中国核电、核能应用发展历程
本文经整理而得，大部分内容转自知乎 我所认识的核电（1）——初识核电 作者：别叫姜总叫姜工
第四部分：中国核电的前世与今生
4.1中国核电发展的三个阶段
中国在20世纪50年代开始建立核工业体系， 1964年10月16日第一颗原子弹在新疆罗布泊爆炸成功。1967年6月17,同样在罗布泊，我国第一颗氢弹爆炸试验成功，1970年12月26日，我国首艘核潜艇下水。短短十几年时间取了以“两弹一艇”为代表的辉煌业绩。
然而，在和平利用核能方面，从原子弹到核电厂，在世界上所有核大国中，中国走过的道路却最为曲折漫长。从1964年第一颗原子弹爆炸成功到1994年2月首座商用核电厂（大亚湾）投入商业运行，中国用了整整30年。而同样的历程，英国、苏联、法国、美国则分别只用了4年、5年、7年和12年。
20世纪70年代，全球核能开始规模化发展，除美、英、法、苏等国外，不断有新的国家加入核电发展行列，80年代初期，全球核电发展进入“高峰期”。因为综合国力薄弱和计划经济束缚，以及长期受到西方国家的技术封锁，在这两次核电发展的大潮中，都没有中国的身影。
中国核电真正开始起步始于1970年。1970年2月周恩来总理在北京听取上海市领导汇报由于缺电导致工厂减产的情况时明确指出：“从长远来看，华东地区缺煤少油，要解决华东地区用电问题，需要搞核电”。上海市以传达周恩来总理指示的日期（1970年2月8日）作为核电工程代号，即“728工程”。1974年3月，周恩来总理主持中央专委会议，第三次听取728工程的情况汇报，批准了30万千瓦压水堆的建设方案。指出：建设我国第一座核电站，主要是掌握技术，培养队伍，积累经验，为今后核电发展打基础。1981年11月4日，国务院批准了五委一部（国家计委、国家建委、国家科委、国家机械委、国家能委和二机部）关于建设30万千瓦核电站的报告。1982年11月2日，国家建委批复同意将厂址定在浙江省海盐县秦山。同年12月13日，国务院常务会议正式批准了引进法国M310技术的广东核电站项目，选址在距香港45公里外的大亚湾。1983年，国家科委（1998年改名为科学技术部）联合召开的“核能发展技术政策论证会”，又称回龙观会议，制定了经国务院批准颁布实施的《核能发展技术政策要点》，确定了中国核电技术发展的方向，即以“发展压水堆”为主的技术路线。具体为：在多种堆型中选择发展一种堆型，即压水堆；在压水堆堆型内，允许多种机型并存。这样既避免了同时发展多种反应堆事业体系，可集中全力攻克一种堆型技术，建一个较好的工业体系;同时又避免了机型过于单一，适应性差的问题。“一种堆型，多种机型”，有利于适应市场需求的多样性。
按照时间节点，中国核电的发展可分为起步、适度发展、积极快速发展三个阶段。
4.1.1起步阶段（1983~1994年）
20世纪70年代初，我国开始对核电站进行最初的试验研究。1985年，我国开工建设第一座自主设计的核电站—秦山核电站，1991年12月25日，秦山核电站首次并网，结束了我国大陆无核电的历史。同时我国也成为了世界上第七个能够完全依靠自己力量自行设计、建造核电站的国家。秦山核电站于1994年4月1日投入商运。1994年2月和5月，我国从法国引进的两套M310 型百万千瓦核电机组在广东大亚湾分别投入商运，标志着我国在核电建设领域首度展开国际合作。
4.1.2适度发展阶段（1995年~2004年）
由于这一阶段我国电力供应相对充裕，核电被定位为我国能源的补充，核电发展方针为“适度发展”。1994年，我国开始建造秦山二期2台65万千瓦压水堆机组，秦山二期参考大亚湾核电站进行“翻版和改进”（一回路由M310的三个环路改为两个，重新设计堆芯）。这一时期，我国共有8台核电机组开工建设；截至2004年底，我国新建成了秦山二期2台自主设计压水堆机组，岭澳一期2台法国压水堆机组、秦山三期2台加拿大压水堆机组，共6台机组建成并网发电。装机容量为474.6万千瓦，初步形成广东大亚湾、浙江秦山两大核电基地。
4.1.3积极快速发展阶段（2005年至今）
随着我国经济快速发展，能源电力供给日益成为我国经济、社会发展的瓶颈，核电的重要地位逐渐凸显。2006 年3月国务院常务会议审议通过了《核电中长期发展规划（2005-2020年）》，明确指出“积极推进核电建设”，确立了核电在我国经济与能源可持续发展中的战略地位。规划目标为：到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万千瓦；同时，考虑核电的后续发展，2020年末在建核电容量应保持1800万千瓦左右。自此，我国核电进入规模化发展的新阶段。
2014年11月19日，国务院办公厅正式发布《能源发展战略行动计划（2014-2020年）》。行动计划指出，到2020年，核电装机容量达到5800万千瓦，在建容量达到3000万千瓦以上。再次为我国核电建设摁下加速键。
4.2中国核电现状
经过几十年的发展，中国目前已经建立了完善的核工业体系。从前端的铀浓缩，核燃料制造，到核电站技术的发展，到后端的乏燃料后处理技术，乃至快堆、高温气冷堆、聚变堆的研究，门类齐全，技术也均已处于世界的前列。
截止2020年底，中国国内计有在运、在建（含待建7个）核电机组72个，总装机容量7700万千瓦，因2011年后受福岛事故影响建设速度一度放缓，最终未完成在运及在建机组总装机容量8800万千瓦的目标。
其中在运机组49个，装机容量为5102.71万千瓦，核电总装机容量占比约为2.4%，在运机组数量和装机容量仅次于美国和法国，位列世界第三。2020年在建（含待建）核电机组共23台，装机容量约2600万千瓦，位列全球第一。
2020年全国累计发电量为74170.40亿千瓦时，49台运行核电机组累计发电量为3662.43亿千瓦时，占全国累计发电量的4.94%。
截止2020年底中国在运、在建核电机组见表4-1。
表4-1：截止2020年底中国在运、在建核电机组
4.3中国水冷堆技术的发展
1983年的回龙观会议确定了中国发展核电发展的两个问题，一是核电技术发展的方向，即以“发展压水堆”为主的技术路线。二是核电技术的来源途径，即“引进技术和自主研发相结合”的发展道路。而中国核电自开始的引进技术（大亚湾）和自主研发（秦山一期）两条路线并行，中间经历了两轮技术引进（M310和AP1000）和期间在自主研发上的坚持，至2014年拥有自主知识产权的第三代核电技术华龙一号（HPR1000）和国和一号（CAP1400）先后完成研发，历时30余年，中国核电终于拥有了真正属于自己的先进压水堆技术。因此，中国的水冷堆技术主要就是压水堆技术，引进的主流是M310和AP1000。
为了说清楚中国压水堆技术的发展历程，首先将中国主要的压水堆技术（自主研发、M310和AP1000的引进）绘制了一个时间表（见表4-2）。
表4-2：中国主要压水堆堆型研发或引进时间表
本节对中国水堆技术介绍的顺序为：
（1） 先按照时间先后顺序介绍自主研发和M310的引进过程中的各种堆型，直至华龙一号（HPR1000）定型；
（2） 然后介绍AP1000的引进及CAP1400的研发；
（3） 最后介绍秦山三期CANDU-6重水堆、俄罗斯VVER-1000/1200及法国EPR的引进
