核电地发展历史_帝怡数码网

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核电地发展历史

自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。

在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。中国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由中国自己研究设计建造的。

2007年，中国核电总发电量628.62亿千瓦时，上网电量为592.63亿千瓦时，同比分别增长14.61%和14.39%。田湾核电站2台106万千瓦的机组分别于2007年5月和8月投入商运，中国核电运行机组达到11台，运行总装机容量达907.8万千瓦。

截至2007年底，中国电力装机容量达到7.13亿千瓦，全国电力供需继续保持总体平衡态势。同时，随着田湾核电站两台百万千瓦核电机组投产，目前全国核电装机容量已达885万千瓦。

2007年全国水电、火电装机容量均保持超过10%的增长，分别达到1.45亿千瓦和5.54亿千瓦。而风电并网生产的装机总容量则实现翻番，达到403万千瓦。

中国对于核电的发展已经开始放宽政策，长期以来，中国官方一直强调要“有限”发展核电产业。而在2003年以来，中国出现了全面性能源紧张。在这种情况下，国内关于大力发展核电产业的呼声日益强烈。高层关于发展核电的这一最新表态无疑是值得肯定的，因为它确立了核电产业的战略性地步，不但对解决中国长期性的能源紧张有积极意义，而且也是和平时期保持中国战略威慑能力的理想途径，可谓“一箭双雕”。

从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。

国际核电企业以日系为中心，形成三足鼎立的局面：日本富士财团的日立―美国通用、日本三井财团的东芝―美国西屋、日本三菱财团的三菱重工―法国阿海珐。日本在核电技术和市场的垄断雏形已经出现，中国加快发展核能应用的能源战略调整必然受制于日本。

编辑本段核电技术方案

纵观核电发展历史，核电站技术方案大致可以分四代，即：

第一代核电站

核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。

第二代核电站

上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。

第三代核电站

上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD文件（utility requirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即（EUR）文（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要求能在2010年前进行商用建造。

第四代核电站

2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。

第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段。

中国核电分布

一、秦山核电站（中核）

秦山核电站地处浙江省海盐县。秦山一期

[1]一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。一期扩建项目（方家山核电工程）

[2]一期扩建项目（方家山核电工程）是中核集团在秦山地区规划建设的国产化百万千瓦级核电工程项目，位于浙江省海盐县方家山，距离秦山核电站一期工程反应堆约600米，项目规划容量为2×110万千瓦。2008年3月4日，经国家发改委立项通知，该项目工程全面展开。方家山核电项目的前期工作已获国家发改委正式批准，其环境影响评价报告和厂址安全分析报告也已通过环境保护部评审。预计核岛负挖工程将于2008年7月底结束，并在今年岁末具备正式开工条件。方家山扩建项目使用国际最成熟且应用最广泛的二代改进型压水堆核电技术，计划工期60个月，预计其1、2号机组将分别于2013年底和2014年10月正式投产。届时，秦山核电公司的总装机容量将达到230万千瓦，每年向华东电网输送的电力超过160亿度。秦山核电站目前营运一台30万千瓦压水堆核电机组。方家山扩建项目竣工后，秦山核电站将形成一台30万千瓦机组和两台100万千瓦机组的“1+2”群堆运行格局，其营运管理也将实现从原型堆到商业堆的重大跨越。秦山二期核电站及扩建工程

[3]二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2× 65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使中国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为中国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进中国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。二期扩建工程（3、4号机组）是继由中国自主设计、自主建造、自主管理和自主运营的首座国产大型商用核电站——秦山核电二期工程（1、2号机组）建成投产后，在其设计和技术基础上进行改进的扩建工程，是“十一五”期间开工建设的国家重点工程项目。工程建设规模为两台65万千瓦压水堆核电机组，在浙江省海盐县秦山核电二期1、2号机组以西约300米处的预留扩建场地建设。秦山核电二期扩建工程2006年4月28日开工， 3号机组计划于2010年12月建成投产，4号机组力争2011年年底投产。届时，秦山第二核电厂的总装机容量将达到260万千瓦，每年可向华东电网输送超过160亿千瓦时的电力。秦山三期核电站

