中国核能发展报告

2019-01-10 09:59:10 江苏省企业技术改造协会 26

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第一章 中国核能发展动态

一、世界核能发展概况

(一)核能作为重要能源形式,为保障全球能源安全做出了重要贡献

(二)大部分核电国家坚持继续发展,全球核电规模仍将增长

(三)基于以往经验教训不断改进,核电安全水平持续提升

(四)先进核能技术研发持续推进,各国竞相占领创新发展制高点

(五)核燃料供应保障充分,能满足核能未来发展需求

(六)可再生能源快速发展,核电未来发展空间依然可期

二、 我国核能发展现状

(一)在役核电规模持续增长,机组运行安全稳定

(二)在建核电规模全球领先,工程项目有序推进

三)核电自主创新能力显著提升,核科技研发再上新台阶

(四)核燃料循环能力进一步加强,全面支撑核电可持续发展

(五)核电装备制造能力持续提升,关键设备自主化不断取得突破

(六)核能行业管理、安全、安保与应急能力持续提升

(七)核能“走出去”顺利推进,国际合作交流成果丰硕

三、 我国核能行业面临的形势、挑战及未来展望

(一)面临的形势

(二)存在的挑战

(三)未来展望

第二章 中国核电科技创新

一、大型先进压水堆CAP

(一)总体概述

(二)总体进展

(三)年取得的成绩

二、大型先进压水堆华龙一号

(一)总体概述

(二)总体进展

(三)年主要成绩

三、高温气冷堆重大专项示范工程

(一)总体概述

(二)总体进展

(三)年取得的成绩

四、小型反应堆研发

(一)总体概述

(二)总体进展

(三)年取得的成绩

五、钠冷快堆示范工程

(一)总体概述

(二)总体进展

(三)年取得的成绩

六、其他先进堆型或系统

(一)熔盐堆

(二)铅基快堆

(三)超临界水冷堆

(四)行波堆

(五)聚变堆

第三章 我国核电装备制造发展动态

一、核电装备制造国产化格局基本形成

(一)核电主要装备国产化情况

(二)核电主要堆型国产化情况

二、核电主要装备供应链形成全面覆盖

三、核电装备制造成套能力已形成规模

四、年核电装备制造业成果

第四章 核电燃料元件发展现状和趋势

一、国内外核电燃料元件发展现状

(一)国外核电燃料元件发展现状

(二)国内核电燃料元件技术发展现状

二、燃料制造技术发展现状

三、核电燃料元件技术发展趋势

(一)压水堆燃料元件发展趋势

(二)革新型先进燃料元件技术发展趋势

(三)燃料元件制造技术发展趋势

四、我国自主化核电燃料元件发展需求

五、我国核电燃料元件发展的思考与建议

 


中国核能发展报告

 

第一章 中国核能发展动态

一、世界核能发展概况

(一)核能作为重要能源形式,为保障全球能源安全做出了重要贡献

核能的和平利用是20世纪人类在能源领域的一项重大活动。20世纪50年代一批实验性和原型堆的建设,验证了利用核能发电的技术可行性。20世纪60年代后期,国际上陆续建成电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆和重水堆等核电机组,核电的经济性也被证明,其能够与水电、火电相竞争。20世纪70年代,由于石油涨价引发能源危机等因素,核能开发进入产业化与高速推广应用阶段,目前世界上商业运行的机组大部分在此期间建成。

1979年之后,美国三哩岛核事故和苏联切尔诺贝利核事故的发生,使核电发展进入20多年的萧条期,全球核工业界不断反思与总结,持续改进反应堆安全设计,提高安全管理水平,高度重视核安全文化,核电厂安全性和机组运行业绩得到进一步提升,同时美国于20世纪90年代提出了“先进轻水堆用户要求文件”(URD),欧洲出台了“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”(EUR),用一系列指标规范了新一代核电站的安全性和经济性。进入21世纪以来,随着全球经济增长,为减少温室气体排放,应对气候变化,核能作为低碳能源再次得到各国的关注,核电进入逐步复苏发展的阶段。

2011年福岛核事故再次给核能发展带来巨大影响,但在国际原子能机构(IAEA)和各国不懈努力下,核能行业吸取经验教训,完善和提高核电安全标准,进一步改进预防和缓解严重核事故的措施,提高了核电厂的安全性,公众对核电的信心逐步恢复。

核电作为一种安全、低碳、可大规模利用的能源,在优化能源结构、保障能源安全、减排、促进经济可持续发展等方面的作用得到广泛认可。2017年,全球有4台机组建成并网,3台新机组开工建设。截至2017年年底,全球在运机组448台,总装机容量39174.4万千瓦,分布在30个国家或地区(见表1.1)。全球核电机组共有17415堆年的运行经验。各国核电机组数量及装机容量情况见图1.1。在运反应堆中,压水堆、沸水堆和重水堆是三种主要的堆型,分别占总数的65%、17%和11%。1997~2016年世界核电发电总量变化情况见图1.2。

1.1 世界各国和地区在运核电机组情况

国家

反应堆数量

净装机容量(MWe)

2016年核发电量(TWh)

美国

99

99869

805.3

法国

58

63130

384

日本

42

39752

17.5

中国

38

33384

210.5

俄罗斯

35

26111

179.7

韩国

24

22501

154.2

加拿大

19

13554

97.4

乌克兰

15

13107

81

德国

8

10799

80.1

英国

15

8918

65.17

瑞典

8

8629

60.6

西班牙

7

7121

56.1

印度

22

6240

35

比利时

7

5913

41.3

捷克

6

3930

22.7

瑞士

5

3333

20.3

芬兰

4

2764

22.3

保加利亚

2

1926

15.8

匈牙利

4

1889

15.2

巴西

2

1884

15.9

南非

2

1860

15.2

斯洛伐克

4

1814

13.7

阿根廷

3

1632

7.7

墨西哥

2

1552

10.3

巴基斯坦

5

1320

5.1

罗马尼亚

2

1300

10.4

伊朗

1

915

5.9

斯洛文尼亚

1

688

5.4

荷兰

1

482

3.8

亚美尼亚

1

375

2.2

全球总计

448

391744

2490

:数据来自LAEA,反应堆数量和净装机容量统计截至2017年年底,核发电量为2016年数据。中国数据指我国大陆情况,全球总量中包含了我国台湾数据(6台机组,装机容量总计5052MWe)。

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1.1 世界在运核电机组情况

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1.2 1997~2016年世界核电发电量情况

全球具有核发电能力的国家中,美国、法国、日本、中国、俄罗斯和韩国在运反应堆规模居世界前6位,反应堆数量占全球总量的66.07%,装机容量占全球总量的72.69%。2016年,全球电力结构中核电发电量占比为10.6%。世界各国电力结构中,核发电占比超过10.6%的有20个国家,超过25%的有13个国家,超过50%的有5个国家。各国电力结构中核发电占比情况见图1.3。

(二)大部分核电国家坚持继续发展,全球核电规模仍将增长

截至2017年年底,世界在建核电机组60台,总装机容量6096.6万千瓦,分布在16个国家或地区,其中阿联酋、白俄罗斯、孟加拉国是首次建设核电站的国家(见表1.2)。世界在建核电装机容量情况如图1.4所示。在建反应堆大部分为压水堆,数量占到81%,各堆型装机容量情况如图1.5所示,各堆型数量占比情况见图1.6。

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1.3 各国电力结构中核电占比情况


1.2 世界各国和地区在建核电机组情况

国家

机组数量

净装机容量(MWe)

阿根廷

1

25

孟加拉

1

1080

巴西

1

1245

芬兰

1

1600

法国

1

1630

白俄罗斯

2

2218

日本

2

2653

巴基斯坦

2

2028

斯洛伐克

2

880

乌克兰

2

2070

美国

2

2234

韩国

4

5360

阿联酋

4

5380

印度

6

3907

俄罗斯

7

5520

中国

20

20536

全球总计

60

60966

:数据来自LAEA,统计截至2017年年底,其中中国数据指我国大陆情况,全球总量中包含我国台湾在建2台,总装机容量2600MWe。

图片1.4.png

1.4 世界各国在建核电净装机容量情况

 图片1.5.png

1.5 世界各堆型在建装机容量情况

图片1.16.png 

1.6 世界在建机组各堆型数量占比情况

福岛核事故对全球核电产业的影响逐渐减弱,世界核电发展正在回暖。统计显示,近10年,全球开工机组76台,并网机组49台,永久停堆41台。其中2011年福岛核事故后,新开工机组38台,并网机组42台,永久停堆37台。2008年至2017年年底,每年新开工、并网和永久停堆机组如图1.7所示。

世界各国已逐步摆脱福岛核事故的阴影,步入后福岛发展时代。美国力推核电作为清洁能源方案,肯定核电对降低碳排放的贡献,正积极采取措施推动新一代核电技术发展。始终重视核科技研发,积极推动小堆、先进核能技术的开发应用,维护核电大国地位。2015年8月,奥巴马总统和环保署发布了最终版本的清洁发电计划,通过一套重要的规则和激励措施,致力于减少美国电厂温室气体排放物。2015年11月,美国政府公布了部分维持和促进核能发展的政策,包括加速核能领域创新的政策。2016年美国能源部(DOE)发布了《先进堆开发与部署愿景和战略》草案(2016年5月27日,21版),支持先进堆技术的开发和最终部署。特朗普总统上任后,于2017年6月宣布推出六大措施振兴美国能源,第一条就是强调美国核能行业必须得到重视和振兴,政府将试图扩大核能,并将对目前的政策进行“全面审查”,以确定复苏该行业的方式。

图片1.7.png

1.7 2008年以来世界开工、并网和永久停堆机组情况 

法国在全球核能科技创新方面也扮演着极为重要的角色,一直在积极研发先进核能技术,包括钠冷快堆和高温气冷堆等,同时积极借鉴福岛核事故的经验教训,对核电站进行安全性能改造,关闭老旧核电厂。英国历届政府持续支持核电优先政策,即使在英国脱欧公投后,英国政府也再次确认了对于核电优先政策的支持,并批准了法中企业共同投资的欣克利角C核电项目。欧盟为了摆脱对俄罗斯的能源依赖,降低碳排放,以及维护其全球核能技术的领先优势,大部分国家仍坚持持续发展核能。欧盟内部虽然核电形势发生巨大变化,金融危机、福岛核事故等对整个能源行业以及核领域造成重大影响,然而发展核能依然是欧洲能源的重要战略目标,欧洲原子能论坛新修订的《核能示范计划》提出,在2025~2045年将建成1.22亿千瓦的核电装机。

日本在确保满足安全监管的前提下,逐步重启国内核电站机组。2016年日本向联合国提交了正式加入《巴黎协议》有关批准文书。2017年9月,日本原子能委员会发布了2011年福岛核事故以来的首份《核能白皮书》,呼吁继续将核能作为国家能源供应的关键组成部分,建议到2030年核能至少占日本能源供应的20%。

俄罗斯实行举国体制,将核电上升到国家战略地位,全力支持本国核电发展与对外出口。普京2014年1月表示,发展核能是大势所趋,俄罗斯将继续发展核能。2016年,俄罗斯新沃罗涅日核电站装有最新型VVER-1200反应堆的核电机组完成燃料装载并顺利启动。另外俄罗斯在小型堆开发方面取得了长足进展,针对不同用途研发了一系列小型堆,如用于驳船动力的KLT-40S反应堆等。

此外,新兴经济体国家为满足经济发展电力需求的增长,降低能源进口或对化石能源的过度依赖,对核电的需求不断增长。根据世界核协会统计,有40多个无核国家正在计划或考虑发展核电,孟加拉国、白俄罗斯、埃及、印度尼西亚、波兰、立陶宛、哈萨克斯坦、土耳其、约旦等国已经制订了完善的核电发展计划,正在积极推动本国首座核电站建设工作;沙特、泰国、摩洛哥、马来西亚、尼日利亚、以色列、智利、阿尔及利亚等国也在考虑发展核电。

根据世界各重要能源机构对核电发展的分析预测,全球核电将继续增长。国际原子能机构(IAEA)分高发展和低发展两种情景对核电进行了预测,认为在高发展的情景下,全球核电在2050年装机容量将达到87100万千瓦,比当前增长123%;在低发展情景下,2030年核电装机容量将达到34400万千瓦,比当前下降12%,2035年装机容量达到34000万千瓦,下降13%,到2050年才恢复到目前的水平。世界核协会(WNA)预计,到2050年世界核电装机容量将达到100000万千瓦,比当前增长163.85%。经合组织核能署(OECD-NEA)和国际能源署(IEA)联合预测,到2050年世界核电将达到93000万千瓦,比当前增长146.22%。国际能源署预计,到2030年世界核电装机容量将达到54300万千瓦,比当前增长43.76%,到2040年装机容量将达到62400万千瓦,比当前增长65.21%。美国能源信息署(EIA)预计,到2040年核电装机将达到55700万千瓦,比当前增长45.64%。世界重要能源机构对全球核电装机容量的预测见图1.8。

