葉奇蓁

（中國核工業(yè)集團公司，北京 100822）

中國核電發(fā)展戰(zhàn)略研究

葉奇蓁

（中國核工業(yè)集團公司，北京 100822）

1 核能在中國能源可持續(xù)發(fā)展中的地位

1.1 中國能源資源狀況分析

中國能源資源有3個基本特點。能源資源品種豐富，但人均占有量較少，在已探明儲量中煤炭占世界人均的56%、石油占11%，天然氣占4.6%。能源資源結(jié)構(gòu)不盡合理，煤炭、水能相對豐富，而優(yōu)質(zhì)化石能源（石油）相對不足。能源資源分布與生產(chǎn)力布局不平衡，經(jīng)濟發(fā)達地區(qū)在東南沿海，而水力資源在西部和西南部，煤炭主要在北方。

目前，我國能源發(fā)展面臨4個基本問題。即經(jīng)濟社會發(fā)展中的能源供需總量平衡問題。長期以煤為主的能源結(jié)構(gòu)，造成的環(huán)境、生態(tài)問題。西氣東運、北煤南運、西電東輸?shù)哪茉摧斶\問題，我國煤炭運輸占鐵路運量的40%，占沿海和長江中下游水運1/3。對國外資源依存的能源供應(yīng)安全問題。

核電的基本特性決定了在應(yīng)對能源挑戰(zhàn)中有能力發(fā)揮無可替代的重要作用。核電不排放SO2等污染物和溫室氣體CO2，對環(huán)境后果實行嚴格管理，因此屬于清潔能源。而核電的安全可靠性正在不斷提高。核電對煤電具有較強經(jīng)濟競爭力和替代能力，目前二代改進型核電站的電價大都與當?shù)氐臉藯U電價相當。核電燃料運輸量小。因此，我國在現(xiàn)階段發(fā)展核電是調(diào)整能源布局的有效途徑。

1.2 中國核能發(fā)展的技術(shù)路線

我國核能發(fā)展的技術(shù)路線是走熱堆、快堆、聚變堆三步發(fā)展的道路。在近期發(fā)展已經(jīng)成熟的熱中子堆核電站，滿足當前和近期核電發(fā)展的需要。第二步發(fā)展快中子增殖堆核電站及配套的核燃料循環(huán)體系，充分利用鈾資源，實現(xiàn)裂變核能的可持續(xù)發(fā)展。第三步發(fā)展核聚變堆核電站，有望最終解決人類的能源供應(yīng)問題。

目前，在熱堆核電發(fā)展階段，逐步實現(xiàn)由二代向三代過渡。在2020年以前，適度發(fā)展我國已經(jīng)掌握技術(shù)的二代改進型壓水堆核電站。抓緊引進三代核電技術(shù)的消化吸收再創(chuàng)新，掌握技術(shù)、實現(xiàn)自主化，盡快實現(xiàn)三代核電的批量化建設(shè)。

1.3 核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展的目標

根據(jù)有關(guān)研究部門的預(yù)測，2020年我國電力總裝機將達到15億kW，核電總裝機容量將達到7000萬kW，核電容量占總?cè)萘康?.6%，占總發(fā)電量的7.0%左右?？紤]能源結(jié)構(gòu)調(diào)整的要求，2030年我國總發(fā)電裝機容量將達到20億kW，核電總裝機容量將達到2億kW，核電裝機容量占10%，占總發(fā)電量的15%。2050年我國將進入中等發(fā)達國家行列，以人均1.56kW計算，總發(fā)電裝機容量將達到25億kW，核電總裝機容量將達到4億kW，核電占總裝容量的16%，占總發(fā)電量的22%。