[4]秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。2005年9月22日，工程通过国家竣工验收。

二、广东大亚湾核电站（中广核）

大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。

三、岭澳核电站（中广核）

岭澳核电站位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。一期工程，采用中国CPR1000压水堆技术，装机容量2×99万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约30%，于1997年5月开工建设，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。二期工程，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，1号和2号机组综合国产化率分别超过50%和70%，于2005年12月开工建设，两台机组计划于2010年至2011年建成投入商业运行。三期工程，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，预计2011年开工建设。

四、田湾核电站（中核）

位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。一期工程，采用俄罗斯AES-91型压水堆技术，装机容量2×106万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约70%。于1999年10月20日正式开工（FCD），单台机组的建设工期为62个月，分别于2007年5月和2007年8月正式投入商运。二期工程3号和4号机组的建设已启动，单机容量均为100万千瓦。三期工程5号和6号机组的建设已启功，采用中国二代加CPR1000核电技术。

五、红沿河核电站（中广核）

辽宁红沿河核电站位于辽宁省大连市瓦房店东岗镇，地处瓦房店市西端渤海辽东湾东海岸。规划建设6台机组，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约60%，1号机组于2007年8月正式开工，至2012年建成投入商业运营。目前在建中

六、宁德核电站（中广核）

规划建设6台机组，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约75%，1#机组于2008年2月FCD，1、2#机组计划于2013年左右建成投入商业运行。

七、阳江核电站

2004年，经10多年筹备的广东阳江核电项目也有望在年底通过国家核准，这个规划投资达80亿美元、规划建设6台百万千瓦级机组的全国最大核电项目一期工程于2006年正式动工。目前在建中

八、三门核电站

2004年7月，位于浙江南部的三门核电站一期工程建设获得国务院批准。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦，超过三峡电站总装机容量。一期工程总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。三门核电站最快将在2010年前后发挥作用。

九、海阳核电站

位于山东烟台海阳市东南部海边、总投资达600亿元的海阳核电站首期工程已于2007年年底开工。目前，海阳核电工程前期准备工作已全面完成，计划2010年首期工程两台机组并网发电。与此同时，该项目的配套工程---抽水蓄能电站工程，也将与核电站一期工程同时开工建设。"两电"工程完工后，每年将提供600万千瓦电能。据了解，海阳核电站建成后将是中国最大的核能发电项目。

海阳核电站项目是经过国家发改委同意、由中国电力投资集团(中电投)控股建设的核电项目。中电投占40%、中国核工业集团占20%、国电集团占20%、山东鲁信控股占10%、华能集团占5%、烟台市电力开发占5%。据了解，由于核电对技术和安全性要求高，此前核电站的建设都是具有军工背景的企业承担。

海阳核电站位于海阳市东南部的海边，在海阳市大辛家镇的冷家庄和邻近的董家庄。处于胶东电力负荷中心，地质条件优越，是国内基础条件最好的核电站址之一。工程分三期实施，一期将建设2台100万千瓦级核电机组。该项目可行性研究报告显示，海阳核电站的规划容量为600万千瓦级核电机组，并留有扩建余地，总装机容量870万千瓦，发电机组全部投产后，年发电量接近三峡电站发电量的90%。一期工程投资250亿元，规划建设两台百万千瓦级核电机组。

山东乳山核电项目工程总体规划建设六台百万级核电机组，一期工程建设两台百万级核电机组，2006年开始前期工程准备工作，争取在“十二五”末投产发电。

国防科工委在2008年1月7日召开的国防科技工业工作会议上透露，2008年中国将开工建设福建宁德、福清和广东阳江三个核电项目。

另外，中国台湾省现有3座核电站；在建的1座；拟建的尚有2座。已经投产的台湾省庆山和国盛两座核电站，装机容量分别为2×63.6和2×98.5万千瓦。

十、咸宁核电站

鄂赣交界处的湖北省通山县，有一座湖北省第二大的水库——富水水库。富水河上的这座水库建成于1964年，蓄洪、发电、灌溉、养殖、航运兼顾，年发电量1.412亿度，坝高45米，顶宽6.4米，坝顶长941米，有8个泄水闸，库面浩浩11万亩，库容量17.64亿立方米，两岸群峰秀丽，库中有无数岛屿，当地人称它为“湖北的千岛湖”。这样一个秀美的地方，还隐藏着中国首个内陆核电项目——湖北咸宁核电厂。11月18日，成都商报记者对这个正进行建设的项目进行了实地探访。

