中国核电发展战略研究

叶奇蓁

（中国核工业集团公司，北京 100822）

中国核电发展战略研究

叶奇蓁

（中国核工业集团公司，北京 100822）

1 核能在中国能源可持续发展中的地位

1.1 中国能源资源状况分析

中国能源资源有3个基本特点。能源资源品种丰富，但人均占有量较少，在已探明储量中煤炭占世界人均的56%、石油占11%，天然气占4.6%。能源资源结构不尽合理，煤炭、水能相对丰富，而优质化石能源（石油）相对不足。能源资源分布与生产力布局不平衡，经济发达地区在东南沿海，而水力资源在西部和西南部，煤炭主要在北方。

目前，我国能源发展面临4个基本问题。即经济社会发展中的能源供需总量平衡问题。长期以煤为主的能源结构，造成的环境、生态问题。西气东运、北煤南运、西电东输的能源输运问题，我国煤炭运输占铁路运量的40%，占沿海和长江中下游水运1/3。对国外资源依存的能源供应安全问题。

核电的基本特性决定了在应对能源挑战中有能力发挥无可替代的重要作用。核电不排放SO2等污染物和温室气体CO2，对环境后果实行严格管理，因此属于清洁能源。而核电的安全可靠性正在不断提高。核电对煤电具有较强经济竞争力和替代能力，目前二代改进型核电站的电价大都与当地的标杆电价相当。核电燃料运输量小。因此，我国在现阶段发展核电是调整能源布局的有效途径。

1.2 中国核能发展的技术路线

我国核能发展的技术路线是走热堆、快堆、聚变堆三步发展的道路。在近期发展已经成熟的热中子堆核电站，满足当前和近期核电发展的需要。第二步发展快中子增殖堆核电站及配套的核燃料循环体系，充分利用铀资源，实现裂变核能的可持续发展。第三步发展核聚变堆核电站，有望最终解决人类的能源供应问题。

目前，在热堆核电发展阶段，逐步实现由二代向三代过渡。在2020年以前，适度发展我国已经掌握技术的二代改进型压水堆核电站。抓紧引进三代核电技术的消化吸收再创新，掌握技术、实现自主化，尽快实现三代核电的批量化建设。

1.3 核电产业发展的目标

根据有关研究部门的预测，2020年我国电力总装机将达到15亿kW，核电总装机容量将达到7000万kW，核电容量占总容量的4.6%，占总发电量的7.0%左右。考虑能源结构调整的要求，2030年我国总发电装机容量将达到20亿kW，核电总装机容量将达到2亿kW，核电装机容量占10%，占总发电量的15%。2050年我国将进入中等发达国家行列，以人均1.56kW计算，总发电装机容量将达到25亿kW，核电总装机容量将达到4亿kW，核电占总装容量的16%，占总发电量的22%。

2 中国核电已形成规模化批量化发展格局

我国大陆投入商运的核电机组共有11台，总装机容量为910万kW，机组负荷因子达85%～92%，各项运行指标均高于世界平均水准，处于世界中上等水平以上。在全球441座核电站中，大多进入前50～60名。即将建成的岭澳二期核电站和秦山核电二期扩建均进展良好，预期在2010—2011年将陆续投产发电。目前已有22台二代改进型压水堆核电站取得了路条，并已有7台机组浇灌了第一罐混凝土。主设备已实现了批量采购，有的制造厂已签订了数台或十余台长周期设备。而核电站设计的标准化规范化工作也正在积极进行当中。

当前我国二代改进型压水堆核电站已具备系列化规模化发展的有利条件。二代改进型压水堆属于成熟的堆型，设计经过验证，自主化程度较高。有相当丰富的自主建设和自主运行经验，平均建设周期小于5a。设备国产化率超过70%，除主循环泵（目前已有3家制造厂在研制）外，主要的核电设备已具备坚实的国产化基础。我国已建成的核电站的运行经验表明，核电站的运行是安全的，没有温室气体和有害气体排放，放射性废物的排放远低于国家标准。

2.1 二代改进型压水堆核电站自主化能力分析

二代改进型压水堆核电站随着技术的发展和运行经验的反馈，逐步引入新的成熟技术，使核电站的安全性得到进一步的提高。新设计建设的二代改进型压水堆降低了堆芯功率密度，使热工安全余量大于15%；加大稳压器容量，增加了核电站运行的稳定性；增设附加应急柴油发电机系统，提高了供电的可靠性；增设安全壳过滤卸压排放系统，防止安全壳超压失效，并防止放射性外泄；应用概率安全分析技术以及风险管理技术，防止核电站出现严重事故；引入严重事故预防和缓解措施：如非能动氢复合系统防止氢爆、稳压器卸压排放系统防止高压熔堆、田湾核电站还设计了堆芯捕集器用以在堆芯熔融时防止熔融物熔穿透安全壳底板；广泛采用数字化仪控技术和先进控制室，改善了人机界面；汽轮发电机采用半速机组，提高了出力和热效。