2 中國核電已形成規(guī)?；炕l(fā)展格局

我國大陸投入商運的核電機組共有11臺，總裝機容量為910萬kW，機組負荷因子達85%～92%，各項運行指標均高于世界平均水準，處于世界中上等水平以上。在全球441座核電站中，大多進入前50～60名。即將建成的嶺澳二期核電站和秦山核電二期擴建均進展良好，預(yù)期在2010—2011年將陸續(xù)投產(chǎn)發(fā)電。目前已有22臺二代改進型壓水堆核電站取得了路條，并已有7臺機組澆灌了第一罐混凝土。主設(shè)備已實現(xiàn)了批量采購，有的制造廠已簽訂了數(shù)臺或十余臺長周期設(shè)備。而核電站設(shè)計的標準化規(guī)范化工作也正在積極進行當中。

當前我國二代改進型壓水堆核電站已具備系列化規(guī)?；l(fā)展的有利條件。二代改進型壓水堆屬于成熟的堆型，設(shè)計經(jīng)過驗證，自主化程度較高。有相當豐富的自主建設(shè)和自主運行經(jīng)驗，平均建設(shè)周期小于5a。設(shè)備國產(chǎn)化率超過70%，除主循環(huán)泵（目前已有3家制造廠在研制）外，主要的核電設(shè)備已具備堅實的國產(chǎn)化基礎(chǔ)。我國已建成的核電站的運行經(jīng)驗表明，核電站的運行是安全的，沒有溫室氣體和有害氣體排放，放射性廢物的排放遠低于國家標準。

2.1 二代改進型壓水堆核電站自主化能力分析

二代改進型壓水堆核電站隨著技術(shù)的發(fā)展和運行經(jīng)驗的反饋，逐步引入新的成熟技術(shù)，使核電站的安全性得到進一步的提高。新設(shè)計建設(shè)的二代改進型壓水堆降低了堆芯功率密度，使熱工安全余量大于15%；加大穩(wěn)壓器容量，增加了核電站運行的穩(wěn)定性；增設(shè)附加應(yīng)急柴油發(fā)電機系統(tǒng)，提高了供電的可靠性；增設(shè)安全殼過濾卸壓排放系統(tǒng)，防止安全殼超壓失效，并防止放射性外泄；應(yīng)用概率安全分析技術(shù)以及風(fēng)險管理技術(shù)，防止核電站出現(xiàn)嚴重事故；引入嚴重事故預(yù)防和緩解措施：如非能動氫復(fù)合系統(tǒng)防止氫爆、穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)防止高壓熔堆、田灣核電站還設(shè)計了堆芯捕集器用以在堆芯熔融時防止熔融物熔穿透安全殼底板；廣泛采用數(shù)字化儀控技術(shù)和先進控制室，改善了人機界面；汽輪發(fā)電機采用半速機組，提高了出力和熱效。

二代改進型壓水堆核電站在自主設(shè)計能力方面，形成了專業(yè)配套、結(jié)構(gòu)合理的研究設(shè)計隊伍。

在項目管理能力方面，按國際通用項目管理模式管理，已基本與國際接軌。

在設(shè)備制造能力方面，3大集團都將基本具備每年提供2～3臺百萬千瓦級機組設(shè)備的能力。3大重機廠大型鑄鍛件工藝裝備生產(chǎn)能力見表1。表2為我國重點核電裝備制造企業(yè)生產(chǎn)能力預(yù)測。

表13 大重機廠大型鑄鍛件工藝裝備生產(chǎn)能力

表2 核電主要設(shè)備2012年預(yù)計生產(chǎn)能力

在建設(shè)安裝能力方面，已經(jīng)具有4個項目8臺機組的建設(shè)實踐。

在營運管理能力方面，根據(jù)世界核電運行者協(xié)會WANO的9項性能指標，3項進入前1/4的先進行列，有5項超過中值水平，只有1項略低于中值水平。

在安全監(jiān)管能力方面，建立了與國際接軌的核安全管理和監(jiān)督的法規(guī)制度，具備了全過程全方位監(jiān)督管理的能力。

2.2 大力堆進內(nèi)陸核電建設(shè)

