通过与AP1000依托项目机组实际情况的对比，分析CAP1400在技术和工程管理方面面临的主要挑战。这些无法回避的挑战能否顺利解决，将决定着CAP1400工程建设的顺利与否，必须予以充分重视。
挑战之一：非能动安全系统空前严酷的极限工作条件
与二代改压水堆技术相比，三代压水堆技术的显著特点是具有一套较为完整的预防和缓解严重事故后果的工程设施，从而显著提高了机组的安全性。所谓严重事故，是指核电厂反应堆堆芯发生严重损坏，甚至导致大量放射性物质向环境释放的重大事故。为防止大量放射性物质向环境释放，最容易想到的方法是将严重事故时产生的堆芯熔融物始终保持在反应堆压力容器内，即所谓的“堆芯熔融物压力容器内滞留(IVR)“技术。
IVR基于的原理是：当反应堆发生堆芯熔化时，用安全壳内置换料水箱的水注满反应堆堆腔，利用冷热端的密度差和高程差形成的驱动力进行自然循环，非能动的导出堆芯熔融物的热量，以避免炽热的堆芯熔融物将压力容器下封头熔穿。这种情况下必须考虑的风险是所谓的沸腾危机，即在这种非能动传热条件下，从下封头导出热量的最大热流密度必须小于该工况下的临界热流密度，使压力容器外壁传热始终处于泡核沸腾状态。否则，当下封头热流密度超过临界热流密度时，泡核沸腾将突然转为膜态沸腾，使传热状况急剧恶化，压力容器的壁温迅速增加，进而熔穿压力容器，导致从压力容器流出的堆芯熔融物与堆腔中的水发生猛烈的蒸汽爆炸，使事故进一步扩大，从而对反应堆堆腔和安全壳的完整性造成不可接受的后果。
对于IVR技术的这种风险，经济合作和发展组织(OECD)十分重视，并于1994年启动了为期3年的RASPLAV试验计划，由俄罗斯库尔恰托夫原子能研究院牵头，包括美国西屋公司和法国阿海珐在内的14家科研机构共同参加，使用真实的堆芯材料对IVR开展试验研究。此外，美国爱德华国家工程和环境实验室(INEEL)的J.H.Scobel计算得到“堆芯熔融金属层的峰值热流密度为1720kW/m2，在该处的临界热流密度为1890kW/m2，前者与后者之比为0.91”。换种说法，最小烧毁比(临界热流密度与最大热流密度之比)为1.1，而通用的反应堆热工设计准则规定的最小烧毁比一般不得低于1.3。鉴于最大热流密度与临界热流密度之间的裕度太小，导致工程设计的不确定度难以接受。故而，法国和俄罗斯两大核电供应商都放弃了IVR技术，改用堆芯捕集器来预防和缓解严重事故。堆芯捕集器始终保持堆腔的干燥状态，一旦堆芯熔融物熔穿下封头，即可直接进入设置在安全壳筏基内的熔融物收集腔，并由冷却水非能动的导出热量，使之凝固，从而避开了蒸汽爆炸风险，以保障安全壳完整性，避免大量放射性物质向外释放。
值得注意的是，在我国三代核电技术国际招标期间，法国阿海珐公司曾公开撰文指出西屋公司AP1000的IVR技术存在的技术风险。一家公司在招标过程中对竞争对手的技术公开提出质疑，这在国际招标史上非常罕见。
上世纪八十年代，西屋公司将包括IVR在内的非能动安全技术用于60万千瓦的中等功率机组AP600的概念设计上，并安排了大量的程序计算和科研试验研究，最终于1998年得到了美国核管会(NRC)的最终设计批准(FDA)。后来，西屋公司将这套非能动安全理念拓展到百万千瓦级AP1000的设计上。尽管功率翻了一番，增至了125万千瓦，但由于缺少经费等原因，在研发过程中很多结果是直接从AP600的试验结果中推演出来的。直到中标中国三代核电，才补做了一些试验研究和理论分析。在美国核管会对西屋公司提交的设计控制文件(DCD)第15版到第19版的评审过程中，IVR只是做了理论计算，没有再做试验研究。