进入位于通山县大畈镇大墈村的核电站工地，是一条26公里长的专用大件运输道路——核电公路。公路已建成，目前还有一座跨湖的大桥正紧张施工中。核电站，就位于大桥连接的湖心岛——狮子岩上。

咸宁核电项目于2009年全面启动建设。今年5月15日，核电项目一期常规岛及核电站辅助系统工程总承包等合同一揽子框架协议在武汉签署，中国广东核电集团工程有限公司举行了咸宁分公司及咸宁项目部揭牌仪式。

据通山县政府公众信息网公布，至11月4日，主场区场平土石方工程完成1610万立方米，占总量的76.1%。1、2号核岛达到厂平标高，施工现场按照今年底4台机组达到厂平标高的目标加快推进。计划今年底全部完工。

咸宁核电项目也标志着中国进入第三代核电发展阶段。它将首次采用非能动型压水堆核电技术，备受中国核电行业关注。该核电技术是目前唯一通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，是全球核电市场中最安全、最先进的。总投资达600多亿元的咸宁核电项目，其业主是由中广核集团与湖北省能源集团共同设立的湖北核电有限公司（双方分别持股60%和40%，由中广核集团控股）。2008年6月这家公司成立时预计：经过2年的前期准备和5年半的主体工程建设之后，湖北将首次用上核电。

十一、兴原认证中心兴原认证中心是国家认监委批准、国家认可委认可，唯一具有对核电企业同时进行质量、环境、职业健康安全管理体系认证的机构。目前，对中国大部分核电企业进行了认证。通过认证，促进了中国核电的安全水平。

第四代核反应堆技术是什么

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世界核电技术的发展趋势世界核电技术的发展趋势

温鸿钧

（中国核工业集团公司，北京 100822）

国家计委制订的《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出：要在实现核电国产化的同时，"积极支持我国自行开发新一代核电站的工作，为'十一五'及以后核电的发展奠定基础"。国防科工委制定的《国防科技工业军转民"十五"计划纲要》中提出："加强核电国产化的研究开发，同时开展先进压水堆核电站关键技术的研究开发工作"。

按国家计委、国防科工委的规划、计划要求，要进行先进压水堆关键技术和新一代核电站（即我国核电发展的第二步机型，满足用户要求文件的先进型（Advanced）机组）的研究开发。为了正确指导和推进这方面的工作，需要对世界核电的发展、核电技术的发展趋势，在调查研究的基础上作一正确的分析判断。为此，笔者做了这方面的工作，作了一个初步的分析，供有关方面专家、领导参考。

1 历史的回顾

1.1 核能发电技术的验证

在20世纪五、六十年代，二战时期为军事目的而发展的核技术转向民用发展核电，显示了美好的前景。一些发展核电的先行国，如美、英、法、原苏联、加拿大、瑞典等国，各自独立地进行了民用核能的开发。世界核技术的发展，由军用转向了民用。在民用核能的开发过程中，一般都通过建设和运行实验堆来验证工程技术安全上的可行性，再通过验证示范堆的建设，验证其经济上的可行性，之后再转入标准、定型、批量建设。

1942年12月，在美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆证明了实现可控的核裂变链式反应的科学可行性。在二战期间及以后一段时间内，由美、原苏联、英、法等国家先后建成了一批生产核武器用钚的生产堆和核潜艇用动力反应堆，以及为支持这些反应堆的建设而建设了一批实验、试验反应堆，从而掌握了各种反应堆的基本性能、特点和关键技术。

50年代初开始，利用已有的军用核技术建造以发电为目的的反应堆，由建造实验堆阶段转入验证示范阶段。美国在潜艇动力堆技术的基础上，于1957年12月建成了希平港（Shipping Port）压水堆核电站，于1960年7月建成了德累斯顿（Dresden-1）沸水堆核电站，为轻水堆核电站的发展开辟了道路。英国于1956年10月建成了卡德霍尔（Calder Hall A）生产发电两用的石墨气冷堆核电厂。原苏联于1954年在奥布宁斯克建成APS-1压力管式石墨水冷堆核电站。加拿大于1962年建成NPD天然铀重水堆核电站。围绕这些核电站的建设，进行了广泛的科研攻关，解决了一系列建造核电站的工程技术问题，证实了核电站能够安全、经济、稳定地运行，实现了工程可行性和经济可行性的验证，为以后七、八十年代核电较大规模的商用发展打下了基础。