國際上大部分核電站建設(shè)在內(nèi)陸。法國有65.1%的核電站建設(shè)在內(nèi)陸，美國亦有75.7%的核電站建設(shè)在內(nèi)陸。有些內(nèi)陸國家，比如瑞士，5座核電站都在內(nèi)陸的江河邊上，5座核電站總發(fā)電功率為3220MW，占總發(fā)電量的37%，其他將近60%的發(fā)電量由水電提供。因此，國外其他國家的經(jīng)驗表明，在內(nèi)陸建核電站是完全可行的。

我國內(nèi)陸地區(qū)經(jīng)濟有了很大發(fā)展，電網(wǎng)容量亦有很大發(fā)展，但部分省份同樣存在缺乏煤炭和水力資源。2009年初南方各省發(fā)生了大面積、長時間的雪災(zāi)，造成了廣大地區(qū)長時間的斷電，帶來了嚴重的后果。因此，僅依靠遠距離輸電和長途運煤是難以保障用電安全的。這樣，除提高電網(wǎng)的抗災(zāi)害能力，建設(shè)緊急情況下不依賴燃料運輸?shù)暮穗娬臼呛苡斜匾摹?/p>

從安全和環(huán)保要求看，內(nèi)陸核電站和沿海核電站沒有本質(zhì)的差別。目前成熟的核電站設(shè)計和建造技術(shù)完全可用到內(nèi)陸核電。內(nèi)陸江河流量多半不夠大，可采用冷卻塔閉式循環(huán)帶走余熱，以減輕溫排水對環(huán)境的影響。目前，百萬千瓦級核電站一機一塔要求塔高200m，淋水面積16000m2，我國已能設(shè)計160m，12000m2冷卻塔，正在開展超大型冷卻塔的設(shè)計。因此按照核電規(guī)范選擇的廠址是能夠保證核電站的安全的。

2.2.1 放射性液態(tài)流出物的排放控制

內(nèi)陸廠址與沿海廠址相比，液態(tài)流出物中要考慮放射性物質(zhì)到達人體的途徑及飲用水和灌溉等途徑。目前，我國江河、湖泊污染事件屢有發(fā)生，國家主管部門和公眾對于河流的排放控制均持高度關(guān)注和審慎的態(tài)度。核電廠環(huán)境輻射防護規(guī)定液態(tài)流出物排放的放射性總量每年≤200GBq（不包括氚），URD文件中對先進壓水堆核電站規(guī)定每年≤1.85GBq（不包括氚），EUR文件中對先進壓水堆核電站規(guī)定每年≤10GBq（不包括氚）。從秦山二期2002—2006年統(tǒng)計的數(shù)據(jù)，年液態(tài)流出物排放的放射性總量為2～5GBq。因此，目前設(shè)計的液態(tài)流出物處理系統(tǒng)完全能滿足國標要求，而實際運行水平遠低于國標要求，并與先進壓水堆核電站的要求相當。

2.2.2 液態(tài)放射性流出物排放濃度控制

我國的 《生活飲用水衛(wèi)生標準》（GB57492006）中規(guī)定總β放射性小于1Bq/L?！逗藙恿S環(huán)境輻射防護規(guī)定》（GB6249）提出核動力廠排放口下游1km處受納水體中總β放射性濃度不得超過1Bq/L，這就是要求在排放口下1km處滿足生活飲用水標準。GB－14587—修訂版的征求意見稿，提出了100Bq/L的排放罐出口濃度控制值。因此，經(jīng)過適當?shù)南♂?，核電廠液態(tài)放射性流出物排放濃度就可達到天然放射性本底水平。