现在CAP1400的设计功率又比AP1000大了20%，堆芯燃料装载量也比AP1000有大幅度增加。因此，众多业内专家均对IVR技术应用于CAP1400机组上的工程可靠性极为关注。2014年8月，为了验证CAP1400的设计，国核技决定开展非能动堆芯冷却、熔融物滞留、非能动安全壳冷却、堆内构件水力特性、堆内构件流致振动、蒸汽发生器及其关键部件性能等方面的六大关键试验，这些工作是非常必要的。但使人费解的是，其他五个试验都是由行业内具备科研实力的权威科研机构承担，而其中安全风险最大的一个试验——CAP1400 熔融物压力容器内滞留试验(IVR)项下“全尺寸下封头外壁临界热流密度和流道流动试验”却是由上海交大承担。一般认为，高等院校擅长的是机理性试验研究，通过对工程实际进行大量的简化和条件假设，得出一些机理性的试验结果。然而这对于核电技术所需的工程验证试验显然是不够的。
笔者认为，对于全尺寸下封头IVR工程验证试验，核心关键有两点：一是对反应堆堆芯熔化全过程这一世界级难题的准确掌握和精确模拟;二是精确模拟堆外冷却水的非能动全尺寸驱动力和流道。二者缺一不可，否则都会对试验结果正确性产生重大影响，很难起到工程验证的作用。据上海交大介绍，IVR试验的下封头材料采用了核电厂原型材料，是该项试验的一大创新点。但与上面两个关键点相比，反应堆压力容器下封头材料的影响是次要的。由于笔者不掌握第一手材料，不知道上海交大是如何分析描述反应堆堆芯熔化的全过程，以及上海交大是否将其试验结果与OECD的试验以及美国爱德华国家工程和环境实验室(INEEL)的计算结果进行过对比和综合分析。
2014年9月下旬，在国家能源局组织的核电新项目开工可行性专家研讨会上，国核技董事长王炳华曾表示会后将安排国核技专家就此问题与参会专家交流，但后续始终未做过进一步的说明。因此，业界专家对CAP1400中IVR技术工程可靠性的安全疑虑，至今仍未消除。
挑战之二：关键核心设备和系统性能的新高
在AP1000技术招投标和中标后的合同谈判过程中，国核技主要负责人和筹备组领导都一再宣称西屋公司做出了 “三个100%”的承诺，即：100%满足首批四台AP1000核电机组工程建设需要、100%保证AP1000技术转让的完整性和100%实现AP1000关键设备的国产化。然而，近十年的实际情况却完全揭示了西屋公司三个100%的口头承诺与其实际做法大相径庭，实质上就是一条，100%地保证西屋公司和美国的利益。
要明确的是，西屋公司向中方进行的技术转让，只是转让技术在中国的使用权，而非知识产权。因为在技术转让合同中的约定是，中方可以利用AP1000技术在国内建设核电厂，如若向国外出口中国AP系列机组或者转让其技术，都必须得到西屋公司的书面同意。即便是中方使用转让的技术自主研制出来的关键设备，在出口时也必须向西屋公司支付相应的专利使用费。
随着本世纪初一批两代改压水堆核电机组的开工建设，我国核电设备制造能力显著提高，在AP1000技术转让清单中的许多设备和原材料，如重型锻件、AP1000主管道、锆材的国产化，以及AP1000燃料组件等的国内生产都较快地得以实现。但由西屋公司独家供货的核心设备和系统，如屏蔽主泵和核电厂全数字化仪控系统等，却由于种种原因，没有实现国产化。也就是说，西屋公司 “向中国100%的技术转让和100%支持中国设备国产化”等承诺实际上已被束之高阁。
西屋公司为了实现全部采用非能动安全系统的目标，不得不放弃迄今为止全世界所有商用压水堆核电厂无一例外采用的轴封式主泵，转而采用效率低、功率和流量难以做大的屏蔽式主泵。西屋公司的这种屏蔽式主泵在美国核潜艇和航母上有较丰富的使用经验，但这类屏蔽泵的功率、流量以及运行方式与商用核电厂大不相同，特别是核电厂屏蔽主泵上必须加装巨大的惰转飞轮，以满足核电厂主泵外电源断电后，惰转时间不低于30秒钟的要求。增设飞轮将对泵轴的受力、主泵的动平衡，以及轴承可能发生的偏磨等造成很大的影响。此外，西屋公司为兑现其对美国国会“绝对不向中国泄露军用屏蔽泵技术”的承诺，借口保密原因，不向中国转让属于西屋公司的5个热工流体设计源程序，而只提供二进制代码，造成中方技术受让企业不可能从二进制代码了解到软件设计中的具体技术，特别是程序中采用的经验数据，大大增加了消化吸收再创新的难度，无法实现真正的技术转让。
