国内核电技术及研发进展如何？

国内核电技术处世界前列，四代核电稳步推进。

1. 我国自主掌握华龙一号、国和一号等三代核电技术

全球三代核电陆续商用，四代核电稳步研发中。1942 年 12 月，在美国芝加哥大学建成 的世界第一座反应堆验证了可控的核裂变链式反应的科学可行性。 

第一代核能系统是二十世纪 50～60 年代，基于军用核反应堆技术，由美国、前苏 联、加拿大、英国等国家，设计、开发、建造的首批原型堆，用于发电或生产裂变 材料。

第二代的核电机组类型主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆和改进型气冷 堆等。目前全世界范围正在运行的绝大部分商用核电站均采用第二代核电技术，其 中压水堆、沸水堆和重水堆分别占目前总机组数的 61%、21%和 10%。

第三代核能系统的开发始于上世纪 90 年代，首次建成的采用第三代技术的核电机 组是日本 1997 年投入运行的柏崎刈羽核电厂的两台先进型沸水堆机组（ABWR）。

第四代核能系统在反应堆、燃料循环方面有重大的革新和发展。2000 年，美国首次 提出了第四代反应堆计划，即规划在 2030 年左右投入市场的新一代核能系统。目 前第四代核能系统最具发展前景的反应堆有六种：气体冷却快堆（GFR）、铅冷却快 堆（LFR）、钠冷却快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）和超高温 气冷堆（VHTR）。第四代核电技术仍处于商业化应用早期阶段。

全球已开发并实现商业部署的三代核电技术包括以下几种堆型：美国同日本联合开发的 先进沸水堆 ABWR（由于采用沸水堆技术的国家并不多，ABWR 技术原先计划在全球范 围内大规模推广的设想未能实现）；美国开发的先进压水堆 AP1000；俄罗斯开发的先进 压水堆 VVER；法国和德国联合开发的欧洲压水堆 EPR；韩国开发的先进压水堆 APR-1400； 中国自主研发的大型先进压水堆“华龙一号”（HPR1000）、“国和一号”（CAP1400）。

华龙一号是我国自主掌握的第三代核电技术。华龙一号”是我国具有自主知识产权的三 代压水堆核电技术，其堆芯热功率为 3180 兆瓦，采用三环路核蒸汽供应系统设计。2021 年 1 月 30 日，我国自主三代核电技术“华龙一号”全球首堆福建福清核电站 5 号机组 投入商业运行，成为继美国、法国、俄罗斯等国家之后真正掌握自主三代核电技术的国 家。目前我国核电装备制造产业已形成了每年 10 台/套百万千瓦级压水堆主设备的制造 能力，且自主三代核电综合国产化率达到 90%以上。截至 2024 年 4 月，国内外有 5 台 “华龙一号”机组已投运，有 13 台正在建设。 “国和一号”（CAP1400）是我国具有自主知识产权的大型先进压水堆核电技术。 CAP1400 是在国家科技重大专项的支持下，在消化、吸收 AP1000 技术的基础上，通过 自主创新，进一步提升电厂容量、优化总体参数、平衡电厂设计、重新设计关键设备， 安全性、经济性均优于 CAP1000 的非能动压水堆核电技术。“国和一号”堆芯热功率为 4040 兆瓦，采用两环路核蒸汽供应系统设计，目前其示范工程 2 台机组均已在山东荣成开工建设。

美国 AP1000 核电技术：是两环路先进压水堆技术，堆芯热功率为 3415 兆瓦，它的最 大特点是采用了非能动的安全理念，设计的非能动安全系统利用自然界物质固有的物理 特性（重力、自然对流、扩散、蒸发、冷凝等）带走堆芯的余热，事故工况下 72 小时内 操纵员不必采取动作，降低了人因错误，提高了安全性，同时简化了系统、减少了设备 和部件数量，经济性上也有较强竞争力。2018 年 9 月，AP1000 全球首堆浙江三门核电 厂 1 号机组率先在我国建成投产。 法德 EPR 核电技术：是四环路压水堆核电技术，堆芯热功率为 4250 兆瓦，属于改进型 核电技术，总体采用循序渐进式而不是革新式的设计改进原则，其主回路、主设备、安 全系统、辅助系统及其它主要系统的设计都是参考成熟的有运行经验的设计方案。2018 年 12 月，台山核电厂 1 号机组投入商业运行，成为率先建成投产的 EPR 全球首堆。 俄罗斯 VVER-1200 核电技术：是四环路压水堆核电技术，堆芯热功率为 3200 兆瓦， 属于改进型核电技术，采用能动和非能动相结合的安全理念，可实现事故后 24 小时无需 操纵员和外部电源支持。与 VVER-1000 技术相比，经济性和安全性都有了提高，主设备 ——包括反应堆压力容器和蒸汽发生器的寿命从 30 年延长到 60 年，高度自动化和新技 术的使用，使机组运行人员数量大幅减少。