內(nèi)陸核電站由于采用冷卻塔閉式循環(huán)帶走余熱，沒有循環(huán)冷卻水對放射性廢液的稀釋。濱海壓水堆核電站液態(tài)流出物排放的內(nèi)部實際控制值為≤1000～2000Bq/L（不包括氚），經(jīng)循環(huán)冷卻水對放射性廢液的稀釋1000倍后，其濃度已相當?shù)?，一般?Bq/L。俄羅斯濱河核電站要求液態(tài)流出物排放的濃度控制值為≤18Bq/L（不包括氚）。所以，改進目前沿海核電站的液態(tài)放射性廢物的處理技術(shù)，是完全能滿足內(nèi)陸核電站對液態(tài)放射性廢物處理和排放的要求的。

2.2.3 液態(tài)放射性廢物處理技術(shù)

俄羅斯核電站放射性廢液處理采用了雙蒸發(fā)器處理系統(tǒng)，處理后的液體再經(jīng)二級離子交換處理，凈化系數(shù)從10E3提高到10E5。美國采用反滲透廢液處理技術(shù),實現(xiàn)廢水回用，以滿足“零液體排放”要求,并可針對某些元素進行高純度凈化或去除。美國Comanch Peak核電站用于去除放射性，特別是Co膠體，Cs和I到監(jiān)測不到水平，凈化系數(shù)達5.7×104。美國德賴斯登核電站用超級過濾＋反滲透＋去離子技術(shù)處理廢液，≤10E-3μCi/L。內(nèi)陸核電站的含氚廢水，在廢水處理后，排入冷卻塔循環(huán)冷卻水中，通過蒸發(fā)向大氣排放。

3 積極消化吸收第三代核電技術(shù)

3.1 第三代核電發(fā)展的背景

1979年美國發(fā)生的三里島核電站事故和1986年前蘇聯(lián)發(fā)生的切爾諾貝利核電站事故，使公眾要求進一步提高核電的安全性。1990年EPRI根據(jù)主要電力公司意見出版了 “電力公司要求文件(URD)”共3卷。1994年歐洲聯(lián)盟出版了“歐洲電力公司要求(EUR)”共4卷。這些文件對未來壓水堆和沸水堆核電站提出了電力公司明確和完整的要求,更高的安全要求和經(jīng)濟要求，涉及各個技術(shù)和經(jīng)濟領(lǐng)域。

第三代核電機組要有更高安全目標。即堆芯熱工安全裕量>15%，堆芯損壞概率<10-5/堆年，大量放射性外泄<10-6/堆年。第三代核電機組要有更好的經(jīng)濟性，具體表現(xiàn)在機組額定功率為1000～1500MWe，可利用因子>87%，換料周期18～24月，電站壽命60a，建設(shè)周期48～52月，電價要能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭。因此，第三代核電機組在技術(shù)上更先進。

3.2 AP1000核電站的特點

AP1000核電站采用非能動安全系統(tǒng)。具體表現(xiàn)在采用非能動安注、多級非能動自動卸壓系統(tǒng)、非能動余熱排放系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)。AP1000核電站引入了嚴重事故預(yù)防和緩解措施，如堆腔淹沒技術(shù)、安全殼內(nèi)氫點火和氫復(fù)合系統(tǒng)、堆芯熔融物反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)保持。同時，AP1000采用雙層安全殼和全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。采用模塊化施工使建設(shè)工期縮短到48個月。

AP1000核電站的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) (如圖1所示)采用屏蔽式電泵，取消了機械密封，采用在上部堆芯測量以及大容量穩(wěn)壓器，焊接結(jié)構(gòu)的堆內(nèi)構(gòu)件和壓力容器活性區(qū)及法蘭接管段大型整體鍛件。

圖1 反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)

圖2 非能動堆芯冷卻系統(tǒng)

AP1000核電站的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（見圖2）不依賴外部電源，采用非能動余熱導(dǎo)出、非能動安全注入以及非能動安全殼冷卻如圖3所示?？梢员ＷC長時間的安全停堆，還可以保證大于72h不用操作員干預(yù)。

