什么是第四代核电技术

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。

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中国核电行业发展现状(2011)

中国核电行业发展现状（2011-3-15）一、中国核电发展现状（一）中国核电的发展阶段 1、核能研究阶段在70年代末，我国已经有了核动力应用的想法，但是由于十年动乱的影响，1969年，原二机部各类学校有的停办，有的撤销，有的交给地方。研究所被精简缩编，名存实亡，研究工作虽然一直没有停顿，但“清查”、批斗使广大科技人员的积极性遭到极大的压抑，影响了工作的进行。一些基础科研项目基本停止，核电的科研工作未能展开。 2、核电技术起步阶段这一阶段我国的核电技术开始起步，但是由于我国核电政策的徘徊不定，使得我国的核动力研究主要应用于核动力舰艇上，1971年9月，我国自己建造的第一艘核动力舰艇安全下水，试航成功，其后20年，我国核电仍为零。值得一提的是，我国在此期间进行了核电站的概念设计，但是进度缓慢，秦山核电站的设计即从此时开始，但后来停止了，如同整个世界核电的大潮流一样。 1984年我国第一座自己研究、设计和建造的核电站--秦山核电站破土动工，表明中国核电事业的开始。 3、黄金复苏阶段中国核电从秦山核电开始，大亚湾核电为转折，历经十年，终于迎来了核电春天，各个项目如同雨后春笋，不断开工。进入新世纪，国家对核电的发展做出新的战略调整。国务院已颁布了《核电中长期发展规划》，提出了到2020年核电装机容量达到4000万千瓦、在建1800万千瓦的目标，这个目标有可能更高。（据新华网2010年3月22日消息称：国家能源局有关负责人于2010年3月22日说，目前我国正在对2020年核电中长期发展规划进行调整。根据目前的工作部署，到2020年我国核电装机目标保守看为7000万千瓦至8000万千瓦。）中国核电站布局

世界核电技术发展简史

世界核电技术发展简史 1、第一代核电技术即早期原型反应堆，主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。前苏联在1954年建成5兆瓦实验性石墨沸水堆型核电站;英国1956年建成45兆瓦原型天然铀石墨气冷堆型核电站;美国1957年建成60兆瓦原型压水堆型核电站;法国1962年建成60兆瓦天然铀石墨气冷堆型核电站;加拿大1962年建成25兆瓦天然铀重水堆型核电站。这些核电站均属于第一代核电站。 2、第二代核电技术第二代核电技术是在第一代核电技术的基础上建成的，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。在第二代核电技术高速发展期，美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。美国成批建造了500至1100兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家;前苏联建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型压水堆;日本和法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了20多倍。美国三里岛核电站事故和前苏联切尔诺贝利核电站事故催生了第二代改进型核电站，其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等，安全性能得到显著提升。此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆，如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。我国目前运行的核电站大多为第二代改进型。 3、第三代核电技术指满足美国“先进轻水堆型用户要求”(URD)和“欧洲用户对轻水堆型核电站的要求”(EUR)的压水堆型技术核电机组，是具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。第三代先进压水堆型核电站主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等技术类型，其中具有代表性的是美国的AP1000和法国的EPR。中国已引进AP1000等技术，分别在浙江三门和山东海阳等地开工建造。 4、第四代核电技术第四代核电是由美国能源部发起，并联合法国、英国、日本等9个国家共同研究的下一代核电技术。目前仍处于开发阶段，预计可在2030年左右投入应用。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。

我国核能技术发展的主要方向

我国核能技术发展的主要方向中国核电发展现状我国核电在运核电厂已达到38台，总发电功率超过3 700万千瓦，在建机组18台，总装机容量2 100万千瓦，到2020年我国在运核电厂预期将达到 5 800万千瓦，占世界第二位。正如中国工程院、法国科学院及法国国家技术院给国际原子能机构的报告中所写：“就所有民用核能活动而言，可以认为法国和俄罗斯在当下全球领先。同时，中国在核电站建设方面正在取得重大突破，是未来潜在的领先国家之一。” 我国核电充分吸收了国际核电发展的经验和教训，并采用当前最先进的技术，遵循最高的安全标准，坚持自主创新，不断改进，并拥有技术先进、实力强大的装备行业，以支撑中国核电建设。可以说，中国核电具有“后发优势”。我国最早引入和开发三代核电技术，遵循国际最高安全标准，完全满足美国“电力公司要求文件”（URD）和欧洲国家的“欧洲电力公司要求”（EUR），堆芯损坏概率（CDF）小于十万分之一，大量放射性释放概率（LRF）小于百万分之一。

