葉奇蓁

（中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司，北京 100822）

中國(guó)核電發(fā)展戰(zhàn)略研究

葉奇蓁

（中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司，北京 100822）

1 核能在中國(guó)能源可持續(xù)發(fā)展中的地位

1.1 中國(guó)能源資源狀況分析

中國(guó)能源資源有3個(gè)基本特點(diǎn)。能源資源品種豐富，但人均占有量較少，在已探明儲(chǔ)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(duì)豐富，而優(yōu)質(zhì)化石能源（石油）相對(duì)不足。能源資源分布與生產(chǎn)力布局不平衡，經(jīng)濟(jì)發(fā)達(dá)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(guó)能源發(fā)展面臨4個(gè)基本問(wèn)題。即經(jīng)濟(jì)社會(huì)發(fā)展中的能源供需總量平衡問(wèn)題。長(zhǎng)期以煤為主的能源結(jié)構(gòu)，造成的環(huán)境、生態(tài)問(wèn)題。西氣東運(yùn)、北煤南運(yùn)、西電東輸?shù)哪茉摧斶\(yùn)問(wèn)題，我國(guó)煤炭運(yùn)輸占鐵路運(yùn)量的40%，占沿海和長(zhǎng)江中下游水運(yùn)1/3。對(duì)國(guó)外資源依存的能源供應(yīng)安全問(wèn)題。

核電的基本特性決定了在應(yīng)對(duì)能源挑戰(zhàn)中有能力發(fā)揮無(wú)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(duì)環(huán)境后果實(shí)行嚴(yán)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(duì)煤電具有較強(qiáng)經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力和替代能力，目前二代改進(jìn)型核電站的電價(jià)大都與當(dāng)?shù)氐臉?biāo)桿電價(jià)相當(dāng)。核電燃料運(yùn)輸量小。因此，我國(guó)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(guó)核能發(fā)展的技術(shù)路線

我國(guó)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(dāng)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(shí)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(lèi)的能源供應(yīng)問(wèn)題。

目前，在熱堆核電發(fā)展階段，逐步實(shí)現(xiàn)由二代向三代過(guò)渡。在2020年以前，適度發(fā)展我國(guó)已經(jīng)掌握技術(shù)的二代改進(jìn)型壓水堆核電站。抓緊引進(jìn)三代核電技術(shù)的消化吸收再創(chuàng)新，掌握技術(shù)、實(shí)現(xiàn)自主化，盡快實(shí)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(biāo)

根據(jù)有關(guān)研究部門(mén)的預(yù)測(cè)，2020年我國(guó)電力總裝機(jī)將達(dá)到15億kW，核電總裝機(jī)容量將達(dá)到7000萬(wàn)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(guó)總發(fā)電裝機(jī)容量將達(dá)到20億kW，核電總裝機(jī)容量將達(dá)到2億kW，核電裝機(jī)容量占10%，占總發(fā)電量的15%。2050年我國(guó)將進(jìn)入中等發(fā)達(dá)國(guó)家行列，以人均1.56kW計(jì)算，總發(fā)電裝機(jī)容量將達(dá)到25億kW，核電總裝機(jī)容量將達(dá)到4億kW，核電占總裝容量的16%，占總發(fā)電量的22%。

2 中國(guó)核電已形成規(guī)模化批量化發(fā)展格局

我國(guó)大陸投入商運(yùn)的核電機(jī)組共有11臺(tái)，總裝機(jī)容量為910萬(wàn)kW，機(jī)組負(fù)荷因子達(dá)85%～92%，各項(xiàng)運(yùn)行指標(biāo)均高于世界平均水準(zhǔn)，處于世界中上等水平以上。在全球441座核電站中，大多進(jìn)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(kuò)建均進(jìn)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(tái)二代改進(jìn)型壓水堆核電站取得了路條，并已有7臺(tái)機(jī)組澆灌了第一罐混凝土。主設(shè)備已實(shí)現(xiàn)了批量采購(gòu)，有的制造廠已簽訂了數(shù)臺(tái)或十余臺(tái)長(zhǎng)周期設(shè)備。而核電站設(shè)計(jì)的標(biāo)準(zhǔn)化規(guī)范化工作也正在積極進(jìn)行當(dāng)中。