3.3 EPR核電站的特點

EPR整體布局見圖4。EPR核電站的主要特點有以下幾個。EPR核電站功率高，達到1500～1700MWe。采用4通道安全系統(tǒng)和雙層安全殼。引入了嚴重事故預(yù)防及緩解措施，如穩(wěn)壓器卸壓、堆芯撲集器和非能動氫復(fù)合器。同時EPR核電站也采用全數(shù)字化儀控和模塊化施工。圖5為安全殼內(nèi)布置，圖6為EPR堆心熔融物冷卻區(qū)。

圖4 EPR整體布局

圖5 安全殼內(nèi)布置

圖6 EPR堆芯熔融物冷卻區(qū)

3.4 AP1000的關(guān)鍵技術(shù)

AP1000的關(guān)鍵技術(shù)是采用非能動安全系統(tǒng)，特別是非能動安全殼冷卻系統(tǒng)。AP1000核電站引入了嚴重事故的預(yù)防和緩解措施，包括自動卸壓系統(tǒng)（ADS）,抑制氫爆的氫復(fù)合系統(tǒng)（氫點火器和非能動氫催化復(fù)合），以及堆芯熔融物壓力容器內(nèi)保持（IVR）等技術(shù)。同時AP1000核電站大容量屏蔽泵的設(shè)計和制造，爆破膜的設(shè)計和制造，以及大尺寸園柱形鋼安全殼的設(shè)計和建造也存在技術(shù)難點和需攻克的關(guān)鍵技術(shù)。

3.5 重視三代核電引進中技術(shù)風(fēng)險經(jīng)濟風(fēng)險的規(guī)避

AP1000的技術(shù)風(fēng)險主要在于缺少首堆工程整體驗證的實踐證明，AP1000的設(shè)計認證尚未真正通過，而且還有一系列涉及安全的設(shè)計驗證工作未做，設(shè)計方案尚未固化，從美國條件的設(shè)計直接移植到中國，還需要作適應(yīng)性修改。

AP1000核電站也存在一定的經(jīng)濟風(fēng)險。最近西屋公司與美國幾個電力公司簽訂在美國新建AP1000的總承包協(xié)議，比投資是我國自主建設(shè)核電的2～3倍，也是招標引進時申報的2～3倍。

4 鈾資源的保障

我國已探明一定數(shù)量鈾資源可以滿足近期核電發(fā)展的需要。國內(nèi)鈾資源勘測有較好發(fā)展前景。理論預(yù)測鈾礦資源比較豐富,預(yù)測鈾資源總量超過幾百萬噸，加之我國相當范圍國土未經(jīng)詳細勘查，因此擴大老礦區(qū)、加強深層勘查，開辟新基地前景看好。我國目前已探明儲量，加上海外采購和合作開采的天然鈾，足以保障2020年核電對天然鈾的需求。因此加大鈾資源的國內(nèi)勘查力度，同時開拓國外鈾資源的供應(yīng)，我國核電發(fā)展的鈾資源是一定能得到保證的。

從長期來看，到2030—2050年我國的人口將達到頂峰16億，按平均每人消耗電力1.56kW來計(相當于發(fā)達國家的中等水平)，就需要25億kW的電力供應(yīng)，其中16%為核電（相當于目前世界核電的平均份額），即4億kW的核電。到2050年我國對于天然鈾資源需求相當大，如果核電的比例比16%還要大，則對天然鈾資源的需求將更大。

5 開發(fā)快中子增殖堆核電站、構(gòu)建核燃料循環(huán)體系

5.1 鈉冷快堆SFR

快中子增殖反應(yīng)堆的主要特點在于它能增殖核燃料，即它每燃耗一個燃料原子，就可以生產(chǎn)出多于一個燃料原子，這樣一來，在理論上說，它可以將全部鈾資源都轉(zhuǎn)化為可燃燒的燃料并加以利用。采用適當增殖比的快中子堆，可以將鈾資源的利用率由普通的熱堆的不足1%，提高到60%～70%，從而有效防止鈾資源枯竭的威脅。

