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，如果能碰巧解决你现在面临的问题，希望能够帮助到您 。

核能发电目前是以铀-235为主要原料 ，铀含量高的矿藏正在急遽下降
。能取代铀-235的核燃料之一是铀-233
，但它在自然界并不存在，得要从钍-232来制造。

核能发电是能源危机中的新宠 ，但由於核分裂反应器所使用的低价位铀正不断地大量使用，预估将於本世纪末耗尽
，届时势必被迫使用经济价值较低的高价位铀，并建立更多的提炼工厂 ，如此将提高发电成本 。

在新能源尚未开发成功前
，解决之道尚可引用快中子滋生炉（breeding?reactor），由再处理而得的239Pu ，它可适用於快中子反应器
，如此缓和了一部分天然铀的需求量
。另一方法，即利用钍来滋生 ，由於钍矿的蕴藏量较铀矿丰富
，在地球上的埋藏量约为铀之3～5倍，且较便宜 ，而更重要的是在热中子反应器中
，可以产生可分裂的233U。另一优点是，在变更轻水炉的设计时 ，较为简便 。不但可以降低铀的需求量，达更好的利用率（约增大50倍）
，减少分离工厂的设立，另可延长反应器的使用年限 ，降低发电成本。

钍—铀核反应

在三种易裂燃料233U、235U 、239Pu中
，只有235U是天然存在，且在一般的轻水式反应炉（light?water?reactor ，LWR）须使用低浓缩铀（2～5％）
，而233U
、239Pu则分别由232Th、238U吸收一中子后转化而来，图一表示了232Th转化成233U的过程
。

在转化过程中 ，最主要的是：

此转化的最大优点在於钍矿中
，钍全以232Th存在，很少有别的同位素 ，不需浓缩且提炼较铀简单；另一特性乃钍在作为反应器燃料时
，以金属态存在，易於加工 ，而ThO2比相当的铀化合物可耐更大的辐射剂量，即可允许更大的中子通率
，使功率密度更大。所形成的233U，其η值（每吸收一中子所放出的平均中子数）较235U大（在任何中子能量） ，而当中子能量小於40KeV时
，亦较239Pu大（见附表），使得233U在热中子反应器中 ，为唯一最有希望产生滋生反应的核燃料 。不过239Pu在快中子反应器中
，则有些性质较233U为优
。

钍燃料循环

兹将钍的燃料循环（见图二）程序分述如下：

一 、矿的提炼：钍资源中产量最多的矿物为独居石（monazite），一般钍含量为1～15％。首先将独居石以硫酸或氢氧化钠溶解 ，加以过滤
、沉淀
，再以硝酸溶解，最后以有机溶剂萃取出来成硝酸钍 ，但因在矿石中常与某些具极大捕获截面的稀土元素如Gd、Sm 、Eu、Dy等并存
，故需加以精炼，主要使用有机溶剂萃取法 ，接著使用离子交换法，以制成核子纯度级的钍 。

二
、进料：一般以Th(NO3)4.4H2O作为原料
，另再加上一些浓缩铀、239Pu或233U，作为最先维持连锁反应的可裂原料
。

三 、燃料元件的制造：将进料转变成所希求的化学化合物 ，如ThO2或ThC2
，再混合制成ThO2-UO2或ThC2-UC2的燃料丸或燃料棒，而后装入合适的护套中 ，如Zircaloy-2或铝合金
，组合成燃料元件。

四
、反应器中的辐射照射：在必要的试验及检查后，将元件放入炉心照射 ，在燃耗掉可裂物的过程中
，利用过剩的中子将钍转化成233U，经足够的照射后 ，取出燃料
，将之冷却 。

五、冷却：核燃料元件在反应器内使用期间通常约为三～四年，然后移出 ，由於分裂产物的高放射性，故暂时置於水池内冷却三～四个月
，让分裂产物中半衰期较短的放射性核种衰变，然后再装入坚实屏蔽的钢桶中 ，运往燃料再处埋厂
，虽然经过冷却，但於再处理过程中 ，仍需以重元素来屏蔽这些照射过的燃料
。

六 、照射过燃料运送：装运用过核燃料的钢桶是经小心设计的容器
，须符合国家原子能法规的种种试验，为的是在运送过程中 ，不使照射过燃料外泄
，污染环境。

七
、再处理：处理的方式与铀燃料相似，先以机械方式切断燃料棒 ，再以浓硝酸溶解
，惟金属钍在硝酸中呈「怠惰性」，故须添加小量HF ，使之易於溶解，但氟离子易与铀及钍形成错化合物
，影响萃取效果，且又引起强烈的腐蚀问题 ，解决之道可采用硝酸铝
，因其可使氟与硝酸铀醯及硝酸钍醯完全化合 。溶解之后，乃蒸馏硝酸盐溶液 ，直至清除所有之游离酸且稍过量
。再加硝酸铝
，并将此溶液移入萃取设备中，以一烃类中溶解42.5％之磷酸三丁酯（TBP）稀溶液行逆流萃取 ，同时萃取出钍及铀。