在开始介绍每一种堆型前需明确一点。前文已经说过，核电站与火电站在发电原理上大致是类似的，最大的不同就是核电站的反应堆代替了火电站的锅炉，反应堆堆芯是核电站技术的核心。因此，可以这么说，谁自主设计了核电站的反应堆堆芯，那也就意味着拥有了核电站的自主知识产权，本节后面所提及的拥有自主知识产权都是基于这一标准。
4.3.1核潜艇陆上模式堆（1969年）
1963年3月至1969年8月14日是我国第一座核潜艇陆上模式堆（即“196”反应堆）总体结构方案论证、辩论和确定技术方案的时间。
美苏两个超级大国的压水堆技术都是在军用潜艇动力堆的基础上开发的，我国也不例外。我国核电站技术的最早来源于核潜艇陆上模式堆。陆上模式推又叫原型堆，就是在潜艇的核反应堆正式装备之前，要在路上建造一座尺寸和性能一样或相近的反应堆进行试验。我国的核潜艇陆上模式堆代号“196”。
为建第一代核潜艇陆上模式堆，1965年9月在成立了代号为909的潜艇核动力研究设计基地，这就是日后的中国核动力研究设计院。经过1965年的两次中央专委会的决定，核潜艇动力研究基地研究设计基地以及核潜艇模式堆的地点最终选在四川省夹江县的一个山沟里（即909基地）。
1966年2月，工程队进驻909基地。1970年5月至7月，核潜艇陆上模式堆进入调试阶段。1970年7月26日下午5时许，中国核潜艇陆上模式堆首次实现核能发电，1970年8月30日达到满功率运行。这是中国核动力发展划时代的一刻。五个月后，1970年12月26日，我国首艘核潜艇下水。建设过程路风教授在《新火》一书第二章《被放逐的中国创造—破解中国核电谜局》有描述，有兴趣可以查阅，在此不再赘述。
因此准确的说，中国（包括台湾）用核能发出的第一度电来自于“196”反应堆，而非平时报道宣传的秦山核电站。秦山核电站准确的说是用核能发出了中国核电站的第一度电（首次临界和并网都在1991年，比大亚湾早一年多），因为核潜艇陆上模式堆严格来说不是核电站。
“196”反应堆是真正意义的自主设计、自主建造、自主运行。因为在上世纪60年代，中苏关系已经破裂，中美关系尚未破冰，在“196”反应堆的设计和建造方面我国没有得到任何的外援，“196”反应堆设计的重要参与者之一刘聚奎后来曾说过：在“196”反应堆结构方案论证期间，国内核技术水平较低，核电尚属空白，参考资料主要有美国希平港核电站、美国“萨瓦娜”核商船、教科书格拉斯登“核工程原理”以及苏联“列宁号”破冰船的一些零星信息，以及几篇国外公开发表的资料。虽然重视国外资料的消化、吸收及其转用，但“196”反应堆问题是复杂的，因此，在如何满足总体要求的思想指导下，必须敢想敢干，敢于创新。在1963～1964年期间，我们独立提出的一台控制棒驱动机构拖动多根细棒控制棒，比美国“杨基”核电站束棒控制公开发表早两三年，而束棒控制使压水堆功率输出增加20%～30%，是压水堆发展史中的一个里程碑。
“196”堆的运行情况不多见于报道，但采用相同设计反应堆的我国首艘核潜艇（091型攻击核潜艇，北约代号汉级，舷号401）于2014年7月才正式退役，服役40多年，这也能间接体现当年“196”反应堆的设计建造水准吧。
图4-1：196反应堆厂房外景
4.3.2 大亚湾M310的引进（1982年）
中国决定引进M310是在1978年底，1982年是大亚湾核电项目的批复日期。1978年12月4日，邓小平在会见了法国外贸部长弗朗索瓦后宣布，中国将向法国购买两台百万千瓦的核电机组。这两台核电机组，原定建在江苏江阴，命名苏南核电站，但最终定在了广东大亚湾。M310技术的原型是美国西屋公司的Model312堆型，法国引进Model312后通过改进批量化建设成为标准化的CPY技术。为了提高法国核电的出口竞争力，法国法玛通公司在CPY的基础上形成了安全性和经济性较好的M310堆型。大亚湾核电站的M310采取了三里岛事故后的修改，达到了国际核电1980年代末的水平。
M310堆型在我国一共建了4座，大亚湾和岭澳一期各两座。略有不同的是，岭澳一期在以大亚湾核电站为参考核电站，维持热功率和其他主要运行参数不变的基础上，结合法国核电站10年大修计划及大亚湾核电站运行经验反馈采取了37项技术改进，进一步提高了电站安全水平和技术经济性能，总体性能达到了国际核电1990年代中的水平。
岭澳一期建设期间（1997年-2002年），核工业第二研究设计院（核二院）分包承担了土建施工设计，这也为后来CPR1000堆型的设计打下了基础。
图4-3：大亚湾核电站（左边两个）和岭澳核电站（右边四个）
4.3.3国之光荣CNP300（1985年）
秦山一期和大亚湾核电一样都是1982年批复的，1985年是秦山一期的开工时间。秦山一期当年没有型号，只有一个“728”的工程代号。CNP300是后来中核集团完成了国产百万千瓦级压水堆CNP1000的研发后，给秦山一期堆型回溯命名的型号，秦山二期也在同一时期被回溯命名为CNP600。CNP即China Nuclear Power的缩写。
秦山一期是中国第一座自主设计建造、运行管理的核电站，由上海728院（现在的上海核工程研究设计院）负责总体及核岛设计，华东电力设计院负责常规岛设计。秦山一期借鉴了美国西屋公司的二代60万千瓦级压水堆Model212的设计，这也是路风教授在《新火》一书第二章《被放逐的中国创造—破解中国核电谜局》中“长期以来，728院采用的是美国的设计标准”说法的由来。这一说法还是有依据的，因为秦山一期的一回路和Model212一样为2环路（两进两出，见图4-4），堆芯燃料组件个数也和Model212一样（121盒）。
图4-4：秦山一期压力容器
但需要提请大家注意的是，这里所说的借鉴不同于法国、日本的引进，我们没有美国提供的设计资料，而在当时技术授权或转让更是枉谈了。即便728院当时能从某些渠道得到Model212堆型的些许资料，必定也是西屋公司认为不重要的、非核心的公开部分，因为作为一个商业公司，西屋从哪方面讲也没有把核心机密白送给728院的动机。那么秦山一期是否有法国技术在里面呢？这个答案显然也是否定的，因为我国正式开始消化吸收M310技术是在秦山二期和岭澳一期。秦山二期是参考大亚湾自行设计，岭澳一期是核二院参与了设计分包（总包仍为法方）。如果秦山一期建设初期就得到了法方的技术，那么岭澳一期也就没必再继续让法方做设计总包了，毕竟在当时我们的腰包远没有今天这么鼓。
那么，秦山一期的反应堆技术究竟是从何而来呢？这个问题路风教授在《新火》一书中给出了答案：实际上，秦山一期30万千瓦核电站的反应堆是以“196”堆为原型堆，即在潜艇路上模式堆的经验基础上直接设计的核电站。这是为什么中国居然在从未建过参考核电站的条件下，能够一下子建起一个30万千瓦商用核电站的原因。
而参与过核潜艇陆上模式堆工程（即909工程），自1993开始担任728院总工程师的钱觉新所撰写的关于彭士禄（我党英烈澎湃之子，核潜艇陆上模式堆的设计建造负责人）的一篇文章《抹不去的记忆（3）—我心中的彭老总》也可以佐证路教授的说法。以下为该文章的部分内容（行文稍有改动）：
1971年“196”反应堆基本试验结束后，海军把剩余事项转交给了二机部。而彭士禄经时任国务院、中央军委综合远洋测量船工程领导小组成员兼办公室主任陈佑铭主任提议，带300人去支援国防科工委七院在武汉的一个单位。
