核能技術(shù)方向研究及發(fā)展路線圖

一、前言核能是安全、清潔、低碳、高能量密度的戰(zhàn)略能源。2011年發(fā)生的福島核事故客觀上延緩了各國對發(fā)展核能的預(yù)期，但這種影響在逐漸減弱。我國發(fā)展核能對于保障能源安全、實現(xiàn)綠色低碳發(fā)展具有重要作用；對于帶動裝備制造業(yè)走向高端、打造中國經(jīng)濟(jì)“升級版”意義重大。全球范圍內(nèi)的核電建設(shè)正迎來新的高潮，核電“走出去”已成為國家戰(zhàn)略。本文總結(jié)了“核能技術(shù)方向研究及發(fā)展路線圖”課題的主要內(nèi)容，指出未來我國核能發(fā)展的重點科學(xué)技術(shù)方向和發(fā)展路徑。二、核能技術(shù)的發(fā)展現(xiàn)狀（一）壓水堆是核電開發(fā)的首要選擇當(dāng)前，全球現(xiàn)役核電機(jī)組共450臺，總裝機(jī)容量為394GW，其中有294臺是壓水堆；在建機(jī)組為55臺，其中45臺是壓水堆。我國商用核電機(jī)組為38臺，其中36臺是壓水堆；在建核電機(jī)組為19臺，其中17臺是壓水堆。壓水堆仍將在相當(dāng)長時間內(nèi)占據(jù)主導(dǎo)地位。（二）現(xiàn)役機(jī)組性能不斷改善1980—2016年，全球核電平均負(fù)荷因子從60%提高到了80.5%。約1/3機(jī)組的負(fù)荷因子超過90%，高齡機(jī)組的負(fù)荷因子幾乎和新機(jī)組相當(dāng)，并沒有出現(xiàn)由于服役時間增加而性能顯著下降的情況。我國核電負(fù)荷因子從2014年的86.32%降低至2017年的81.14%，主要原因是遼寧和福建核電消納能力不足。我國核電正面臨著參與調(diào)峰的壓力。（三）高齡機(jī)組延壽成為趨勢當(dāng)前全球約有300臺機(jī)組運行超過30年，其中約100臺超過40年。從20世紀(jì)90年代開始，美國實施運行機(jī)組的延壽改造，經(jīng)壽命評估、安全分析和系統(tǒng)技術(shù)改造后，設(shè)備性能提升成效顯著，美國99臺機(jī)組中有84臺已經(jīng)被授權(quán)許可延壽到60年。（四）核電建設(shè)迎來熱潮，第三代堆將成為主流技術(shù)全球有15個國家共55臺機(jī)組在建（其中包括白羅斯和阿拉伯聯(lián)合酋長國兩個無核電國家的2臺機(jī)組）。此外，有42個國家正在規(guī)劃或者考慮建設(shè)核電（含26個無核電國家）。國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）預(yù)測到2030年全球?qū)⑿陆ê穗?01~206GW，核電裝機(jī)容量約為345~554GW。福島事故后，國際社會對新建核電機(jī)組的安全性提出了更高的要求，第三代先進(jìn)壓水堆被寄予厚望。但2014年在建的18個第三代壓水堆（8個AP1000，6個AES—2006，4個EPR）中，有16個存在不同程度的延期情況，首堆經(jīng)濟(jì)性有待提高。我國自主開發(fā)的“華龍一號”國內(nèi)外示范工程建設(shè)進(jìn)展順利。（五）小型模塊化反應(yīng)堆（SMR）研發(fā)掀起熱潮SMR具有固有安全性好，單堆投資少，用途靈活的特點。美國政府從20世紀(jì)90年代以來一直在資助開發(fā)SMR，希望用SMR來替代大量即將退役的小火電機(jī)組。全球范圍內(nèi)提出了約50種SMR設(shè)計方法和概念。正在建設(shè)示范工程的包括阿根廷的CAREM-25（一體化壓水堆），中國的HTRPM（高溫氣冷堆），俄羅斯的KLT40S（海上浮動堆）。近期可能會批準(zhǔn)建設(shè)的包括美國的mPower、NuScale和韓國的SMART等小型模塊化壓水堆。中國提出了ACP100、CAP150、ACPR50S等小型壓水堆概念，其中ACP100成為世界上首個通過IAEA安全審查的小堆。（六）乏燃料管理壓力增大，核燃料循環(huán)后端需求日益迫切截至2016年年底，全球儲存乏燃料約2.73×105