二代改进型压水堆核电站在自主设计能力方面，形成了专业配套、结构合理的研究设计队伍。

在项目管理能力方面，按国际通用项目管理模式管理，已基本与国际接轨。

在设备制造能力方面，3大集团都将基本具备每年提供2～3台百万千瓦级机组设备的能力。3大重机厂大型铸锻件工艺装备生产能力见表1。表2为我国重点核电装备制造企业生产能力预测。

表13 大重机厂大型铸锻件工艺装备生产能力

表2 核电主要设备2012年预计生产能力

在建设安装能力方面，已经具有4个项目8台机组的建设实践。

在营运管理能力方面，根据世界核电运行者协会WANO的9项性能指标，3项进入前1/4的先进行列，有5项超过中值水平，只有1项略低于中值水平。

在安全监管能力方面，建立了与国际接轨的核安全管理和监督的法规制度，具备了全过程全方位监督管理的能力。

2.2 大力堆进内陆核电建设

国际上大部分核电站建设在内陆。法国有65.1%的核电站建设在内陆，美国亦有75.7%的核电站建设在内陆。有些内陆国家，比如瑞士，5座核电站都在内陆的江河边上，5座核电站总发电功率为3220MW，占总发电量的37%，其他将近60%的发电量由水电提供。因此，国外其他国家的经验表明，在内陆建核电站是完全可行的。

我国内陆地区经济有了很大发展，电网容量亦有很大发展，但部分省份同样存在缺乏煤炭和水力资源。2009年初南方各省发生了大面积、长时间的雪灾，造成了广大地区长时间的断电，带来了严重的后果。因此，仅依靠远距离输电和长途运煤是难以保障用电安全的。这样，除提高电网的抗灾害能力，建设紧急情况下不依赖燃料运输的核电站是很有必要的。

从安全和环保要求看，内陆核电站和沿海核电站没有本质的差别。目前成熟的核电站设计和建造技术完全可用到内陆核电。内陆江河流量多半不够大，可采用冷却塔闭式循环带走余热，以减轻温排水对环境的影响。目前，百万千瓦级核电站一机一塔要求塔高200m，淋水面积16000m2，我国已能设计160m，12000m2冷却塔，正在开展超大型冷却塔的设计。因此按照核电规范选择的厂址是能够保证核电站的安全的。

2.2.1 放射性液态流出物的排放控制

内陆厂址与沿海厂址相比，液态流出物中要考虑放射性物质到达人体的途径及饮用水和灌溉等途径。目前，我国江河、湖泊污染事件屡有发生，国家主管部门和公众对于河流的排放控制均持高度关注和审慎的态度。核电厂环境辐射防护规定液态流出物排放的放射性总量每年≤200GBq（不包括氚），URD文件中对先进压水堆核电站规定每年≤1.85GBq（不包括氚），EUR文件中对先进压水堆核电站规定每年≤10GBq（不包括氚）。从秦山二期2002—2006年统计的数据，年液态流出物排放的放射性总量为2～5GBq。因此，目前设计的液态流出物处理系统完全能满足国标要求，而实际运行水平远低于国标要求，并与先进压水堆核电站的要求相当。

2.2.2 液态放射性流出物排放浓度控制

我国的 《生活饮用水卫生标准》（GB57492006）中规定总β放射性小于1Bq/L。《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249）提出核动力厂排放口下游1km处受纳水体中总β放射性浓度不得超过1Bq/L，这就是要求在排放口下1km处满足生活饮用水标准。GB－14587—修订版的征求意见稿，提出了100Bq/L的排放罐出口浓度控制值。因此，经过适当的稀释，核电厂液态放射性流出物排放浓度就可达到天然放射性本底水平。

内陆核电站由于采用冷却塔闭式循环带走余热，没有循环冷却水对放射性废液的稀释。滨海压水堆核电站液态流出物排放的内部实际控制值为≤1000～2000Bq/L（不包括氚），经循环冷却水对放射性废液的稀释1000倍后，其浓度已相当低，一般≤1Bq/L。俄罗斯滨河核电站要求液态流出物排放的浓度控制值为≤18Bq/L（不包括氚）。所以，改进目前沿海核电站的液态放射性废物的处理技术，是完全能满足内陆核电站对液态放射性废物处理和排放的要求的。

2.2.3 液态放射性废物处理技术

俄罗斯核电站放射性废液处理采用了双蒸发器处理系统，处理后的液体再经二级离子交换处理，净化系数从10E3提高到10E5。美国采用反渗透废液处理技术,实现废水回用，以满足“零液体排放”要求,并可针对某些元素进行高纯度净化或去除。美国Comanch Peak核电站用于去除放射性，特别是Co胶体，Cs和I到监测不到水平，净化系数达5.7×104。美国德赖斯登核电站用超级过滤＋反渗透＋去离子技术处理废液，≤10E-3μCi/L。内陆核电站的含氚废水，在废水处理后，排入冷却塔循环冷却水中，通过蒸发向大气排放。