图片1.8.png

1.8 世界重要能源机构对全球核电装机容量的预测 

(三)基于以往经验教训不断改进,核电安全水平持续提升

目前全世界正在运行的核电站,绝大部分属于第二代核电站。二代核电站运行业绩良好,负荷因子高,非计划停堆次数下降,已经发展成为一种成熟可靠的技术,具有可接受的安全性和较好的经济性。

20世纪70到80年代,先后发生了三哩岛核事故和切尔诺贝利核事故,公众对核电安全的关注度上升,投资人进入核电的意愿降低。面对公众对核电安全的质疑,为了吸引更多的投资者,自20世纪80年代中期开始,美国电力研究院(EPRI)在美国核管会(NRC)支持下,经过多年努力,根据轻水堆30多年的运行经验教训,于1990年首次公布了一套使供货商、投资方、业主、核安全管理当局和公众各方面都能接受的电力公司要求文件(Utility Requirements Document,URD),作为开发未来先进轻水堆的明确、完整的技术总则。随后,西欧制定了EUR(European Utility Requirements Document),日本、韩国也制定了各自的文件JURD、KURD等,作为新堆型开发的指导原则。国际上把符合这些文件技术要求的先进核电技术称为第三代技术。

第三代核电技术的主要要求如下:

燃料热工安全裕量:≥15%;

堆芯融化概率:<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(从浇灌第一罐混凝土至商业运行):1300 MWe机组为54个月,600 MWe机组为42个月。

典型的第三代核电技术包括:美国西屋电气公司(WH)开发的非能动先进压水堆AP600、AP1000;美国通用电气公司(GE)开发的先进沸水堆ABWR;法国AREVA开发的欧洲压水堆EPR;中国中核集团与中广核集团联合开发的华龙一号,国电投集团开发的CAP1400;俄罗斯的VVER-1200;韩国的APR-1400;日本的APWR等。

与二代核电相比,第三代核电对核电安全性、经济性的要求更高,发生严重事故的概率进一步降低,机组的设计寿命进一步延长。

在严重事故概率方面,三代机组的反应堆堆芯融化概率从原先二代核电要求的<1.0×10-4/堆年降低到<1.0×10-5/堆年,大量放射性释放概率从原来的<1.0×10-5/堆年降低到了<1.0×10-6/堆年。

在设计寿命上,三代机组在二代基础上增加了20年,对一些关键设备材料的性能要求进一步提高。例如,反应堆压力容器锻件尺寸加大,对锻件抗击性能的要求进一步提高;反应堆一回路的主管道由过去的铸件改为锻件等。

在核废料方面,要求进一步减少核废料的产生量,寻找更佳的核废料处理方案,减少对人员和环境的剂量影响。

在经济性方面,要求进一步降低单位千瓦造价,缩短建设周期,提高机组热效率和可利用率。

在福岛核事故发生后,又进一步改进,针对全厂断电增加了额外的无源系统和有源系统,并将最终热阱的丧失考虑了进去。

目前,世界在建核电机组以三代核电技术为主,数量占比约为60%。

中国、美国在建核电项目中有6台机组采用AP1000技术。中国在建的4台AP1000机组,其中三门1号、海阳1号机组已经完成装料前的综合检查,预计2018年可以并网发电。美国萨默尔核电站两台AP1000机组已中止建设,沃格特勒核电站两台AP1000机组经过董事会决议将继续完成建设。

芬兰奥尔基洛托3号机组、法国弗朗芒维尔3号机组和中国台山1、2号机组采用EPR技术。其中,奥尔基洛托3号机组已完成热试,正在准备装料。台山1、2号机组也已完成热试,具备装料条件。英国欣克利角C核电站的2台EPR机组已经开展四通一平工作。

俄罗斯采用VVER-1200(V-392M)技术的新沃罗涅日Ⅱ期1号机组已经投运,2号机组还在建设中。采用VVER-1200(V-491)的列宁格勒Ⅱ期1、2号及涅曼1号机组正在建设中。

采用APR1400技术的韩国新古里3号机组已经投运,新古里4号、新蔚珍1、2号正在建设。韩国2017年曾中止了新古里5、6号机组的建设,后又恢复建设,这两台机组已经投入近百亿元人民币。阿联酋巴拉卡核电站在建的4台APR1400机组,首台机组正在等待装料审批,预计自2018年起,将依次每年投运一台。

中国福清5、6号机组,防城港3、4号机组,和巴基斯坦卡拉奇K2、K3机组共6台机组采用我国具有自主知识产权的“华龙一号”技术。其中,福清5号机组、卡拉奇K2机组已在2017年完成穹顶吊装,正在进行设备安装工作。其他4台机组进度情况良好。

美日联合开发的ABWR技术是最早实现投运的第三代核电技术。日本的柏崎刈羽6、7号,志贺2号和滨冈5号机组已经投运。此外,还有4台ABWR机组在建,分别是日本岛根3号机组、青森1号机组和我国台湾地区的龙门1、2号机组。

(四)先进核能技术研发持续推进,各国竞相占领创新发展制高点

各国在提高在运、在建核电机组安全性、经济性和先进性的同时,在小型模块化反应堆、第四代核能系统等方面不断加大投入力度,加强聚变堆合作攻关,竞相占领未来核电技术和市场竞争的制高点。

——小型模块化反应堆

小堆由于其多用途、模块化和投资少等特点,引起世界的广泛关注。根据IAEA 2017年统计,全世界当前共有近50种小堆概念设计,技术成熟度不同,其中以小型压水堆技术最为成熟。已开展工程建设的小堆技术有俄罗斯的KLT-40S、阿根廷的CAREM和中国的HTR-PM。完成研发并具备工程应用条件的技术包括韩国的SMART、中国的ACP100、ACPR50S等。其中,中国的ACP100小堆计划2018年年底在海南昌江开工建设,ACPR50S已经开始主设备招标工作。IAEA结合各国小堆发展情况,发布了小堆发展路线图(见图1.9)。

——第四代核能系统

第四代核能系统国际论坛(GIF)优选出的第四代核能系统包括6种堆型,其中4种是快堆。第四代核能系统堆芯温度高,有5种可以用于制氢。由于技术开发遇到较多的问题,GIF已经于2014年推迟了第四代核能系统发展进程,预计在2030年左右有望进入工程应用阶段。第四代核能系统中钠冷快堆和高温气冷堆技术最为成熟。俄罗斯在已经建成运行的BN-800钠冷快堆的基础上,正在研发BN-1200。第四代核能系统发展现状、主要技术难点如表1.3所示。

图片关键词

1.9 IAEA发布的小型模块化反应堆发展路线图(2017)

1.3 第四代核能系统开发进展及主要技术难点

堆型

用途

开发进展

主要技术难点

钠冷快堆

发电

俄罗斯B-1200已完成基本设计,美国ABR、法国ASTRID、日本J-FR正在研发中

纳火事故;

先进燃料;

乏燃料后处理

超高温气冷堆

制氢发电供热

日本建成HTTR,研究Cm3Oc概念;

美国NGNP由制氢调整为热/电联产;

韩国开展核能制氢演示项目(NHDD);

欧洲启动核能热电联产项目(NC21)

耐高温合金材料研发;

先进燃料研制与验证;

核能制氢技术研究;

乏燃料后处理技术研究

超临界水冷堆

发电

总体处于概念设计和试验论证阶段,开展相应科研工作的有:

欧盟、日本、韩国、加拿大(重水慢化)、中国(核动力研究设计院)

水辐照分解;材料试验;高性能燃料组件;冷却剂流量控制

铅冷快堆

发电制氢ADS

俄罗斯完成SVBR-75/100、BREST300/700设计,开展建堆前期工作;

其他项目有美国SSTAR、欧盟ELSY、日本LSPR、瑞典SEALER等;

中国科学院选作ADS次临界反成堆系统的铅基快堆技术在研发中

材料腐蚀与磨蚀;

冷却剂不透明,造成检查监控困难;

铅铋合金粉尘或渣等

熔盐堆

发电制氢

欧洲MSFR开展一系列专项研究;

日、印、韩也开展相应研究;

美国先进高温热堆AHTR进入工程研究阶段;

中国科学院完成液、兩燃料实验堆设计

液态盐的物化特性及生产技术;用后盐的处理:防氚释放;盐的腐蚀等

冷气快堆

发电制氢

由欧盟资助东欧四国联合研发的 ALLEGRO项目处于预概念设计阶段

高功率密度燃料元件研发;确保在所有运行工况和事故工况下都能排除反应堆余热

目前,有些机构也将行波堆归于第四代核能系统,或者四代加核电技术。行波堆仍处于探索性研究阶段,美国泰拉能源公司和中核集团正在联合研究行波堆。2017年,中美合作成立的行波堆合资公司——环球创新核能技术有限公司在天津正式成立。

——聚变堆

聚变堆技术有两种,分别为磁约束聚变和惯性约束聚变。目前,各国家和地区以研究磁约束聚变为主,托克马克是主要的研究形式。国外主要实验设施有欧盟的JET、美国的TFTR、日本JT-60U等,中国主要有中科院等离子体物理研究所的EAST,中核集团西南物理研究院的环流系列装置。中国和欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯、美国等七方共建的国际聚变实验堆ITER预计最早2025年进行第一次超热等离子体测试,最早2035年实现发电。欧洲聚变协会(EFDA)对磁约束聚变进行了预测,如图1.10所示。

图片关键词

1.10 EFDA预测的磁约束聚变路线图

(五)核燃料供应保障充分,能满足核能未来发展需求

全球天然铀资源储量丰富,铀产量稳定,未来10~20年不会成为制约核电发展的因素。铀转化、铀浓缩,及核燃料制造领域在未来数年仍将保持供应充分的状态,市场供大于求的局面短期仍将持续。

——天然铀领域

根据经济合作与发展组织核能署(OECD-NEA)和国际原子能机构(IAEA)联合发布的历年版铀红皮书——《铀资源、生产和需求》(以下简称《红皮书》),以及世界核协会(WNA)整理的数据,世界主要铀资源生产国历史铀资源产量如表1.4所示。2016年世界天然铀总产量为62027吨铀。哈萨克斯坦是世界上天然铀产量最多的国家,其2016年产量为24575吨铀,高于位列第二和第三的加拿大和澳大利亚的总产量之和;世界前五大铀资源生产国的产量约占世界总产量的83%。

1.4 世界主要天然铀生产国历史产量

                                                                     单位:吨铀

年度

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

哈萨克斯坦

2114

2826

3327

3719

4346

5281

6633

8512

加拿大

12522

11607

10455

11597

11628

9862

9476

9000

澳大利亚

7720

6854

7573

8982

9512

7593

8602

8433

尼日尔

2919

3080

3157

3185

3322

3443

3193

2993

纳米比亚

2239

2333

2037

3038

3146

3076

2832

4365

俄罗斯

3090

2850

3073

3290

3285

3190

3413

3521

乌兹别克斯坦

1945

1859

1603

2087

2300

2260

2270

2283

美国

1015

902

769

943

1171

1805

1747

1492

乌克兰

750

800

800

855

830

810

800

830

年度

2009

2010

2011

2012

2013

2014

2015

2016

哈萨克斯坦

14020

17803

19450

21240

22513

22781

23800

24575

加拿大

10174

9775

9145

8998

9332

9136

13325

14039

澳大利亚

7934

5918

5967

7009

6432

4976

5654

6315

尼日尔

3245

4197

4264

4822

4528

4057

4116

3477

纳米比亚

4626

4503

4078

4239

4264

3246

2993

3315

俄罗斯

3565

3562

2993

2862

3135

2991

3055

3004

乌兹别克斯坦

2657

2874

2500

2400

2400

2700

2385

2404

美国

1594

1630

1582

1667

1792

1881

1256

1125

乌克兰

815

837

873

1012

926

954

1200

1005

数据来源:历年《红皮书》及世界核协会

2016年版《红皮书》对主要铀资源生产国未来5~10年成本低于130美元/千克铀级别的天然铀产能进行了预测。预测显示,2020年、2025年、2030年和2035年只考虑现有生产中心的全球天然铀(成本低于130美元/千克铀级别)产能将分别达到71105吨铀/年、69475吨铀/年、69305吨铀/年、65195吨铀/年;如果再考虑当前正在计划中的生产中心的设计产能,相应级别天然铀2020年、2025年、2030年和2035年的全球产能将分别达到81465吨铀/年、94255吨铀/年、103885吨铀/年、106505吨铀/年。

除了天然铀资源的直接开采外,世界铀资源总供给还包括库存和弹料稀释的低浓铀、尾料再浓缩等多种铀资源供应二手来源。据IAEA测算,目前二手铀资源供给规模将长期维持在约1万吨铀/年。

——全球铀转化市场

全球铀转化市场在未来数年仍将保持供应充分的状态。二次供应对全球市场的影响虽然在逐渐减少,但到2035年仍将继续发挥重要作用。

目前,全球共有五家大型商业铀转化服务供应商:法国阿海珐集团(Areva)、加拿大矿业能源公司(Cameco)、美国康弗登公司(ConverDyn)、俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)与中国核工业集团公司(CNNC)。2016年,这五家供应商在全球铀转化服务市场上的份额分别为26%、13%、21%、28%和12%(见图1.11)。

