国内核电新技术落地节奏如何？

国内核电新技术投资围绕核电“三步走”战略，从三代核电（热堆）到四 代核电（快堆）到聚变堆。

国内四代核电技术目前处于国际领先地位，高温气冷堆已 商用并完成了第二台机组核准（电-汽联供），落地最快；中核玲珑一号 SMR 商用堆（全 球首个）预计于 2026 年并网，将是下一个重点落地项目。此外，快堆与聚变堆预计 分别于 2035 年、2050 年建成商用堆。

核电技术的发展来看，当前三代技术成熟、四代核电试点，均为核裂变路线下的技术 迭代。第一代核电：核电站的开发与建设开始于上世纪 50 年代，实验性和原型核电机组被 称为第一代核电机组。第二代核电：上世纪 60 年代后期，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成了功 率在 30 万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，核电具备经济性。 第三代核电：上世纪 90 年代开发研究成熟的先进轻水堆被称为第三代核电技术，目 前有 VVER1000、AP1000、EPR、HPR1000（国产华龙一号）等主流堆型。

第四代核电：第四代国际核能论坛(GIF)选定了六种四代反应堆型，包括三种热中子堆和三种快中子堆。三种热中子堆分别是超临界水冷堆(SCWR)、超高温气冷堆(VHTR) 和熔盐堆(MSR)，其中 SCWR 是唯一入选的水冷堆路径，MSR 是唯一入选的以“钍”代 替“铀”作为核燃料的路径；三种快中子堆分别是钠冷快堆(SFR)、铅冷快堆(LFR) 和气冷快堆(GFR)，差异主要体现在冷却剂的选择。总体上，四代机相比三代机在原 理设计层面的改变巨大、且路径选择也更多。我国拥有全球首座投入商业运行的第四 代核电站——中国华能石岛湾高温气冷堆示范工程，已于 12M23 正式商运投产，设备 国产化率达到 93.4%。

国际原子能机构(IAEA)将电功率在 300MW 以下的核电机组定义为小型堆(SMR，区别于 常规三代核电 HPR1000 单个机组 120 万千瓦容量），SMR 主要从装机容量角度进行定 义，所用技术路径可以是三代轻水堆（合计约占目前全球开发量的 50%）、也可以是 四代气冷堆、快堆、熔盐堆（合计约占目前全球开发量的另 50%）。

从现有投运 SMR 机组看，中国进度领先。中国于 7M21 开工建设的 ACP100 反应堆（玲 珑一号），目标在 2026 年底前开始商运。美国 NuScale 小型堆于 9M20 通过美国核管 会（NRC）标准设计审查，但因项目经济性问题并未开工。

数据中心为 SMR 带来新的应用场景。SMR 通常适用于电力市场基本饱和、电力需求微 增长的发达国家，和资金实力有限、电网容量较小、难以容纳大型核电机组的发展中 国家。美国目前由能源部（DOE）通过政府资助项目支持小堆的研发，美国核管会（NRC） 着手制定小堆设计的审查大纲与解决政策性问题。NuScale 发布的 77MW 模块化方案预计可以通过工厂预制方式将建造周期缩短至 36 个月，依据数据中心负荷需求设计 模块数量，并且受场址约束更小。

国内 SMR 关注中核集团海南昌江玲龙一号项目。该项目于 7M21 FCD，于 8M23 安装核 反应堆核心模块，并于 9M24 完成了常规岛汽轮发电机组定子安装。该机组大小仅为 传统反应堆的 1/10，采用了国内首台自主设计的屏蔽式主泵，取消了传统大堆复杂 的管路，采用高度仅传统 1/5 的直流蒸汽发生器，实现集约化效果。

为解决核燃料困境，开发快堆技术。一座百万千瓦级一体化快堆一年只需要１t 的贫 铀 U238 即可保持运行, 同时还可以嬗变 5 座百万千瓦压水堆产生的长寿命放射性废 物。在二元核能体系中, 利用压水堆的乏燃料以及贫铀 U238 实现快堆装机和运行, 并实现燃料增殖; 快堆增殖的核燃料可以支撑压水堆更大规模、更长时间的发展, 以 最少的铀资源, 发最多的电, 产生最少的废物。

国内快堆规划有望降低远期（2060 年）近 3 成 U235 需求。我国若达成核电发电占比 20%的目标对应核电装机需达到 400GW 以上，对应 U235 需求量为 6.7 万吨/年，这接 近目前全球 U235 年消耗量。根据核能高质量发展大会上的国内专家预测，2035 年后 快堆装机容量将得到快速发展，至 2060 碳中和节点、400GW 总装机中预计包含 100GW 快堆，对应全压水堆情景下 U235 消耗需求减少约 1.73 万吨。

霞浦快堆设计具备向商用过渡能力，关注 2035 年中核集团商用快堆目标。霞浦快堆 的建成使我国成为继法国、俄罗斯等国家之后第三个建成大型钠冷快堆核电厂的国家， 中核集团计划于 2035 年左右建成一体化快堆首个示范工程，实现商业化示范。需要 突破的技术包括百万千瓦级钠冷快堆、金属燃料、干法处理和废物整备等。预计 MOX 堆会起到过渡作用。

大国终极能源技术博弈在于核聚变技术。 核聚变物理原理来自质能方程：轻原子核在一定条件下发生聚合反应，反应过程中损 失一部分质量、并以能量的形式释放。氢的同位素氘氚（D-T）反应由于其碰撞截面 较大而被认为是有望最早实现的受控热核聚变反应。在 D-T 聚变反应堆运行过程中生 成 14.1MeV 的高能中子，高能中子进入反应装置的包层中慢化、动能转化为热能、加 热工质并推动汽轮机发电；同时，中子与包层中的锂反应产生燃料氚，实现核燃料循 环中的氚循环过程。因此，氚作为较难获得的燃料只在“初次点火”时需要，后续运 行中持续补充的为燃料氘（海洋中储量庞大）、因反应失去的锂。 磁约束核聚变（MCF）是目前国际公认最有希望的氘氚核聚变反应实现途径，国际热 核聚变实验堆（ITER）与国内两院所研制的托克马克装置均采用该路线。聚变堆需满 足据劳森判据，达成三个条件，使核聚变反应的能量产出率大于能量损耗率（能量增 益因子 Q 作为判别指标，商业堆 Q 值需达到 10），且能够控制反应进度保持稳定运行。 “高温”。燃料气体被电离成“等离子体”后, 温度要达到上亿度, 才能保证原子核 有足够的动能彼此接近并发生核聚变反应; “高密度”。过于稀薄时原子核之间碰撞或发生核反应的机会小; “长时间能量约束”。目的是使得核聚变反应能持续进行，尽可能降低等离子体的能 量损失率。

国内可控核聚变规划 2050 年建成商用堆，2035 年前后在示范堆或实验堆阶段取得标 志性成果。核电“三步走”战略中，核聚变工程目前处于规模实验阶段，国内核聚变研究主要由科研院所牵头，中核集团西南物理研究院已建成环流 3 号托克马克装置、 中科院合肥物质科学研究院建成了 EAST 托卡马克装置。后续需要经历非核运行、氘 氚反应等进一步燃烧实验。此外，我国也参与了国际 ITER 合作项目。