當(dāng)前我國(guó)二代改進(jìn)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(jìn)型壓水堆屬于成熟的堆型，設(shè)計(jì)經(jīng)過(guò)驗(yàn)證，自主化程度較高。有相當(dāng)豐富的自主建設(shè)和自主運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，平均建設(shè)周期小于5a。設(shè)備國(guó)產(chǎn)化率超過(guò)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(jiān)實(shí)的國(guó)產(chǎn)化基礎(chǔ)。我國(guó)已建成的核電站的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，核電站的運(yùn)行是安全的，沒(méi)有溫室氣體和有害氣體排放，放射性廢物的排放遠(yuǎn)低于國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)。

2.1 二代改進(jìn)型壓水堆核電站自主化能力分析

二代改進(jìn)型壓水堆核電站隨著技術(shù)的發(fā)展和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)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(jìn)一步的提高。新設(shè)計(jì)建設(shè)的二代改進(jìn)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(yùn)行的穩(wěn)定性；增設(shè)附加應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)系統(tǒng)，提高了供電的可靠性；增設(shè)安全殼過(guò)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(xiǎn)管理技術(shù)，防止核電站出現(xiàn)嚴(yán)重事故；引入嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施：如非能動(dòng)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(jì)了堆芯捕集器用以在堆芯熔融時(shí)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(jìn)控制室，改善了人機(jī)界面；汽輪發(fā)電機(jī)采用半速機(jī)組，提高了出力和熱效。

二代改進(jìn)型壓水堆核電站在自主設(shè)計(jì)能力方面，形成了專(zhuān)業(yè)配套、結(jié)構(gòu)合理的研究設(shè)計(jì)隊(duì)伍。

在項(xiàng)目管理能力方面，按國(guó)際通用項(xiàng)目管理模式管理，已基本與國(guó)際接軌。

在設(shè)備制造能力方面，3大集團(tuán)都將基本具備每年提供2～3臺(tái)百萬(wàn)千瓦級(jí)機(jī)組設(shè)備的能力。3大重機(jī)廠大型鑄鍛件工藝裝備生產(chǎn)能力見(jiàn)表1。表2為我國(guó)重點(diǎn)核電裝備制造企業(yè)生產(chǎn)能力預(yù)測(cè)。

表13 大重機(jī)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(jì)生產(chǎn)能力

在建設(shè)安裝能力方面，已經(jīng)具有4個(gè)項(xiàng)目8臺(tái)機(jī)組的建設(shè)實(shí)踐。

在營(yíng)運(yùn)管理能力方面，根據(jù)世界核電運(yùn)行者協(xié)會(huì)WANO的9項(xiàng)性能指標(biāo)，3項(xiàng)進(jìn)入前1/4的先進(jìn)行列，有5項(xiàng)超過(guò)中值水平，只有1項(xiàng)略低于中值水平。

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

2.2 大力堆進(jìn)內(nèi)陸核電建設(shè)

國(guó)際上大部分核電站建設(shè)在內(nèi)陸。法國(guó)有65.1%的核電站建設(shè)在內(nèi)陸，美國(guó)亦有75.7%的核電站建設(shè)在內(nèi)陸。有些內(nèi)陸國(guó)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(guó)外其他國(guó)家的經(jīng)驗(yàn)表明，在內(nèi)陸建核電站是完全可行的。

我國(guó)內(nèi)陸地區(qū)經(jīng)濟(jì)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(zhǎng)時(shí)間的雪災(zāi)，造成了廣大地區(qū)長(zhǎng)時(shí)間的斷電，帶來(lái)了嚴(yán)重的后果。因此，僅依靠遠(yuǎn)距離輸電和長(zhǎng)途運(yùn)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(lài)燃料運(yùn)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(méi)有本質(zhì)的差別。目前成熟的核電站設(shè)計(jì)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(duì)環(huán)境的影響。目前，百萬(wàn)千瓦級(jí)核電站一機(jī)一塔要求塔高200m，淋水面積16000m2，我國(guó)已能設(shè)計(jì)160m，12000m2冷卻塔，正在開(kāi)展超大型冷卻塔的設(shè)計(jì)。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(dá)人體的途徑及飲用水和灌溉等途徑。目前，我國(guó)江河、湖泊污染事件屢有發(fā)生，國(guó)家主管部門(mén)和公眾對(duì)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(hù)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(duì)先進(jìn)壓水堆核電站規(guī)定每年≤1.85GBq（不包括氚），EUR文件中對(duì)先進(jìn)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(jì)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(jì)的液態(tài)流出物處理系統(tǒng)完全能滿足國(guó)標(biāo)要求，而實(shí)際運(yùn)行水平遠(yuǎn)低于國(guó)標(biāo)要求，并與先進(jìn)壓水堆核電站的要求相當(dāng)。