1972年上半年，彭士禄从武汉带了张金麟、黄济流，居玉鑫，焦惠先四员大将到上海支援728工程。很快把熔盐方案，气冷方案转改成压水堆方案，电功率在12.5万千瓦和30万千瓦二者中决择，最后确定后者。彭士禄在728工程前期共带队两次前来工作並留下了一支几十人的技术队伍支援上海。
1973年11月后二机部将协助728工程的工作部门由北京的核二院转为四川核一院（核动力院），一院派遣潘系人、陸曙东为首的一批技术人员前来上海，其中包括胡雪月，裘怿春，戴永源，徐燕椿，王成坤等。此时728工程的技术负责人是赵嘉瑞，欧阳予，潘系人三人，彭士禄的工作此时也从武汉调往北京，但728工程仍按他制定的方案继续进行。
文革结束后，728院从会战单位转为建制单位，1980年1月成为二机部上海七二八设计院，上海建委副主任艾丁任党委书记，欧阳予任副院长兼任技术负责人。1981年2月欧阳予被任命为院首任总工程师，1982年12月周圣洋（参与了核潜艇陆上模式堆建造全过程，时任核一院院长）被任命为院首任院长，同时核一院又将一批技术骨干支援728，例如：张维忠，吴德蕙，龚富昌，沈履冰，陈顾华等。
按照《抹不去的记忆（3）—我心中的彭老总》一文所述，彭士禄、周圣洋先后为728工程和728院带去了一百余位专家型的工程技术人员（名单见表4-3）。
表4-3：参加秦山核电厂设计及管理工作的原909工程技术人员名单
图4-2：网络上找到的彭士禄和周圣洋的履历
说到这里事情就很清楚了，秦山一期的技术来源就是中国核潜艇的陆上试验堆“196”堆，其在设计过程中可能借鉴了当时美国西屋主流的Model212堆型，但所有的设计工作（包括反应堆设计）均由728院独立完成，是纯正的自主设计。也就是在这个阶段，我国通过“196”堆所积累的核动力研发的技术和人才，分别通过核动力院和728院两条线传承了下来。这或许正是上海核工程研究设计院后来在基于AP1000研发国产的CAP1400堆型时，能顺利完成193盒反应堆堆芯（CAP1400使用193盒堆芯，AP1000为157盒）研发的原因所在吧。当然，CAP1400重大专项的研发也有核动力院的参与，但上海核工程研究设计院（728院）本身就有“196”堆核动力研发的技术传承也是不争的事实。
说到这里，秦山一期的故事还没说完。接下来说一下秦山一期当时险些“下马”的故事。
据说在改革开放初期，我国政府决策层一度出现了一股引进先进技术之风，很多国内当时在研的科技项目（如运10）都纷纷下马，转而开始引进，甚至当时红旗轿车也被勒令停产。在1978年底我国政府宣布将引进法国M310堆型建设核电站后，也有人主张我国自主研发准备开工建设的秦山一期下马。
在1981年10月的一次国务院常务会议上，当时主管国防工业的副总理张爱萍与时任国务院总理赵紫阳发生了一场“剑拔弩张”的争论。在会上，张爱萍提出不能因为引进法国核电站就抛弃秦山核电站。尽管张爱萍并没有反对引进，但是从战略上和核工业“军转民”上陈述了建设秦山的意义，但赵紫阳显然不以为然。最后赵紫阳不耐烦地说：“就这样决定了。说我卖国主义就卖国主义吧！”张爱萍说：“总理，如果你是这样理解的话，那我从此就再不说话了！”会议不欢而散。
虽然后来由于来自党内领导层的压力，秦山核电站最终在1982年被批准上马，但这个项目获批是以“30万千瓦的核电站就此一个，下不为例”为前提条件的。
图4-5a：秦山一期30万千瓦核电站
图4-5b：秦山一期30万千瓦核电站
最终CNP300在我国确实也就建了一个秦山一期，1985年开工，1991年首次并网，1994年投入商运。截止2020年底，中国在运和在建核电机组65个，堆型15种，唯独CNP300只建了一个机组。但CNP300在中国核电史上的地位却是任何一个堆型都无法超越的，尽管以当时的眼光来看他都算不上先进，功率跟同期引进建设的M310（100万千瓦）相比也小得可怜，但他是我国核工业继“两弹一艇”之后的又一个重大成果，是我国核工业技术几十年积累的集中体现，他不仅是728院的荣耀，更是我国核电事业光荣的起点。“国之光荣”的赞誉，对于CNP300来说实至名归！
虽然CNP300在国内只建了一座，但在国外却有四个同胞兄弟，那就是我国出口到巴基斯坦的恰希玛C1-C4机组（建设时间见表4-4）。
表4-4：巴基斯坦恰希玛C1-C4机组建设时间
恰希玛C1-C4机组的总体设计、反应堆设计均由上海核工程研究设计院负责，即使其2007年从中核集团整体划到了新组建的国核技，这一点也没有改变。从恰希玛核电的建设时间上可以看出看， C1机组1993年开工（此时秦山一期即将商运），C3、C4机组2011年开工，换句话说就是上海院从秦山一期设计开始直到2011年之前，一直都在不间断的做CNP300堆型相关的设计改进工作。这或许也正是当时国家把引进消化AP1000技术的任务交给了上海院的原因吧，毕竟当时中核集团旗下的的三大设计院当中，核动力院专注于反应堆设计、核二院擅长总体设计，只有上海院两项全能。而要全面受让AP1000技术，上海院或许确实是最合适的选择。
图4-6：巴基斯坦恰希玛C1-C4机组
最后我们以一个关于秦山一期的小澄清来结束CNP300的介绍。前文已经说过，中国（包括台湾）用核能发出的第一度电来自“196”反应堆。秦山核电站首次并网时间是1991年12月25日，比大亚湾核电站早一年多，但秦山核电商运（1994年4月1日）又比大亚湾1号机组晚整整两个月。所以在这里我们梳理一下中国核电关于第一的几个说法：
（1） 中国（包括台湾）用核能发出的第一度电来自“196”反应堆（不是核电站）；
（2） 中国大陆核电站发出的第一度电来自秦山一期（以首次并网时间为准）；
（3） 中国大陆第一座商用核电站是大亚湾（以1号机组商运日期为准）。
理清了上面三个第一的关系后，也就能对我国核电建设行业流传已久的一个说法作一个澄清了。在笔者2010年刚上班时就总听很多同事和前辈吐槽，说中国自己的核电技术和建设能力多么差多么不靠谱，以至于秦山核电站在比大亚湾早开工两年多的情况下，工程进度依然没有大亚湾快，这边大亚湾都准备装料准备发电了，秦山核电还没完工。为了让秦山拿到中国第一座核电站的称号，大亚湾硬是等秦山建成发电后才装料发电的。现在按照上面所说的三个“第一”的逻辑来看，这个说法纯属无稽之谈。按照首次临界和首次并网日期，秦山一期都在1991年，大亚湾1号机组的这两个节点都在1993年，比秦山晚了一年多。要知道大亚湾有香港中华电力和法国电力集团的利益在里面，无论如何也不会为了所谓的第一座核电站的称谓坐等秦山核电站，而即便是确实等了，也实在没必要等秦山并网一年多之后才并网，晚一两个月就很够意思了啊。而从另一方面讲，一般常说的核电站投用日期是商运日期，但是秦山一期的商运比大亚湾一号机组又晚了两个月，按照商运日期算，大亚湾就是中国第一座核电站，更不存在等秦山的问题了。秦山核电站多年来的宣传是中国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站。重点是“自行设计、建造和运营管理”，这一说法是毫无争议的，别说大亚湾商运只比秦山早两个月，就算是早两年，也不影响这个说法的准确性。毕竟第二个中国“自行设计、建造”的核电站（秦山二期）发电就是八年之后（2002年）的事情了。
4.3.4 秦山二期CNP600（1996年）