1.2 核电大发展时期的标准化、系列化发展

60年代到70年代，核电的安全性和经济性得到验证，相对于常规发电系统的优越性鲜明地显现出来。此时，又是世界各国经济快速发展时期，电力需求也以十年翻一番的迅速增长，给核电发展提供了一个广阔的市场。核电迅速实现了标准化、批量化的建设和发展。

在核电大发展时期，同样存在激烈竞争。一些因其固有特点的限制，难于同其他机型竞争而被淘汰（如气体冷却重水堆、蒸汽发生重水堆（SGHWR）等）。有发展空间的机型，则为提高安全性、改善经济性而不断改进，如美国通用电气公司的沸水堆BWR1、BWR2等形成了系列化的发展。美国西屋公司的212、312、412型和314、414型等。

在七、八十年代，国际核电发展形成系列化建设的机型有：

（1）压水堆核电机组，包括西屋公司的压水堆、燃烧工程公司的压水堆、巴布科克·威尔科克斯（B&W）公司的压水堆、俄罗斯的WWER（即VVER，水-水动力反应堆）型压水堆，以及引进美国西屋公司压水堆技术后形成的法国法马通公司的压水堆、德国西门子公司的压水堆、日本三菱公司的压水堆等。

（2）沸水堆机组，美国通用电气公司的沸水堆、瑞典阿西亚原子能公司（ASEATOM）的沸水堆，以及从美国引进沸水堆技术发展的日本东芝、日立公司的沸水堆。

（3）加拿大原子能有限公司（AECL）独立自主开发的天然铀压力管式重水堆。

（4）原苏联基于石墨水冷堆技术开发的石墨水冷堆电站。

（5）英国开发的石墨气冷堆MGR、AGR核电系列。

上述核电系列中，B&W公司的压水堆因发生了三哩岛核事故，苏联石墨水冷堆因发生切尔诺贝利核事故，暴露了设计中的缺陷，停止了这两种机型的发展。石墨气冷堆由于其固有的特点，天然铀需求量大，现场施工量大，使其经济竞争能力差，没有打开国际市场，局限在英国建设。由此看出：由机型固有特点决定的安全性和经济竞争力是其能否持续发展的关键。确保安全，提高经济竞争力是核电技术发展的方向和动力。

1.3 更安全、更经济的先进轻水堆核电机型的发展

20世纪70和80年代中先后发生了三哩岛和切尔诺贝利两大核事故，特别是切尔诺贝利灾难性核事故，带来了强烈的反响，使核能的公众接受问题成了世界核电发展的重大障碍。为解决核能的公众接受问题，90年代，世界核电界集中力量进行了安全标准、审批程序、机型改进等方面的工作，编制用户要求文件和开发更安全、更经济的先进轻水堆核电技术。

（1）制定"用户要求文件"

1983年开始，美国电力研究所（EPRI）在美国核管会（NRC）的支持下，经多年努力，制定了一个能被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众各方面都能接受的，提高安全性和改善经济性的核电厂设计基础文件，即适用下一代轻水堆核电站设计的"用户要求文件（URD）"。随后，欧共体国家共同制定了类似的文件"欧洲用户要求文件（EUR）"。

URD的主要性能指标：

设计原则：简单、坚固、不需要原型堆；

燃料热工安全裕量：≥15%；

堆芯熔化概率：<1.0×10-5/堆年；

大量放射性释放概率：<1.0×10-6/堆年；

失水事故：6英寸以下破口，燃料不损坏；

设计寿命：60年；

换料周期：18~24个月；

机组可利用率：≥87%；

工作人员辐射剂量：<100人雷姆/年；

建设周期（从浇注第一罐混凝土至商业运行）：对1300 MW机组为54个月，对600 MW机组为42个月。

（2）更安全、更经济机型的开发

世界核电供应商按URD、EUR等的要求，在各自已形成批量生产机型的基础上，作改进创新的开发研究。

美国西屋公司研究开发了AP-600型核电机组的设计，1988年获美国核管会最终设计批准书（FDA），特点是采用非能动安全系统，简化设计。另外，还同日本三菱公司合作研究开发了APWR- 1000、APWR-1300，但尚未获美国核管会颁发的最终设计批准书。