t且每年新增7000t，乏燃料儲存壓力日益增加；另一方面，高水平放射性廢物地質(zhì)處置工作進(jìn)展緩慢，不少國家面臨公眾反對壓力，只有芬蘭、法國、瑞典已經(jīng)宣布預(yù)計運行時間，實現(xiàn)技術(shù)可行、社會可接受的深地質(zhì)處置庫。我國部分核電廠乏燃料水池儲存能力接近飽和，乏燃料運輸和離堆儲存能力也很有限；后處理和廢物處置需求日益迫切。（七）第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)初現(xiàn)端倪美國于2000年發(fā)起“第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）”，希望能更好地解決核能發(fā)展中的可持續(xù)性（鈾資源利用與廢物管理）、安全與可靠性、經(jīng)濟(jì)性、防擴(kuò)散與實體保護(hù)等問題。第四代核能系統(tǒng)最顯著的特點是強調(diào)固有安全性，是解決核能可持續(xù)發(fā)展問題的關(guān)鍵環(huán)節(jié)。GIF提出六種堆型，包括鈉冷快堆、鉛冷快堆、氣冷快堆、超臨界水堆、超高溫氣冷堆和熔鹽堆。行波堆和加速器驅(qū)動的次臨界系統(tǒng)（ADS）也可以滿足第四代堆的要求。上述8種堆型處在不同的發(fā)展階段，詳見表1。其中鈉冷快堆和高溫氣冷堆基礎(chǔ)較好。超高溫氣冷堆和行波堆適宜采用一次通過，其他幾種堆型都適宜采用閉式燃料循環(huán)。

表1第四代反應(yīng)堆發(fā)展現(xiàn)狀三、我國核能的安全性安全是核能發(fā)展的生命線。公眾最關(guān)注的核能問題包括核電廠的安全和放射性廢物管理。關(guān)于安全的評價取決于人們對風(fēng)險和收益的綜合比較。在正常情況下，核能產(chǎn)業(yè)鏈工作人員所受歸一化輻射職業(yè)照射劑量僅為煤電鏈的1/10，對公眾產(chǎn)生的照射僅為煤電鏈的1/50。公眾對核能安全的質(zhì)疑主要是源于歷史上發(fā)生的三里島、切爾諾貝利、福島三次嚴(yán)重核事故。（一）在運核電機(jī)組的安全性有保障我國目前在運的30余臺核電機(jī)組均屬第二代改進(jìn)型，安全水平不低于國際上絕大多數(shù)運行機(jī)組，世界核電運營者協(xié)會（WANO）運行指標(biāo)普遍處于國際中上水平，沒有發(fā)生過一起國際2級及以上的核事故，放射性排出物劑量水平遠(yuǎn)低于國家標(biāo)準(zhǔn)。福島核事故后，我國立即開展了核電廠安全大檢查，切實吸取福島核事故經(jīng)驗反饋。經(jīng)過評估和整改，核電廠應(yīng)對極端外部自然災(zāi)害與嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解能力得到加強，我國核電安全性和監(jiān)管水平不斷提高。日本福島處于歐亞板塊與太平洋板塊俯沖帶上，歷史上大地震頻發(fā)；福島核電站為早期設(shè)計的相對落后的沸水堆。我國專家所做的分析表明，無論從堆型、自然災(zāi)害發(fā)生條件和安全保障方面來看，類似福島的事故序列在我國不可能發(fā)生。（二）自主先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)能夠滿足國際上最高核安全要求按照我國《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)》的要求，“十三五”及以后新建核電機(jī)組力爭實現(xiàn)從設(shè)計上實際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性。