CNP600是秦山二期的反应堆堆型。该堆型1989年完成自主设计的可行性研究报告，1990年4月完成了总体设计，1992年8月完成了初步设计，同年11月13日由中国核工业总公司(CNNC)组织专家审查并通过初步设计。CNP600由核二院负责总体设计，核动力院负责反应堆设计，总设计师叶奇蓁（后因此成为中国工程院院士）。常规岛和秦山一期一样，由华东电力设计院负责。
前文说过，我国核电一开始就是自主研发和引进消化吸收相结合两条路线。最早建设的秦山一期为自主设计，和秦山一期同期建设的大亚湾为技术引进。而CNP600则是这两条路线的第一个交汇点。
CNP600以大亚湾核电站的M310为参考，将堆芯从157盒减少为121盒，一回路由三环路改为两环路。同时在M310的基础上进行了诸多的技术创新和改进，使反应堆固有安全性能、安全系统可靠性和冗余度、防范和缓解严重事故能力等得到全面优化，其部分性能超过了引进的法国M310机组。笔者在读路风教授的《新火》一书时，真切的感受到了路教授对这种说法的反感，路教授认为既然作为CNP600核心技术的121堆芯是我们自己设计出来的，那么种种直接或者间接说CNP600抄袭M310的说法是不能接受的。但从一个核电建设从业者的视角来看，路教授在这一点上显然是护“自主设计”心切了。
坦率的说，CNP600确实是抄袭了M310，而且抄的很彻底，连设计标准都是法国的RCCM。至于121盒堆芯，确实是我们自主设计的，因为我们在秦山一期时用的就是121盒堆芯，唯一的区别就是秦山二期使用的是17×17燃料组件，而秦山一期的燃料组件是15×15，这点变化对于有“196”堆技术传承的核动力院来说，根本算不上什么问题。而且我有理由相信，对于当时同属中核集团旗下的两家设计院来说，核动力院和上海院在121盒堆芯方面肯定是有过诸多的技术甚至人员交流的。所以如果要对CNP600技术换个描述的话，那就是CNP600堆型抄袭了M310的总体设计，但采用了我国自主研发的121盒堆芯，是两者融合而来的，恰如那句很有名的歌词：洋装虽然穿在身，但我心依然是中国“芯”。
至于为什么要抄袭M310，因为我们一开始定的路子就是自主研发和引进消化吸收相结合啊，我们这就开始消化吸收M310了呀。记得一位不具名的牛人曾经说过：只知墨守成规的，未必是庸才；但放着现成的好经验不用，非要一味搞创新的，肯定是蠢材！核二院显然不蠢。M310的原版CPY当时在法国已经建了28座了，已经是非常成熟和先进的经验了，干吗不抄呢？而且我们再看CNP600的设计过程，1989年完成自主设计的可行性研究报告，1990年4月完成了总体设计，那时候大亚湾也就才开工两年多啊（1号机组1987年8月7日开工）。这也能看出当时我们核工业的前辈对于M310技术自主化的渴求是多么的迫切，也足以看出我国核工业在“196”堆和秦山一期的设计建造过程中积累的功底是多么深厚，毕竟，这个事儿如果换上我们南亚的邻居，怕是再有四五个两年也抄不出来。所以在当时的情况下，抄是对的，就应该抄。至于为啥这次抄作业换上了核二院和核动力院，那是因为上海院当时还在全力搞秦山一期。
不好意思，我想起来了，前面那句话其实就是我说的，但我得实事求是的承认我目前还不是个牛人。
不过说到这，可能你突然想到了点啥。你想的没错，我也想到了。是他！是他！就是他！Model212！两环路、121堆芯、60万千瓦，这不是Model212是啥？我们本来是抄M310的，为啥最终整了个中国版的Model212出来！额……其实这一点也不奇怪，二代压水堆里大名鼎鼎的西屋三兄弟，其实大同小异，总体设计是相同的。区别就是堆芯组件数和一回路的环路数。Model3XX系列减掉一个回路，换上121堆芯，就成了Model212；反过来，增加一个回路，换上193堆芯，就成了Model4XX。M310（CPY）的原型本来就是Model312，而且我们秦山一期的设计也借鉴了Model212，一样的两环路，CNP600这次又成了Model212那实在是太正常不过了。同样的事情德国之前也干过，德国的压水堆只引进了Model212、Model312系列，但后来独立发展了自己的四回路Konvoi堆型也就是这个道理。在这件事情上，Konvoi做加法，CNP600做减法，不是中国人比德国人差，而是当年我们的装备制造能力实在是跟不上。葛大爷也说了，步子迈大了，容易扯着X！
秦山二期1996年1号机组开工，2004年2号机组商运。两年之后，可能是这两个机组运行比较靠谱，秦山二期又扩建了两个机组，就是我们常说的秦山二扩，还是CNP600堆型。秦山二期扩建还没结束，采用CNP600堆型的海南昌江一期于2010年（2个机组）开工。CNP600前后一共建了6个机组，足以看出这次作业抄的还是很成功的。而且因为121盒的反应堆堆芯是核动力院自主开发，不同于M310的157盒，所以CNP600和CNP300一样也是有自主知识产权的。
曾任中核集团计划局副总工程师的温鸿钧对CNP600的评价是：秦山二期是我国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的首座大型商用压水堆核电站，是我国“九五”期间唯一自主设计建造的国产化核电项目。它成功地吸收、借鉴了国内外核电设计、建造的先进经验，采用了当今世界上技术成熟、安全可靠的压水堆型，以大亚湾核电站为参考，按照国际标准设计建造并取得了成功……可以说，秦山二期的60万千瓦机组，是我国自主设计的有中国特色的自主品牌。
图4-7a：昌江一期
图4-7b：秦山二期
在秦山二期CNP600自主设计、建造的同时，岭澳一期也同步开工建设。岭澳一期和大亚湾不同，虽然设计工作仍由法方总体负责，但项目管理、建筑安装施工、调试和生产准备都实现了自主化。甚至部分设计也实现了自主化（核二院分包了核岛土建设计）。如果说秦山二期是对引进的法国M310核电技术的消化吸收，掌握核心技术的实战电站。那么岭澳一期则是我国大型商用核电的自主管理建设的全面实战。正是通过秦山二期和岭澳一期两个电站的建设，我国基本掌握了M310机组的核心技术，完全具备了对该堆型的设计改进的能力和对在建设和运行中遇到各种问题的自主处置处理能力。而CNP600的设计建造成功，不仅使我国拥有了60万千瓦级机组的设计能力，也具有了对百万千瓦级机组的设计能力。
4.3.5 M310的国产化型号CPR1000（2004年）
CRP1000堆型是中国广核集团推出的中国改进型百万千瓦级压水堆核电技术方案。它是在引进、消化、吸收M310技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的二代加百万千瓦级压水堆核电技术。CPR1000保持M310堆芯不变，但根据运行经验反馈和法国同类机组批量改造计划，进行了多项技术改进，其中重大改进有15项。CPR1000方案设计定型于2004年，由核二院负责总体设计，核动力院负责堆芯设计，彼时核二院和核动力院通过CNP600的设计过程已经完全掌握了压水堆系列化的设计原则。CPR1000最早应用于岭澳二期（即岭澳核电3、4号机组），截止2020年底，CPR1000一共在我国建了28台机组。在后续的项目中，CRP1000陆续采用了一些列的新技术，使其安全性和经济性得到了持续的提高。CRP1000采用的主要新技术有：
1）采用数字化仪控技术。
2）采用半速汽轮发电机组。原大亚湾与岭澳一期均采用全速汽轮机组，