我国率先在三门、海阳引进、建设首批4台AP1000先进压水堆核电厂，同时在台山建设2台EPR1700先进压水堆核电厂。我国自主研发的三代核电包括CAP1400和“华龙一号”，其中“华龙一号”正在福建福清、广西防城港和巴基斯坦卡拉奇顺利建设，并积极准备进入英国市场。 “华龙一号”是在我国具有成熟技术和规模化核电建设及运行的基础上，通过优化和改进，自主设计建设的三代压水堆核电机组。它满足先进压水堆核电厂的标准规范，其主要特点有：1）采用标准三环路设计，堆芯由177个燃料组件组成，降低堆芯比功率，满足热工安全余量大于15%的要求；2）采用能动加非能动的安全系统；3）采用双层安全壳，具有抗击大型商用飞机撞击的能力；4）设置严重事故缓解设施，包括增设稳压器卸压排放系统，非能动氢气复合装置，以及堆腔淹没系统，保持堆芯熔融物滞留在压力容器内；5）设置湿式（文丘里）过滤排放系统，以防止安全壳超压；6）设计基准地面水平加速度为0.3g；7）全数字化仪控系统。 2 持续提高核电的安全性我国和国际上都在进行提高核电的安全性研究，主要有从设计上实际消除大规模放射性释放，保持安全壳完整性，严重事故预防和缓解（包括：严重事故管理导则，极端自然灾害预防管理导则），耐事故燃料（ATF）研究以及先进的废物处理和处置技术的开发和应用。国际上安全监管机构都要求新建反应堆应满足下列安全目标：（1）必须实际消除出现堆芯熔化、导致早期或大量放射性泄露的事故；

当今世界各国核电发展情况介绍

当今世界各国核电发展情况介绍导语：全球首座商用核动力电站开始于20世纪50年代，目前全球有445座商用核动力反应堆在31个国家运行，总装机容量达387GW，另有64座在建。作为持续、可靠的低碳能源，核电已向全球提供超过11%的电能。此外，还有大约240座研究堆运行在56个国家，180座动力堆为大约140支舰船、潜艇提供着动力。总体情况核裂变能技术(特定原子核分裂释放大量能量)首先发展于20世纪40年代，从二战期间直到1945年，研究主要集中在利用特定核素(铀或钚)的原子核分裂所释放出的大量能量以制造炸弹，即原子弹。到20世纪50年代，核裂变能技术开始转向和平利用，主要是用于核动力发电。如今，在世界电力能源中，核电已具备举足轻重的地位。目前，民用核电已拥有超过1.65万堆年的运行经验，并且占世界电力能源供给的11.5%(来自31个国家的核动力发电)。另外许多国家建造了不少研究堆，一方面为科学研究提供中子源束流;另一方面用于制造医用、工业用同位素。众所周知，目前仅有8个国家具有核武器制造能力。于此相比，却有56个国家运行着大约240座民用研究堆。超过1/3存在于发展中国家。目前31个国家拥有445台商业核动力反应堆，总装机容量达387GW，这一发电量超过法国或德国所有电力来源的3

倍不止。另外还有64座商用核动力反应堆在建，相当于目前核电装机容量的18%。同时，已有150多座商用核动力反应堆具有明确的建设计划，相当于目前核电装机容量的一半。全球16个国家在很大程度上依赖于核电，其核电占比超过本国电力供给的1/4。法国电力来源中，核电贡献3/4左右;比利时、捷克、芬兰、匈牙利、斯洛伐克、瑞典、瑞士，斯洛文尼亚，乌克兰等国的核电占比达1/3或更多;南韩、保加利亚核电提供30%以上的电能;美国、英国、西班牙、罗马尼亚核电占各国电能的20%;日本过去很大成分上依赖核电，占比超过1/4，目前期望返回当时水平。在那些不持有核电厂的国家中，意大利和丹麦，能源供给中，有10%来自于核电。世界各国情况中国中国政府计划到2020年，核电装机容量将达到在运58GW，在建30GW。从2002年到2015年内，中国已完成了28台新核电机组的建造及开始运营。目前已有33台机组在运，22台机组在建，其中包括4台AP1000核电机组(全球首堆)和高温气冷堆示范电厂，更多机组还在计划建造中，可能将会在三年内开始。另外，中国已经开始了出口国产反应堆设计，中国核反应堆技术的研究与发展同样是首屈一指。印度根据国家能源政策，印度核电发展目标是：到2020年达到装机14.5 GW，包括轻水堆、重水堆及快堆。目前，印度除了21台机组已在运外，另外还有6台机组在建，包括国产和进口的设