美国ABB-CE公司在其成熟的系统80的基础上，研究开发了改进的机型系统80+。1984年获得美国核管会颁发的最终设计批准书，并于1997年完成全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。特点是采用双环路的输热系统。

美国GE公司基于成熟沸水堆技术，研究开发了先进沸水堆（ABWR），1994年获美国核管会颁发的最终设计批准书，1997年通过全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。在日本建造了2台，运行情况良好。我国台湾省正在建造的"核四"就是这种机型。

法国法马通公司和德国西门子公司联合开发了欧洲先进核电机组欧洲压水堆（EPR）。

俄罗斯根据核电改进发展潮流，在已成熟批量建设的WWER-1000的基础上，研究开发了AES-91型和AES-92型两种设计，向美国URD靠拢。AES-92采用较多的非能动安全系统。

（3）机型开发的思路

上述的研究开发的基本思路，大体可划分为改进型、革新型、革命型三类：

改进型是在原有设计基础上，利用国际上已成熟的改进技术，增加安全裕量，增加对付严重事故的安全措施，提高安全性，又通过增加单机容量，利用规模效益改善经济性，补偿因提高安全性而引起的经济性下降。

革新型的特点是在成熟技术基础上，采用依靠自然规律（重力、自然循环等）的非能动安全性，简化系统、减少设备，既提高安全性，又改善经济性。

革命型，在设计中引入固有安全性概念，从根本上排除产生事故的可能性。

按革命型设计思路开发的几个机型均遇到一些重大技术关键，距成熟尚有较大的距离。革新型机组的代表是AP-600，由于采用非能动安全系统有一定难度，相对于改进型成熟较晚。改进型机组的研究开发相对简单，如系统80+、ABWR、EPR等，都趋成熟，其中ABWR已成功建设和运行了2台机组。

2 核电技术发展的最新动向

2.1 核能复苏的动向

（1）美国政府颁布了新的能源政策，要复苏核能。2001年5月17日，美国总统布什颁布新的美国核能政策，指出"应该发展清洁的、资源无限的核能"，能源政策提出"把扩大核能作为国家能源政策的重要组成部分"，并提出了促进核能复苏和发展的一些具体政策。要求美国核管会在审批新的先进反应堆申请许可证的过程中将保证安全和环境保护作为最重要的条件。要求核管会推动核电企业对现役核电站安全升级、增加发电量。要求核管会对现役核电站重新发放许可证，使之达到或超过安全标准。提出发展下一代核技术和先进的核燃料循环，重新审订核燃料处理方法的研究，使得核废料少并具有强的防核扩散能力；不鼓励积累分离钚；要发展清洁、高效、废物量少、防核扩散的乏燃料处理处置技术。在2001年5月召开的核能会议上，美国核工业界提出在2020年前，新增核电装机5000万kW的设想目标。2001年8月初，美国众议院通过了"保障美国未来能源"的法案，支持在现有核电厂址上建设新的核电机组，增加国家在核能方面的研究费用，增加各大学的核科学及核工程的教育经费和研究费用。

（2）2001年1月底，俄罗斯原子能部副部长尼克马图林说："位于俄罗斯欧洲地区不久将面临电能短缺危机，政府唯一的解决方案是修建新的核反应堆"，"防止潜在的能源危机，俄罗斯计划在2020年前修建40座核反应堆"。

（3）日本政府为了兑现削减CO2排放目标的承诺，日本资源能源厅提出日本将在2001年至2010年新建13座（约1694万kW）核电站。其中沸水堆10座（约1295万kW，ABWR 8座，BWR 2座），压水堆3座（约399万kW，APWR 2座，PWR 1座）。自2011年起，还计划建造7座核电站，约848万kW，其中ABWR 5座，BWR 2座。