最后分离钍及铀-233
，用硝酸稀溶液选择性萃取钍，以TBP洗涤之水溶液 ，再萃取少量的铀
，硝酸钍之水溶液再由草酸盐沉淀、结晶等法处理之，整个过程谓Thorex法（见图三） 。

八 、废料处理：由於易裂燃料的经济价值甚高 ，故须经由再处理厂将其回收，如此不仅可降低发电成本
，且可避免资源的浪费。惟经再处理后的废溶液，却含有在分裂过程中所留下的分裂产物 ，其放射性有的高达数百万居里者
，半衰期更达数万年甚至上亿年者，故须谨慎处理
。其中B
、I、Xe 、Kr
、Ru等挥发性分裂产物 ，可用活性炭反复吸收
，至无害后，再由吸附塔排出。余下的放射性废料 ，先贮藏一段时间
，使其放射性自然衰减，然后将其浓缩 ，再装桶贮藏
，但因其中仍含有137Cs、90Sr等长半衰期的核种，另由於废液之发热与腐蚀性导致材料强度之下降 ，故须再采用固化处理法 。将废料固化有下列优点：

(一)将放射性核种固化成无流动性且机械强度大的固体（核种之浸出率小），使贮藏容器之腐蚀速度变小
，可防止逸出周遭环境，即可将放射性核种封闭抑制其散逸
。

(二)可减小贮藏所需空间容积。

(三)稳定性较好 。

(四)高温贮藏成为可能
。

(五)安全性提高 ，操作变易
，便於往隔离地点之运送 、搬运、废料作业。

(六)不必如液态贮藏时之严格保存
、监视 。

其中最主要的方法为玻璃固化法，因玻璃之溶解度及含有成分之浸出率极低 ，且减容系数相当大
，应用已确立之玻璃制造技术，将强放射性废液玻璃化 ，使放射性核种固定於玻璃中；但相反地
，装置比较复杂，处理费高 ，因高温（900～1200℃）处理所需之装置材料、放射性核种之挥发等问题尚未解决
。

因此也有人建议以下两种完全之处理处置法
，一为将极高放射性废料装入火箭，投弃於外太空；或使用高功率之高密度中子源 、高能量质子加速器或核融合反应器 ，将分裂产物中之长半衰期核种（90Sr
、137Co、85Kr 、99Tc
、129I等）以中子照射行核变换，而转成短半衰期、极长半衰期或稳定的核种。前者於现在只是纸上谈兵作业
，技术尚待克服，并无实用远景 ，且将造成太空垃圾
，亦是一种不负责任的行为 。后者亦只开始检讨阶段，无论在技术上或经济上尚有诸多困难必须解决 ，不过此法较符合处理原则
，安全性亦较高
。

放射性废料的处理不仅会影响大自然的生态平衡，甚至影响核能和平用途的发展 ，故其实为核能工业的关键课题
，有待从事核能研究的学者 、专家共同合作来解决。

钍与铀
、钸燃料循环

钍、铀 、钸的燃料循环请分别参考图二
、四、五 。

钍循环较铀 、钸循环有如下优点：

一、在热中子反应器中有较大的η值（η＝?2.287），使滋生可能。另快中子的滋生亦希望无穷
。

二
、有较高的转化比（conversion?ratio）及较长的燃料寿命。

三、燃料价格较低 ，比浓缩铀或循环回收的钸便宜 。

四 、有足够的滋生燃料来维持反应炉中燃料的链反应
，而不需另添加可裂燃料
。

五?
、除可降低燃料循环的价格外，另可更有效的利用低价位的铀燃料。

六、可耐较高的辐射剂量 ，且易於加工 。

不过钍循环也有如下令人不快的缺点：

一 、最主要的不利在於由232Th转化成233U的过程中，产生了232U（见图六）
。因为由232U再衰变成稳定同位素208Pb的过程中
，会产生放射高强度γ-射线的212Bi及208Tl（见图七），又其中232U及228Th会在再处理过程中 ，伴随在233U及232Th中产生
，使得经过再处理后所制成的燃料元件仍具高放射性，以致在制造时 ，人需在具有屏蔽或隔离的设备中
，增加制造成本。