世界核电发展概述中国核电建设简史

世界核电发展概述中国核电建设简史中国核电建设历程（一）世界核电进展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年要紧国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年要紧国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。要紧内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。

1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严峻事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典关心，大火七天扑灭。其缘故是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，同意国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津产生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个把握的国家。

第四代核反应堆系统简介

第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应

(发展战略)世界核电发展概述中国核电建设简史

世界核电发展概述中国核电建设历程（一）世界核电发展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年主要国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年主要国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。主要内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。

1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严重事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典帮助，大火七天扑灭。其原因是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，接受国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津诞生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个掌握的国家。

中国核电发展概况

中国核电发展概况（截止2010年） 1我国核电产业未来前景我国目前的电力供应依然以火力发电为主，水电、风电、核电等规模非常小，电力结构极为不合理，一方面带来能源的极大浪费，另一方面也带来了严重的环境问题。为此国家提出了发展新能源发电，鼓励核能等清洁能源的综合利用政策。中国核电发展进程大约比全球核能发展进程相对滞后约20年。七十年代中国开始对核电的探索，八十年代中国核电开始“起步”，九十年代至2006年为中国核电的“发展期”，至今大约30年时间。中国核电的“发展期”正处于世界核电发展之“低谷期”。尽管如此，中国核电在不利的条件下仍取得了较大的成绩。到2006年底为止中国投运的核电机组共11台，870万千瓦，约占全国发电总装机容量的1.4％。特别是2000年至今中国投运机组8台，占全球同期投运机组数的1/4。与此同时，中国建立了较为完备全面的核电体系，基本掌握了第二代核电技术，并开始了第三代和第四代核电技术的基础研发工作。这一切，为下一步的跨越发展做好了全方位的准备。 2010年，我国正在制定的《新兴能源产业发展规划》着眼于中国新兴能源产业中长期发展目标，在2011年－2020年间，核能、水能以及煤炭的清洁化利用将是政策支持的重点，也将是5万亿投资的重点支持对象。因此，国家有关部门正在积极调整我国的核电中长期发展规划，提出到2020年中国的核电装机容量将由原来的4000万千瓦提高到7000万千瓦以上。而且有消息称，国家能源局正在制定的《核电管理条例》有望于2010年底前上报国务院。《核电管理条例》将重点体现对未来核电开发的支持，其中将大力推动内陆核电站的开发建设。为实现规划目标，在“十二五”期间提高核电站开工量是核电产业规划的重点任务之一。原因是，核电站的建设周期长达四五年，要实现核电装机容量到2020年达到7000万千瓦以上的目标，必须在2015年开工至少60个100万千瓦的核电站，2010年开始展开前期规划。因此，未来5年，将是核电企业们迎来大量订单的黄金期。

第四代核能系统的特点及其热力循环

第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。 2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。 1.超临界水冷堆（SCWR） SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率 SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。功率、温度和压力的控制上有很大挑战，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机的节流压力控制等。需要研究电站的启动过程，防止启动过程出现失控。 2.超高温气冷堆（VHTR） VHTR是高温低冷对的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。其燃料可承受高达1800度高温，冷却出口温度可大1000度以上。VHTR具有良好非能动安全特性，热效率可超过50%，经济上竞争力强。VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。 VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度，仍有许多技术上有待解决的问题，在这种超高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料研发，以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求；事故时燃料温度最高可达1800度；最大燃耗可达150到200（GWD/MTHM)。 3.熔盐反应堆（MSR）熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。氟化物传热性能好，无辐射，与空水、水都不发生剧烈反应。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，在通过第三热交换器传给能量转化系统。参考电厂的电功率是百万千瓦级。堆芯出口温度700度，也可达800度，以提高热效率。