2.2 第四代核电技术概念的提出

第四代核电技术概念是1999年6月美国克林顿政府的能源部首先提出的，并得到一些国家的支持。

（1）第四代核电技术的概念

把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。

（2）开发第四代核电技术的目的

美国政府对核电界共同研究开发的第三代核电技术不够满意的是：未考虑防止核扩散的要求，经济性不够理想。为了强化防止核扩散的要求和进一步改善经济性，提出要研究开发第四代核电站。

（3）第四代核电技术的性能要求

2000年5月，由美国能源部发起、美国阿贡实验室组织的全世界约100名专家进行了研讨，提出了第四代核电站14项基本要求。关于经济性的有3条：要有竞争力的发电成本，其母线发电成本为3美分/kWh；可接受的投资风险，比投资小于1000美元/kW；建造时间（从浇注第一罐混凝土至反应堆启动试验）少于3年。有5条是关于核安全和辐射安全的：非常低的堆芯破损概率；任何可信初因事故都经验证，不会发生严重堆芯损坏；不需要场外应急；人因容错性能高；尽可能小的辐射照射。关于核废物有3条：要有完整的解决方案；解决方案被公众接受；废物量要最小。关于防核扩散的有3条：对武器扩散分子的吸引力小；内在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经过评估。

由上看出，第四代核电站的要求突出了防止核扩散问题，没有考虑核燃料循环和核资源问题，而这两个问题是涉及核能可持续发展的重大问题。

（4）设想发展进度

当前的主要任务是研究确定第四代核电的性能要求，逐步由原则要求，经细化为具体指标，在此基础上再开展堆型的研究开发。预计2020年前能有一个或几个示范电站建成运行；到2030年以后再推广建设。在2001年到2030年这段时间内，将建造一批第三代的先进轻水堆核电机组。

（5）当前的进展

目前，该工作尚处于开始阶段，主要由大学教授、科研单位专家进行理论政策探讨。所提出的性能指标要求仅是原则性的，需要深化的工作还很多，还要经过方方面面的审查认可。距离做实质性的堆型选择、堆型研究开发还有较大距离。现在就把某种堆型说成第四代核电堆型为时尚早。

2.3 核电机型开发的一些新的动向

（1）美国西屋公司和ABB-CE公司联合后，基于美国核管会批准最终设计的AP-600和系统80+，提出了AP-1000的概念。利用AP-600简化改进和被动安全的设计概念，加上系统80+双环路的设计思想，把AP-600的60万kW扩大为100万kW，采用两条50万kW的环路。结合了简化设计和扩大规模两个方面来改善核电的经济性。

（2）日本三菱公司最近提出发展21世纪核电站NP-21的压水堆机型，其单机容量为150万到170万kW，四个环路，采用卧式蒸汽发生器。

（3）俄罗斯最近提出了发展150万kW的压水堆机型，四个环路，采用非能动的余热排出系统，采用垂直盘管式的蒸汽发生器。

（4）韩国在引进ABB-CE的系统80的核电技术基础上，自主提出了大型非能动压水堆核电站CP-1300的概念，采用了西屋公司的非能动安全系统的概念，又采用了ABB-CE双环路的设计。

（5）印度从俄罗斯进口百万千瓦级压水堆核电机组的合同谈判已基本完成，待我国田湾核电站建成后付之实施。其机组以我国田湾核电站为参考，要加上非能动的余热排出系统。

（6）南非提出了球床模块化高温气冷堆的设计概念，由于其热效率高、经济性好、安全性好，引起了国际较大的反响。但是，高温气冷堆的重要关键技术尚未得到工程验证，这种堆型的乏燃料难于处理和处置。另外，高温气冷堆的发展还将涉及核燃料循环体系的技术路线。

3 世界核电技术发展的趋势

3.1 提高安全性、改善经济性成为核电技术发展的主要趋向

在核电市场竞争中，一个机型能保持持续稳定的发展而不被市场竞争所淘汰，关键是能够确保安全、在经济上有竞争力。在近十年来，指导核电技术发展的用户要求文件（URD、EUR）、最新提出的第四代核电站的性能要求以及美国最近颁布的新的能源政策，都贯穿一条主线，就是要提高安全性、改善经济性，在满足确定的安全要求的条件下，争取最好的经济性。如堆芯熔化概率<1.0×10-5/堆年，大量放射性释放概率<1.0×10-6/堆年，燃料热工安全裕量≥15%等。