3 积极消化吸收第三代核电技术

3.1 第三代核电发展的背景

1979年美国发生的三里岛核电站事故和1986年前苏联发生的切尔诺贝利核电站事故，使公众要求进一步提高核电的安全性。1990年EPRI根据主要电力公司意见出版了 “电力公司要求文件(URD)”共3卷。1994年欧洲联盟出版了“欧洲电力公司要求(EUR)”共4卷。这些文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公司明确和完整的要求,更高的安全要求和经济要求，涉及各个技术和经济领域。

第三代核电机组要有更高安全目标。即堆芯热工安全裕量>15%，堆芯损坏概率<10-5/堆年，大量放射性外泄<10-6/堆年。第三代核电机组要有更好的经济性，具体表现在机组额定功率为1000～1500MWe，可利用因子>87%，换料周期18～24月，电站寿命60a，建设周期48～52月，电价要能与联合循环的天然气电厂相竞争。因此，第三代核电机组在技术上更先进。

3.2 AP1000核电站的特点

AP1000核电站采用非能动安全系统。具体表现在采用非能动安注、多级非能动自动卸压系统、非能动余热排放系统和非能动安全壳冷却系统。AP1000核电站引入了严重事故预防和缓解措施，如堆腔淹没技术、安全壳内氢点火和氢复合系统、堆芯熔融物反应堆压力容器内保持。同时，AP1000采用双层安全壳和全数字化仪控系统。采用模块化施工使建设工期缩短到48个月。

AP1000核电站的反应堆冷却剂系统 (如图1所示)采用屏蔽式电泵，取消了机械密封，采用在上部堆芯测量以及大容量稳压器，焊接结构的堆内构件和压力容器活性区及法兰接管段大型整体锻件。

图1 反应堆冷却系统

图2 非能动堆芯冷却系统

AP1000核电站的非能动堆芯冷却系统（见图2）不依赖外部电源，采用非能动余热导出、非能动安全注入以及非能动安全壳冷却如图3所示。可以保证长时间的安全停堆，还可以保证大于72h不用操作员干预。

3.3 EPR核电站的特点

EPR整体布局见图4。EPR核电站的主要特点有以下几个。EPR核电站功率高，达到1500～1700MWe。采用4通道安全系统和双层安全壳。引入了严重事故预防及缓解措施，如稳压器卸压、堆芯扑集器和非能动氢复合器。同时EPR核电站也采用全数字化仪控和模块化施工。图5为安全壳内布置，图6为EPR堆心熔融物冷却区。

图4 EPR整体布局

图5 安全壳内布置

图6 EPR堆芯熔融物冷却区

3.4 AP1000的关键技术

AP1000的关键技术是采用非能动安全系统，特别是非能动安全壳冷却系统。AP1000核电站引入了严重事故的预防和缓解措施，包括自动卸压系统（ADS）,抑制氢爆的氢复合系统（氢点火器和非能动氢催化复合），以及堆芯熔融物压力容器内保持（IVR）等技术。同时AP1000核电站大容量屏蔽泵的设计和制造，爆破膜的设计和制造，以及大尺寸园柱形钢安全壳的设计和建造也存在技术难点和需攻克的关键技术。

3.5 重视三代核电引进中技术风险经济风险的规避

AP1000的技术风险主要在于缺少首堆工程整体验证的实践证明，AP1000的设计认证尚未真正通过，而且还有一系列涉及安全的设计验证工作未做，设计方案尚未固化，从美国条件的设计直接移植到中国，还需要作适应性修改。

AP1000核电站也存在一定的经济风险。最近西屋公司与美国几个电力公司签订在美国新建AP1000的总承包协议，比投资是我国自主建设核电的2～3倍，也是招标引进时申报的2～3倍。

4 铀资源的保障

我国已探明一定数量铀资源可以满足近期核电发展的需要。国内铀资源勘测有较好发展前景。理论预测铀矿资源比较丰富,预测铀资源总量超过几百万吨，加之我国相当范围国土未经详细勘查，因此扩大老矿区、加强深层勘查，开辟新基地前景看好。我国目前已探明储量，加上海外采购和合作开采的天然铀，足以保障2020年核电对天然铀的需求。因此加大铀资源的国内勘查力度，同时开拓国外铀资源的供应，我国核电发展的铀资源是一定能得到保证的。