我国核能发展现状

我国核能发展现状目前我们国家核能起着相当重要的作用，核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一，经过半个多世纪的发展，核技术已经渗透到能源、工业、农业、医疗、环保等各个领域，特别是核能在电力工业成功运用，为提高各位人们的生活质量与水平作出了重要贡献。目前核电约占世界总发电量的16%，与水电、火电一起构成电力能源三大支柱，核能技术不断发展和进步寄托着人类对未来的希望，它将成为最终解决全球可持续发展的综合能源之一。世界50多年的核能发展表明，核能不失为一种清洁、安全和经济的能源，随着我国经济的持续高速发展，毕竟对能源提出快速增长要求，而我国目前以煤炭为主的能源结构又与日益严重的环境问题日益相关，所以发展核能是解决我国能源短缺、改善能源结构、控制环境污染、保障能源结构重要途径之一。中国建设的第一座核电厂1991年建成投产，结束了中国大陆无核电力的历史，1994年投产大电站，1996年中国又自主设计建设了二级核电站，三级核电站，随着最近广东核电厂投入，我国目前公共12组核电机组投入运行，运行的核电机组安全状况良好，平均用于值可达到85%，核电辐射水平一直保持在本地水平。到目前为止我国已合作了12个核电项目，共31台机组，合作规模达到3378万千瓦，已开工建设24台，建成规模2660万千瓦。核电作为我国新能源的主力军，正面临着难得的发展机遇，进入了批量化、规模化的发展阶段，目前我国引进三代核技术AP1千以及EP2顺利建成，它在中国经济快捷的发展，对核燃料的高效利用以及对减少高排放物发挥了重大的效应。 07年3月，随着中美间两份重要协议《核岛供货合同框架协议》和《技术转让合同的框架协议》的签署，美国西屋公司和绍尔公司组成的西屋联合体在中国的第三代核电招标中正式中标，AP1000成为三代核电自主化依托项目所选择的技术路线，世界上最先进的第三代核电技术AP1000落户中国。 AP1000技术虽然先进，但到目前为止世界上尚没有一座建成的电站，中国将是第一个“品尝”这一技术的国家。我国的研究人员从AP600到AP1000进行了十多年的研究，对这一技术有较深入的了解。第三代技术是从第二代发展来的，其主要系统均有工程实践，只是核电站安全系统设计理念不同，AP1000使用的是非能动的方式。作为第三代核电站，AP1000具有良好的安全性和经济性。第二代核电站主要是上世纪70年代根据当时安全法规设计的。其设计基准不考虑核电站严重事故(如

中国核电发展现状及未来发展趋势

中国核电发展现状及未来发展趋势山东大学能源与动力工程学院公元1964，中国西北，罗布泊的一声巨响，向世界宣告，中国拥有了自己的核武器。 1970年12月26日，中国第一艘核潜艇下水，代表我国开始使用核动力。 1991年12月15日，我国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站——秦山核电站正式并网发电，代表着中国在和平利用核能的道路上迈出了坚实的第一步。漫漫征途，从中国第一次核试验，到第一核电机组并网发电，中国核能利用已经走过了近三十年。在党中央、国务院的正确领导下，我国核电经过20多年的发展，取得了显著成绩。核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成。三十年风风雨雨，三十年艰苦历程。中国核电从无到有，为共和国的华美乐章添加了最美妙的音符。我国核电现状从上世纪80年代起，经过起步和小批量两个阶段的建设，我国目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。截至到2004年9月，我国共有9台核电机组投入运行，装机容量达到700万千瓦。2003年底，我国核电装机容量和核发电总量，分别占我国电力总装机容量和发电量的1.7%和2.3%。在浙江、广东两省，2003年核发电量均超过本省总发电量的13%，核电成为当地电力供应的重要支柱。与此同时，通过引进与自主研发，我国在核电站维护运营及设计方面都有了很大的的进步：秦山一期核电站已经安全运行13年，在2003年结束的第七个燃料循环中创造了连续安全运行443天的国内核电站最好成绩，2003年世界核电运营者协会（WANO）九项性能指标中，秦山核电站有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平。秦山二期国产化核电站全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电站的重大跨越，比投资1330美元/千瓦，国产化率55%，经受住了初步运行考验，表现出了优良的性能，实现了较好的经济效益和社会效益。秦山三期重水堆核电站提前建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电站的多项纪录。广东大亚湾核电站投运10年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好的经济效益。广东岭澳核电站也已经全面建成投产并取得良好的运行业绩。江苏田湾核电站1号机组正在调试过程中。此外，我国出口巴基斯坦的恰希玛核电站2000年6月并网发电，2003年负荷因子达到85%。我国核电当前技术水平与发展情况进入二十一世纪，传统能源的利用程度已经接近极限，而且，由于工业革命以来，人类对化石能源的过分利用，对环境造成了难以消除的影响。今天，面对油价高涨，能源短缺，各国都在寻找能源的解决办法。中国科学院学部核能发展战略咨询组起草的一份战略研究报告指出，我国能源供应面临三大挑战：第一，能源发展需求与我国能源资源人均拥有量不足之间的矛盾；第二，以煤为主的能源结构不合理，大量燃煤造成严重的环境污染和温室气体问题；第三，能源利用效率不高，能源浪费比较严重。为应对上述挑战，我国将强化节能和提高能效作为基本国策放在首位，并逐步调整和优化能源结构，逐步降低化石能源的消耗份额，提高新能源的份额。而“在各种替代能源中，只有核能既是一种经济、安全、洁净的能源，又可大规模地替代化石能源。只有积极发展核