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1.11 世界铀转化服务一次供应市场份额 

UxC咨询公司(The Ux Consulting Company,LLC,简称UxC)预测(见图1.12),到2030年,全球铀转化产能将超过8万吨铀/年。在中发展情景下,铀转化市场将维持供需平稳。在低发展情景下,将出现产能过剩的局面。而在高发展情景下,铀转化市场将出现供不应求的局面。未来几年,中国的市场份额将逐渐增加,并逐渐超过其余四大铀转化供应商。铀转化二次供应的占比将逐年减少,到2030年,二次供应铀转化的产能将低于1万吨铀/年。

——铀浓缩市场

全球提供商业浓缩服务的供应商有:中核集团(中国)、阿海珐(法国)、俄国家原子能公司(Rosatom)下属的俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)/俄罗斯核技术出口公司(TENEX)、美国铀浓缩公司(USEC)及欧洲铀浓缩公司(URENCO)。在阿根廷、巴西、印度、伊朗、日本和巴基斯坦有小型转化和浓缩设施。供大于求的严峻形势以及由此造成的价格长期低迷,已使浓缩市场遭受重创,而且这种局面目前没有任何回暖的迹象。浓缩市场成为一个严重供大于求、扩建或新建计划被搁置、订单竞争激烈的市场。通过利用低尾料丰度运行和尾料再浓缩,利用过剩浓缩能力生产更多的铀,将继续是铀浓缩供应商的一项替代收入。

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1.12 全球市场铀转化供需预测(数据来自UxC URM模型情景分析) 

对于未来全球主要铀浓缩供应商市场份额的变化,根据UxC的预测(见图1.13),在中发展情景下,阿海珐、URENCO与TVEL/TENEX的铀浓缩产能将不会有太大变化,中核集团在国际市场中的份额将逐渐增加。到2030年,中核集团、URENCO与TVEL/TENEX将成为世界三大主要铀浓缩供应商,美国USEC/contrus在铀浓缩市场的份额将逐渐降低。2030年,总产能将超过7万tSWU/a。

关于未来全球市场供需情况,据UxC预测,铀浓缩供大于求的局面将逐渐好转。中发展情景下,到2030年,铀浓缩市场将达到供需平衡。只有在高发展情景下,全球铀浓缩市场才会出现供不应求的局面。

——核燃料元件制造市场

全球的核反应堆主要是轻水堆和重水堆,因此核燃料元件制造主要服务于这两种堆型,并且以轻水堆燃料制造为主。由于核燃料元件与反应堆自身的物理特性、用户的燃料循环策略等方面息息相关,因此全球大多数核燃料制造商同时也是反应堆供应商,为其设计的反应堆提供首炉和初期换料。反应堆机组的运行变化、燃料管理策略以及燃料元件的制造技术提升影响着对燃料元件的制造需求。反应堆装机容量也影响着对燃料元件的需求。目前每100万千瓦装机每年大约需要20~25吨铀。

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1.13 2010年至2030年世界主要铀浓缩供应商市场份额 

2016年,全球燃料元件市场供大于求。根据UxC燃料元件市场报告分析,未来几年全球市场将维持产能过剩的局面(见图1.14)。到2030年,全球市场燃料元件总产能将超过1.6万吨铀/年。根据预测,未来十年,阿海珐、西屋等老牌大型供应商的产能将不会有太大变化。

(六)可再生能源快速发展,核电未来发展空间依然可期

目前,全球新能源快速发展,国际上对风电、光伏发电等可再生能源增长普遍看好。可再生能源单位发电成本迅速下降,可大规模快速部署,以及社区居民的高接受度,成为风电、光伏发电等可再生能源的主要优势。相比之下,受到福岛核事故、审批较慢等多重因素影响,近年来全球核电发展节奏放缓。根据国际清洁能源论坛(澳门)2017年发布的《全球核能产业发展报告(2017)》蓝皮书数据,从1997年京都议定书签署到2016年年底,全球风力发电量增加948TWh,太阳能光伏发电量增加332TWh,核电新增发电量仅为212TWh。2016年全球风电发电量的年增长率为15.8%,太阳能光伏发电为30%,而核电仅增长1.4%。图1.15为英国石油公司(BP)2017年公布的自1965年以来主要能源消费情况的统计和到2035年能源消费情况的预测。

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1.14 全球市场燃料元件供需预测(数据来自UxC URM模型情景分析)

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1.15 BP对世界主要能源消费情况的统计及未来预测 

然而,核电作为一种稳定的能源,能可靠地供应基本负荷电力,并对波动性强、不易于调配以应对需求的可再生能源(如风电或太阳能光伏发电)形成很好的补充,核电未来的发展空间依旧可期。最近经验表明,在大多数国家,间歇性可再生能源在电力结构中的总体比重不能超过30%~40%,否则会产生不可接受的电力成本,导致温室气体排放量的增加,产生电力供应安全风险。可再生能源应用的瓶颈主要在于无法大规模储存电能,该技术难题至今仍无突破的迹象。与集中度低的能源资源相比,核电采用的是大型的集中式电站,占地面积更小,因此能提供现有及未来大城市所需要的能源。

另外核电还具有其他能源品种不可比拟的特殊优势。核电产业链长,涉及行业广,对相关产业具有较强的带动作用,能极大提升一个国家的装备工业水平;核能行业具有军民两用特性,发展核电对于保持一个国家工业、科技、军事强国地位的作用不可忽视,是诸如美、俄等国家保持核威慑力量的重要手段。未来,核电行业有望通过改进技术、优化管理、模块化生产、批量化部署等措施,在确保安全的前提下进一步缩短工期与造价,提升自身的经济性,在同其他能源品种的竞争中赢得优势。

二、 我国核能发展现状

我国核能利用起步于1955年。改革开放以前,主要为国防建设服务,成功研制出原子弹、氢弹和核潜艇,取得了举世瞩目的成绩,奠定了我国核大国的地位。改革开放以后,我国逐步把工作重点转移到为国民经济建设服务上来,开启了发展核电的新征程,经过30多年的发展,目前已成为世界核电大国。2017年,在党中央、国务院的领导下,我国核能行业认真贯彻安全高效发展的方针,不断提升核电机组安全性能和运行水平,确保在建核电项目工程质量,持续提升核电运行业绩水平,加大核电技术装备研发力度,全面加强核电行业管理,完善核电安全法规标准体系,加强核燃料循环保障能力,贯彻落实“一带一路”倡议,积极开展核能国际合作,取得了新的进展、新的成绩。

(一)在役核电规模持续增长,机组运行安全稳定

2017年,我国共有阳江核电厂4号、福清核电厂4号两台机组投入商业运行。截至2017年年底,全国商业运行核电机组共计37台,总装机容量为3581万千瓦。核电总装机容量占全国电力装机总量的2.02%(见图1.16)。近10年来,我国核电运行装机规模持续增长(见图1.17),目前在运核电装机规模仅次于美国、法国、日本,位列全球第四。

根据中国核能行业协会发布的数据,2017年全国商运核电机组累计发电量为2474.69亿千瓦时,同比增加17.55%,中国已经成为核电发电量第三大国。2017年核发电量约占全国总发电量的3.94%(见图1.18)。与燃煤发电相比,2017年核能发电相当于减少燃烧标准煤7646.79万吨,减少排放二氧化碳20034.60万吨,减少排放二氧化硫65.00万吨,减少排放氮氧化物56.59万吨。近10年来,核电发电量持续增长(见图1.19),为保障电力供应安全和节能减排做出了重要贡献。

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1.16 2017年全国电力装机规模结构示意图

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1.17 2008~2017年全国核电装机规模增长情况

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 1.18 2017年我国发电量结构示意图

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1.19 2008~2017年我国核电发电量变化情况(亿千瓦时)

2017年全国核电设备平均利用小时数为7108.05小时,设备平均利用率为81.14%,同比略有增长,这是自2014年连续三年下降以来首次回升(见图1.20)。其中有13台机组的设备利用小时数超过7400小时。另外,红沿河、昌江、防城港等核电厂应电网要求调停等影响,机组设备利用率较低,部分机组设备利用率低于70%。

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1.20 2008~2017年核电厂发电设备利用小时数变化

1994年首台核电机组投运至2017年年底,全国在运核电机组累计运行272.88堆年,机组平均运行时间约为7.4年。与全球反应堆平均运行时间(29.8年)相比,国内核电机组均处于运行寿期初期(见图1.21)。

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1.21 我国核电机组平均运行时间与世界核电机组平均运行时间对比

2017年,各运行核电厂严格控制机组的运行风险,继续保持安全、稳定运行,未发生国际核事件分级(INES)一级及以上的运行事件。各运行核电厂未发生较大及以上安全生产事件、环境事件、辐射污染事件,未发生火灾爆炸事故,未发生职业病危害事故。各运行核电厂放射性流出物的排放量远低于国家标准限值,环境空气吸收剂量率控制在当地本底辐射水平涨落范围内。

与世界核电运营者协会(WANO)规定的性能指标对照,在全球400多台运行机组中,我国运行机组80%的指标优于中值水平,70%达到先进值,与美国核电机组水平相当,且整体安全指标逐年提升。2017年,WANO对全球满足计算条件的388台机组进行综合指数计算排名,结果有57台机组获得100分,并列综合指数排名第一,其中我国有11台获得满分(满足计算条件的36台机组参加排名),分别是:秦山核电厂、大亚湾核电厂2号机组,秦山核电二厂1、2、3号机组、岭澳核电厂1、2号机组,田湾核电厂2号机组、红沿河2号机组、宁德核电厂2号机组和福清1号机组。

(二)在建核电规模全球领先,工程项目有序推进

截至2017年年底,中国在建核电机组共20台,总装机容量2287万千瓦,在建规模继续保持世界第一。采用第三代核电技术的机组数量达到10台,已占国内在建机组数量的一半。中国在建核电机组机型分布情况见图1.22。

经过30余年不间断发展,我国核电工程管理自主化能力和总承包能力持续提升,成功实现了多项目、多基地同步建设。核电建设安装队伍全面掌握了压水堆、重水堆、高温气冷堆、快堆等多种堆型,30万、60万、100万千瓦等多种容量的核电建造技术,形成了核电站建造的专有技术体系和知识产权,具备可以同时开工30台以上核电机组的建设能力,能够满足我国核电安全高效发展的要求。

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1.22 中国在建机组机型分布情况

由于2010年开工高峰期项目陆续建成投运,以及近期新开工项目较少,2017年共完成核电工程建设投资395亿元,为最近9年来最低值(见图1.23)。

各在建核电项目稳步推进,安全、质量、环境保护等方面均得到有效控制。采用二代改进技术建设的核电项目进展顺利,项目工期全部能够控制在60个月以内。“华龙一号”国内示范项目4台机组建设正在福建福清(5号、6号)和广西防城港(3号、4号)双线顺利推进。福清5号机组穹顶吊装等关键工程节点提前实现,双层安全壳贯穿件、蒸汽发生器等主设备陆续完成安装,具有完全自主知识产权的半转速汽轮发电机研制成功。防城港二期设计、设备、建安全面超预期完成年度任务,造价、进度全面可控,已完成3号核岛第九层筒体吊装,4号核岛第二层筒体吊装,反应堆压力容器、汽轮发电机组等核心设备制造已全面启动,均由国内制造厂商承制。AP1000三代核电自主化依托项目三门1号机组、海阳1号机组克服了大量设计和设备制造的困难,先后完成冷试和热试里程碑节点,并通过国家主管部门组织的3次装料前检查,具备装料条件;CAP1400示范工程通过国家核准评估,现场已做好各项准备,已具备开工条件。采用EPR技术的台山核电项目工程建设稳步推进,安全、质量控制良好,台山核电1号机组已完成热态功能试验,具备装料条件,处于同类机组的首堆位置,2号机组处于设备安装阶段。石岛湾高温气冷堆示范工程已完成了9个一级里程碑节点,由土建全面转入安装和系统调试阶段。2017年12月29日,福建霞浦快堆示范工程土建开工,单机容量为60万千瓦,对于实现核燃料闭式循环、促进我国核能可持续发展具有重要意义。全球首个通过IAEA通用反应堆安全审查的小堆——玲龙一号已具备工程建设条件。

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1.23 2008~2017年核电年度开工与投资情况

(三)核电自主创新能力显著提升,核科技研发再上新台阶

在大型先进压水堆核电站国家科技重大专项的支持和带动下,通过引进消化吸收和再创新,我国较快掌握了世界先进的非能动设计理念,并成功借鉴,将其应用到自主三代核电设计中,大大提升了核电站的安全性。截至2017年年底,重大专项共形成知识产权成果3492项,申请中国专利1622项(其中发明专利700项),已获得中国授权专利1109项(其中发明专利250项),各类标准751份,形成新产品、新材料、新工艺、新装置293项,新建43个试验台架,改造11个试验台架。完成CAP1400关键技术研究。我国首条AP1000核燃料元件生产线正式建成投产,堆内考验用新锆合金小组件通过验收,CAP1400屏蔽主泵空载试验和诊断实验顺利完成,CAP系列爆破阀顺利通过全部鉴定,CAP1400示范工程1号机组主管道全部制造完成,CAP1400反应堆压力容器水压试验一次成功,堆内构件完成研制,控制棒驱动机构完成寿命考核试验;基本完成CAP1400型号施工设计,完成核岛各厂房0版工程设计;完成CAP1400示范工程FCD所有施工准备工作。CAP1400新一代反应堆数字化保护系统NuPAC工程样机研制成功。