2.2.2 液態(tài)放射性流出物排放濃度控制

我國(guó)的 《生活飲用水衛(wèi)生標(biāo)準(zhǔn)》（GB57492006）中規(guī)定總β放射性小于1Bq/L?！逗藙?dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（GB6249）提出核動(dòng)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(guò)1Bq/L，這就是要求在排放口下1km處滿足生活飲用水標(biāo)準(zhǔn)。GB－14587—修訂版的征求意見(jiàn)稿，提出了100Bq/L的排放罐出口濃度控制值。因此，經(jīng)過(guò)適當(dāng)?shù)南♂專(zhuān)穗姀S液態(tài)放射性流出物排放濃度就可達(dá)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(méi)有循環(huán)冷卻水對(duì)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(shí)際控制值為≤1000～2000Bq/L（不包括氚），經(jīng)循環(huán)冷卻水對(duì)放射性廢液的稀釋1000倍后，其濃度已相當(dāng)?shù)停话恪?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(jìn)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(duì)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(jí)離子交換處理，凈化系數(shù)從10E3提高到10E5。美國(guó)采用反滲透廢液處理技術(shù),實(shí)現(xiàn)廢水回用，以滿足“零液體排放”要求,并可針對(duì)某些元素進(jìn)行高純度凈化或去除。美國(guó)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(cè)不到水平，凈化系數(shù)達(dá)5.7×104。美國(guó)德賴(lài)斯登核電站用超級(jí)過(guò)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(guò)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(guó)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(jìn)一步提高核電的安全性。1990年EPRI根據(jù)主要電力公司意見(jiàn)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(duì)未來(lái)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(jì)要求，涉及各個(gè)技術(shù)和經(jīng)濟(jì)領(lǐng)域。

第三代核電機(jī)組要有更高安全目標(biāo)。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(jī)組要有更好的經(jīng)濟(jì)性，具體表現(xiàn)在機(jī)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(jià)要能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競(jìng)爭(zhēng)。因此，第三代核電機(jī)組在技術(shù)上更先進(jìn)。

3.2 AP1000核電站的特點(diǎn)

AP1000核電站采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)。具體表現(xiàn)在采用非能動(dòng)安注、多級(jí)非能動(dòng)自動(dòng)卸壓系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排放系統(tǒng)和非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)。AP1000核電站引入了嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，如堆腔淹沒(méi)技術(shù)、安全殼內(nèi)氫點(diǎn)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(shí)，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(gè)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(jī)械密封，采用在上部堆芯測(cè)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(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)

AP1000核電站的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)（見(jiàn)圖2）不依賴(lài)外部電源，采用非能動(dòng)余熱導(dǎo)出、非能動(dòng)安全注入以及非能動(dòng)安全殼冷卻如圖3所示?？梢员ＷC長(zhǎng)時(shí)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(diǎn)

EPR整體布局見(jiàn)圖4。EPR核電站的主要特點(diǎn)有以下幾個(gè)。EPR核電站功率高，達(dá)到1500～1700MWe。采用4通道安全系統(tǒng)和雙層安全殼。引入了嚴(yán)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(dòng)氫復(fù)合器。同時(shí)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(dòng)安全系統(tǒng)，特別是非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)。AP1000核電站引入了嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解措施，包括自動(dòng)卸壓系統(tǒng)（ADS）,抑制氫爆的氫復(fù)合系統(tǒng)（氫點(diǎn)火器和非能動(dòng)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(shí)AP1000核電站大容量屏蔽泵的設(shè)計(jì)和制造，爆破膜的設(shè)計(jì)和制造，以及大尺寸園柱形鋼安全殼的設(shè)計(jì)和建造也存在技術(shù)難點(diǎn)和需攻克的關(guān)鍵技術(shù)。