二
、处理钍燃料时，需更多的强力熔剂 ，即更浓的硝酸
，且以氟化物当触媒，而使用这些熔剂后 ，将使萃取、废料处理 、酸碱调整更复杂 。

三
、钍燃料溶液须另加一些溶液
，来去除过量的酸
。

四、在萃取时，会形成第三相的相平衡 ，使得其在相同的设备下，其萃取速率较铀燃料溶液（仅有机相与无机相两相）为慢。

钍燃料滋生式反应炉

一 、气冷式快滋生反应器（GCFBR）

气体冷却剂如空气
、二氧化碳、氢 、氦、甲烷
、氨及水蒸汽等
，其热传递性能虽不如水及液态金属，但具有辐射及热稳定性 ，容易输送
，危险性低等性质，也可用作冷却剂 。气体冷却剂的热传递性能可因压力容器的厚壁设计增高操作压力而增加其数值 ，也可利用陶瓷核燃料
，增加操作温度而获得提高
。

图八为一典型的高温气冷反应器的容器结构。其核心通常采用浓缩成分很高的铀－钍（235U-232Th-233U）作为核燃料，并使233U再循环使用 。在反应器刚启动时 ，核心所含的浓化铀-235高达93％
，其余为232Th以碳化物或氧化物的形式存在。在以后的核燃料循环中可采用233U以代替用过的235U在铀及钍燃料的表层通常包覆著热解过的含碳物接合於燃料表面，以保存气体分裂产物於燃料之内
。在铀-235的燃料颗粒表面并包覆一层碳化矽物质 ，使金属性分裂产物同时能保持於可裂核燃料内
，并容易作为以后核燃料再处理过程中鉴别可裂及可孕核燃料之用。

采用气体作为冷却剂的快滋生炉也如液态金属的快滋生反应炉（LMFBR）那样具有吸引性，而前者较后者有下列几种优点：

(一)气体冷却剂中氦为钝气 ，不与空气及水起作用，故无需额外设置中间热交换器 。

(二)氦气与中子交互作用的反应比液态钠小
，故所需的过量反应率低，滋生效果好 ，可使倍增时间缩短
。

(三)氦气的放射性污染小
，不像钠那样具有高的诱导放射性，因此维修容易 ，安全性高。

(四)液态钠由於温度过高会引起沸腾
，产生气泡，致过度加热甚至将燃料元件烧毁 ，氦气则不会产生气泡
，故无此意外灾害 。

(五)气冷式常置有缓速剂，使钍的利用率大大提高
。但GCFBR的缺点则为气体的导热率很低 ，热传性能欠佳
，故为改善热传效率，需操作於高温及高压情况下 ，容器所遭受的压力较大，同时遇到反应器意外事件停机时
，不能像液态钠可利用自然对流方式自行冷却，而需完全靠机械方式使气体冷却剂循环冷却。?

二、熔盐反应器（MSR）

熔盐滋生反应器系由最初发展用作核动力航空器上的熔盐反应器实验（MSRE）衍变而来 。MSRE所用的熔盐仅为铀 、锂-7
、铍及氧化锆的混合物而不含钍元素 ，但由於科技的进展及实验的证明
，得知若利用含232Th及含233U的熔盐作为核燃料，利用滋生原理以变换可孕核燃料232Th为可裂核燃料233U ，则可得最大的经济使用效果
，比采用238U及239Pu的组合为佳
。

熔盐核燃料因其为液态，可直接用於反应器内 ，不必如一般实心固体核燃料需另外设厂制造燃料元件
，也无需更换及再处理燃料元件等复杂手续，故可减少核燃料制造及再循环的费用。熔盐又有好的中子使用性能 ，可在低压下操作於很高的温度
，因此热效率高，操作费用低 。熔盐滋生反应器可利用铀-233、铀-235或钸-239等起动 ，因此可采用价格最低的核燃料组合，以得最经济的动力
。

熔盐滋生反应器所采用的熔盐核燃料为氟化锂 、氟化铍
、四氟化钍及四氟化铀等混合物。在UF4及ThF4中混入金属氟化物如LiF及BeF2作为稀释剂
，可增加及改善核熔盐的化学、金属及物理等性质，同时使熔盐的热传性能增加而利於将热能传送给其他的冷却剂 。核熔盐不再与水或空气起作用 ，不受辐射损害
，并具有良好的安全性等，故成为一很好的液态核燃料。