在以高温气冷堆为代表的具有四代特征的核电技术上,我国通过示范工程牵引,攻克了一系列技术、设备难题,产业化应用走到了世界前列。全陶瓷型的高性能核燃料元件厂已经实现了设计生产能力,具备年产30万个燃料球的能力。包括堆内辐照在内的所有预定的试验项目均已圆满完成,辐照后燃料球在1650℃模拟事故极限温度条件下,能够有效地阻挡放射性物质的泄漏,有关指标达到了世界最好水平。完成了所有工业放大与工程技术试验验证的工作,建设了世界上规模最大的高温高压氦气工程试验台架,模拟反应堆内的同样条件,全尺寸实际测试了高温气冷堆核心关键设备。采用磁悬浮轴承的主氦风机,完成了数千小时、超过500次瞬态工况,以及各种极限条件下的测试。蒸汽发生器的一个完整换热组件,在热功率10MW,蒸汽出口570℃,压力13.25MPa条件下完成了运行测试。在设备研制方面,完成了一系列世界首台(套)重大装备的制造。例如,上海电气完成了反应堆压力容器、金属堆内构件、控制棒驱动机构等重要装备的研制。哈尔滨电气承担的蒸汽发生器的关键技术及工艺取得突破,将于2018年下半年交付。宝鸡生产的燃料装卸系统主要设备已经运抵现场。高温堆示范工程项目国产化率达到90%。

在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,我国自主研发的三代百万千瓦级压水堆核电技术——“华龙一号”——充分借鉴了国际三代核电技术先进理念,汲取福岛核事故经验反馈,满足当今国际最高安全标准。它是中核集团和中广核在各自研发的ACP1000堆型和ACPR1000+堆型的基础上融合而成的,历时5年的共同努力,形成了统一的华龙一号堆型设计方案。融合后的华龙一号统一采用“177堆芯”和“能动加非能动”的技术;统一了主参数、主系统和技术标准;统一了主要设备技术要求;充分考虑市场需要,安全系统采用“菜单式”选项;融合后的华龙一号实现了技术和品牌的统一,得到了出口目标国的认可,能够满足国际与国内的市场需要。2017年6月,“华龙一号”技术融合方案得到国家能源局批复。目前“华龙一号”技术已经开始工程应用,蒸汽发生器水压试验、高中低压转子高速动平衡试验、人员闸门气压试验、汽轮发电机厂内型式试验等多个试验验证完成。先进核燃料元件(CF3)改进型先导组件基本完成设计。与此同时,“华龙一号”标准化设计已正式启动,将依托示范工程开展核电标准化示范,进一步完善优化现有压水堆核电标准体系,形成一套自主的、能够满足“华龙一号”国内建设与出口需求的、涵盖核电全生命周期的压水堆核电标准体系。

在材料研制方面,超大型锻件、690合金管、压力容器密封件、核级锆材等关键材料加工制造技术取得质的突破;高温堆燃料元件已经产业化生产;核级焊材研制成功,改变了我国核电焊接材料长期依赖进口的局面;建成了首条从海绵锆到成品锆管、板、棒、带材的完整生产线,为CAP1400和华龙一号的自主化燃料研发提供了有力支撑。

在共性技术研发方面,各大核电集团及相关科研院所充分发挥各自优势,共同针对反应堆堆芯及安全分析关键技术、严重事故机理及现象学、核电站关键材料性能等共性技术开展深入分析研究,建设了一批国际领先的大型台架和试验设施,为我国新型核电机型设计和核电创新研发能力持续提升提供了保障。

我国在核能多元化应用技术领域也不断尝试。中核集团自主研发的、可实现区域供热的“燕龙”号泳池式低温供热堆正式发布,其供热演示项目实现安全连续供热168小时,为核能供暖推广应用提供了新方案。中广核联合清华大学,采用成熟的NHR200-Ⅱ低温供热堆技术,将在华北规划建设中国首个小型核能供暖示范项目。国家电投集团自主研发的20万千瓦的微压闭式回路小型供热堆HAPPY200通过概念设计评审。

中国核电等五家企业联合投资开发海上核动力浮动平台,推动核动力装置在水面舰船、海上综合利用平台等工程领域的应用,掌握海洋核动力自主化核心技术,促进了国内海洋核动力装备的产业化发展。国家电投集团也在积极研发CAP50T/CAP50S等海洋核动力平台技术。

中国先进研究堆首次产生冷中子束流,束流品质达到国际先进水平,已具备开展冷中子散射等实验的能力。

在钍基熔盐堆和加速器驱动次临界堆嬗变系统开发方面我国也取得重大进展。中科院通过实施钍基熔盐堆核能系统A类战略性先导科技专项,已经突破了氟盐腐蚀控制等7项核心关键技术,即将建成世界首座TMSR仿真堆,已经明确实验堆的选址并启动工程前期工作,完成了2MW钍基熔盐实验堆优化方案设计,提出了基于小型模块钍基熔盐示范堆(液态燃料)和钍基燃料盐干法批处理示范装置的钍资源高效利用方案。通过实施“加速器驱动次临界堆嬗变系统”A类战略性先导科技专项,原创提出了加速器驱动先进核能系统方案并建成样机,为将来大幅提高铀利用率和降低核废料量奠定了基础。

中国聚变工程实验堆(CFETR)于2017年12月5日在合肥正式启动工程设计,中国核聚变研究由此开启新征程,计划分三步走,第一阶段到2021年,CFETR开始立项建设;第二阶段到2035年,计划建成聚变工程实验堆,开始大规模科学实验;第三阶段到2050年,聚变工程实验堆实验成功,建设聚变商业示范堆。

(四)核燃料循环能力进一步加强,全面支撑核电可持续发展

“国内开采、海外开发、国际贸易、战略储备”四位一体的天然铀供应保障体系逐步完善。国内铀勘查与采冶能力不断提升,截至2017年底,我国已经落实了6个万吨至10万吨级铀矿资源基地,已探明的32个大型及以上规模的铀矿床的资源量约占全国已查明铀矿资源量的近60%。我国绿色铀矿大基地建设步伐加快,蒙其古尔绿色铀矿山基地全面建成,松辽盆地西南部初步发现长度超过10千米的砂岩铀矿带,800米超深地浸采铀工艺取得突破。海外铀资源开发取得重大进展,通过投资开发项目、积极参股国际铀资源公司、加大铀贸易力度,海外铀资源掌控能力进一步加强。

核燃料加工能力不断提升,关键环节实现重大技术突破,为满足国内及出口核电站对核燃料的需求提供了保障。经过“十二五”期间的发展,铀纯化转化、铀浓缩产能与压水堆组件生产能力均大幅提升。2017年,我国铀转化生产线全线建成,成为具备万吨级铀转化能力的国家,新一代铀浓缩专用设备实现工程化运行。国内核电站基本实现核燃料本土化供应,自主品牌核燃料组件正在加快发展,核级锆材完成国产化。AP1000核燃料元件生产线全面建成,实现了国产化;三门核电首炉换料燃料组件生产任务圆满完成,自主研发的CAP1400燃料定型组件顺利下线。CF3核燃料组件研制顺利推进,完成全部堆外试验。核燃料关键材料N36锆合金具备批量化生产和应用条件。最新型的CF3A先导组件研制成功,即将在方家山核电机组进行运行考验。全球首条高温气冷堆燃料元件生产线实现规模化工业生产。事故容错燃料(ATF)从概念、材料研究开始转向工程示范研究,中核研制的ATF燃料碳化硅包壳管实现入堆辐照,中广核的ATF候选材料正式进入研究堆进行中子辐照测试。

乏燃料管理水平和能力不断提升。在压水堆乏燃料离堆贮存方面,我国已具备水法贮存能力1300吨。已批复大亚湾和田湾核电厂分别建设贮存能力400吨和150吨的乏燃料干法贮存设施。与200吨后处理示范工程配套的乏燃料离堆贮存水池已经开工建设,将具备1200吨贮存能力。另外,秦山三期重水堆核电厂建设了干法贮存设施,可以满足全寿期乏燃料贮存需求。在乏燃料运输方面,我国已经具备专业化的公路运输体系,具备公路运输能力50吨/年,并且正在进一步扩充公路运输能力。2017年,中核集团研发成功了具有自主知识产权的大型商用乏燃料运输容器原型样机(龙舟-CNSC),并具备了批量化生产能力,乏燃料运输容器长期依赖国外制造的情况将得到改善。另外,国家正着力筹建公—海—铁联合的乏燃料运输体系,已经启动相关准备工作。在后处理方面,我国已经掌握了乏燃料后处理主要工艺流程,60吨规模的乏燃料后处理中试厂于2010年完成热调试;自主建设的200吨乏燃料后处理示范工程项目已经获得批复,配套水池已经开工建设。中法合作建设大型商业后处理厂商务谈判进入尾声。

放射性废物管理工作继续向前推进。近年来,各核电厂加强废物最小化管理,通过源头控制、合理分类收集和改进处理工艺等措施,取得了良好效果。低中放废物处置库初步建成一定规模,目前我国已建设运营西北处置场、广东北龙处置场、四川飞凤山处置场等三个低中放处置场。中低放废液处理处置能力全面形成。高放废物处理处置取得阶段性进展。通过国际合作,中国已经基本建成煅烧-熔融两步法玻璃固化装置,并正在开发冷坩埚玻璃固化技术。2017年,中国自主研制的冷坩埚熔炉熔制玻璃固化技术成功完成24小时试验,形成所需的煅烧物产品,这意味着“两步法”冷坩埚玻璃固化技术的第一步和第二步,我国均已初步掌握。与高放废物地质处置库建设相关的立法、选址、地质处置物理化学、处置工程、安全评价等工作也在向前推进中。

(五)核电装备制造能力持续提升,关键设备自主化不断取得突破

随着我国核电建设规模增长,通过消化吸收国外先进技术,大力推进自主创新,我国核电关键设备和材料自主化、国产化取得了重大突破。发展壮大了一批为核电配套的装备和零部件生产企业,掌握了核岛和常规岛关键设备设计、制造核心技术,国内核电装备制造业产品供应链全面覆盖我国国内建设的各类核电堆型,形成了以中国一重、中国二重和上重铸锻为产业龙头的大型铸锻件制造基地,以东方电气、上海电气和哈尔滨电气为产业龙头的核电设备制造基地,以沈阳鼓风机集团、中核苏阀和大连大高阀门为代表的核级泵阀制造基地,核电装备制造能力达到国际先进水平。

百万千瓦级核电机组关键设备和材料自主化、国产化水平稳步提高,国产化率已达85%,核电设备成套供应能力得到较快提升,具备年产8~10台(套)百万千瓦级压水堆核电主设备制造能力,能够完全满足国内规模化建设以及“走出去”的需要。三代核电站反应堆压力容器、蒸汽发生器、主管道、爆破阀等一大批关键设备实现了国产化,屏蔽电机主泵、数字仪控系统已完成样机制造。华龙一号首堆反应堆压力容器、蒸汽发生器、主管道及波动管设备通过出厂验收,已经开始现场安装;首台发电机通过“型式试验”,海外华龙一号首堆蒸汽发生器已成功发运。国内首次自主设计制造的海阳核电3号机组CAP1000反应堆压力容器水压试验完成,CAP1400示范工程绝大部分关键设备已研制成功,反应堆压力容器、主管道、低压安注箱等已完成产品制造。自主开发的核级数字化仪控产品——“和睦系统”——已经在阳江5、6号机组、红沿河5、6号机组、田湾5、6号机组和防城港3、4号机组实现工程应用。具有完全自主知识产权的新一代核电站反应堆保护系统平台NuPAC研制成功,通过了中国国家核安全局和美国核管理委员会(NRC)认证。高温堆控制棒驱动机构、燃料装卸料系统等已实现供货。

华龙一号和CAP1400的汽轮发电机组自主研发取得重大进展,两种型号的汽轮机高中压转子和低压转子相继完成高速动平衡试验,发电机完成型式试验,进入陆续发货阶段。

(六)核能行业管理、安全、安保与应急能力持续提升

核政策法规体系不断完善。2017年,核安全领域的顶层法律——《核安全法》——发布,于2018年1月1日正式实施,为我国核能的持久安全和健康发展提供了坚实的法制保障。目前,我国涉核法规体系正在不断完善。《原子能法》《核电管理条例》《核安保条例》等立法工作和《核电厂核事故应急管理条例》修订工作正在加快推进。《核损害赔偿法》《乏燃料管理条例》等的立法正在研究论证中。与此同时,《核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025远景目标》《“十三五”核工业发展规划》《“十三五”核能开发科研规划》《“十三五”国家核应急规划》等正式发布,为“十三五”我国核能产业的发展明确了主攻方向和重点任务,为核安全工作提供了明确的路线图。