我國自主開發(fā)的“華龍一號”和CAP1400先進(jìn)壓水堆，具有完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，全面貫徹縱深防御原則，設(shè)置多道實體安全屏障，確保實現(xiàn)放射性物質(zhì)包容。我國目前開工建設(shè)的高溫氣冷堆示范工程和鈉冷快堆示范工程，正在開發(fā)的模塊化小型壓水堆等，具備更高的固有安全特征。（三）核電裝備國產(chǎn)化能力不斷提升2006年以來，核電國產(chǎn)化戰(zhàn)略不斷深入推進(jìn)，我國核電裝備國產(chǎn)化能力得到很大提升。目前二代改進(jìn)型核電設(shè)備國產(chǎn)化率達(dá)到85%，具備每年8~10臺（套）的批量制造產(chǎn)能。通過先進(jìn)壓水堆重大專項的實施，主泵、關(guān)鍵閥門、數(shù)字化儀控系統(tǒng)等關(guān)鍵技術(shù)取得突破，奠定了國產(chǎn)化基礎(chǔ)。三代核電“華龍一號”首堆建設(shè)國產(chǎn)化率將不低于85%，批量化建設(shè)后的設(shè)備國產(chǎn)化率將不低于95%。CAP1400首批機(jī)組設(shè)備國產(chǎn)化率也有望達(dá)到85%。核電設(shè)備制造工藝尚需不斷完善和固化。近十年來，核電裝備得到了全面發(fā)展。但是，核電設(shè)備設(shè)計和生產(chǎn)環(huán)節(jié)銜接還不夠緊密，很多加工制造工藝還需要不斷完善和固化，以便進(jìn)一步提高設(shè)備供應(yīng)能力，降低成本。研發(fā)力量分散。我國的三大核電集團(tuán)都在研發(fā)新的控制系統(tǒng)、保護(hù)系統(tǒng)、堆芯測量系統(tǒng)和相關(guān)設(shè)備，各自攻關(guān)，競爭遠(yuǎn)大于合作，增加了科研開發(fā)成本，也不利于系統(tǒng)設(shè)備水平的提高。國家層面缺少統(tǒng)一的技術(shù)鑒定平臺，尚需克服體制、機(jī)制障礙，做好客觀、科學(xué)、深入的技術(shù)審查。（四）核能安全研究是一個持續(xù)和漸進(jìn)的過程IAEA福島事故調(diào)查報告指出：需要采取系統(tǒng)性的核安全方案，考慮個人因素（含知識、思想、決定、行動），組織因素（含管理系統(tǒng)、組織結(jié)構(gòu)、治理、資源）和技術(shù)因素（含技術(shù)、工具、裝備）之間的動態(tài)相互作用。通過定期評估和嚴(yán)格監(jiān)管，及時吸收國內(nèi)外最新的研究成果和經(jīng)驗反饋，可以確保核電廠滿足最新的安全標(biāo)準(zhǔn)。從技術(shù)層面看，核電安全發(fā)展的目標(biāo)是做到消除大規(guī)模放射性物質(zhì)的釋放，能夠達(dá)到減緩甚至取消場外應(yīng)急。為實現(xiàn)核安全技術(shù)目標(biāo)，需要持續(xù)強化反應(yīng)堆的安全研究。包括增強反應(yīng)堆的固有安全性，通過先進(jìn)核燃料技術(shù)和反應(yīng)堆技術(shù)研究，創(chuàng)新應(yīng)用，保證發(fā)生嚴(yán)重事故機(jī)率足夠??；研究堆芯熔融機(jī)理，優(yōu)化完善嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解的工程技術(shù)措施和管理指南；實現(xiàn)保障安全殼完整性研究；關(guān)注剩余風(fēng)險保障措施，確保即使發(fā)生極端嚴(yán)重事故，放射性物質(zhì)的釋放對環(huán)境的影響也是可控的，保障環(huán)境安全；加強核應(yīng)急研究和演練，不存僥幸心理。（五）發(fā)展先進(jìn)核能系統(tǒng)及配套后處理技術(shù)是解決乏燃料安全和提高鈾資源利用率的關(guān)鍵核能可持續(xù)發(fā)展面臨鈾資源利用率低和高水平放射性廢物處置難題。如果采取一次通過，則鈾資源的利用率只有約0.6%，一臺1GW核電機(jī)組每年需地質(zhì)處置的高水平放射性廢物可達(dá)到2m3