图九显示一典型的熔盐滋生反应器动力厂 ，在核心中央部
，石墨棒与石墨棒间，供给约13V％（体积百分比）的熔盐 ，为核心装置部分
，环绕核心则装配约37V％的熔盐作为围包，使石墨缓速的能力在此部分相对的减少 ，以增加钍-232吸收或捕获中子的机会
，滋生可制核燃料
。

另为确保熔盐滋生反应器能滋生可裂核燃料，须将熔盐内因分裂反应而生的中子吸收体继续移除 ，以免损失过多的中子。分裂产物中可吸收中子的主要物质为氙气（Xe）及稀土元素如钕（Nd） 、铕（Eu）
、铒（Zr）等 。又在钍-232与中子反应形成钍-233时，可蜕变为镤（233Pa）
，亦为吸收中子的主要元素，需在3～5日的循环过程中 ，由熔盐内除掉
。氚气及一些分裂产物的金属
，可利用氦气洒洗移除之，不能清除的气体产物则经过一化学处理厂移除之 ，并回收铀-233及补充可孕核燃料
，再进入反应器内形成一循环系统。

钍在台湾的潜力

台湾本身的天然资源相当贫乏，除了少量的煤及天然气外 ，能源几乎全靠进口
，连发电成本最低廉的核能亦不例外 。依据核能研究所的调查，台湾在嘉义、台南外海一带 ，蕴藏有约55万吨的重砂
，其中含可提炼钍的黑独居石约3万多吨，可提炼铀的黄独居石4千多吨
。因此 ，我们可以考虑研究发展滋生炉，以因应我们本身的能源需求
，更由於其不必浓缩，又是自产资源 ，产量可自我控制
，受国际政治与市场供应上的限制较少。

台湾近年来在核能工业上已累积了不少的经验与技术，且培养了不少人才 ，核能发电的绩效也相当优良
，因此应该加速进行建立自己的核能工业，如矿的提炼 、萃取
、核燃料的制造……等技术之生根与提升 ，结合学术界与工业界 。一方面注意国外的最新发展趋势
，将来无论是采取技术合作或整厂输入，才能站在更有利的谈判地位 ，为我们争取更大的利益
。

结?语

在这能源短缺的时代
，石油价格居高不下，但能源需求日殷 ，且有走向更大型及更清洁、安全要求的趋势，因此展望未来
，太阳能与融合炉势必成为廿一世纪的宠儿。而目前太阳能的应用，仍有些工程上的技术尚待克服 ，主要是由於太阳光的能量密度太小
，收集不易，太阳电池的效率仍不够高且价格太贵 。而若将此设备置於地球轨道大气层外 ，虽然吸收效果较好
，且不受大气层气流的影响，但如何输送这些设备到轨道上及组合问题 ，则有待太空科技的发展
。而融合反应的控制
，像温度 、时间、材料
、能量输出等技术，仍有待开发。由於理论早已证明可行 ，故美国、苏联 、日本
、西欧也正加紧研究中
，像美、苏就已有同型微功率反应炉正在实验中 。

而在这过渡的时期，核分裂反应器虽担任这暂时解决人类能源问题的主要角色 ，但由於低价位的铀矿正不断地大量消耗，与较不经济的操作 、运转方式
，更有烦人的核分裂产物，导致社会上反核潮流的压力 ，增加建造工程申请的困难。故二十世纪末
，人们必须开发滋生炉，以因应能源需求的成长 ，且延伸融合炉的开发技术
。所以如何加速滋生炉的发展
，又能限制核武器不扩散，实为解决当前人类恐核危机的课题。

核电行业专题报告：“积极
”发展正在兑现 ，核能应用景气向上

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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速度迅速增长，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。

（报告出品方/分析师： 兴业证券 蔡屹 石康 李春驰 史一粟）

1.1 核电原理概述：裂变链式反应产生能量 ，产生蒸汽推动汽轮机组发电

核能通过核裂变 、核聚变和核衰变等三种核反应从原子核释放能量
，其中核裂变链式反应为核能发电原理 。

核能发电主要利用质量较大的原子（如铀
、钍、钚）的原子核在吸收一个中子后会分裂为多个质量较小原子核 、同时放出二至三个中子和巨大能量的特性，而放出的中子和能量会使别的原子核接着发生裂变 ，使放出能量的过程持续
，这样的系列反应被称作核裂变链式反应
。核裂变链式反应即为核能发电的能量来源。