安全管理水平进一步提升。2017年,国家发展改革委、国家能源局、环境保护部、国家国防科技工业局联合组织开展为期一年的“核电安全管理提升年”专项行动,对我国核电安全管理情况进行了一次全面检查评价,通过企业自查、部门督查和总结提升三个阶段,针对调研检查中发现的薄弱环节,结合各核电企业自查自纠发现的问题,总结经验,夯实改进,使全行业安全管理水平得到进一步提升。

核安全监管能力整体提升。2017年,国家对165项核电厂和研究堆核安全相关申请进行了技术评审,组织开展了49次现场检查,释放36个控制点;组织召开了6次核安全与环境专家委员会部分专家委员会议;组织了对9台核电机组首次装料批准书、10台核电机组建造许可证、10台核电机组运行许可证申请文件以及6台核电机组厂址安全分析报告、27台核电机组环境影响报告书的技术评审,扎实做好日常核安全监管工作,确保了全国核电厂、研究堆的质量和安全。

核应急能力持续提高。2017年,浙江、山东、福建、新疆、江西等省份,中国原子能科学研究院,以及秦山、宁德核电厂等核电运营单位陆续组织开展了多次核应急场内外综合演习、辐射事故应急综合演习等,通过模拟演练,检验了省、县、核设施营运单位核应急组织响应决策和指挥机制的协调性、核应急预案及执行程序的实用性、核应急救援能力的联动性,以及核应急技术水平和装备的有效性,对演习过程中取得的经验和存在问题认真总结,优化、完善应急准备与预案,确保应急准备的常备不懈,核应急水平得到进一步提升。

核安保能力得到国际认可。2017年我国通过了由国际原子能机构组织的国际核安保专项评估。IAEA高度赞扬了我国政府持续加强核安保的努力,充分肯定了我国加强核安保工作、保障核能可持续发展、强化核安保责任担当、参与构建全球核安保治理体系取得的成就。

(七)核能“走出去”顺利推进,国际合作交流成果丰硕

核能行业积极贯彻落实“一带一路”倡议,以核电为龙头,大力实施核能全产业链“走出去”。“华龙一号”国际市场开发取得重大突破,正在引领我国三代核电技术“走出去”,为我国核电开启了“造船出海”的新时代。在与巴基斯坦核能合作不断深化的同时,还与阿根廷、英国、埃及、巴西、沙特、约旦、加纳等20多个国家开拓合作。核电在实施“一带一路”倡议中发挥着日益重要的作用。

政府积极推动建立双/多边合作机制,为核能领域对外合作奠定坚实基础。我国先后与30多个国家签署政府间和平利用核能合作协定,为推进核电建设、核技术开发、核燃料供应、核设备制造、人才培养等方面的对外合作提供了政策保障和法律依据。“十三五”以来,中俄、中英、中法、中加、中哈等政府间的双边核能对话进一步加强,不断推进民用核能领域的务实合作。在政府的支持下,中美核能项目建设与研发合作不断深化与拓展,中俄VVER压水堆、快堆、浮动堆等合作项目顺利推进,中英开启了核工业全产业链合作。

我国不断开拓核能国际市场开发,逐步向全球布局。中国同巴基斯坦的核能合作不断深化与拓展。恰希玛核电厂4号机组提前32天成功并网,标志着恰希玛核电一期工程4台机组全面建成;卡拉奇核电二期工程进展顺利,“华龙一号”海外首堆K2项目成功实现穹顶吊装,主设备采购与建造按计划推进。新签署恰希玛核电厂5号机组商务合同,将是巴采用华龙技术建设的第三台机组。同阿根廷的战略合作全面落实,双方签署了关于阿根廷第4座和第5座核电站的总合同,明确2020年在阿根廷开工建设一台“华龙一号”压水堆机组。欧洲核能市场持续开发。中广核参股的英国欣克利角C项目有序推进,年度六大里程碑全面实现。“华龙一号”在英国的通用设计审查(GDA)获得英国政府受理,已正式进入第二阶段;拟采用“华龙一号”技术的布拉德维尔B项目进入厂址勘查阶段;欧洲用户组织也已经同意受理并启动“华龙一号”EUR审查。中国与美国合作,采用AP1000/CAP1400技术,联合开发土耳其第三核电项目,已经签订项目可研备忘录。积极参与南非核电项目开发,与南非签署《CAP1400项目管理合作协议》,为南非培养CAP1400技术的高级项目管理人才,推动CAP1400技术落地南非。积极对接“一带一路”国家核能产业合作。与沙特联合开展高温堆海水淡化合作,积极推动高温堆出口;成功完成加纳微堆低浓化改造项目;同伊朗正式签署了阿拉克重水反应堆改造项目首份商业合同。同巴西就建设安哥拉3号核电站及未来新建核电站合作达成重要共识。

同主要核国家与国际组织的核科技研发合作进一步加强。中核集团与美国泰拉能源公司成立合资公司,携手开发行波堆技术,与加拿大合作开发先进燃料坎杜堆(AFCR)。国家电投集团与美国洛克希德·马丁公司联合研发了“Nu系列”新一代核电站数字化仪控系统产品,采用国际原子能机构推崇的高可靠性PFGA技术,通过了国内国际权威机构的认证,双方均拥有完整的知识产权。与美国ASME学会合作建立了ASME中国工作组,讨论、学习并参与ASME规范和标准修订工作。依托中英核联合研发与创新中心,双方拓展在科研、技术、核工业全产业链领域等方面的全方位合作,2017年正式签署了第一个退役治理项目合作合同。积极参与ITER聚变堆研究,自加入ITER十年来,积极开展ITER装置关键部件的研发,陆续承担了18个采购包的制造任务,解决了一系列聚变工程关键技术。通过参与ITER计划,促进了国内聚变研究,为我国全面掌握磁约束核聚变研究和技术成果,锻炼、培养一支高水平聚变科研和工程技术人才队伍,促进我国在材料技术、超导技术、复杂系统控制技术、等离子体技术、大功率微波技术等相关领域的技术发展奠定了基础。

开展核燃料循环国际合作,打造全球核产业链供应体系。在努力推进核电“走出去”的同时,积极开展核燃料循环全产业链对外合作。海外铀资源开发取得一定实效。围绕“一带一路”倡议,国内核电企业与尼日尔、纳米比亚、津巴布韦、赞比亚、尼日利亚、哈萨克斯坦、乌兹别克斯坦、澳大利亚等国家及地区进行了铀资源开发合作。投资收购的纳米比亚湖山铀矿自2016年底产出第一桶铀以来,产能稳步提升,2017年全年累计产量超过1000吨。与沙特联合启动海水提铀技术研究,开展铀钍资源开发合作。与哈萨克斯坦原子能工业公司合资建设的中哈核燃料组件厂已正式开工建设,预计2019年建成投产。同法国深入推进后处理大厂合作;同美国、俄罗斯、乌克兰等开展核燃料元件制造合作;同比利时、英国等开展MOX燃料元件技术交流。

参与核领域国际治理,加强国际对话交流。中国作为负责任大国,始终致力于同各国一道,促进各国共享和平利用核能事业成果,坚定不移地支持和推进核能领域国际合作与交流。与IAEA的合作与交流不断拓展。WANO第五中心——“世界核电运营者协会(WANO)上海中心”——即将落户上海。

三、 我国核能行业面临的形势、挑战及未来展望

(一)面临的形势

1.经济新常态下,电力供需关系出现新变化

2014年以来,我国经济发展进入新常态,经济增长从高速转向中高速,经济发展方式正从规模速度型粗放增长转向质量效率型集约增长。新常态下,电力发展呈现新格局,受经济结构调整、经济增速减缓等因素影响,电力增长减速换挡,电力需求告别高速增长的历史时期,迎来中速乃至低速增长的新阶段。电力消费结构不断调整,电力需求增长的主要动力由高耗能行业向新兴产业、服务业和居民生活用电转换,电力供需形势由偏紧转为宽松。

经济新常态下,我国电力供应能力不断提升。近年来电力投资建设稳步推进(见图1.24),全国发电装机总量、电网规模及发电量已经位居世界首位。截至2017年年底,全国全口径发电装机容量为17.8亿千瓦左右,较2012年底增加6.3亿千瓦;全国全口径发电量6.42万亿千瓦时,比2012年增长28.7%,“西电东送”输电规模大幅增长,全国大范围资源优化配置能力和清洁能源消纳能力大幅提升。电力结构及布局持续优化,电源投资建设重点向非化石能源方向倾斜。

电力消费呈现新常态特征。用电增长总体放缓(见图1.25),电力消费结构不断调整,增长动力逐步转化。2012年以来,全社会用电量增长水平总体远低于改革开放以来的增长水平,其中2015年仅增长0.5%。据中电联电力工业统计快报统计,2016年全国发电设备平均利用小时为3785小时,同比降低203小时,是1964年以来的最低水平。2017年以来,宏观经济稳中向好态势持续,2017年全国全社会用电量63077亿千瓦时,同比增长6.6%,用电情况有所改善。

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1.24 2012~2017年全国电力装机变化情况

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1.25 中国年度GDP增速和用电量增速对照

未来电力需求预计增长放缓。根据中国能源研究会2016年发布的《中国能源展望2030》报告预计,我国电力需求增长将有所放缓。2010~2020年、2020~2030年年均增速将分别为4.9%、2.3%,2020年、2030年全社会用电量预计分别达到约6.8万亿千瓦时、8.5万亿千瓦时,低于“十五”和“十一五”期间年均13.1%和11.0%的增速。

总体来看,当前在全国电力供需总体宽松、部分地区富余的形势下,国内核电厂所在的东北区域预计电力供应能力富余较多,南方区域电力供需总体平衡。短期内核电厂运行面临的调峰和降负荷压力仍然较大,核电设备平均利用小时数相对较低。不过从长期看,受未来国内经济增长需求拉动,电力市场增长未来需求仍较大。当前由经济转型造成电力供应过剩的局面仅是短期的、暂时的,部分也是过去电力供应不平衡发展的后果。当前应加快电力供给侧结构调整,改变目前不合理的、过于依赖火电的供应结构,加快淘汰或关停高耗能、高污染且不经济的小型火电机组。考虑到当前核电装机及发电量比例很低,核电仍有足够的发展空间,假设2030年将核电发电量占比提高到8%左右,则中国核电装机总量预计可达1亿~1.2亿千瓦。

2.能源革命战略下绿色转型加快,核电与可再生能源呈互补发展新态势

进入21世纪以来,全球能源和经济格局深刻调整,新一轮能源革命正在兴起,能源供需格局多极化、能源结构低碳化和能源系统智能化的特征明显。顺应世界能源发展的新趋势,立足中国国情和资源禀赋,习近平总书记在2014年中央财经领导小组会议上,创造性地提出了能源“四个革命、一个合作”的发展战略思想,开辟了中国特色能源转型发展的新道路。

绿色多元的能源供应体系初步形成。国内基本形成煤、油、气、核、可再生能源等多元化的能源供应体系。化石能源清洁化发展,非化石能源规模化发展,技术进步和产业升级加速。近3年成为新中国成立以来可再生能源增长速度最快、能源结构调整力度最大的时期,可再生能源发电成本显著下降,水电、风电、太阳能光伏发电装机规模和核电在建规模均居世界第一位。

能源消费低碳化转型正在加快。能源消费总量得到严格控制,绿色生活方式蔚然兴起。能源消费模式不断创新,智慧能源、多能互补等新业态新模式不断涌现,清洁能源替代广泛开展。

发电装机结构清洁化趋势明显。中国电力联合会发布的数据显示,截至2017年年底,全国全口径发电装机容量17.8亿千瓦,非化石能源发电装机容量6.9亿千瓦,占总发电装机容量的比重为38.7%。全国新增发电装机容量13372万千瓦,非化石能源占67.2%,其中全年新增水电、并网风电和并网太阳能发电装机分别为1287万千瓦、1952万千瓦和5338万千瓦。非化石能源发电量快速增长,煤电发电量比重降低。2017年非化石能源发电量占全国总发电量的比重为30.4%,其中并网太阳能发电、并网风电、核电发电量分别增长75.4%、26.3%和16.5%;水电发电量增长1.7%。

中国特色社会主义新时代对能源发展提出新要求。党的十九大报告把能源纳入生态文明建设章节,进一步为新时代中国特色能源电力发展指明方向,强调要深化供给侧结构性改革,推进绿色发展,壮大清洁能源产业;推进能源生产和消费革命,构建清洁低碳、安全高效的能源体系。“十三五”是我国实现碳排放达峰目标的关键期,非化石能源将继续保持较快发展态势,落实绿色低碳发展理念,油气替代煤炭、非化石替代化石的“双重更替”进程将加快推进。到2020年我国单位国内生产总值二氧化碳排放比2005年将下降40%~45%,非化石能源占一次能源消费的比重将达到15%。到2030年单位国内生产总值二氧化碳排放比2005年将下降60%~65%,非化石能源占一次能源消费比重将达到20%左右,二氧化碳排放将在2030年左右达到峰值并争取尽早达峰。