/t鈾。通過第二代后處理技術(shù)提?。ㄢ櫍╊羞M(jìn)入壓水堆復(fù)用，鈾資源利用率可提高到接近1%，需地質(zhì)處置的高水平放射性廢物降低到約0.5m3

/t鈾。隨著快堆技術(shù)的逐漸成熟，發(fā)展快堆或ADS系統(tǒng)，通過第三代后處理技術(shù)提取出鈾和超鈾進(jìn)入快堆多次循環(huán)，鈾資源利用率可達(dá)60%，并能有效嬗變超鈾元素；需地質(zhì)處置的高水平放射性廢物量將小于0.05m3

/t鈾，且地質(zhì)處置庫放射性水平衰減到天然鈾礦水平的時間將由一次通過的幾十萬年降低至千年以內(nèi)。后處理產(chǎn)生的少量高水平放射性廢物經(jīng)玻璃固化和三重工程屏障處理以及深地層最終處置，可以確保極端情況下高水平放射性廢物的放射性釋放處于安全可控范圍內(nèi)，對生物圈的放射性劑量低于國際標(biāo)準(zhǔn)兩到三個數(shù)量級。四、核能技術(shù)的發(fā)展方向（一）核能領(lǐng)域科技發(fā)展存在的重大技術(shù)問題1.熱堆規(guī)?；l(fā)展需要解決的技術(shù)問題鈾礦勘查、采冶開發(fā)需要加強。根據(jù)我國新一輪鈾礦資源潛力評價的結(jié)果，在不考慮引入MOX燃料元件、發(fā)展快堆技術(shù)的前提下，國內(nèi)天然鈾只能滿足近1×108

kW壓水堆核電站全壽命周期（60年）運行需求。我國鈾資源勘查程度低，考慮到從地質(zhì)勘查到獲得天然鈾，再通過鈾的轉(zhuǎn)化、鈾同位素分離和制造出核燃料元件入堆，至少需要15年以上，必須從現(xiàn)在開始加強地質(zhì)勘查和采冶開發(fā)，以保證我國核電的可持續(xù)發(fā)展。核燃料組件制造產(chǎn)能不足。我國目前的燃料組件產(chǎn)能為1400tU/a。按照每個壓水堆約需30tU測算，到2020年，總的燃料元件需求約1800tU/a，供需缺口達(dá)到400tU/a。第三代先進(jìn)壓水堆的安全性和經(jīng)濟(jì)性需要優(yōu)化平衡。目前國內(nèi)外在建的三代壓水堆如AP1000、EPR都有不同程度的延期，造成首堆經(jīng)濟(jì)性較差，從而引發(fā)公眾質(zhì)疑核電經(jīng)濟(jì)性逐步變差。這是關(guān)系第三代核電規(guī)?；茝V的重大問題，亟待開展系統(tǒng)性的研究工作。在核能規(guī)模化發(fā)展階段，核設(shè)施運行與維修技術(shù)需要升級。當(dāng)存在大量高齡機(jī)組時，必須全面升級運行維修技術(shù)，實現(xiàn)從“低端手工式”到“高端智能式”作業(yè)的轉(zhuǎn)變；核電設(shè)備的可靠性、老化管理技術(shù)及應(yīng)急響應(yīng)技術(shù)都需要盡快完善和提高。核電軟件能力建設(shè)急需加強。近幾年，我國核電軟件自主化開發(fā)取得關(guān)鍵突破，結(jié)束了我國核電沒有自主設(shè)計軟件的歷史。美國和歐盟正在開發(fā)“數(shù)值反應(yīng)堆技術(shù)”，旨在以高性能計算技術(shù)為基礎(chǔ)，利用多物理、多尺度耦合技術(shù)建立一個具有預(yù)測反應(yīng)堆性能的虛擬仿真環(huán)境。