核电站使核裂变链式反应产生的能量完成核能-热能-机械能-电能的转变，达到发电的目的 。

核电站大体可分为核岛部分（NI）和常规岛部分（CI）：

核岛部分：核岛部分包括反应堆装置和一回路系统 ，主要作用为进行核裂变反应和 产生蒸汽
。

核岛反应堆的作用为发生核裂变
，将裂变过程中释放的能量转化为水的热能；水在吸收热能后以高温高压的形式沿管道进入蒸汽发生器的 U 型管内，将热量传递给 U 型管外侧的水 ，使外侧水变为饱和蒸汽；冷却后的水将被主泵打回到反应堆中重新加热
，形成一个以水为载 体的闭式吸热放热循环回路，这个回路被称作一回路 ，又称“蒸汽供应系统”。

常规岛部分：常规岛部分包括汽轮发电机系统和二回路系统，主要作用为利用蒸汽推动汽轮机组发电 。

由核岛部分热传递产生的蒸汽会进入常规岛中的汽轮机组中
，将蒸汽的热能转变为汽轮机的机械能，再通过汽轮机与发电机相连的转子将机械能转换为电能 ，完成发电过程
。

同时做功完毕的蒸汽（乏汽）被排入冷凝器
，由循环冷却水进行冷却，凝结成水 ，之后由凝 结水泵送入加热器进行预加热
，最后由给水泵输入蒸汽发生器，形成又一个以水为载体的封闭循环系统 ，这个回路被称作“二回路 ”。

从原理上看
，二回路系统与常规火电厂蒸汽动力回路大致相同 。

1.2 核电商业模式：重资产模式+运营期现金牛

核电商业模式呈现重资产模式+运营期现金牛的特点：

建设期：工期长，投资额大

核电站因存在普遍拖期现象 ，实际建设周期约在5-10年。核电站的设计工期通常为 5 年
，而因缺乏施工经验
、设计变更、耗时检测等原因，我国核电机组普遍存在首堆拖期问题 ，导致建设期利息费用增长 、发电成本提高
。

批量化生产有利于核电机组建设周期缩短
、成本下降，实现批量化建设之后
，M310/CPR等同机型系列建设周期可逐渐稳定在 5 年左右。

我国三代核电单千瓦投资额在15000元左右 。

在AP1000基础上自主研发的三代核电技术CAP1000的建设成本为14000元/kW，同属三代核电技术的“华龙一号
”建设成本达17390元/kW
。据此计算 ，一台百万千瓦级的核电机组对应投资额约为150亿元
，呈现投资额大的特点。

运营期：稳健现金牛

核电行业与水电行业类似，都具有运营期稳定现金牛的特征 。

核电站遵循营业收入=电价*上网电量=电价*装机容量*利用小时数*（1-厂电率）的拆分简 式 ，营业收入可确定性强
，同时由于项目前期建设投入高昂、固定资产折旧成本较高（占主营业务成本的30-40%），所以核电站成本中非付现成本（折旧）占比较高
。

因此核电站一旦进入运营期 ，将呈现获得稳健而充裕的经营性净现金流的特性。

1.3 低碳高效的基荷电源
，“双碳”目标下重要性凸显

核电具有低碳高效的特点，我国核电占比明显低于全球水平 。

相比于其他发电方式 ，核电利用小时数高 、度电成本较低
，具有低碳
、稳定、高效的特点，适合作为优质基荷电源发展
。

而从电源结构上看 ，2020年我国核电占比仅为 4.80%，不仅低于核能利用大国法国的 64.53%
，也显著低于全球平均水平的 9.52%，我国核电占比仍有较大的提升空间。

“双碳 ”目标下非化石能源占比提升 ，核能重要性凸显 。

在2020年12月的气候雄心峰会上：到2030年单位GDP的二氧化碳排放比2005年下降65%以上
，非化石能源占一次能源比例达到 25%左右
。

2021年10月24日，《中共中央国务院关于完整准确全面贯彻新发展理念做好碳达峰碳中和工作意见》中提出要“积极发展非化石能源” 、“实施可再生能源替代行动
”、“不断提高非化 石能源消费比重”
、“积极安全有序发展核电 ”。

2021年10月26日 ，国务院正式发布《2030年前碳达峰行动方案》
，其中指出“积极安全有序发展核电 。

合理确定核电站布局和开发时序，在确保安全的前提下有序发展核电 ，保持平稳建设节奏。

积极推动高温气冷堆、快堆 、模块化小型堆
、海上浮动堆等先进堆型示范工程
，开展核能综合利用示范
。

加大核电标准化、自主化力度，加快关键技术装备攻关 ，培育高端核电装备制造产业集群。

实行最严格的安全标准和最严格的监管
，持续提升核安全监管能力 。
”对比我国近10年来的能源结构变化，非化石能源占比自2011年的8.40%提升至2020年的15.90%；从电源结构上看 ，据中电联数据核电占比已从2011年的1.85%%提高至2021年的4.86%，核能重要性正在凸显
。