中国核电发展仍处于战略机遇期,它是目前唯一可以大规模代替煤炭、为电网提供稳定可靠电力的能源,在中国绿色低碳能源体系建设中不可或缺,且当前我国核电装机及发电量份额很低,有足够的发展空间。考虑到新能源发电具有波动性、间歇性与不可预测性等特点,且储能技术尚不够成熟,重视核能与可再生能源的协同发展,将核能打造成为未来我国绿色低碳能源的支柱之一,对于构建清洁低碳、安全高效的能源体系必不可少。

3.新一轮电力体制改革稳步推进,将形成更开放、竞争的电力市场体系

电力体制改革是经济体制改革的重要组成部分,持续受到党中央、国务院高度重视。2012年,党的十八大报告提出“全面深化经济体制改革”。2013年,党的十八届三中全会吹响全面深化改革的号角,提出“使市场在资源配置中起决定性作用和更好发挥政府作用”,“推进水、石油、天然气、电力、交通、电信等领域价格改革”。2015年3月,党中央、国务院印发《关于进一步深化电力体制改革的若干意见》(中发〔2015〕9号),拉开了新一轮电力体制改革序幕,其核心内容可概括为“三放开、一独立、三强化”,即有序放开输配以外的竞争性环节电价,有序向社会资本放开配售电业务,有序放开公益性和调节性以外的发用电计划;推进交易机构相对独立,规范运行;进一步强化政府监管,进一步强化电力统筹规划,进一步强化电力安全高效运行和可靠供应。通过加快构建有效竞争的市场结构和市场体系,形成主要由市场决定能源价格的机制,通过改革,努力降低电力成本、理顺价格形成机制,逐步打破垄断、有序放开竞争性业务,实现供应多元化。

新一轮电力体制改革启动以来,输配电价改革试点、电改综合试点、售电侧改革试点等各项改革试点工作迅速推进,形成了以综合试点为主、多模式探索的格局。输配电价改革试点实现省级电网全覆盖。售电侧市场竞争机制初步建立。售电侧改革试点在全国达到10个,增量配电业务试点则达到了106个。全国在电力交易机构注册的售电公司累计达到2600多家,电力市场化交易规模大幅提升。电改综合试点扩至22家。交易中心组建工作基本完成。北京、广州两个国家级电力交易中心组建完成并成立了市场管理委员会,除海南外的其他省份均已组建省级电力交易中心。电力现货市场建设试点启程。南方(以广东起步)、蒙西、浙江、山西、山东、福建、四川、甘肃等八个地区被选为第一批电力现货市场建设试点。按照要求,试点地区应加快制定现货市场方案和运营规则,建设技术支持系统,2018年底前启动电力现货市场试运行;同时,积极推动与电力现货市场相适应的电力中长期交易。

在新一轮电力体制改革政策下,我国将在全国范围内构建起竞争充分、开放有序、健康发展的大电力市场体系,逐步放开上网电价和销售电价。核电参与市场化交易进程加快,依据《关于有序放开发用电计划的实施意见》,核电机组被列为保障二类,上网调度优先级位于风电、光伏、生物质能及水电之后。在电力供求总体宽松以及全国燃煤发电标杆电价普遍低于核电标杆电价的情况下,核电电价面临政策调整窗口期,进入计划电与市场电的双轨制。另外,售电与增量配电业务的放开,为核电行业拓展产业链、培育新业务提供了可能。

4.《核安全法》发布实施,核安全监管将进一步加强

核安全是我国核能事业发展的生命线。2014年3月,习近平主席在海牙核安全峰会上,首次提出了“理性、协调、并进”的中国核安全观,要求坚持发展和安全并重,以确保安全为前提发展核能事业;坚持权利和义务并重,以尊重各国权益为基础,推进国际核安全进程;坚持自主和协作并重,以互利共赢为途径寻求普遍核安全;坚持治标和治本并重,以消除根源为目标,全面推进核安全努力。

2017年国务院批复的《核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025年远景目标》,为我国“十三五”及2025年核安全工作提出了明确目标。到“十三五”末,我国运行和在建核设施安全水平将明显提高,核电安全保持国际先进水平,放射源辐射事故发生率进一步降低,核安保和应急能力得到增强,核安全监管水平大幅提升,核安全、环境安全和公众健康得到有效保障。到2025年,我国核设施安全整体将达到国际先进水平,辐射环境质量持续保持良好,核与辐射安全监管体系和监管能力实现现代化。

2017年9月1日全国人大常委会通过的《核安全法》,于2018年1月1日起正式施行,对保证核安全、应对核事故、保障公众和从业人员的健康和安全、保护生态环境以及推动我国的核事业健康发展,提出了更高要求。《核安全法》要求从“高”制定核安全标准,从“严”加强核安全监管,从“重”强化核安全执法,满足公众的知情权,更加有力地强化能力建设,有利于我国核安全水平和核安全监管能力的持续提升。《核安全法》把有关核安全的基本方针、原则、主要制度、监督管理体制等重大问题上升为法律,实现了核安全领域立法的重大突破,填补了我国核安全顶层法律的空白,将确保我国核能安全高效发展,坚定各界对我国核安全的信心,对“依法治核”、完善我国涉核法律体系具有里程碑意义,同时也树立了我国核能大国的良好形象。

5.创新驱动发展战略深入实施,核能行业科技创新引领作用愈益显现

国家“十三五”规划纲要提出,创新是引领发展的第一动力,必须把创新摆在国家发展全局的核心位置。不断推进理论创新、制度创新、科技创新、文化创新等各方面创新。实施创新驱动发展战略,强化科技创新引领作用。2016年召开的科技创新大会、两院院士大会和中国科协第九次代表大会上,颁布了《国家创新驱动发展战略纲要》,习近平总书记提出了建设世界科技强国的号召,提出了“三步走”的战略:到2020年时进入创新型国家行列,到2030年时进入创新型国家前列,到新中国成立100年时成为世界科技强国。党的十九大报告指出,创新是引领发展的第一动力,是建设现代化经济体系的战略支撑,要加快建设创新型国家。要瞄准世界科技前沿,强化基础研究,实现前瞻性基础研究、引领性原创成果重大突破。要加强应用基础研究,突出关键共性技术、前沿引领技术、现代工程技术、颠覆性技术创新。

新形势下,国家对核能行业创新发展提出了更高要求。在2015年我国核工业创建60周年之际,习近平总书记做出重要批示:“核工业是高科技战略产业,是国家安全重要基石。要坚持安全发展、创新发展,坚持和平利用核能,全面提升核工业的核心竞争力,续写我国核工业新的辉煌篇章。”2016年国家发改委、能源局印发的《能源技术革命创新行动计划(2016-2030年)》,要求推进先进核能技术创新,从核能资源勘探开发利用、先进核燃料元件、新一代反应堆、聚变堆研发与攻关等四个方面,进一步明确了今后一段时期我国核能技术创新的工作重点和主攻方向。

为了实现国家确立的核能发展目标,必须大力实施科技创新,全面提升现有核能技术发展能力和水平,提高自主核电技术竞争力,占领未来核电发展的制高点。近年来,我国在核能产业各领域取得了丰硕的科技创新成果,已拥有完整的核科技创新体系并不断完善。为加快从跟跑者向领跑者转变,需要进一步加强核科技创新能力,实现关键设备材料等领域自主研制能力的突破,破解科研成果转化难、产业化推广慢的难题。

6.“一带一路”倡议推进落实,构建对外核能合作新格局

2013年习总书记首次提出“一带一路”倡议以来,在坚持开放包容、互利共赢、市场运作、安全发展、绿色发展的原则下,“一带一路”倡议不断推进,取得了丰硕成果。2017年5月,国家发展改革委、国家能源局发布《推动丝绸之路经济带和21世纪海上丝绸之路能源合作愿景与行动》,倡议在政策沟通、贸易畅通、能源投资合作、能源产能合作、能源基础设施互联互通、推动人人享有可持续能源和完善全球能源治理结构等七个领域加强合作。党的十九大报告中提出,要以“一带一路”建设为重点,坚持引进来和走出去并重,遵循共商共建共享原则,加强创新能力开放合作,形成陆海内外联动、东西双向互济的开放格局。

“一带一路”倡议中,能源互联互通是重要领域,也是连接亚欧非的重要桥梁。“一带一路”能源合作涉及能源和资源勘探开发、电力建设、能源资源就地加工转化合作、装备与工程服务合作等。2016年底,中国在“一带一路”沿线国家的直接投资已超过145亿美元,其中1/3的投资进入能源领域。中国的两大政策性银行——中国开发银行和中国进出口银行,2017年5月宣布启动超过550亿美元的特殊贷款计划来支持倡议。

核电作为我国高端装备中具备国际竞争优势的领域,已成为中国制造业出口的代表之一。近年来,习近平主席和李克强总理在出访时,多次将核电作为我国高技术产业的名片向世界推介。2015年,“华龙一号”在非洲推介时,国家主席习近平莅临视察并指出:“这是我们自己的技术,我们要把它推向非洲和全世界。”2017年6月8日,在哈萨克斯坦阿斯塔纳世博会开幕前夕,习近平主席对纳扎尔巴耶夫总统介绍说,“华龙一号是中国完全自主知识产权的三代核电技术”。

相关统计数据显示,“一带一路”沿线的国家和地区中,除中国外,已有核电的国家和地区有19个,计划发展核电的国家和地区有20多个,开展互利合作的前景十分广阔。

(二)存在的挑战

在党的十九大精神指引下,我国能源领域正在深化供给侧结构性改革,推进能源生产和消费革命,推进绿色发展,壮大清洁能源产业,构建清洁低碳、安全高效的能源体系,为我国核电的发展带来了难得的发展机遇。但是,历史上三哩岛、切尔诺贝利和福岛三大核事故给全球核能事业发展带来了深刻的影响,特别是福岛核事故后,新能源产业快速发展,国际核电市场在深刻调整中曲折复苏,许多国家核能发展政策出现摇摆。在全球经济发展与能源环境变革大形势下,包括中国在内的全球核能市场,未来发展依然面临着安全性、经济性、放射性废物管理、公众接受度等诸多挑战。

1.安全性

随着核电的发展,国内核能行业始终致力于推进核能技术的不断创新,持续提高核电技术的安全性。我国正在建设的三代反应堆项目,除采取了改进型第二代反应堆采用的安全改进措施外,有些还增设了反应堆堆芯捕集器,或者设置了防止反应堆压力容器融穿的系统,设置了冷却熔化堆芯的安全壳内换料水箱,以及一系列备用电源等。为缓解类似911恐怖袭击的坠机所造成的事故后果,还设置了双层安全壳,并配备了相应的冷却系统。所有这些安全手段结合在一起,使反应堆高压熔融事故频率与二代加相比降低了90%以上,并保证事故发生时几乎所有的安全功能均基本可控。通过实施长期操作员干预策略减少了人因错误,大大减轻严重事故的放射性后果。“无需永久迁居、核电站周边地区无需紧急撤离、有限的人员庇护、无需长期的食品消费限制”的目标业已实现。

但是,在核能发展中,安全始终是首要问题。核能对安全的要求远远高于其他能源产业,一旦出现核事故,不但核能发展将受到影响,而且会危及社会稳定乃至政局稳定。在西方国家,由于三哩岛和切尔诺贝利核事故的发生,核能领域一度遭受冷遇,20多年的时间里,核能的发展明显放缓,几乎没有启动新的核电项目,核电站技术人员也少有新鲜血液加入。在我国,核安全是国家安全的重要组成部分,是保障核能事业持续、稳定、健康发展的生命线。核电的安全性事关国家利益与安全、人民生命和财产,以及生态环境。核电规模的不断扩大,多种堆型和标准并存,新技术的开发应用,对核电的安全性提出了更高、更严格的要求。必须高度重视核电安全,统筹好核电安全与发展的关系,进一步完善核电法规标准体系,提高核安全基础科研能力,加强核安全监管,推进核安全文化建设,优化改进核电建设全过程安全管理与质量管理,持续提高核电厂运行业绩水平,提升核事故应急准备与响应水平。

2.经济性

核电是一个长生命周期行业,需要大量的前期投资,需要得到金融与信贷机构的充足资金支持,融资和成本问题是制约核电项目发展的重要因素。当前我国核电的经济性面临种种挑战。首先,福岛核事故后全球对核电在役机组的安全改进投入加大,对新建核电项目的安全标准提高,使新建项目投资加大;其次,在建三代核电项目一些首堆和首批工程因工程实施的复杂性、无现成经验可借鉴、设计变更频繁等建造工期延长,成本进一步增加;最后,在我国经济总体增速放缓,能源革命、电力市场改革不断推进的影响下,国内在运核电机组不同程度地面临降负荷运行,2014年以来核电设备年利用小时数持续下滑,核发电量损失较大。核电参与电力市场交易,电价下行趋势显现。与此同时,在国家大力支持下,可再生能源近年来快速发展,发电成本持续下降,使核电的经济竞争力面临挑战。