快中子增殖反應(yīng)堆中等規(guī)模的電功率為150～500MWe，一般采用熱冶金金屬燃料后處理循環(huán)。大型規(guī)模的電功率為500～1500MWe，一般采用先進水法氧化燃料后處理循環(huán)。堆出口溫度可達550℃?？熘凶釉鲋撤磻?yīng)堆用鈉作為冷卻劑，主要分為池式或環(huán)路式2種。圖7所示為池式鈉冷卻堆。

5.2 快中子反應(yīng)堆在中國的發(fā)展

我國已在“十一五”期間建成實驗快中子堆。計劃2020年前后將建成原型快中子堆核電站，通過引進技術(shù)建設(shè)第一個快中子堆示范工程。2035年前后完成商用快中子堆核電站及核燃料循環(huán)系統(tǒng)的建設(shè)。此時，不僅可利用0.7%U-235，通過快中子堆增殖，還可利用大量的 U-238(經(jīng)快中子反應(yīng)堆轉(zhuǎn)換的Pu)。

5.3 加快商用后處理廠的建設(shè)和快堆燃料循環(huán)技術(shù)的研發(fā)

圖7 池式鈉冷卻堆

近期目標主要是實現(xiàn)2025年開式循環(huán)向閉式循環(huán)轉(zhuǎn)變，減緩天然鈾資源的消耗，并為快中子堆提供核燃料，在2020年前后建成大型商用后處理廠是關(guān)鍵核心環(huán)節(jié)。建成年處理800t重金屬乏燃料規(guī)模是適當?shù)模c2020年7000萬kW核電裝機規(guī)模相比還稍小。遠期目標主要是在2035年前后實現(xiàn)快堆核能系統(tǒng)的商化，快堆燃料制備和快堆乏燃料后處理的研究開發(fā)應(yīng)與快堆同步進行。

5.4 突破放射性廢物最小化和安全處置的關(guān)鍵技術(shù)

乏燃料管理和高放廢物處置仍然是核工業(yè)關(guān)鍵的挑戰(zhàn)。必須開展利用快堆進行放射性廢物嬗變研究實現(xiàn)MA（次錒系核素）和LLFP（長壽命裂變產(chǎn)物）的徹底焚燒。要積極推進高放廢物安全處置的研究，我國高放廢物處置地下實驗室應(yīng)于2020年建成，爭取在2040—2050年建成地質(zhì)處置庫并投入運行。

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

中國能源資源品種豐富，人均占有量較少；能源資源結(jié)構(gòu)不盡合理；能源資源分布與生產(chǎn)力布局不平衡。核電作為清潔能源，其基本特性決定了在應(yīng)對能源挑戰(zhàn)中有能力發(fā)揮無可替代的重要作用，我國在現(xiàn)階段發(fā)展核電是調(diào)整能源布局的有效途徑。中國核電已形成規(guī)模化批量化發(fā)展格局。二代改進型壓水堆核電站隨著技術(shù)的發(fā)展和運行經(jīng)驗的反饋，逐步引入新的成熟技術(shù)，使核電站的安全性得到進一步的提高。更應(yīng)積極消化吸收第三代核電技術(shù)，使其安全目標更高、技術(shù)更先進。加快開發(fā)快中子增殖堆核電站、構(gòu)建核燃料循環(huán)體系，可以將鈾資源的利用率由普通的熱堆的不足1%，提高到60%～70%，從而有效防止鈾資源枯竭的威脅。

核電；清潔能源；可持續(xù)發(fā)展

1674-3814（2010）01-0003-06

TM623

A

book=1,ebook=3

2009-12-24。

葉奇蓁(1934—)，男，中國工程院院士，現(xiàn)任秦山二期工程總設(shè)計師，國防科學(xué)技術(shù)工業(yè)委員會專家咨詢委委員，核安全專家委員會委員。

（編輯 徐花榮）