从长期来看，到2030—2050年我国的人口将达到顶峰16亿，按平均每人消耗电力1.56kW来计(相当于发达国家的中等水平)，就需要25亿kW的电力供应，其中16%为核电（相当于目前世界核电的平均份额），即4亿kW的核电。到2050年我国对于天然铀资源需求相当大，如果核电的比例比16%还要大，则对天然铀资源的需求将更大。

5 开发快中子增殖堆核电站、构建核燃料循环体系

5.1 钠冷快堆SFR

快中子增殖反应堆的主要特点在于它能增殖核燃料，即它每燃耗一个燃料原子，就可以生产出多于一个燃料原子，这样一来，在理论上说，它可以将全部铀资源都转化为可燃烧的燃料并加以利用。采用适当增殖比的快中子堆，可以将铀资源的利用率由普通的热堆的不足1%，提高到60%～70%，从而有效防止铀资源枯竭的威胁。

快中子增殖反应堆中等规模的电功率为150～500MWe，一般采用热冶金金属燃料后处理循环。大型规模的电功率为500～1500MWe，一般采用先进水法氧化燃料后处理循环。堆出口温度可达550℃。快中子增殖反应堆用钠作为冷却剂，主要分为池式或环路式2种。图7所示为池式钠冷却堆。

5.2 快中子反应堆在中国的发展

我国已在“十一五”期间建成实验快中子堆。计划2020年前后将建成原型快中子堆核电站，通过引进技术建设第一个快中子堆示范工程。2035年前后完成商用快中子堆核电站及核燃料循环系统的建设。此时，不仅可利用0.7%U-235，通过快中子堆增殖，还可利用大量的 U-238(经快中子反应堆转换的Pu)。

5.3 加快商用后处理厂的建设和快堆燃料循环技术的研发

图7 池式钠冷却堆

近期目标主要是实现2025年开式循环向闭式循环转变，减缓天然铀资源的消耗，并为快中子堆提供核燃料，在2020年前后建成大型商用后处理厂是关键核心环节。建成年处理800t重金属乏燃料规模是适当的，但与2020年7000万kW核电装机规模相比还稍小。远期目标主要是在2035年前后实现快堆核能系统的商化，快堆燃料制备和快堆乏燃料后处理的研究开发应与快堆同步进行。

5.4 突破放射性废物最小化和安全处置的关键技术

乏燃料管理和高放废物处置仍然是核工业关键的挑战。必须开展利用快堆进行放射性废物嬗变研究实现MA（次锕系核素）和LLFP（长寿命裂变产物）的彻底焚烧。要积极推进高放废物安全处置的研究，我国高放废物处置地下实验室应于2020年建成，争取在2040—2050年建成地质处置库并投入运行。

Studies on the Development Strategy of China’s Nuclear Power

YE Qi-Zhen
（China Nuclear Industry Corporation,Beijing 100822,China）

China is rich in a variety of energy resources, but because of ahugepopulation,herenergyre source spercapitais small, and China’s composition ofenergy resources is irrational, and the energy resource distribution and productivity layout are out of balance. As a kind of clean energy, nuclear power plays an irreplaceable role in meeting the energy challenges. Developing nuclear power is an effective way in China's adjustment ofthe energy distribution. At present, China’s nuclear power development has entered a stage of large- scaled stage in certain quantities. With advancing of technology and back- feeding of the operation experience, and with gradual introduction of the newand mature technologies, the safety of the second generation upgraded PWR nuclear power plants has been materially and further improved.Needless to say, the third generation nuclear technology should be activelyintroduced and digested for an even higher safetygoal and for even higher technologyadvancement. Speeding up development of the thermal breeder reactor and constructing the nuclear fuel cycle system can dramatically increase the uranium utilization efficiency from the present less than 1% to 60% ～ 70%, thus can effectively prevent the threat from the exhaustion of uraniumresources.

nuclear power;clean energy;sustainable development

中国能源资源品种丰富，人均占有量较少；能源资源结构不尽合理；能源资源分布与生产力布局不平衡。核电作为清洁能源，其基本特性决定了在应对能源挑战中有能力发挥无可替代的重要作用，我国在现阶段发展核电是调整能源布局的有效途径。中国核电已形成规模化批量化发展格局。二代改进型压水堆核电站随着技术的发展和运行经验的反馈，逐步引入新的成熟技术，使核电站的安全性得到进一步的提高。更应积极消化吸收第三代核电技术，使其安全目标更高、技术更先进。加快开发快中子增殖堆核电站、构建核燃料循环体系，可以将铀资源的利用率由普通的热堆的不足1%，提高到60%～70%，从而有效防止铀资源枯竭的威胁。

核电；清洁能源；可持续发展

1674-3814（2010）01-0003-06

TM623

A

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2009-12-24。

叶奇蓁(1934—)，男，中国工程院院士，现任秦山二期工程总设计师，国防科学技术工业委员会专家咨询委委员，核安全专家委员会委员。

（编辑 徐花荣）