核能行业迫切需要通过改进优化设计、建安一体化、模块化制造、标准化与批量化建设等多手段,降低三代核电项目工程造价,优化营运管理,降低运维成本。同时要积极参与电力市场竞争,增强核电站运行灵活性,以适应电力体制改革的需要。

3.放射性废物管理

核电及核燃料循环设施产生的放射性废物因具有放射性而受到众多国家和公众的广泛关注。如何防止放射性废物释放进入环境,并可靠安全地处理处置,从而保护人类的健康与安全,成为核能发展必须应对的挑战之一。目前最切实可行的解决方案是将高放废物或乏燃料放在深地质处置库中长期贮存。国际上不少国家早已开展地下实验室研究工作和处置库建设,地质处置关键技术取得许多重要进展。但由于国际上尚无完整的工程应用实践与经验可供借鉴,部分公众对这个问题仍存在疑虑和担心。

随着我国核电的快速、规模化发展,核电厂及配套的核燃料循环产生的放射性废物会越来越多,实现放射性废物的有效管理与最终安全处置是迫切需要考虑的关键问题。当前,我国核电站运行产生的乏燃料和放射性废物是全部受控的,从反应堆卸出的乏燃料被贮存在乏燃料水池中,且接受严格的管控,我国正在建设干法贮存设施,提高离堆贮存能力,建设完善公—海—铁联合的运输体系,已经初步掌握冷坩埚玻璃固化技术,为将来高放废液处理的工程化应用打下了基础。我国采取闭式循环策略,通过乏燃料后处理,可以大大减少放射性废物量。我国正在加强技术攻关和专项投入,统筹安排推进乏燃料贮存、运输、后处理与高放废物地质处置等项目实施。通过未来几十年的持续努力,一定能够实现放射性废物的最终安全处置。

4.公众接受度

公众通常把潜在的灾难、不可控制和未知视为核能的直观特征,认为核辐射风险要高于其他能源行业的风险。三哩岛核事故、切尔诺贝利核事故和福岛核事故更是引发了部分公众对核电站的担忧。公众对于风险信息的获取和可信度非常敏感。因为风险信息不完整,公众对风险的恐惧往往会上升,进而导致对提供的信息丧失信心。在福岛核事故中,铺天盖地的媒体报道将“氢爆炸”与“核爆炸”混为一谈,也致使公众恐慌加剧。

随着我国核电发展不断提速,核电社会稳定风险及其应对工作越来越受到重视,国内公众对于涉核事件的敏感度正不断提升。公众是否支持核设施建设与运行,是否对核能利用有正确客观的认知,关系到我国核电发展的社会基础是否稳固。近年来,由于部分涉核项目存在公众沟通不足、宣传不到位、处理不当等原因,一些地区的部分公众对核能项目持反对态度,一些突发的社会事件使个别涉核项目停建,影响了我国核能产业的布局和发展,对社会稳定造成了不利影响,甚至会对核电发展的后续决策产生重要影响。为此,国家已颁布《核安全法》,正在积极推进《原子能法》《核损害赔偿法》等立法工作,完善核领域防范和化解环境社会风险的相关政策制度,做到有法可依,保障公众的知情权、参与权和监督权;通过正确宣传、科学理性普及核科学知识,完善沟通方式,实现重大涉核项目信息公开,让公众了解核电,正确认识核电,支持核电建设与发展,合理解决核电项目中利益相关方的利益诉求,充分考虑当地经济社会发展和群众的长远利益,为核电发展营造良好的社会环境。

(三)未来展望

中国特色社会主义进入新时代,十九大报告明确指示要推进绿色发展,建设美丽中国,加快推进能源生产和消费革命,构造清洁低碳、安全高效的能源体系。核能行业必须以新时代能源工作要求为指导,推进我国核电安全高效发展迈上新台阶。未来30年是中国核电发展的重要历史机遇期,也是建设核电强国的关键阶段,要继续安全高效发展核电,使核电在保障国家能源安全、应对全球气候变化挑战和服务“一带一路”建设中发挥更加重要的作用。

1.核能在未来我国能源体系中仍将扮演重要角色

实现能源结构的多元化和低碳化,是全球各国能源安全的战略选择,也是我国新时代能源供给侧结构性改革的重要内容。发展核电不仅可以为调整我国不均衡不充分发展的能源结构提供重要支撑,也是加强我国生态文明建设、大规模减少污染排放、实现环境治理的现实可行的选择,还可以为我国在全球气候变化治理的国际博弈中争取主动权和话语权。目前,核电是世界三大主力电源之一,2016年核电发电量占全球发电量10.6%,而我国对化石能源的依赖过大,核电在整个中国电力结构中的比例依然较小,不到总发电量的4%。《电力发展“十三五规划”》提出“到2020年,我国核电运行和在建装机将达到8800万千瓦”,目前核电总装机容量尚有近3000万千瓦的差距。以目前国内情况看,要想实现规划目标,未来几年我国每年将新增建设6~8台百万千瓦核电机组,“十三五”后半程核电建设亟须发力。

远期来看,根据有关研究和预测,要想实现低碳化能源结构转型和能源供给侧安全,应进一步提升核电在未来我国能源结构中的地位和贡献,到2030年我国核电装机规模应达到1.2亿~1.5亿千瓦,核能发电比例应占10%~12%,至少接近当前全球核发电平均水平;到2050年,随着先进核能技术的发展及其应用领域的推广,核能发电规模和比重应进一步提高,成为绿色能源的重要支柱。

2.未来将呈现自主三代为主、先进核能系统匹配发展的技术格局

不断成熟完善的第三代核电技术逐渐成为国际上新建核电机组的主流,第四代核电技术、模块化小型堆技术也正在快速兴起。对国内来讲,我国采取压水堆—快堆—聚变堆三步走战略,在2035年前,自主三代压水堆将是国内新建核电的主力堆型,华龙一号、CAP1000/1400将在国内规模化发展。随着快堆、高温堆示范工程建设的顺利推进,以及其他先进核能系统与核燃料循环技术与能力的进步,2035年后,我国核能的生产方式将向压水堆与包括快堆在内的先进核能系统匹配发展的方向转变。预计2050年,聚变示范堆的开发有望取得实质性进展。

3.核电“走出去”拥有广阔的市场空间

当前全球核电产业发展受到多重因素的冲击,未来核电增长面临诸多不确定性,但总体来看,核电发展的大趋势并没有改变,对未来核能发展前景可依然看好。要抓住“一带一路”机遇,统筹利用两个市场,向更大的空间谋求发展,以核电为龙头,全产业链“走出去”,带动国内装备制造业发展。一方面,主要核电国家大部分在运机组即将到达运行寿期末端,一些国家打算延寿,迫切需要升级改造,一些国家需要新建项目以替代老旧机组,而以德国为代表的几个国家逐步退出核电,核电建设、运行技术服务与退役市场都拥有较大市场空间。另一方面,新计划发展核电国家正在积极推动核电项目建设计划,我国自主三代品牌华龙一号、CAP1400已经得到国际的认可,随着国内示范项目的顺利推进,在“走出去”方面拥有广阔的舞台,另外我国自主开发的小型压水堆、高温堆等在核能供热、海水淡化国际市场上也大有可为。

4.加快核科技创新,建设核电强国

坚持自主创新,是中国核能未来发展的必由之路。为了实现国家确立的核能发展目标,必须大力实施科技创新,全面提升现有核能技术研发能力和水平,提高自主核电技术品牌竞争力,占领未来核电技术发展的制高点;加强对核电装备国产化的政策支持和科技攻关,推进智能制造技术的应用;要发展与先进核电技术配套的核燃料循环技术,大幅度提高铀资源利用率,开展事故容错燃料(ATF)、铀钚氧化物混合(MOX)燃料等燃料技术的攻关,使核燃料自主设计能力达到国际先进水平;通过发展先进的核电站运维、检修等技术,进一步提高核电站的运行管理水平,提高核电站的安全性,大幅度提高核电站的经济性;要发展先进的放射性废物处理处置技术,提高核废物的安全管理水平,特别是发展先进的高放废物分离、固化、深地质处置技术,确保环境安全。到2030年,我国核能技术研发要达到世界先进水平,为建设核电强国奠定基础。

5.市场的多元化需求推动核能的多领域应用

随着人类科技进步和全球经济发展,对和平利用核能的需求不断延伸,核能除了可以发电之外,在太空探索、海洋开发、供热制冷、工业用汽、海水淡化、制氢等宽领域、多维度也拥有广阔的应用前景。特别是近年来小型模块化反应堆的发展,以其独特优势受到越来越多的青睐,许多国家(美国、俄罗斯、韩国等)都在积极开展小堆的研发和商业化推广工作。市场需求的多元化同样催生了核能技术的多样化发展,当前空间堆、浮动堆、供热堆、核动力破冰船等技术开发在国内全面推进。未来核能行业应创新发展方式,以用户需求为导向,积极探索核能在陆上、海上、空间等多领域,以及在供热、海水淡化、制氢等多方面的应用,谋求更大的发展空间。

6.现代化信息技术的推广应用必将促进核能产业的安全高效发展

随着新一轮信息技术革命的爆发,全球已经进入数字经济时代,互联网技术、大数据快速向各个行业渗透,能够促进技术创新,推动商业模式重构,掀起新一轮的数字化革命。互联网+、大数据、3D打印、人工智能等在核电设计、建造、运行控制与管理、核装备制造与燃料加工等领域的应用,将会极大促进核电的技术进步、管理和安全水平的提高,实现降低成本、提高效率的目的,从而提升核电的竞争力。通过运用先进的计算模拟技术进行核电站的3D数字化设计与建造仿真,对建造与安装流程进行全过程模拟,可实现在建造前对核电站建造方案进行优化,评估最佳方案,进而帮助缩短项目工期,提高劳动效率、工作质量与施工安全水平。通过将传感器、数字化控制、无线传输等应用于核电站现场监控与反应堆运行控制,可更好地确保反应堆运行安全。运用先进制造技术,有助于研究开发更灵活、便携的小型模块反应堆,可以加快小型堆的部署与推广,满足多元化需求。未来核电站将向着数字化、智能化方向发展。

第二章 中国核电科技创新

一、大型先进压水堆CAP1400

(一)总体概述

1.CAP1400型号的技术研发

CAP1400是在国家科技重大专项的支持下,由国家核电技术公司牵头实施,国内100多家单位联合开发,依据与美国西屋公司达成的有关协议,在对AP1000技术引进消化吸收基础上,进行集成创新与再创新所形成的具有自主知识产权的大型先进压水堆型号,是国家科技重大专项自主创新的标志性成果。

2010年底,CAP1400通过国家概念设计审查,2011年完成初步设计,2014年1月通过国家能源局组织的专家审查。至此,CAP1400总体技术方案、技术指标和主要参数固化,并得到国家认可。2016年3月25日,国家发改委上报CAP1400示范电站项目核准申请文件至国务院常务会,目前正等待国务院批准。CAP1400示范电站项目同期建设2台核电机组,1号机组计划2018年浇筑第一罐混凝土,2023年建成投产;2号机组与1号机组开工时间间隔12个月,建设工期56个月(见图2.1)。

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2.1 CAP1400技术研发及其示范工程里程碑节点

2.CAP1400主要创新点

CAP1400按照最新法规标准要求进行自主设计,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,提高其经济性。CAP1400主要创新点如下。

1)CAP1400基于电厂容量需求,对主系统和主设备、核岛以及常规岛厂房布置等进行重新设计,开展系统性的创新和优化:(a)堆芯采用193盒高性能燃料组件,降低线功率密度,并具备MOX(铀钚混合)燃料装载能力;(b)采用具有自主知识产权的干燥器,提高蒸汽品质;(c)反应堆冷却剂泵采用国产屏蔽泵(湿绕组泵备用),同时频率采用50Hz,避免变频器长期运行;(d)优化主系统和辅助系统设计参数,提高整体性能;(e)进一步提升钢制安全壳承压能力和安全裕量,更好地满足设计基准事故下安全壳内质能释放的相关要求;(f)重新设计核岛厂房,确保抗震能力、提升抗震裕度,充分考虑设备维修空间和可达性;(g)自主设计钢板混凝土(SC)结构屏蔽厂房,具备抗大型商用飞机恶意撞击能力;(h)采用基于FPGA(现场可编程门阵列)技术的反应堆保护系统,增加机组运行可靠性;(i)使用自主开发的国产1500MWe级大型半速汽轮发电机;(j)根据废物最小化原则以及满足GB6249-2011排放限值要求,在放射性废液系统增设絮凝序列,在通风系统设置除碘过滤器。