3.5 重視三代核電引進(jìn)中技術(shù)風(fēng)險(xiǎn)經(jīng)濟(jì)風(fēng)險(xiǎn)的規(guī)避

AP1000的技術(shù)風(fēng)險(xiǎn)主要在于缺少首堆工程整體驗(yàn)證的實(shí)踐證明，AP1000的設(shè)計(jì)認(rèn)證尚未真正通過(guò)，而且還有一系列涉及安全的設(shè)計(jì)驗(yàn)證工作未做，設(shè)計(jì)方案尚未固化，從美國(guó)條件的設(shè)計(jì)直接移植到中國(guó)，還需要作適應(yīng)性修改。

AP1000核電站也存在一定的經(jīng)濟(jì)風(fēng)險(xiǎn)。最近西屋公司與美國(guó)幾個(gè)電力公司簽訂在美國(guó)新建AP1000的總承包協(xié)議，比投資是我國(guó)自主建設(shè)核電的2～3倍，也是招標(biāo)引進(jìn)時(shí)申報(bào)的2～3倍。

4 鈾資源的保障

我國(guó)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(guó)內(nèi)鈾資源勘測(cè)有較好發(fā)展前景。理論預(yù)測(cè)鈾礦資源比較豐富,預(yù)測(cè)鈾資源總量超過(guò)幾百萬(wàn)噸，加之我國(guó)相當(dāng)范圍國(guó)土未經(jīng)詳細(xì)勘查，因此擴(kuò)大老礦區(qū)、加強(qiáng)深層勘查，開(kāi)辟新基地前景看好。我國(guó)目前已探明儲(chǔ)量，加上海外采購(gòu)和合作開(kāi)采的天然鈾，足以保障2020年核電對(duì)天然鈾的需求。因此加大鈾資源的國(guó)內(nèi)勘查力度，同時(shí)開(kāi)拓國(guó)外鈾資源的供應(yīng)，我國(guó)核電發(fā)展的鈾資源是一定能得到保證的。

從長(zhǎng)期來(lái)看，到2030—2050年我國(guó)的人口將達(dá)到頂峰16億，按平均每人消耗電力1.56kW來(lái)計(jì)(相當(dāng)于發(fā)達(dá)國(guó)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(dāng)于目前世界核電的平均份額），即4億kW的核電。到2050年我國(guó)對(duì)于天然鈾資源需求相當(dāng)大，如果核電的比例比16%還要大，則對(duì)天然鈾資源的需求將更大。

5 開(kāi)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(diǎn)在于它能增殖核燃料，即它每燃耗一個(gè)燃料原子，就可以生產(chǎn)出多于一個(gè)燃料原子，這樣一來(lái)，在理論上說(shuō)，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(dāng)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(jìn)水法氧化燃料后處理循環(huán)。堆出口溫度可達(dá)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(guó)的發(fā)展

我國(guó)已在“十一五”期間建成實(shí)驗(yàn)快中子堆。計(jì)劃2020年前后將建成原型快中子堆核電站，通過(guò)引進(jìn)技術(shù)建設(shè)第一個(gè)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(shí)，不僅可利用0.7%U-235，通過(guò)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(biāo)主要是實(shí)現(xiàn)2025年開(kāi)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(dāng)?shù)模c2020年7000萬(wàn)kW核電裝機(jī)規(guī)模相比還稍小。遠(yuǎn)期目標(biāo)主要是在2035年前后實(shí)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(kāi)發(fā)應(yīng)與快堆同步進(jìn)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(kāi)展利用快堆進(jìn)行放射性廢物嬗變研究實(shí)現(xiàn)MA（次錒系核素）和LLFP（長(zhǎng)壽命裂變產(chǎn)物）的徹底焚燒。要積極推進(jìn)高放廢物安全處置的研究，我國(guó)高放廢物處置地下實(shí)驗(yàn)室應(yīng)于2020年建成，爭(zhēng)取在2040—2050年建成地質(zhì)處置庫(kù)并投入運(yùn)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(guó)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(duì)能源挑戰(zhàn)中有能力發(fā)揮無(wú)可替代的重要作用，我國(guó)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(guó)核電已形成規(guī)?；炕l(fā)展格局。二代改進(jìn)型壓水堆核電站隨著技術(shù)的發(fā)展和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)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(jìn)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(biāo)更高、技術(shù)更先進(jìn)。加快開(kāi)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(guó)工程院院士，現(xiàn)任秦山二期工程總設(shè)計(jì)師，國(guó)防科學(xué)技術(shù)工業(yè)委員會(huì)專(zhuān)家咨詢委委員，核安全專(zhuān)家委員會(huì)委員。

（編輯 徐花榮）