3） 首炉堆芯即采用18个月换料方案。原来大亚湾与岭澳一期的堆芯换料为12个月，
4）反应堆压力容器设计寿命为60年。
5）采用堆坑注水技术。有利于防止或延迟RPV熔穿；防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿等。
6）主回路应用LBB设计理念。
国家能源局官网2011年08月02日发布的《国际核能发电历史沿革》一文对CPR1000的评价是： CPR1000是目前国内安全可靠性、成熟性、经济性等各方面有一定竞争力的核电技术方案。是我国可以在“十一五”和“十二五”期间进行建设的百万千瓦级“二代加”改进核电技术方案。
图4-8：岭澳核电（近处的两个机组是二期，厂房上有CPR1000示范工程字样，这也可以说明一期就是M310）
CPR1000是我国建设最多的核电堆型，截止2020年底，CPR1000一共在我国建了28台机组。如果把大亚湾（岭澳）的4台M310、秦山二期和昌江一期的6台CNP600、台湾核能三厂的2台Model312加上的话，此类堆型截止2020年底在我国境内一共建了整整40座！！！
在我国建设的28台CPR1000机组中，中广核20台，中核集团8台，只不过因为CPR1000的产权属于中广核，所以中核集团的8台机组都叫M310改进型技术，但其实质上就是中核版本的CPR1000。有些报道把岭澳一期的堆型也标记为CPR1000，这是不对的，因为岭澳一期仍是法方设计，而且电功率和CPR1000也差了10万千瓦，所以岭澳一期的堆型肯定不是CPR1000，只能是M310。
因为CPR1000和M310的堆芯设计一样，所以CPR1000没有自主知识产权。
4.3.6 CNP1000（2004年）、CP1000（2010）和ACP1000（2013）
把这三个型号放在一起介绍，是因为这三个型号前后之间有承继联系，渊源颇深。而且因为种种原因，这三个堆型最终都没有落地，没有建设哪怕一台机组，堪称难兄难弟。
按照时间顺序，先说CNP1000。关于CNP1000的介绍有很多，但各种资料之间又不太一致，笔者认为南华大学官网发布的《CNP1000——中国核电骄傲的名字》一文对CNP1000堆型的介绍应该是比较准确的。该文章部分节选内容如下：
2003年，中国核工业集团公司为配合核电技术引进，决定重新启动CNP1000型核电站的研制工作，并将它作为核电国产化的标准堆型。CNP1000初步设计工作于去年（2003年）8月份正式重新启动。这个任务下达到核动力院、核工业第二研究设计院与上海核工程设计研究院这三家科研设计单位。三家设计院的领导都非常重视这项工作，院长亲自挂帅，有效地保证了设计工作的顺利进展。这项工作历时1年多，在今年（2004年）9月份完成了CNP1000项目指导书的任务目标，达到了初步设计深度要求。
2004年10月，中核集团公司核电部组织了主要来自核工业第二研究设计院的30余位专家对CNP1000的设计方案进行了为期3周的初步设计审查。11月4日，CNP1000顺利通过了审查。
CNP1000型核电站使中国百万千瓦级核电站的设计寿期从目前的40年延长到60年，核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月，机组可利用率将从目前的75%左右提高到87%，上网电价可控制在5美分/千瓦时以下。专家组评定：该设计是完整的、符合要求的，无论是性能上、经济上、安全上都比祖国大陆现在运行的核电站水平高，达到了国际上第二代改进的水平。
根据目前集团公司所定的核电发展自主开发与对外引进并重的思路，发展CNP1000技术和引进国外先进的第三代技术都将为核电大发展提供强有力的支持。但考虑到第三代核电站的引进建成大概在2012年～2013年左右，在这段时间之前，我国必须还要自主建设一批有竞争力的核电项目。这就为CNP1000的发展提供了市场空间。可以说，配合三代技术的引进情况，CNP1000将适时地有一个批量化的建设阶段。
这几段文字其实隐含了很多信息。首先，“2003年决定重启CNP1000的研制”说明该堆型的研制工作在2003年之前就启动了。CNP1000最早的研发开始于1997年前后，也就是秦山二期的CNP600刚刚设计完成，和中广核委托核二院和核动力院设计CPR1000基本在同一时间，这段时间CNP1000的研发是核动力院和核二院负责的，但中核集团层面不知道出于什么考虑，2002年宣布将其下马了。其次是“任务下达到核动力院、核工业第二研究设计院与上海核工程设计研究院这三家科研设计单位”这句话，实际上这次重启后的研发工作就是以上海院为主导的，上海院负责总体设计，总设计师是上海院院史上四位勘察设计大师之一耿其瑞。路风教授在《新火》提到这件事的时候是这样描述的“CNP1000的研发工作最早本由核二院和核动力院负责，后来不知何故停掉了，重启之后又改由上海院主导”。关于最早的研发一度暂停的原因不得而知，但是重启之后为何交到上海院我们可以做个推测。前面说过，上海院自秦山一期至2017年，一直在负责国内和巴基斯坦的CNP300的设计工作，但如果仔细看看表4-4，就会发现自2000年6月恰希玛核电C1机组商运到2005年C2机组开工，中间有四年多的空档期，而该时期国内中核旗下的核电项目都是核二院和核动力院在负责。作为一个核电设计单位，四年多没有什么业务，日子过的可想而知，因此重启之后的研发放到上海院主导或许不难理解了，毕竟当时上海院仍是中核集团下属的设计院。
而该文章对于此时的CNP1000技术特点的描述也很值得注意了，文中对于CNP1000只有换料周期改为18个月，设计寿命改为60年两项描述，并未提及后来大名鼎鼎的“177堆芯”，可见此时完成研发的CNP1000至少在堆芯技术方面相对于M310或者CPR1000是没什么本质区别的，也就是说没有自主知识产权，说白了其实就是中核版的CPR1000。中核集团在2003年重启CNP1000研发的原因，也并非文章开头“配合核电技术引进”的笼统说法，而是隐含在“考虑到第三代核电站（此处指的是引进AP1000技术的三门一期和海阳一期）的引进建成大概在2012年～2013年左右，在这段时间之前，我国必须还要自主建设一批有竞争力的核电项目。这就为CNP1000的发展提供了市场空间”这段话里面，也就是说，当时CNP1000的研发重启就是为了在2013年之前的几年时间内，尽可能多的用这一堆型来多争取一些核电项目。但CNP1000这个堆型最终也没有落地，中核集团在2004年之后开工的核电项目有四种堆型，即CNP600，M310改进型、VVER-1000和AP1000。四种堆型里面，CNP600算是自有技术，VVER-1000和AP1000都属于引进堆型。而M310改进型前面说过，其实就是中核版的CPR1000，甚至我们可以大胆猜测，2004年定型的CNP1000如果落地的话，对应的就是这个所谓的M310改进型。之所以没有把CNP1000这个型号给M310改进型，我猜测可能实在是拿不出手吧，中核集团一直是我国核电自主路线的执行者，前面的CNP300、CNP600都是有自主知识产权的堆型，而且CNP1000立项之初就是要开发自有知识产权的百万千瓦级核电堆型的，而到最后弄出来一个中核版CPR1000，着实不好给祖国人民交代。因此中核集团后面自主设计建设的百万千瓦级堆型都被冠以“M310改进型”之名了。