3.2 延长在役核电站的寿期已是世界各国都实际采取的行动

在经济上，延长寿期相对于新建核电站更经济。从可行性看，迅速更换反应堆的部件等措施、延长反应堆寿期在技术上和经济上已得到了验证。绝大部分原设计寿期40年的核电站机组都可延长到60年。目前，美国、英国、日本等国家做了许多关于延长寿命的研究验证工作，并通过核安全当局的审查，批准延长寿期。

3.3 单机容量继续向大型化方向发展

为提高核电站的经济性，继续向大型化方向发展：俄罗斯提出建造150万kW的压水堆机组的概念；日本三菱公司提出了建造150万至170万kW的压水堆机组；日本的东芝、日立提出了建170万kW的ABWR-II的概念；美国西屋公司也在AP-600的基础上向AP-1000发展。

3.4 采用非能动安全系统、简化系统、减少设备来提高安全性

世界各国最新提出的设计概念，一般都在原有设计基础上增加非能动安全系统代替原有的主动安全系统，也不追求全部采用非能动安全系统，而根据技术成熟程度和对机组的安全、经济性能的改进程度确定采用哪几个非能动安全系统，即是非能动、能动混合型的安全系统。

3.5 为便于堆内安全系统的设置和安排一般采用两个或四个的偶数环路

过去百万千瓦级机组一般采用三个环路，每个环路30万kW。但最近提出的一些设计概念都采用偶数环路，每个环路容量根据设计的单机总容量确定，不限制在30万kW一个环路。如美国的AP-1000是双环路，每个环路50万kW；韩国的CP-1300也是双环路，每个环路65万kW；日本三菱的NP-21，单机容量150万至170万kW，四个环路，每个环路37.5万或42.5万kW；俄罗斯的150万kW的设计概念，也是四个环路，每个环路37.5万kW。取偶数环路的主要原因是在压力容器内安全系统布置比较容易，也比较好。

3.6 仪表控制系统（I&C）的数字化和施工建设的模块化

世界各核设备供应商提出的新的核电机型，无一例外地都采用了全数字的仪表控制系统，并且进一步向智能化方向发展。法国的N4和日本的两台ABWR机组，都是全数字的仪表控制系统。新设计的机组更是采用全数字的仪表控制系统。

核电的建设施工为缩短工期、提高经济性，都突破原有方式，向模块化方向发展。在设计标准化、模块化条件下，加大工厂制造安装量，通过大模块运输、吊装、拼接，减少现场的施工量。这是新一代机型共同采取的新技术。美国GE公司和日本联合建设的两台ABWR机组都已成功地采用了这种技术。

3.7 发展快中子堆技术，建立闭式核燃料循环，使核电能可持续发展

主要工业发达国家已经建立本国的核燃料循环技术和体系，已经基本掌握了快中子增殖堆技术，但由于多种因素，一些国家停止了快堆的工程发展。至今，曾充当开发快堆技术世界先锋的美国，虽然较早停止了快堆的工程建设，但现在正在研究是否重新启动快中子辐照试验堆FFTF，同时还从事着与快堆技术相关的其他研究。法国正在研究利用凤凰快堆电站进行燃烧锕系核素和长寿命裂变产物的工作。

俄罗斯是看好快堆技术最热心的国家，它把发展快堆和实施闭式燃料循环技术和体系看作21世纪上半世纪核动力发展战略的奠基石，并正筹备重新启动自1989年以来一直处于冻结状态的一项BN-800快堆电站计划，并开始设计BN-1600。

美国最近颁布的能源政策中提出了研究先进的核燃料循环，要改变过去对乏燃料不作后处理的一次通过燃料循环（once-through fuel cycle）。美、英、法、德、日等国正在研究一种先进的燃料循环（Advanced Fuel Cycle）体系，不作铀钚分离，直接处理出满足快堆核电站要求的铀、钚混合燃料。这样使核能发展既满足了可持续发展的要求，又满足了防止核扩散的要求。