由于以上原因，西屋公司只能重新研制AP1000的屏蔽主泵，对西屋公司来说也是首次制造，决不是一个成熟的商用产品。更意想不到的是，主泵工程样机的第一次台架试验竟然连泵腔的流场及电力需求量都计算错误。这使人不禁产生怀疑，原来的屏蔽泵设计软件或许根本不能涵盖AP1000如此大功率、高流量的屏蔽主泵设计。这期间，两次工程样机在美国完成性能试验后送到三门现场，短暂停留后又返回美国修理，直到2015年年底第三次发运后，才在现场开始了冷热调试。不仅如此，主泵验收的要求之一也从连续运行500小时降级成为累计运行500小时，使其与轴封泵7000小时的台架运行试验要求之间的差距更加相去甚远。所谓屏蔽主泵可以60年免维修，也被西屋公司予以否定，说是少数中国专家替西屋吹嘘的。
西屋公司对AP1000的主泵研制尚且如此，由中方制造商研制CAP1400屏蔽主泵则将更加困难。第一，CAP1400的功率比AP1000增大了20%，因而对屏蔽主泵流量的要求也要大的多。第二，中方研制的CAP1400屏蔽主泵必须按照中国交流电50Hz的频率设计，这将使得屏蔽主泵的尺寸要比采用美国交流电60Hz频率设计的AP1000屏蔽主泵大40%左右，给主泵与蒸汽发生器下封头的连接造成更大的困难。2014年，时任国家能源局局长吴新雄在国核技董事长王炳华的陪同下前往美国西屋公司考察屏蔽泵等重要设备的制造时，西屋公司当时未能就AP1000屏蔽主泵何时能研制出来这一问题给予吴新雄局长明确答复。2014年9月，在国家能源局核电新项目开工可行性专家研讨会上，国核技当时展示的也仅是一堆零部件，并没有组装成工程样机进行台架试验。因此，吴新雄局长在针对CAP1400新项目开工问题总结时提出，在核心关键设备的技术问题没有梳理清楚之前不开工新项目。时隔两年多，至今国核技依然没有提供CAP1400屏蔽主泵工程样机的台架试验结果，也就是说现在实际上没人能讲清楚CAP1400的屏蔽主泵何时能研制成功。
由于对国产化屏蔽主泵的研制信心不足，作为一种后备方案，国核技还委托了德国KSB公司研发用于CAP1400机组的湿绕组主泵。由于KSB公司是专业做沸水堆主泵的公司，虽然承诺给国核技研发CAP1400的湿绕组主泵，但是对KSB公司来说，研制如此大功率的湿绕组主泵也是第一次。KSB公司提出所有的研制经费由其自行承担，但要求国核技同意，一旦研制成功，所有CAP1400所需主泵都得采用KSB公司的主泵。从2014年年底前的首次台架试验失败，直到2016年4月，由于一些难以攻克的技术难关，KSB公司宣布搁置湿绕组主泵的开发。据说现在又应国核技要求，重新启动研发工作。看来，CAP1400屏蔽主泵的自主设计成功的风险将比AP1000屏蔽主泵的国产化难的多，如果采用湿绕组主泵，CAP1400主泵的自主设计则更将无从谈起。
现在数字化仪控系统也出现了类似情况。2016年，西屋公司在上海独资成立了西屋中国工程技术及运营中心，加速推进数字化仪控系统相关设备和部件的本地化战略，这显然是不想与中方合作，企图独占中国AP系列核电厂的数字化仪控系统市场。由于西屋公司不转让数字化仪控系统技术，连国核技都只能转向另一家著名公司寻求帮助。据权威专家透露，中核集团和中广核集团为了能自主开展承建的AP1000项目的实际工作，希望西屋公司能转让数字化仪控系统的设计技术，西屋公司表示AP1000数字化仪控系统技术不转让，如果需要，两个集团可分别向西屋公司订购10套。到目前为止，笔者尚不清楚CAP1400数字化仪控系统是合作开发，还是由国核技自主研发。
挑战之三：不正常的商用核电厂建设程序
集我国核电建设近四十年的经验之大成，核电界普遍认识到，核电厂建设阶段的所有活动都围绕着核电厂业主的根本目标进行，即在保证“安全第一、质量第一”的前提下，在预先确定的建设周期和投资总额范围内建成核电机组。业主要根据所采用的机型选择最适当的承建单位，负责交钥匙工程或者做为EPC总承包商。总承包商将负责制定相应的里程碑节点和网络进度，选择有资质的土建、安装承包单位，按照进度要求提前订购长周期重大设备，并负责工程现场的管理和各种协调工作。总体上说，核电厂建设的各大承包商和业主的基本利益是一致的，都会尽力按照业主的要求完成合同规定的分类工作。总承包商首先要与业主商定的是设计输入固化(或称冻结)期限，也就是说在该设计输入固化期限之后，无论是业主还是承包商，都不能再提出对核电厂设计输入的重大修改，否则，提出方应对由此产生的工程延期进而导致的经济损失承担全部责任。但在三门1号机组的工程实践中却完全看不到这一点。