2.1 核电技术演进：经济性与安全性推动核电技术发展

经济性与安全性是推动核电发展的核心目标。

核电站的开发始于上世纪50年代
， 70年代石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，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 。

上世纪90年代 ，为解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响
，美国和欧洲先后出台“先进轻水堆用户要求”文件和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求 ”，满足两份文件之一的核电机组称为第三代核电机组
。

21 世纪初 ，第四代核能系统国际论坛（GIF）会议提出将钠冷快堆 、铅冷快堆
、气冷快堆、超临界水冷堆 、超高温气冷堆
、熔盐堆 6 种堆型确认为第四代核电站重点研发对象。四代核电技术强化了防止核扩散等方面的要求
，目前相关产业链雏形基本形成，预计将于2030年开启商业化进程 。

2.2 2019年核电审批重启 ，三代机组成为主力机型

2016-2018年我国核电连续三年“零审批
”
，核电发展处于停滞期
。

2011年日本福岛核电站受地震引发的海啸冲击，出现严重核泄漏事故 ，世界各国开始谨慎对待新增核电站建设
，我国核电站审批工作也受此影响放缓。

2015年，我国批准 8 台核电机组 ，之后2016-2018年进入停滞状态，连续三年“零审批” 。

2019年核电审批重启
，三代核电机组正成为主力机型
。

2018年后我国多台三代核电机组投入商运，三代机组的安全性和可靠性得到印证；此外2018 年1月28日 ，我国自主研发的三代核电机组“华龙一号 ”首堆、中核集团福清核电 5 号机组反应堆压力容器顺利吊装入堆
，建设工程进展顺利。受此影响，我国核电审批工作重新提上议程 。

2019年 7 月 ，国家能源局表态山东荣成 、福建漳州和广东太平岭核电项目核准开工
，标志着核电审批正式重启。

2020年，海南昌江核电二期工程
、浙江三澳核电一期工程总计 4 台机组获批；

2021年 ，江苏田湾核电厂7&8号机组、辽宁徐大堡核电厂3&4号机组和海南昌江多用途模块式小型堆 科技 示范工程项目共计5台机组获批
，我国核电机组批复进度正有序进行
。

而从2019年后核电机组开工情况来看，以“华龙一号
”和“VVER”为代表的三代核电机组已成主力机型。

自主三代核电有望按照每年 6-8 台机组的核准节奏稳步推进 ，“积极发展 ”政策正逐步兑现 。2021年 3 月
，《政府工作报告》中提到“在确保安全的前提下积极有序发展核电
”，这是近10 年来首次使用“积极”来对核电进行政策表述
。

据中国核能行业协会《中国核能发展与展望（2021）》 ，我国自主三代核电有望按照每年6-8台机组的核准节奏稳步推进，2021年全年核准 、开工各 5 台
，积极有序发展政策正逐步兑现。

3.1 四代核电技术快速发展，有望带领核电产业迈入新纪元

四代核电有望带领核电产业迈入新纪元 。

近年来 ，我国在“863 ”、“973”
、核能开发、重大专项计划以及第四代核能系统国际合作框架的支持下
，先后开展了高温气冷堆 、钠冷快堆
、超临界水冷堆、铅冷快堆和熔盐堆五种堆型的研究开发，取得了一系列研究成果 ，与国际水平基本同步
。其中
，我国高温气冷堆 、钠冷快堆研发进度居于世界前列。

高温气冷堆利用其高温特性，在工艺供热
、核能制氢、高效发电等工业领域拓展核能的应用前景；快堆则是当今唯一可实现燃料增殖的关键堆型 ，将明显提高铀资源的利用率
，并能够利用嬗变以实现废物最小化 。

我国在高温气冷堆 、钠冷快堆上的研发进度居于世界前列
。

高温气冷堆全球首堆华能石岛湾高温气冷堆已于2021年12月20日成功并网发电，并计划于山东海阳辛安核电项目建设 2 台高温气冷堆。

钠冷快堆方面 ，中核霞浦600MW示范快堆工程已于2017年底实现土建开工
，计划于2023年建成投产 。

高温气冷堆： 具有固有安全性和潜在经济竞争力的先进堆型
。

固有安全性： 即在严重事故下，包括丧失所有冷却能力时 ，核电站可不采取任何人为和机器的干预，仅依靠材料本身的能力保证反应堆放射性不会熔毁与大量外泄。

具体表现为：

①防止功率失控增长 。

以我国石岛湾示范工程为例
，其采用不停堆的连续在线装卸燃料方式，形成流动的球床堆芯；且示范堆采用石墨作为慢化剂 ，堆芯结构材料不含金属
，稳定性高，堆芯热容量大
、功率密度低。