國內(nèi)應(yīng)該聯(lián)合優(yōu)勢力量，爭取在新一輪的核能軟件研發(fā)領(lǐng)域趕上歐美發(fā)達(dá)國家的步伐。急需開展后處理能力建設(shè)，并配套發(fā)展離堆儲存技術(shù)，解決目前的核電乏燃料后處理和堆內(nèi)儲存矛盾。高水平放射性廢物處置工作需要盡快展開。2.快堆和第四代堆發(fā)展需要解決的技術(shù)問題裂變?nèi)剂系脑鲋?。雖然短期內(nèi)不存在鈾資源制約問題，但我國核電長期規(guī)?；l(fā)展仍面臨燃料供應(yīng)不足的風(fēng)險?？於牙碚撋峡梢詫⑩欃Y源利用率提高到60%以上，有望成為一種千年能源。鈉冷金屬燃料快堆增殖比高，配合先進(jìn)干法后處理和元件快速制造技術(shù)可以實現(xiàn)較短的燃料倍增時間，有利于核能快速擴(kuò)大規(guī)模，應(yīng)該及早開展相關(guān)的基礎(chǔ)研究。超鈾元素分離與嬗變。超鈾元素含有寶貴的核燃料，也是乏燃料長期放射性的主要來源，它的處理是影響公眾核電接受度的重要問題。分離和嬗變是處理超鈾元素的有效途徑，需要發(fā)展先進(jìn)的分離技術(shù)、廢物整備技術(shù)、含MA元件/靶件制備技術(shù)，加快研發(fā)關(guān)鍵設(shè)備與材料。超鈾元素的嬗變需要開發(fā)專用嬗變快堆或者ADS系統(tǒng)。先進(jìn)核能的多用途利用。除了發(fā)電，核能在供熱（城市區(qū)域供熱、工業(yè)工藝供熱、海水淡化）和核動力領(lǐng)域都很有發(fā)展?jié)摿?。開發(fā)模塊化壓水堆、超高溫氣冷堆、鉛冷快堆等小型化多用途堆型，可以作為核能發(fā)展的重要補充。第四代堆堆型的定位和取舍。第四代堆堆型眾多，且處于不同的發(fā)展階段，一個國家沒有必要、也沒有能力全面發(fā)展。因此，應(yīng)該加強核能戰(zhàn)略研究，明確各種堆型的獨特優(yōu)勢、技術(shù)成熟度和發(fā)展的空間。3.聚變科學(xué)需要解決的技術(shù)問題實現(xiàn)受控聚變主要有磁約束和慣性約束兩種途徑，二者均處于不同探索階段，距離聚變能源的要求還比較遠(yuǎn)。磁約束聚變界正在聯(lián)合建造國際熱核聚變實驗堆（ITER），將在ITER上研究穩(wěn)態(tài)燃燒等離子體各類物理與技術(shù)問題，驗證開發(fā)利用聚變能源的科學(xué)可行性和工程可行性。Z箍縮慣性約束聚變首先需要解決點火問題。實現(xiàn)大量聚變反應(yīng)所需的關(guān)鍵技術(shù)，對磁約束聚變而言是加熱、約束（實現(xiàn)聚變）和維持（長時間或平均長時間的聚變反應(yīng)）；對慣性約束而言則是壓縮、點火和高重復(fù)頻率點火。未來的磁約束聚變裝置必須以長脈沖或者連續(xù)方式運行，以便獲得可實用的聚變能量并穩(wěn)定輸出；慣性約束聚變要能獲得大量聚變能量必須實現(xiàn)以高重復(fù)頻率點火方式運行，具有相當(dāng)大的挑戰(zhàn)。聚變能源在商業(yè)應(yīng)用前還需研制能耐高能中子輻照的材料，建立能夠?qū)崿F(xiàn)氚自持的燃料循環(huán)等諸多工程技術(shù)挑戰(zhàn)。發(fā)展聚變裂變混合堆有可能促進(jìn)聚變能提前應(yīng)用，其在未來能源中的競爭力應(yīng)該和第四代堆及純聚變堆比較。（二）核能領(lǐng)域科技發(fā)展態(tài)勢壓水堆是2030年前我國核電發(fā)展的主力?？傮w發(fā)展方向是圍繞核能利用的長期安全穩(wěn)定及效能最大化。安全性仍然是核電發(fā)展的前提，實現(xiàn)安全性與經(jīng)濟(jì)性的優(yōu)化平衡是第三代核電發(fā)展面臨的現(xiàn)實挑戰(zhàn)。壓水堆乏燃料的干式儲存、運輸、后處理、高水平放射性廢物處置需要統(tǒng)籌考慮和合理布局。快堆及第四代堆是核能下一步的發(fā)展方向。