世界核电站建设现状及前景

世界核电站建设现状及前景胡经国人类使用的能源已由木材时代、煤炭时代、石油时代进入到核能时代。利用核裂变反应产生的巨大能量—核裂变能（本文所说的核能是指核裂变能）发电已有30多年的历史。今天，核能已成为技术上最成熟、安全、经济、清洁、最有潜力和发展前途的一种新能源。在当今世界能源日益紧缺的情况下，建设核电站对于世界经济的发展具有重要的战略意义。尽管发生了美国三里岛和苏联切尔诺贝利核电站事故，但是世界核电站建设仍然在持续、稳定地向前发展。到1983年9月，全世界已有20多个国家和地区拥有在运转的核电站270多座，总装机容量为1700亿瓦。同时，在建和拟建的核电站尚有200多座。据国际原子能机构统计，1984年，全世界有34座核电站投产发电，使世界核电站发电量增长17%，达到2200亿瓦。当年，全世界新建核电站14座。到1986年底，全世界在运转的核电站达到376座，总装机容量达到2769.75亿瓦；在建的核电站有135座，总装机容量为1469.31亿瓦；拟建的核电站有124座，总装机容量为1218.9亿瓦。到1987年6月底，全世界在运转的核电站有389座，总装机容量达到3000亿瓦。当时，世界各国核电站所提供的电力，相当于700多万桶石油的能量。去年，全世界又增加了20座核电站，使世界核电站总数达到420座。据预测，到2000年，全世界已安装的核电站的装机容量将达到4970～6460亿瓦；到2025年，将增加到8750～21600亿瓦。到1986年底，核电站发电量占世界发电总量的比重已上升到了15%。同时，核电站发电量占各国发电总量的比重，法国为70%，比利时为67%，瑞典为50%，瑞士和西德两国分别为39%和30%，日本和美国两国分别为25%和17%。据预测，到2000年，核电站发电量占世界发电总量的比重，将从现在的15%上升到20%～30%。目前，全世界的核电站都是利用铀235或钚239等容易裂变的同位素，通过核裂变反应获得巨大的能量的。近几年来，一些工业发达国家正在加紧研究通过受控核聚变反应获得更加巨大的能量。科学家们预测，到本世纪末，受控核聚变技术将获得重大突破。到21世纪，人类通过受控核聚变反应所获得的能量将会越来越多。核能在世界能源消费结构中的比