3.8 模块化高温气冷堆受到关注

南非国家电力公司（ESKOM）提出了模块化高温气冷堆设计，国际上有较大反响。采用耐高温包覆颗粒燃料，不会出现堆芯熔化事故，石墨慢化、氦气做冷却剂、全寿命的负温度系数，是安全性能很好的机型。由于采用高温氦气透平直接循环，热效率高；非能动安全系统，简化系统；采用一次通过循环，乏燃料不作后处理，因而有较好的经济性。但这种机型尚有一些重大关键技术，如高温高压氦气透平等尚未经过工程验证，尤其是乏燃料后处理技术十分困难，难于实现裂变物质的转化和增殖，所包含的裂变物质和锕系元素难于处理处置，在资源和环境上都不符合可持续发展的要求。由于这种堆型确有不少优点，得到了国际的关注，我们也应给予注意。

4 对于我国核电技术发展的启示

（1）我国发展核电，必须发展更安全、更经济的新一代机型

提高安全性、改善经济性是国际、国内核电发展中提出的必须解决的问题。由三哩岛事故和切尔诺贝利核电事故诱发产生的核能发展的公众接受问题，已成为世界核电发展的最大障碍，如果没有安全性更好的核电机型来代替现在的机型，并得到公众的认可，核电就不可能持续稳定地发展。对于我国来说，如果停留在广东大亚湾M310的水平上，核电的发展是十分困难的，是没有前途的，因为M310的安全性与用户要求文件（URD、EUR等）有较大距离，经济上还难于同常规火电竞争。我国发展核电，必须符合国际发展的趋势，发展更安全、更经济的新一代机型。

（2）应坚持压水堆核电的技术路线

20世纪80年代初，由国家计委、原国家科委联合召开的我国发展核电的技术政策论证会确定，后报经国务院批准颁布实施，发展压水堆核电技术路线。我国近20年的实践和国际最新核电技术发展趋势，都证明我国发展压水堆核电技术的路线是正确的，在压水堆核电技术的发展上取得了重大的进展，并建立了较好的科技工业技术基础，培养了一支较强的、专业配套的科研设计队伍。中国新型核电机组应该充分利用我国已建立的压水堆技术基础，坚定不移地走压水堆核电的技术路线，不宜轻易改变。

关于高温气冷堆，虽然国内外呼声较高，也确有不少优点，但还有较多的不定因素，现尚不具备以发展这种堆型为主线的条件。

关于先进沸水堆ABWR，它是一个好的堆型。如果我国从零开始，可以考虑发展此堆型。鉴于我国发展压水堆已有相当的基础和经验，而ABWR相对于压水堆的优势，尚不足以促使我们放弃压水堆而改为ABWR。

（3）我国新一代的核电机型应该满足国际上的用户要求文件

我国新一代的核电机型应符合世界核电的发展趋势，要满足国际上的一些用户要求文件，如美国的URD、欧洲的EUR等。当然我国应把国际上的这些用户要求文件与我国实际情况相结合，制定符合我国实际的设计要求文件，新一代的核电机型就应满足我国自己的设计要求文件。要在符合设计要求文件的核安全要求的前提下，争取最好的经济性。

（4）新一代的核电机型应考虑采用系统简化、非能动、数字化的仪表控制系统和模块化技术的压水堆

根据国际核电技术发展的趋势，中国新型核电机组应考虑采用非能动安全系统来简化设计、提高安全性、改善经济性，但不要追求全部的非能动安全，要根据改进后可能取得效益和实现的可能性，实事求是地做出选择。采用模块化技术可缩短建设周期，提高经济性。数字化的仪表控制系统是提高核电的安全性、运行可靠性和经济性的重要措施。

（5）抓紧新一代的核电机型的研究开发，赶上世界核电发展的步伐

根据国家计委《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出的"自行开发新一代核电站"的要求和世界核电发展的趋势，我们应抓紧新一代的核电机型的研究开发工作，争取在2010年前完成机型的研究开发工作，具备上首堆工程的条件。从"十二五"初到"十二五"末或"十三五"初，完成首堆工程建设和投运，实施标准化、批量化建设，这样大体可赶上世界核电发展的步伐。