預(yù)計2030年前后將有部分成熟第四代堆推向市場，之后逐漸擴(kuò)大規(guī)模。鈉冷快堆是目前第四代堆中技術(shù)成熟度最高、最接近商用的堆型，也是世界主要核大國繼壓水堆之后的重點發(fā)展方向。鈉冷快堆首先需要通過示范堆證明其安全性和經(jīng)濟(jì)性。快堆配套的燃料循環(huán)是關(guān)系快堆規(guī)?；l(fā)展的關(guān)鍵，涉及壓水堆乏燃料后處理、快堆燃料元件生產(chǎn)、快堆乏燃料后處理等環(huán)節(jié)。如果非常規(guī)鈾開發(fā)取得突破，如海水提鈾技術(shù)，那么快堆能源供應(yīng)的需求會弱化，嬗變超鈾元素和長壽命裂變產(chǎn)物的需求會強化。即使快堆的定位從增殖轉(zhuǎn)向嬗變，發(fā)展規(guī)模相應(yīng)減少，但快堆及其燃料循環(huán)發(fā)展還是必需的?？紤]到快堆燃料循環(huán)的建立需要數(shù)十年的時間，應(yīng)該及早開展相關(guān)研究工作，加強技術(shù)儲備。我國的高溫氣冷堆技術(shù)世界領(lǐng)先，在此基礎(chǔ)上發(fā)展超高溫氣冷堆，將是核能多用途利用的重要方式之一。其他第四代堆技術(shù)尚處于研發(fā)階段，在某些技術(shù)上具有一定的優(yōu)勢，但也存在著需要克服的工程難題，應(yīng)該首先加強共性基礎(chǔ)問題研究。聚變能是未來理想的戰(zhàn)略能源之一。在磁約束聚變領(lǐng)域，托卡馬克的研究目前處于領(lǐng)先地位。我國正式參加了ITER項目的建設(shè)和研究；同時正在自主設(shè)計、研發(fā)中國聚變工程試驗堆（CFETR）。在慣性約束領(lǐng)域，Z箍縮作為能源更具有潛力，我國提出的Z箍縮驅(qū)動的聚變–裂變混合堆更有可能發(fā)展成具有競爭力的未來能源。實現(xiàn)聚變能的應(yīng)用尚未發(fā)現(xiàn)任何捷徑，但需要繼續(xù)關(guān)注國際聚變能研究的新思想、新技術(shù)和新途徑。五、核能技術(shù)發(fā)展路線圖我國核能發(fā)展近中期目標(biāo)是優(yōu)化自主第三代核電技術(shù)；中長期目標(biāo)是開發(fā)以鈉冷快堆為主的第四代核能系統(tǒng)，積極開發(fā)模塊化小堆、開拓核能供熱和核動力等利用領(lǐng)域；長遠(yuǎn)目標(biāo)則是發(fā)展核聚變技術(shù)。根據(jù)課題研究成果，凝練出如下時間節(jié)點預(yù)期實現(xiàn)的關(guān)鍵技術(shù)：創(chuàng)新性技術(shù)（到2020年）：自主第三代核電形成型譜化產(chǎn)品，帶動核電產(chǎn)業(yè)鏈發(fā)展；模塊化小型壓水堆示范工程開工。前瞻性技術(shù)（到2030年）：以耐事故燃料為代表的核安全技術(shù)研究取得突破、全面實現(xiàn)消除大規(guī)模放射性釋放，提升核電競爭力；實現(xiàn)壓水堆閉式燃料循環(huán)，核電產(chǎn)業(yè)鏈協(xié)調(diào)發(fā)展；鈉冷快堆等部分第四代反應(yīng)堆成熟，突破核燃料增殖與高水平放射性廢物嬗變關(guān)鍵技術(shù)；積極探索模塊化小堆（含小型壓水堆、高溫氣冷堆、鉛冷快堆）多用途利用。顛覆性技術(shù)（到2050年）：實現(xiàn)快堆閉式燃料循環(huán)，壓水堆與快堆匹配發(fā)展，力爭建成核聚變示范工程。圖1按照壓水堆、第四代堆、聚變技術(shù)三個領(lǐng)域的技術(shù)成熟度給出了核能技術(shù)發(fā)展路線圖。

圖1核能技術(shù)發(fā)展路線圖