三门核电业主原先打算建造的是中核集团自主研发的二代改CP1000机组，根据三代压水堆技术国际招标的结果，政府有关部门指定三门项目改为AP1000国产化依托项目，所以建设机型也就必须采用AP1000技术。由于AP1000是由西屋公司独立研发的第三代核电技术，因此在三门核电机组建设合同谈判中，业主理所当然地提出由西屋公司实施交钥匙工程，至少要做EPC的总承包商。但西屋公司坚决不同意，只愿意提供核岛主要设备的设计和技术服务。最后，只能由当“学生”的国核技设计院做为4个自主化依托项目机组的总承包商。而国核技设计院由于缺乏经验，在工程进度和各项工作安排中均听命于西屋公司。
现在回顾这段历史，西屋公司坚决不做总承包商是有深层次原因的。中国进行三代压水堆国际招标时，曾两次推迟开标时间，主要是因为西屋公司的AP1000设计尚未得到美国核监管当局NRC的安全设计批准。直到不能再延期开标的2005年年底，NRC才颁发了对AP1000设计控制文件(DCD)第15版的批准，使得AP1000在中国具备了投标的基本条件，且最终使西屋得以中标。但在该批准书颁布后一个月左右，当美国核电业主联合西屋公司提出新建AP1000机组COL申请要求时，NRC明确指出，西屋公司必须修改之前的设计文件资料，并于半年内重新提交审查。但西屋公司此次重新提交资料后，却未能得到NRC认可，西屋公司又陆续修订提交了DCD16、17和18版，直到六年后的2011年底，NRC才批准了西屋公司提交的DCD第19版，DCD第15版随之被废止。可见，西屋公司实际早就知道它必须修改当时的AP1000设计文件，才能满足NRC在美国建造AP1000机组的相关核安全要求。在2007年，中美双方签订技术转让合同和依托项目建造合同时，尽管文件中明确规定以DCD第15版进行设计，但西屋公司又诱以他们已开始进行改进设计，故而在技术转让合同中又规定，西屋公司要及时向中方提供设计修改的资料。更耐人寻味的是，在DCD第19版批准发布后，当NRC在讨论美国核电业主提出的COL申请时，其主席仍然投了反对票，并愤而辞职。据美国媒体报道，美国四台在建的AP1000机组也是一再拖期，且其业主坚称拖期损失应由西屋公司承担，西屋公司也实际支付了大笔赔偿金。
事实上，西屋公司在2007年以后就开始为申请AP1000在美国的批准持续进行设计修改，从而导致大量的设计修改文件源源不断地从美国发到三门现场，甚至有的修改文件尚未执行，新的修改文件又到了。更可笑的是，每一份设计文件不论其有效与否都要向业主收取费用。西屋公司当然知道这些文件的实施必将导致三门核电机组建设的拖期。修改文件总数高达两三万份，对三门核电建设周期的影响至少长达5年左右。这对业主造成了数百亿元的财务损失，但由于西屋公司作为市场经济的老手，坚决不做总承包商，故而逃避了总承包商的赔偿责任，只承担了其合同金额百分之几的赔偿。可以对比近期媒体上披露的数据，由于西屋公司承建的美国四台AP1000机组工程进度严重拖期造成的赔偿等原因，东芝公司到2016年5月因核电项目拖期造成的亏损高达44亿美元。而国核技设计单位出于对西屋公司技术的渴望，能有这样免费获得设计修改文件的机会当然不会放弃，所以对三门项目的拖期既没能力，也没有积极性干预。事实证明，西屋公司原本就是要把中国四台商用核电厂依托项目当做完善其AP1000知识产权的试验田，根本不关心建设工期，西屋公司承诺的“100%满足首批四台AP1000核电机组工程建设需要”完全是一张不想兑现的空头支票。在这样的大背景下，三门核电业主只有自认倒霉。