图4-9a：采用M310改进型技术的福清1、2号机组
图4-9b：采用CPR1000技术的阳江5、6号机组
而中核M310改进型和广核CPR1000的区别，原国家发改委副主任、国家能源局局长张国宝在2013年底接受《南方能源观察》记者韩舒淋的专访时说过这么一段话：……福清可能要延误工期一到两年，我到现场看过，怎么会推迟呢？主要是主泵和控制系统的国外供应商拖期。因为业主是中核，不是中广核，在某些问题上，他（中核）有自己的主意。中核在两个最主要的部件（DCS控制系统和主泵）用了和中广核不一样的技术和供应商。中广核用的都是西门子的DCS控制系统，而福清用的是美国Invensys公司的……另一个是主泵，中广核用的都是法国热蒙产品，热蒙在中国有合资厂。但是中核用的是奥地利的安德里茨技术……”。从这段访谈内容看，说中核的M310改进型（2004年研发完成的CNP1000）就是中核版的CPR1000是没什么问题的。
在说CP1000之前，必须先提一下另一件事。2006年11月，中央高层在经过专门会议讨论通过了引进西屋的AP1000核电技术方案的决定，同时会议决定成立国家核电技术公司，作为引进吸收AP1000技术的主体和中国自主化发展第三代核电技术的主体。为充实其技术研发力量，会议还决定将原属中核集团公司的上海核动力研究设计院整建制划入国家核电技术公司。
在上海院划归新成立的国核技之后，CNP1000的研发工作又转到了核二院和核动力院。2007年4月至2010年2月，核二院和核动力院在前期CNP1000研发工作的基础上，进一步确定“177堆芯”、“单堆布置”、“双层安全壳”等三大改进为代表的22项重要改进，同时开展概率安全分析、重大设计方案研究及初步设计、初步安全分析报告编制，型号更名为CP1000。在三大改进中，“177堆芯”是最重要的，因为这个堆芯布置方案明显区别于M310，是核动力院自主研发的，CP1000也因此拥有了自主知识产权。
2010年4月29日，CP1000技术通过了国内42名核电顶级专家评审。专家评审组组长、中国工程院院士叶奇蓁说：“这意味着我国百万千瓦核电技术具备了出口条件”。
2011年3月福岛核事故发生前，中核集团已完成了CP1000示范工程福清5、6号初步设计。据说，报告初步安全分析报告（PSAR）已提交国家核安全局，并召开了第一轮评审对话会，原计划2011年12月开工建设，但一切都由于福岛核事故而无奈暂停。
ACP1000是基于CP1000研发的，其研发其实早在2010年就已经开始。2010年2月定型的CP1000虽然有了自主知识产权，但其安全性能不满足URD和EUR的要求，所以仍然是一个二代加堆型。ACP1000堆型的研发的重点就是在CP1000的基础上提高安全性，最终完成自有知识产权的第三代核电堆型的研发。
ACP1000在随后的研发过程中，除了针对福岛核事故的经验和教训，全面平衡贯彻纵深防御的设计原则，设置完善的严重事故预防和缓解措施。还充分借鉴了国内已引进的三代核电堆型（EPR、VVER、AP1000）的部分先进设计理念，引入了能动和非能动相结合的安全设计理念，主要包括：采用能动与非能动相结合的蒸汽发生器二次侧余热导出、能动与非能动相结合的安全壳热量导出、能动与非能动相结合的堆芯熔融物冷却等。使ACP1000堆型的安全性有了极大的提高。
2012年12月，ACP1000完成并提交示范工程（福清5、6号机组）的初步安全分析报告（PSAR），2013年3月，完成初步设计，并开展施工图设计，计划2013年底开工。
2013年04月19日ACP1000在北京通过了国家核行业权威鉴定。专家一致认为，ACP1000的技术和安全指标达到了国际上三代核电机组的同等水平，设计、建造能够完全实现自主化。
因为具有完整的知识产权，ACP1000在2013年甚至已经获得了出口合同（阿根廷，巴基斯坦K2、K3）。不过ACP1000最终还是没能落地，因为后面故事的主角，换成了华龙一号（HPR1000）。
4.3.7 ACPR1000/1000+（2012年）
百度词条对ACPR1000的描述是：ACPR1000是中广核集团在推进CPR1000核电技术标准化、系列化、规模化建设的同时，坚持自主创新，对照国际最新安全标准，借鉴国际核电领域的最新经验反馈，研发出的拥有自主知识产权的百万千瓦级三代核电技术。
而ACPR1000和ACPR1000+基本上就是同一个技术方案。笔者下这个结论基于两点，第一是两者完成研发的时间，中广核最早公开ACPR1000是在2011年11月6日开幕的第十三届中国国际高新技术成果交易会上，而公开ACPR1000+方案是在2012年9月16日至21日于奥地利维也纳国际中心举行的国际原子能机构（IAEA）56届大会核工展上，前后仅相差十个月时间，想必不会有原则性的改动。其次是两者的技术参数，在所有公开的报道及其它相关资料中，两者相对CPR1000的主要创新都是以下十项：
1）使用14英尺燃料组件的先进堆芯；
2） 实行单堆布置；
3） 采用全数字化仪控系统；
4）具有满足实体隔离要求的三系列安全系统配置；
5）拥有大自由容积的双层安全壳；
6）拥有大自由容积的内置换料水箱；
7）配置多样化驱动的停堆系统；
8）提高安全停堆地震等级（0.3g）；
9）增设超设计基准事故的应急供电、供水系统；
10）采用离堆废物处理系统等。
在ACPR1000/1000+的十项主要创新中，核心的创新三项，即“14英尺燃料组件”、“单堆布置”、“双层安全壳”。其中最主要的是“14英尺燃料组件”，这是ACPR1000/1000+明显区别于CPR1000和M310的地方，因为CPR1000和M310脱胎于Model312堆型，是12英尺燃料组件，而ACPR1000/1000+在堆芯设计上变成跟Model314一样了。虽然仍旧是157个组件，但跟M310确实是不一样了，想必这也正是中广核说这两个堆型拥有自主知识产权的底气所在。
说到这里大家可能会有点疑问，那就是中广核的CPR1000方案是2005年之前委托核二院和核动力院设计，其后中广核对该方案的修改多集中在外围系统，堆芯一直沿用了M310的157盒12英尺燃料组件。为何在ACPR1000/1000+设计时就敢对堆芯设计进行改动并取得了自主知识产权了呢，中广核的反应堆堆芯的研发技术是如何一步步变强的呢？这就要说到中核和中广核两大集团之间的一次人员流动了。
前国家能源局副局长张国宝在2013年底接受《南方能源观察》专访时，针对记者韩舒淋所问的对各大发电集团（华能、国电等）想进入核电领域的看法时，张国宝说：“如果他们能够做到外国投资人那种理念，我觉得没有障碍。投资者就是投资者，只要有收益回报就行，不一定什么都要管。我们中国人的理念就不一样，要搞核电，就一定要成立一个核电部，要从别人那挖人，都得我说了算，什么事都是我定，如果是这么一种概念，就不宜大家都来搞。只要允许他搞核电，他就给你整出一个庞大的核电队伍来，到处去挖人家的人才。已经为人才这事打了好几次官司了，中广核现在的总工就是从中核挖过来的，一直打官司打到国资委去了。”
张国宝所说的这个中核和中广核一直打到国资委的官司，就是对中国核电技术版图造成很大影响的“赵华出走事件”。