技术创新是核能产业发展的根本动力

技术创新是核能产业发展的根本动力岁末年初，两个有关核电的消息，激荡着中国核能界。第一个消息是2009年12月27日，韩国核电击败AREVA，中标获得为阿联酋建造4台韩国型APR1400核电机组，合同金额达204亿美金。这个消息甚至激荡了全世界的核能界。全世界媒体当然也包括中国媒体都进行了许多报道。韩国媒体将2010年称为“韩国核电出口元年”。对这个消息，国人首先惊叹的是合同金额，加上核电站后期运营、维护以及反应堆燃料等，协议总金额将超过400亿美金之巨！细心的业内人士更惊叹于其比投资，韩国这个标的比投资以固定价（工程基础价）计约为3640美金/千瓦，比目前中国正在执行的核电项目比投资高70%至100%。当然最更人感叹的是，韩国人居然能凭己之力，在国际市场上击败老牌的“核电巨人”AREVA。《中国能源报》的评论说的好，“机会只留给那些有准备的人”，韩国核电的成功是因为他们象韩国足球一样的“持之以恒”。（注1）第二个消息是咱中国自己的，2010年01月06日，国家能源局授牌首批16个国家能源研发(实验)中心。其中核电直接相关的就有5个: - 重大装备材料研发中心、 - 核级锆材研发中心、 - 核电站核级设备研发中心、 - 核电站数字化仪控系统研发中心、 - 快堆工程研发（实验）中心。（注2）也许会有不少人，看见后面这个消息后在嘀咕，为什么只有这5家，我们。。。呢？我们。。。，--也许再增加个7，8家都不够分。但首批国家研发（实验）中心16个，核能居然就占了5个，却正说明了中国核电技术目前阶段的落后！在授牌仪式上，张国宝讲话中指出，“我国能源科技水平处于世界领先地位，所取得的巨大成就值得骄傲。”可以不客气但却是客观地说，张国宝的这句话并不包括中国核电技术。无论如何，岁末年初的这两个消息，对中国核能界产生了一定程度的影响，尤其是在思想观念上。笔者期望这种影响转化成为对中国核电技术发展的促进。在这里，笔者简单回顾世界核电技术的创新历程和中国核电技术发展历程，抛砖引玉，对现阶段面临新的形势下的中国核电技术之创新之路进行初步讨论。一．世界核电技术创新主要发展历程回顾（注3）这里以轻水堆（包括压水堆和沸水堆）为例简单回顾世界核电技术发展的历程。因为轻水堆技术是迄今最重要的核电技术，全世界现在运行的436座核电反应堆中，359座为轻水堆（压水堆265座加沸水堆94座），占核电反应堆数目的82%，核电总装机容量的87%强。此外，全球现在还有上百座舰船核动力压水堆在运转。（另，“世界高温气冷堆和钠冷快堆技术创新主要发展历程回顾”见文章附后。）1950年代，压水堆起源于美国和前苏联开发的海军舰船推进核动力反应堆。比压水堆稍晚，美国爱达荷国立实验室开始沸水堆概念的基础研究。 1957 年，世界第一座商用压水堆核电站Shippingport(60MWe)在美国建成投运。同年，第一个沸水堆原型示范机组Vallecitos (50MWth)在美国投入运行。1959年，第一个沸水堆商业核电站Dresden (700MWth) 在美国投入运行。

第四代核能系统介绍

目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段

我国第三代核电技术一览

我国第三代核电技术一览我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。 1、AP1000 AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。 AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。三门核电站在全球率先采用第三代先进压水堆AP1000技术，其1号机组是全球首座AP1000核电机组。三门核电站位于浙江南部三门县，一期工程建设2004 年7月获得国务院批准并于2009年4月19日开工建设，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。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1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。 AP1000技术特点：

中国核电发展现状分析

中国核电发展现状分析核电站只需消耗很少的核燃料，就可以产生大量的电能，每千瓦时电能的成本比火电站要低20%以上。核电站还可以大大减少燃料的运输量。例如，一座100 万千瓦的火电站每年耗煤三四百万吨，而相同功率的核电站每年仅需铀燃料三四十吨。核电的另一个优势是干净、无污染，几乎是零排放，对于发展迅速环境压力较大的中国来说，再合适不过。 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。中国目前建成和在建的核电站总装机容量为870 万千瓦，预计到2010

核电发展可分为四代

世界核电站可划分为四代录入时间：2008-3-25 作者：snpec 第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。第三代核电站: 对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表：第三代核电站美国欧洲 EPR 能动核电站：System 80+, APR1400,APWR1600，ABWR， ESBWR 非能动核电站：AP1000 EP1000 第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。第四代核能系统: 第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确；2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明” 。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：第四代核能系统代号中子能谱燃料循环