西屋公司从2007年就开始进行屏蔽主泵的研制工作，原以为花个两三年的时间即可完成试制，殊不知难度之大完全超出其预想，这是造成三门1号机组直到2016年初才开始进行大规模调试的主要原因。而现在的数字化仪控系统，则更暴露了西屋公司背弃自己的诺言，要用其独门技术来控制中国核电市场，实现自身利益的最大化。
现在回头来看三门1号机组等依托项目拖期的主要原因，前期主要是因为AP1000技术不成熟，施工设计图纸难以固化，出现大量修改，现场无法施工，掩盖了当时屏蔽主泵研制已经拖期的事实，直到土建基本完工后，屏蔽主泵研制问题这一造成项目进一步拖期的主要原因才凸显出来，而且至今仍未彻底解决。业内皆知，建造一种新机型核电厂，最容易造成工程拖期的主要因素就是设计图纸是否固化和新使用的重大关键设备研制是否顺利这两个方面，因此都必须先固化设计图纸和取得重大关键核心设备工程试验成功，这既是客观规律，也是开工的必要条件。而三门AP1000依托项目正是由于采用了不正常的核电建设程序，违背了这一规律，因此在这两个方面出了问题，导致工程一直拖期。
CAP1400工程建设与三门情况不一样的是，作为国家重大科技示范工程，建设经费由国家出资，国核技作为EPC总承包商。从这点来说，国核技的积极性和经费保证似乎要好于三门依托项目，况且DCD第19版已得到美国NRC的批准，CAP1400的设计全靠国核技自身的再创新能力。由于CAP1400沿袭了AP1000的系统配置和双环路布置方案，只是为了增大反应堆机组功率，因此国核技也仅仅对压力容器尺寸和堆芯燃料组件数目、一回路主管路口径，以及安全壳增容等方面进行了放大，以便设计图纸种类和数量、土建设施的力学计算等方面可以大量借鉴AP1000的设计，再加上几年前CAP1400数度申请开工未获批准，设计图纸似乎应有足够的时间加以设计固化和细化。但是示范工程的难度大多转移到设备制造上，我国目前已经实现国产化的大型设备，如压力容器、堆内构件、蒸汽发生器等，均还从未生产过尺寸这么庞大的设备，这使得这些设备的制造成功率和制造周期都值得特别关注。如前文分析，长周期重大设备的制造，特别是屏蔽主泵的研制，将是工程建设关键路径的决定性因素。另外，由于缺乏设计施工经验，DCD第19版提出的在反应堆屏蔽厂房顶部结构需采用钢板混凝土的施工要求在三门、海阳依托项目中均未实施，现在CAP1400工程必须根据新颁布的HAF102要求，采用钢板混凝土施工，也给反应堆屏蔽厂房施工带来了不小的挑战。
如果在IVR技术未得到充分验证，屏蔽主泵问题未解决，关键核心设备国产化问题未得到明确之前，在2017年开工CAP1400项目势必重蹈三门核电的覆辙，不仅将给国家利益造成重大损失，也将对中国三代核电技术的自主化和出口造成严重的负面影响。再退一步说，即使2017年开工，也已无法满足《“十三五”国家科技创新规划》中提出的“2020年，CAP1400示范工程力争建设完成”的目标。因此，近期内开工CAP1400的迫切性需要再斟酌。反之，在三大挑战得到合理解决后，通过认真吸取AP1000依托项目的经验教训，合理掌握CAP1400示范工程的开工时机，才可能按照预定工期取得较理想的结果。
结语
无论中外，核电项目从来都是国家政治、外交、经济博弈的筹码。一方面，我们必须考虑到特朗普政府上台后，极力追求的是美国国家利益，对华政策尚不明朗，未来中美双方在核电合作方面无疑也存在极大的不确定性。另一方面，作为美国西屋的最大股东，日本东芝近年来也正面临严重的财务困难，最近更是因为其核电业务亏损导致股价连续下跌，其最高决策层已发生变动，甚至传说东芝已决定西屋公司今后不再参加新的核电建设，而专注于核电运行和检修技术服务。因此，从这个角度说，现在讨论AP1000和CAP1400项目开工问题也是为时尚早，更不是开工后续AP1000和CAP1400项目的最佳时机。
三代核电技术引进在未来几年内仍将是中美、中日大国博弈的重要筹码之一，鉴于“十二五”和“十三五”核电发展规划均已无法完成，2030年的中国核电发展规划中，自主研发的华龙一号、CAP1400，以及引进的AP1000应该如何布局，是一个值得认真研究的战略问题。