赵华，曾任核动力院院长，博士生导师。1998年荣获核工业集团公司“有突出贡献的中青年专家”称号；2004年被国防科工委批准为“511人才工程”高级管理人才。2008年底离开核动力院，2009年担任中国广东核电集团总工程师。
网上一篇题为《中国核电：没有发动机的狂奔》（署名：戴民）的文章对该事件的描述为：
与“老板”中核集团的战略针锋相对的是，核动力院则一直在考虑组建专业化公司。早在2005年，时任核动力院院长的赵华就批准过一项与组建NSSS（核蒸汽供应系统）公司有关的课题。同年，核动力院成立了NSSS公司筹备组，并曾和法国法玛通公司谈判建立由自己绝对控股的合资公司。但在核动力院组织的代表团准备赴法国签约前夕，这个行动却被中核集团叫停。赵华曾对集团总部高管表示，“下面（核动力院）的人也要吃饭，也要市场。”可能也正是因为这样出位的想法，他在2008年9月因“工作需要”被调至海南核电公司任董事长。长期从事研究工作的他兴趣显然不在于此。此后不久，赵华即移师中广核，担任总工程师一职，核动力院至少五六十名科研骨干也追随而至。
至此，中国核电始于“196”核潜艇陆上模式堆，传承于核动力院和上海院的核动力研发技术积累，再次开支散叶，分出了中广核这一系。或许这也正是中广核能独立研发出14英尺堆芯，ACPR1000/1000+的研发能早于ACP1000完成的原因吧。
2012年11月22日，中国核能行业协会在深圳组织召开了中广核集团ACPR1000+技术方案评审会，中国核能行业协会副理事长赵成昆主持评审会。经过评审，专家组对ACPR1000+型号研发工作表示肯定，认为ACPR1000+技术方案是中广核集团在二十多年引进、消化、吸收国际压水堆核电技术（M310）的基础上实现自主创新的重要成果，总体水平达到了三代核电技术水平，可以作为我国后续核电发展的技术选择之一，为我国核电“走出去”战略提供了有效技术支撑。
而ACPR1000方案评审的记录未见于公开报道。
其实依照笔者个人观点来看，ACPR1000/1000+堆型的自主知识产权可能是存在一点问题的，因为虽然157盒14英尺燃料组件方案和M310的157盒12英尺燃料组件方案有区别，但毕竟仍属一个系列，而法国人在157盒12英尺燃料组件方案是有技术授权的，所以ACPR1000/1000+堆型是否能最终取得知识产权可能还需要法方的认可。这或许也是中广核在对外的核电项目上都要拉上法国人的原因吧。不过伴随着后续华龙一号的落地，这个问题也就不存在了。
在目前中国在建和在运的机组中，阳江5、6号机组和红沿河5、6号四台机组在某些报道中显示的是ACPR1000堆型，但从阳江和红沿河核电站的航拍图来看（见图4-10），其5、6号机组明显是双堆布置，和前四个CPR1000机组并无区别，并非ACPR1000/1000+技术的单堆布置。所以，ACPR1000/1000+堆型实质上和ACP1000一样，并没有落地。
图4-10a：阳江核电站（最远处两台为5、6号机组）
图4-10b：建设中的红沿河核电站5、6号机组
4.3.8 华龙一号—HPR1000（2014年）
华龙一号是一只“强扭的瓜”！
前面已经说过，中广核在2012年完成了ACPR1000+技术的研发，希望能够在广西防城港核电站二期3、4号机组上完成首堆示范。而中核集团则在2013年完成了ACP1000技术的研发，同样希望能在福清5、6号机组完成首堆示范。两家都说自己的技术满足第三代核电标准的要求，且拥有自主知识产权。而且为了顺利拿到国内首堆的审批，两家也都对外表示自己的技术目的是用于对外出口，在国内只进行示范建设，增强客户信心，不影响国家引进AP1000技术的既定路线。
不过令两大集团失望的是，对于两家各自三代核电技术落地项目的申请，国家能源局都没有批准。
长期以来，中国核电技术路线的不统一，早已被广为诟病。随着我国核电装机容量的增加，自主核电技术基础的薄弱，研发力量分散的劣势开始显现，核电实现出口被不少业内人士认为是遥遥无期。
早在1999年，当时的国家计划委员会就提议两家集团联合研发自主知识产权的技术。但最终没有实现，尔后逐渐演变为后续技术路线混乱的局面。
2013年3月18日，吴新雄出任国家能源局局长。上任一个月后，他就提出了将中核ACP1000和中广核ACPR1000+技术进行融合的设想。国家能源局希望借此次融合促进我国三代自主核电技术的标准化生产，结束混乱的核电局面，在资源上减少浪费。
2013年4月25日，中国国家能源局主持召开了自主创新三代核电技术合作协调会，中广核和中核同意在前期两集团分别研发的ACPR1000+和ACP1000的基础上，联合开发“华龙一号”。其实对于“华龙一号”技术融合这一提议，当时遭到了两家集团的抵触，但国家能源局的态度很明确——不融合就不批准项目，不得已两家公司才选择合作。所以说，华龙一号从一开始就是一只彻彻底底的“强扭的瓜”。
后续商讨融合方案的进程也并不顺利。虽然两者的总体设计都基于M310堆型发展而来，但两种技术的堆芯、汽轮机、专设安全系统等多种技术指标存在较大差异。以何种方式合作，融合后的各项技术指标分别采用谁家的技术，成为双方各自争论的焦点。为此，中核和中广核成立了专门的技术团队，从2013年4月份到12月份，集中讨论了8个问题，开了8个技术讨论会，最后达成了一个折中的方案。
按照中核和中广核最终达成的协议，华龙一号的堆芯选用中核集团ACP1000技术的177堆芯，核燃料采用中核集团开发的CF自主品牌，单堆布置，双层安全壳。而在专设安全系统上可以由客户根据自身需求，自主选择配置中广核的3系列（即三套非能动安全装置）还是中核的2加1系列（即2套能动安全装置加一套非能动安全装置）。
2014年8月22日，“华龙一号”总体技术方案通过国家能源局和国家核安全局联合组织的专家评审。专家组一致认为，“华龙一号”成熟性、安全性和经济性满足三代核电技术要求，设计技术、设备制造和运行维护技术等领域的核心技术具有自主知识产权，是目前国内可以自主出口的核电机型，建议尽快启动示范工程。为此，两集团签署《关于自主三代百万千瓦核电技术“华龙一号”技术融合的协议》。
2014年11月，国家能源局同意福建福清5、6号机组工程调整为“华龙一号”技术方案，这意味着“华龙一号”终于迎来了“路条”。
2014年12月，国家能源局对广西自治区发改委、中国广核集团公司的请示报告发出复函，同意广西防城港核电二期工程（3、4号机组）按2台机组论证，采用“华龙一号”技术方案。
2015年5月7日，中核版华龙一号首堆福清5号机组开工。
2015年12月24日，中广核版华龙一号防城港3号机组开工。
福清5号机组自开工后顺利推进，经过五年多（65个月）的建设，于2020年10月21日首次临界，2020年11月27日首次并网，2021年1月30日投入商运。而防城港3号机组因2018年被爆出内层安全壳钢衬里工程焊接和无损检验造假，被停工长达一年多，中广核也就此彻底失去了和中核竞争华龙一号首堆的机会。
图4-11：福清核电站（近处两个机组为采用中核版华龙一号技术的5、6号机组）
2020年11月13日，国家能源局官网发文通报，我国自主知识产权三代核电技术“华龙一号”，已通过欧洲用户要求符合性评估，获得了EUR认证证书。
至此，华龙一号（HPR1000）这一中国自主创新，拥有完全自主知识产权，在走出去方面完全不会受制于人的第三代核电技术品牌，获得了世界的认可，我国核电的设计、研发水平跻身国际第一阵营。