②载出剩余余热
。

高温气冷堆采用氦气作为一回路冷却剂 ，具有良好的导热性能。在主传导系统失效的情况下
，堆芯余热可借助热传导等自然机理导出，再通过非能动余热排出系统排出 ，剩余发热不足以使堆芯发生熔毁 。

③放射性物质的包容
。

示范堆采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件
，以四层屏蔽材料对燃料核心进行包裹，只要环境温度不超过1650  ，碳化硅球壳就能保持完整
，固锁放射性裂变产物。经测试，示范堆正常运行温度最高达1620  ，放射性达到了国际最好水平 。

潜在经济竞争力： 同样以石岛湾示范工程为例，通过①装备高度自主化（示范工程国产化率达 93.4%）、②“多合为一
”降低成本支出（在保持主体系统不变的情况下
，进行双模块组合，即核岛由两座球床反应堆模块 、两台蒸汽发生器带动一台汽轮机发电
。

这类模块化建造缩短了工期 ，大幅减少施工量
，提高了经济性）来控制造价。

同时若对比建设成本，尽管高温气冷堆（HTR-PM）在反应堆本体(主要是 PRV 和堆内构件)的造价远超同等规模的压水堆（PWR）核电站 ，但根据张作义等人的相关文献研究
，在一个 PWR 核电站的建设总造价中，反应堆本体（PRV 和堆内构件）的造价所占的比例非常有限 ，大约为 2%
，所以影响较小 。

对比等规模 PWR 核电站，在其他部分造价保持不变的情况下 ，即使 HTR-PM 示范电站反 应堆本体的造价增加为原来的 10 倍
，全站建设总造价的增涨也可以控制在 20% 以内
。

钠冷快堆： 固有安全性外，具备核燃料增殖提高利用率
、核废料最小化等优势的先进堆型。

提高核燃料利用率： 快堆技术利用铀-钚混合氧化物（Mixed Oxide ，MOX） 。在快堆中，堆心燃料区为易裂变的钚 239
，燃料区的外围再生区里放置着铀 238
。

钚 239 产生核裂变反应时放出来的快中子较多，这些快中子除了维持钚 239 自身的链式裂变反应外 ，还会被外围再生区的铀 238 吸收。

铀 238 吸收快中子后变成铀 239
，而铀 239 很不稳定，经过两次β衰变后又一次变成了钚 239 。

因此在快堆运行时 ，新产生的易裂变核燃料多于消耗掉的核燃料
，燃料越烧越多，此便称为增殖反应。

增殖反应充分利用了铀资源 ，且核废料导致的环境污染问题将有希望解决
，从而使第四代核电成为拥有优越安全性和经济性，废物量极少 ，无需厂外应急
，并具有防核扩散能力的核能利用系统
。

3.2 新型核电技术下，核能综合应用成为可能

据中国科学院院刊《核能综合利用研究现状与展望》 ，从能源效率的观点来看，直接使用热能是更为理想的一种方式
，发电只是核能利用的一种形式。

随着技术的发展，尤其是第四代核能系统技术的逐渐成熟和应用 ，核能有望超脱出仅仅提供 电力的角色
，通过非电应用如核能制氢、高温工艺热 、核能供暖、海水淡化等各种综合利用形式，在确保全球能源和水安全的可持续性发展方面发挥巨大的作用 。

核能制氢： 核能制氢即利用核反应堆产生的热作为一次能源 ，从含氢元素的物质水或化石燃 料制备氢气
。目前研发的主流核能制氢技术包括热化学碘硫循环
、混合硫循环和高温蒸汽电解
，实现了核能到氢能的高效转化，有效减少热电转换过程中的效率损失。由于高温气冷堆（出口温度 700 950 ）和超高温气冷堆（出口温度 950 以上）具有固有安全性、高出口温度 、功率适宜等特点 ，是目前最理想的高温电解制氢的核反应堆：

1) 高温陶瓷包覆燃料具有高安全性 。

2) 与热化学循环过程耦合
。在800 下
，高温电解的理论制氢效率高于50%，且温度升高会使效率进一步提高。

3) 核热辅助的烃类重整利用高温气冷堆的工艺热代替常规技术中的热源 ，可部分减少化石燃料的使用
，也相应减少了CO2排放 。

4) 可与气体透平藕合发电，效率达48%
。

当前 ，中核集团与清华大学
、宝武集团等已联合开展核能制氢与氢能冶金结合的前期合作，计划“十四五”期间进行中试验证
，“十五五 ”期间进行高温堆核能制氢—氢冶金的工程示范。