六、結(jié)論和建議（一）主要結(jié)論福島核事故后，美國、歐盟等對境內(nèi)的核電廠開展了壓力測試，我國也開展了核電廠安全大檢查，切實吸取事故經(jīng)驗反饋。世界核電增長的總趨勢沒有改變，核電仍然是理性、現(xiàn)實的選擇。我國專家所做的分析表明，無論從堆型、自然災(zāi)害發(fā)生條件和安全保障方面來看，類似福島的事故序列在我國不可能發(fā)生，我國核電的安全性是有保障的。核能是安全、清潔、低碳、高能量密度的戰(zhàn)略能源。發(fā)展核能對于我國突破資源環(huán)境的瓶頸制約，保障能源安全，實現(xiàn)綠色低碳發(fā)展具有不可替代的作用。我國核電發(fā)電量占比只有3.94%，遠(yuǎn)低于10.7%的國際平均水平。核電必須安全、高效、規(guī)?；l(fā)展，才能成為解決我國能源問題的重要支柱之一。按照《核電中長期發(fā)展規(guī)劃（2011—2020年）》，2020年我國核電運行裝機(jī)容量將達(dá)到5.8×107

kW，在建為3×107kW。根據(jù)我國政府宣布的到2030年我國非化石能源將占一次能源消耗20%左右的承諾，結(jié)合國內(nèi)核電設(shè)計、建造、裝備供應(yīng)能力，預(yù)計屆時核電運行將達(dá)到1.5×108

kW，在建為5×107

kW，發(fā)電量約占10%~14%。2030—2050年，預(yù)期將實現(xiàn)快堆和壓水堆匹配發(fā)展。我國核電發(fā)展具有后發(fā)優(yōu)勢，在運機(jī)組安全水平和運行業(yè)績均居國際前列。以“華龍一號”和CAP1400為代表的自主先進(jìn)第三代壓水堆系列機(jī)型，可實現(xiàn)從設(shè)計上實際消除大規(guī)模放射性物質(zhì)釋放，是未來核電規(guī)?；l(fā)展的主力機(jī)型。鈾資源供應(yīng)不會對我國核電發(fā)展形成根本制約。核能發(fā)展仍面臨可持續(xù)性（提高鈾資源利用率，實現(xiàn)放射性廢物最小化）、安全與可靠性、經(jīng)濟(jì)性、防擴(kuò)散與實體保護(hù)等方面的挑戰(zhàn)。國際上正在開發(fā)以快堆為代表的第四代核能系統(tǒng)，期待能更好地解決這些問題。快堆發(fā)展方向主要取決于對燃料增殖或者超鈾元素嬗變緊迫性的認(rèn)識，目前預(yù)測發(fā)展規(guī)模有較大的不確定性。聚變能源開發(fā)難度非常大，需要長期持續(xù)攻關(guān)，樂觀預(yù)計在2050年前后可以建成示范堆，之后再發(fā)展商用堆。（二）重點技術(shù)發(fā)展建議1.以第三代自主壓水堆為依托，安全、高效、規(guī)?；l(fā)展核能優(yōu)化“華龍一號”和CAP系列自主第三代核電技術(shù)，2020年前后形成型譜化產(chǎn)品，開展批量建設(shè)，帶動核電裝備行業(yè)的技術(shù)提升和發(fā)展；通過開展核燃料產(chǎn)業(yè)園項目，整合核燃料前端產(chǎn)能，海水提鈾、深度開采等技術(shù)取得突破；突破關(guān)鍵技術(shù)，實現(xiàn)后處理示范工程及商業(yè)規(guī)模工程的建設(shè)，開展乏燃料中間儲存技術(shù)和容器研制，與后處理實現(xiàn)合理的銜接；全面實施中低水平放射性廢物的處理，制定輕水堆的延壽和退役方案，積極推進(jìn)核廢物地質(zhì)處置和嬗變技術(shù)，使核能利用的全生命周期能夠保證公眾和生態(tài)安全。2030年前后，完成耐事故核燃料元件開發(fā)和嚴(yán)重事故機(jī)理及嚴(yán)重事故緩解措施研究，預(yù)期核安全技術(shù)取得突破，在運行和新建的核電站全面應(yīng)用，實現(xiàn)消除大規(guī)模放射性釋放；海水提鈾形成產(chǎn)業(yè)化規(guī)模，支持核能規(guī)模化發(fā)展；形成商業(yè)規(guī)模的后處理能力，閉合壓水堆核燃料循環(huán)，建立地質(zhì)處置