至 2023 年底总计 44 台三代核电机组在建中。据能源新媒数据，截至 2023 年底，全球 第三代核电技术约有 18 个型号，目前已经实现商业部署的型号有 9 种，已经建成机组 26 台。全球在建核电机组 58 台，总装机容量 5986.7 万千瓦，全球在建第三代核电技术 44 台核电机组，总装机容量 5174.9 万千瓦，占全球在建核电机组数量的 75.0%，占全 球在建核电机组总装机容量的 84.1%。

2.四代核电研发顺利，处商业化初期

四代核电安全性较三代有较大幅度提升。第四代核电站的主要开发目标主要有：核能的 可持续发展，即通过对核燃料的有效利用，实现提供持续能源，并实现核废物的最少化； 提高安全性和可靠性，大幅度降低堆芯损伤的概率集成度，并具有快速恢复反应堆运行 的能力，取消在厂址外采取应急措施的必要性；提高经济性以及防止核扩散。安全性提 升是四代核电的主要特征之一。第四代核电站应该能证明不会发生堆芯的严重损坏，并 确保不会由超标的厂外释放，不需要厂外响应，即便遇上地震、海啸、飓风等自然灾害， 四代核电站应该也能保证其安全性，即堆芯不会发生严重损害且不会有含辐射物质泄漏。

我国投运世界首座第四代商业运行核电站，第四代核电技术领先全球。四代技术包括六 种堆型：气体冷却快堆（GFR）、铅冷却快堆（LFR）、钠冷却快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）、 超临界水冷堆（SCWR）和超高温气冷堆（VHTR）。中国参与六种堆型中除开气体冷却快 堆之外的五种堆型研发。 石岛湾高温气冷堆示范工程于 2012 年 12 月正式开工，2021 年 12 月首次实现并网 发电，是全球首座投入商业运行的第四代核电站，标志着我国在第四代核电技术研 发和应用领域达到世界领先水平。石岛湾高温气冷堆是中国具有完全自主知识产权 的国家重大科技专项标志性成果。 2017 年 12 月 29 日，我国钠冷快堆示范工程 1 号机组在福建省霞浦县土建开工， 计划于 2023 年建成，2 号机组也已经于 2020 年正式开工建设。快堆采用了非能动 的停堆技术，也就是在遇到意外事故要停堆的情况下，只需要靠温度变化或者重力， 就能实现主动停堆，而不需要人为干预。除了更安全，快堆的主要优势是可以充分 利用铀资源，铀资源利用率可以比三代堆提高 60 倍以上。我国的一体化快堆在 2040 年前后有望开始规模化发展，成为新开工的核电机型主力，解决我国核能可持续发 展、核燃料长期安全有效供应的问题。 2023 年 6 月 7 日，甘肃省武威市的 2MWt 液态燃料钍基熔盐实验堆已获得由国家 核安全局颁发的运行许可证。

高温气冷堆的核反应堆中慢化剂是石墨，冷却剂是惰性气体氦。高温是指反应堆堆芯采 用石墨、陶瓷等耐高温材料，使得堆芯温度可以达到将近 1000 摄氏度；“气冷”则是指 反应堆采用惰性气体氦气进行堆芯冷却和传热，不同于传统核电站的“水冷”方式，氦 气在高温环境下不容易与反应堆中的其他物质发生反应。

固有安全性高：我国的超高温气冷堆采用球状堆芯，其核燃料元件是耐高温全陶瓷包覆颗粒燃料球，直径 6 厘米，最外层是石墨层，里面是基体石墨粉，这就是核反 应的慢化剂，石墨粉中分散着 12000 个四层全陶瓷材料包覆的、直径 0.9mm 的核 燃料颗粒。石墨球燃料元件在 1650℃的高温条件仍能有效阻挡放射性的泄露，而设 计表明，即使遇到极端事故，堆内温度也不可能达到这个温度以致堆芯融化的情况。 因此超高温气冷堆具有非常高的安全性。

附加经济效益高：其堆芯出口的工作温度高，可以在不产生二氧化碳的情况下制氢； 高温还可以向工业领域供热，用于石油化工、煤气化等领域。