对比不同制氢方式，高温气冷堆制氢具有成本优势 。

美国能源部在核氢创新计划下进行了核能制氢经济性评估 ，得到的氢气成本在2.94-4.40美元/kg
。此外
，IAEA开发了氢经济评估程序，参与国对核能制氢成本进行了情景分析 ，在不同场景下得到的氢气成本在2.45-4.34美元/kg。

核能供暖： 核能供暖即使用核电机组二回路抽取蒸汽作为热源
，通过厂内换热首站、厂外供 热企业换热站进行多级换热，最后经市政供热管网将热量传递至最终用户 。

从安全性角度来看 ，在整个供热过程中核电站与供暖用户间有多道回路进行隔离
，每个回路间只有热量的传递，而热水也只在小区内封闭循环 ，与核电厂隔离
，较为安全；而从碳排放角度来看，核能作为零碳能源大大优于传统热电厂烧煤供热。

2021年 11 月 15 日 ，国家能源核能供热商用示范工程二期 450 万平方米项目在山东海阳正式投产；2021年 12 月 3 日，浙江海盐核能供热示范工程（一期）在浙江海盐正式投运
。从远期来看核能供暖作为零碳清洁取暖手段
，具备复制推广潜力，也有助于我国“双碳
”目标的实现。

4.1 核电乏燃料需妥善处置 ，我国已确认闭式循环路线

乏燃料指受过辐射照射 、使用过的核燃料
，由核电站反应堆产生 。

核燃料在反应堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间内从堆内卸出
。

乏燃料含有的铀含量较低 ，无法继续维持核反应
，但仍含有大量放射性元素，需要妥善处置。

乏燃料处理方式分为“开式核燃料循环”和“闭式核燃料循环 ” ，差异在于“开式
”直接将乏燃料冷却包装后送入深地质层进行处置或长期储存
，而“闭式”将乏燃料送入后处理厂回收铀
、钚等物质后再将废物固化进行深地址层处置 。

我国于上世纪 80 年代确立核燃料“闭合循环 ”路线以提高资源利用率，同时减小放射性废物体积并降低毒性
。

4.2 卸出乏燃料规模持续增长 ，首套200吨/年处理设施处于建设周期

卸出乏燃料规模不断增长
，供需矛盾日益突出。

国家能源局在2021年7月5日公开的《对十三届全国人大四次会议第2831号建议的答复复文摘要》（索引号：000019705/2021-00408）中表示，一台百万千瓦核电机组每年卸出乏燃料20-25吨；若按中电联披露截至2021年12月我国核电装机5326万千瓦计算 ，我国将每年产生乏燃料约1065.2吨-1331.5吨 。

据《中国核能行业智库丛书（第三卷）》，2020年我国产生1100吨乏燃料
，乏燃料累积量已达8300吨，预计到2050年累积量达114500吨
。

随着核电规模的不断扩大和持续运营 ，我国每年卸出乏燃料的规模将持续增长
，核电的继续发展势必离不开乏燃料后处理设施的相关配套。

首台套 200 吨/年处理设施正处于建设周期中，紧迫需求下未来具有确定性发展机会 。

据江苏神通非公开发行 A 股股票预案介绍 ，我国在建的首套闭式乏燃料处理设施处理能力仅有 200 吨/年
，而开式核燃料循环使用到的堆贮存水池容量已超负荷，这与较为庞大的乏燃料年产生量与累积量形成了鲜明对比
。

此外国家发改委、国家能源局早在 2016 年的《能源技术革命创新行动计划（2016-2030 年）》中就明确了要发展乏燃料后处理技术 ，提出要在 2030 年基本建成我国首座 800 吨大型商用乏燃料后处理厂。

我国核电行业的发展离不开“闭式核燃料循环处理
”相关产能的同步推进
，市场需求较为紧迫，未来具有确定性发展机会 。

受益于核电积极发展的逐步兑现 ，核电全产业链景气度有望回暖。

核电属于典型重资产行业
，运营期可获得优质现金流，利用小时数高 、度电成本较低
、低碳稳定高效等优势 ，在碳中和背景下有望迎来发展机遇期
。

（1）核电站建设进度不及预期的风险：核电项目建设期长，若因种种原因造成建设工期延长
，将导致造价成本大幅上升；

（2）政策风险：核电行业高度受政府监管，若相关政策出现变化可能会对核电发展产生影响；

（3）核安全风险：若世界范围内发生核事故 ，将会对项目推进节奏、核电长期发展空间造成不利影响。

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