截止2020年底，华龙一号在运、在建、待建机组共14个，分别是：
福清核电站5、6号机组（中核）；
昌江核电站3、4号机组（华能）；
漳州核电站1、2号机组（中核）；
巴基斯坦卡拉奇核电站K2、K3机组（中核，K1为加拿大1966年帮助建设的重水堆）；
防城港核电站3、4号机组（中广核）；
惠州太平岭核电站1、2号机组（中广核）；
苍南三澳核电站1、2号机组（中广核）。
强扭的瓜也很甜！
不过，华龙一号成功的光环下，也为中核和中广核集团留下了一些后遗症。
按照两大集团最终达成的华龙一号技术融合协议，融合后的华龙一号最主要的技术特点就是“177堆型”、“单堆布置”和“双层安全壳”。这和中核集团的ACP1000甚至CP1000没有本质的区别，其实在中核集团内部华龙一号就是ACP1000（见图4-12）。从这方面来说，中广核实际上做了较大的让步，因为他最终放弃了自己的157堆芯，而堆芯组件恰恰是决定一个核电堆型的重要参数指标。所以在专设安全系统方面中广核坚持自己的3系列（即三套非能动安全装置）配置也是可以理解的，毕竟如果不坚持这个的话，那整个华龙一号和中广核其实也就没啥关系了。
图4-12：福清5、6号机组华龙一号纪念币（注意下部的字母是ACP1000）
不过实事求是的说，中广核的3系列（即三套非能动安全装置）和中核的2加1系列（即2套能动安全装置加一套非能动安全装置）孰优孰劣，确实很难定论，对于两家集团在这方面的分歧甚至进行过专家评议。
2016年7月21日到22日，华龙一号技术融合高级专家审评会在北京召开。会上针对中核、广核目前融合技术方案存在的分歧通过独立专家评议的方式解决，对双方方案进行打分投票。中核官方在2016年8月3号下午发布消息披露了投票结果的细节，中核方案获得14票支持，中广核方案获得3票支持，另有3票持中立态度。
投票胜出之后，中核集团在官方发布的消息中如此评价双方的安全系统设计：“二列能动+非能动”安全系统配置针对“福岛核事故”经验反馈，采用多重冗余和多样化设计，体现了先进的安全理念，与“三列能动”安全系统设计相比，在很好的平衡经济性与安全性的同时，还可以抵御类似“福岛核事故”的超设计基准事故。“三列能动”安全系统设计不仅降低了经济性，而且缺乏应对类似“福岛核事故”情况的有效措施。在专设安全系统之争中，中核集团官方发布的消息中公开评价双方技术优劣，应该说非常罕见。
不过也有反对意见认为，国际主流三代压水堆技术中，安全系列数均不少于环路数，而中核福清5、6号机组安全系列配置比环路数少一个；且安全系列采用母管交叉连接的方式，该技术在二代核电技术中普遍采用，但美国核电用户要求文件（URD）明确规定不允许该连接方式；另外，非能动设计主要针对超设计基准事故的缓解，并不能代替能动安全系列。
截止2020年底，投票结果出来三年多之后，这一分歧仍没有消除，华龙一号仍然是堆芯一致，专设安全系统各表的状况。不过在笔者看来，这其实也没啥大不了的，只要能满足安全标准的要求，业主方也愿意选择，没必要追求完全一致。而且这种情况也非孤例，前文也说过，VVER1200的V-491和V-392 M两个方案也是类似的情况。
中核和中广核在华龙一号融合方面最大的差异，是设计标准的选用，这一点从未见于媒体报道，但却是非常要命的。以笔者自己对两种方案的接触和了解，中核版华龙一号的设计标准是我国能源行业自2010年开始陆续发布的NB/T标准，而中广核版的华龙一号使用的还是法国核电的RCCM标准，只是版本由CPR1000的RCCM2002换成了RCCM2007。NB/T系列自2010年开始，陆续发布了一千多份适用于核电的标准，涵盖了选址、设计、建造、采购、运行、事故处理等方方面面，虽不敢说比RCCM先进完善，但起码中核可以用，不至于中广核就用不了。更何况其中相当一部分标准中广核也参与了起草，但中广核在自己版本的华龙一号设计中就偏偏弃之不用。中国最新的自主知识产权第三代核电堆型，设计标准全部使用了法国人的RCCM，此种做法确实有点让人费解。
技术标准的差异不利于华龙一号堆型相关的设计、建造、制造、运行等领域的人才培养和流通，也给相应的监督、监管带来诸多挑战。这恐怕才是两个版本的华龙一号后续真正需要消除的差异。
不过白璧微瑕，无论是否做到了真正的融合，华龙一号都是我国无可争议的第一个拥有完全自主知识产权的第三代压水堆堆型，是我国核电几十年来坚持自主研发和消化吸收先进技术所形成的重大标志性成果，也必将是我国未来自行建设和出口的主力第三代核电技术方案之一，是当之无愧的“大国重器”和“国家名片”。
最后再说一说“177堆芯”，因为这是华龙一号技术的灵魂。
“177堆芯”方案早在1997年就被提出了，彼时，我国自行设计、建造和运行管理的第一座30万千瓦压水堆核电站秦山一期才投入运营没多久，秦山二期的设计工作刚刚完成，主体工程正在建设。
1997年的一个午后，在原909基地一栋两层办公楼里，时任中国核动力研究设计院副院长的张森如，召集了二十几名各专业骨干科研人员对中国自主百万千瓦级核电方案的主要技术参数进行研讨，这次会开了两天。在这次会上，对于反应堆方案的设计，大家提出了两种方案，一种是将M310采用的“157堆芯”扩充为“177堆芯”，也就是将燃料组件扩展到177组；另外一种是燃料组件维持157组不变，把燃料棒从12英尺加长到14英尺（这个方案后来被中广核ACPR1000/1000+采用了）。最终，在评估了经济效益与技术水平后，前者被采纳了。
但是，“拿来用，可以。拿来改，太难了”。“拿来用”指的是之前引进的法国M310的“157堆芯”技术，“拿来改”是指“177堆芯”的燃料管理系统最初研发时参考了M310的“157堆芯”进行设计，但设计出来的结果却不满足基本的物理要求。尤其是组件燃耗和堆芯燃耗两组数据存在明显不一致。
受限于当年的科研条件，为了找出原因，核动力院的设计团队采用了笨办法——用当时的点阵打印机将海量的反应堆堆芯计算文件统统打印出来逐项人工排查，打印出来的数据堆满了整间屋子。经过巨大的人力和时间投入，最后才发现关键的反应堆堆芯反射层数据以二进制的形式被隐藏在了数据库里，根本看不见。缺少了这部分数据，从“157堆芯”到“177堆芯”的路，多了很多坎坷。核动力院只能从源头出发，按照反应堆堆芯反射层的几何特征重新设计数据，不过也正是通过解决堆芯反射层的计算问题从而攻克了“177堆芯”建模难题。
而正是“177堆芯”的研发成功，确保了CP1000、ACP1000及华龙一号（HPR）堆型无可争议的自主知识产权。这也是70国庆大阅兵时，从天安门广场经过的四川彩车上会出现“华龙一号”四个大字的原因，因为“177堆芯”技术的研发单位核动力院，就在四川成都。
最后再多说一点，很多媒体在宣传华龙一号时，都对“177堆芯”技术不吝溢美之词，甚至连“世界上独一无二”、“连美国都比不上”之类的说法都出来了。对此，笔者在这里要很遗憾的纠正一下。虽然“177堆芯”确实是核动力院独立自主研发出来的，拥有无可争议的自主知识产权，但它也确实不是世界上独一无二的。目前可以查到的资料显示，在第二代压水堆堆型中，美国燃烧工程公司（CE）的100万千瓦System80堆型和美国巴威公司（巴布科克和威尔科克斯公司）为三里岛设计的核电堆型（具体型号未查到），反应堆堆芯采用的都是177盒12英尺燃料组件。在这一点上，我们不要妄自菲薄，但也切勿妄自尊大。