2)为满足电厂实际消除大量放射性物质的安全目标,增强机组应对极端外部自然事件的能力,CAP1400采取了一系列自主设计创新措施:(a)增强核电厂抵御极端洪水的能力:采用“干厂址”设计,厂坪标高高于厂址设计基准洪水位并留有较大裕量。(b)应急补水与移动电源及相关移动设备:增设PCCAWST抗震接口,PCS循环管线抗震能力加强;增设移动泵和移动电源加强事故72小时后长期冷却能力。(c)正常余热排出系统等冷链系统抗震能力加强,提高冷链可靠性和可用性要求,降低“低水平地震”后非能动系统触发的频率。(d)增设自动停堆系统,进一步提升地震事件下电厂的安全性。(e)多样化驱动系统的机柜按照抗震Ⅰ类进行设计或进行整体抗震试验,提升DAS系统的抗震能力。(f)一回路低温超压保护设计加强,RNS增设一台容量相同的安全阀,确保低温超压(LTOP)工况措施的冗余性。(g)对原有从RNS到乏燃料池排放管线进行改进,增设高位排气管线,实现安全壳超压排放。(h)增强氢点火器与监测仪表的供电能力,加强其抗震能力,并在安全壳内增设6台非能动氢复合器(PAR)。(i)在乏燃料厂房增设手动释放面板,进一步消除乏燃料池氢气聚集风险。(j)对电厂烟囱辐射监测系统进行冗余设计。

3.CAP1400重大专项目标

作为国家大型先进压水堆重大专项,CAP1400的总体目标,是在AP1000技术引进和自主化依托项目建设的基础上,通过国产化AP1000自主设计,实现对AP1000技术的消化、吸收,全面掌握非能动第三代核电技术;并在此基础上进一步研发具有我国自主知识产权的大型先进压水堆核电技术,建成CAP1400示范工程,形成具有国际先进水平的核电技术研发体系、先进核电试验验证体系、关键设备制造技术体系和先进核电标准体系,使我国核电设计、制造、建造和运行技术实现跨越式发展,2020年进入核电技术先进国家行列。 

4.CAP1400技术方案简介

核岛总体布局:如图2.2所示。

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2.2 CAP1400核岛厂房布置

总体设计参数:如表2.1所示。

2.1 CAP1400的主要设计参数

参数

数值

堆芯热功率

4040MW

额定电功率

约1500MW

燃料组件数量

193个

设计寿期

60年

换料周期

18个月

机组目标可率用率

≥93%

堆芯热工裕量

≥15%

安全停堆地震(SSE)

0.3g

堆芯损坏概率

<1×10-6/堆·年

大量放射性物质释放至环境的频率

<1×10-7/堆·年

职业辐照剂量

<1人·Sv/堆·年

固体废物年产生量

<50立方米/堆·年

操纵员不干预时间

72小时

(二)总体进展

1.总体进展

CAP1400重大专项取得了重大进展。AP1000消化吸收课题已经全部完成,三门1号和海阳1号等2台AP1000机组完成热试工作,通过核安全局装料前的综合安全审查,装料在即。CAP1400示范工程在试验验证、施工设计、设备采购与供货、安全评审、可研取文、现场准备等各方面已全面具备开工建设条件。

CAP1400重大专项形成了较强的自主创新能力。截至2017年底,CAP1400重大专项共形成知识产权成果3492项,申请中国专利1622项(其中发明专利700项),已获得中国授权专利1109项(其中发明专利250项),各类标准751份,形成新产品、新材料、新工艺、新装置293项,新建43个试验台架,改造11个试验台架。具备开工建设条件。核电专项已立项课题179项,核定中央预算113.99亿元。

2.CAP1400技术研发取得实质性进展

完成了具有自主知识产权的CAP1400核电型号研发。完成了CAP1400六大关键试验全部17个试验项共887个验证试验工况的任务。完成了CAP1400概念设计和初步设计,施工设计完成90%以上。目前,关键设备研制进展顺利,满足示范工程进度要求。屏蔽电机主泵研制中的110项关键技术攻关,已完成82项。湿绕组电机主泵样机完成第一阶段鉴定试验。DN250爆破阀完成工程样机研制,并完成首爆试验。DN450爆破阀已完成全部4次在不同药量下的功能试验。反应堆压力容器研发突破多项关键技术。CAP1400汽轮发电机组关键部件制造、堆顶组件研制、蒸汽发生器等关键设备研制进展顺利。

3.数字化仪控、关键软件、自主燃料取得里程碑式进展

反应堆保护系统和电站控制系统标准化样机通过中国机械工业联合会(受国家能源局委托)组织的专家评定。CAP1400第一阶段定型组件研制项目通过国家能源局的验收。“CAP1400自主化燃料组件研制——第二阶段:先导组件及相关组件研制”课题研究工作已经启动。

4.“政产学研用”合作,促进了科研大合作、技术大集成、创新大集聚

构建了以设计院为龙头,专业研究机构、装备制造企业、基础科研院所、高等院校等单位参加的研发创新体系。参研单位200余家,参研人员超过20000人。其中包括一重、二重、东方电气、哈尔滨电气、中核、宝武、中国钢研、中船重工、中航工业、中广核等中央企业16家,中科院、核安审中心、中物院等部委研究机构10家,清华大学、上海交大、西安交大等高校18所,上海电气、沈鼓集团等省属地方企业17家,阿波罗、凯泉、宝银等民营企业29家。

5.核电重大共性技术及关键设备与材料研究任务基本完成

关键设备方面,反应堆压力容器、蒸汽发生器、主管道等一大批重大设备实现了国产化,屏蔽电机主泵、数字仪控系统、爆破阀等核心设备均已完成样机制造。在材料研制方面,超大型锻件、690合金管、反应堆压力容器密封件、核级锆材等关键材料加工制造技术取得质的突破;核级焊材研制成功;首批CAP1400核电用Inconel 690传热管正式交付出厂;建成了首条从海绵锆到成品管、板、棒、带材的完整生产线。

(三)2017年取得的成绩

1.CAP1400部分立项课题通过验收

2017年6月20~21日,国家能源局正式验收“CAP1400安全评审技术及独立验证试验”课题。该课题的研究重点解决了我国核安全审评中有关法规标准、独立校核计算、安全分析软件的验证及与安全相关的关键技术问题,其成果在CAP1400建造许可证的申请中得到了广泛的应用,为CAP1400的核安全审评提供了支持。

2017年12月14日,“CAP1400关键设计技术研究”课题顺利通过验收。“CAP1400关键设计技术研究”课题的研究内容基本覆盖了除关键设备设计外的核电厂工程设计全部领域。该课题2011年正式立项,通过6年的实施,课题组全面、完整地掌握了CAP1400关键设计技术体系,建立了CAP1400设计分析软件体系,形成知识产权、平台及产业化成果639余项。

2.CAP1400部分关键设备攻克技术难关的情况

2017年1月,中国具有完全自主知识产权的NuPAC平台,通过中国国家核安全局和美国核管理委员会(NRC)许可,成为全球首个通过中美政府核安全监管机构行政许可的核电站反应堆保护系统平台。

2017年3月17日,CAP1400反应堆压力容器用国产О形密封环进行水压试验一次成功,顺利通过“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项CAP1400示范工程1号机组反应堆压力容器水压试验。

2017年9月15日,CAP1400发电机型式试验顺利完成。CAP1400发电机单机容量1550MW,在新结构、新工艺、新材料等新技术领域,取得了半速四极汽轮发电机电磁计算方法、通风冷却系统、三段式机座布置方式、机端变静态励磁系统和大电流集电环系统等创新成果。

2017年11月22日,CAP1400示范工程使用的DN450爆破阀顺利完成热态开启试验,标志着CAP系列爆破阀顺利通过全部鉴定。CAP1400首台DN450爆破阀,经历了原理样机研究、工程样机研究、工程样机制造及试验验证、工程样机鉴定等阶段,突破了多项关键设计、制造、试验和鉴定技术。

二、大型先进压水堆华龙一号

(一)总体概述

1.“华龙一号”型号的形成及其技术研发

华龙一号(HPR1000)是中核集团和中广核集团立足于中国核电30年的设计、建造和运行经验,自主研发的安全、可靠、经济的先进压水堆核电技术,是在国家领导人的亲切关怀下,经过有关部门的组织协调和华龙技术团队、业内专家历时5年的共同努力,在中核集团和中广核自主研发堆型基础上融合而成的先进压水堆核电技术。华龙一号发展历程如图2.3所示。

2010年,在前期研发十余年的百万千瓦级压水堆核电CP1000(堆芯采用177组燃料组件)技术方案基础上,中核启动了ACP1000技术方案研发。同年,中广核在前期的ACPR1000设计基础上,启动了ACPR1000+型号(堆芯采用157组燃料组件)研发。2013年,两家公司分别完成了ACP1000、ACPR1000+型号设计,各自形成了具有完整自主知识产权的三代压水堆核电技术。无论是ACP1000技术还是ACPR1000+技术,方案都融合借鉴了国际先进三代核电技术的设计理念,充分汲取福岛核事故经验反馈,实施了完善的严重事故预防和缓解措施,确保了自主研发的型号具备与国际主流三代核电技术相当的应对极端严重事故的能力,确保核电厂的抗震等级、热工裕量以及主要技术指标达到或超过国际最高安全标准的要求,满足了福岛事故后新建核电厂的安全指标要求,具有先进、经济、成熟、可靠的三代核电技术特点。

2013年4月25日,为满足我国核电“走出去”战略和自身发展需要,国家能源局主持召开了自主创新二代核电技术合作协调会,中广核和中核就技术融合事宜达成原则性共识,签署了《自主创新三代核电技术合作协调会会议纪要》,同意在前期两集团分别研发的ACPR1000+和ACP1000的基础上,联合开发“华龙一号”新堆型(HPR1000)。两家集团就型号设计的主要参数达成了一系列重要共识,签署《关于自主三代百万千瓦核电技术“华龙一号”技术融合的协议》。2014年8月22日,国家能源局、国家核安全局在北京组织召开自主创新三代压水堆核电技术“华龙一号”总体技术方案专家评审会。与会专家认为“华龙一号”技术方案基于我国30余年核电科研、设计、建设和运行经验,充分借鉴国际三代核电技术先进理念,吸收福岛核事故经验反馈,采用国际最高安全标准,具有完善的严重事故预防与缓解措施,其堆芯损坏频率(CDF)小于10-6/堆年,大量放射性释放频率(LRF)小于10-7/堆年,成熟性、安全性和经济性可满足三代核电技术要求。

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2.3 华龙一号发展历程

2015年12月30日,中广核与中核在北京签订协议,共同投资设立华龙国际核电技术有限公司。根据协议,华龙国际核电技术有限公司将积极实施国家核电发展战略,致力于持续融合与发展“华龙一号”自主三代核电技术,统一管理并实施华龙技术、品牌、知识产权等相关资产在国内外的经营。华龙国际核电技术有限公司成立后,进一步与两家集团合作,共同推动“华龙一号”设计的进一步融合和优化,实现了技术和品牌的统一。融合后的“华龙一号”统一采用“177堆芯”和“能动加非能动”的技术;统一了主参数、主系统和技术标准;统一了主要设备技术要求;充分考虑市场需要,安全系统采用“菜单式”选项;融合后的华龙一号实现了技术和品牌的统一,得到了出口目标国的认可,能够满足国际与国内的市场需要。2017年6月,国家能源局组织召开了华龙一号专家评审会,与会专家一致认可华龙一号技术融合成果,并给予高度评价。目前,该融合方案已得到国家能源局批复。

2.融合后“华龙一号”的主要创新点

华龙一号从顶层设计开始,遵循设计逻辑开展技术方案的论证评价,通过对电厂功能要求的分解来确定构筑物、系统和设备的功能要求,系统性地提升了型号的安全性、可靠性,运行灵活性,保证了技术方案的均衡性,有效避免了在二代压水堆的基础上进行“补丁式改进”的“先天不足”。

反应堆堆芯:177盒先进燃料组件;低线功率密度,提高热工裕量;18个月换料;低泄漏燃料装载方案。

自主先进燃料组件:17×17排列;优秀的热工水力性能;先进的锆合金包壳;优秀的抗弯曲能力;可更换的管座以便于维修和检查;优秀的防异物能力。

反应堆压力容器:60年设计寿命;取消了压力容器下封头贯穿件、提高了下封头的可靠性。

能动加非能动设计:采用了能动的中、低压安注系统和非能动安注箱注入系统,在失水事故时向堆芯提供应急冷却。采用了能动的辅助给水系统和非能动的二次侧余热排出系统,从蒸汽发生器的二次侧导出堆芯余热。采用了能动堆腔注水冷却系统和非能动堆腔注水冷却系统等堆腔淹没和冷却技术,冷却压力容器下封头保持其完整性,实现堆芯熔融物滞留。采用了能动安全壳喷淋系统和非能动安全壳热量导出系统,实现了事故情况下安全壳热量排出,降低安全壳内的温度和压力。通过双层安全壳设计以及布置非能动氢复合器、氢点火器,安全壳热量导出系统和安全壳卸压过滤排放系统、一回路快速卸压系统等、全厂失电(SBO)电源及移动电源配置等多方案实现了对放射性物质的包容。

3.融合后“华龙一号”的设计目标

研发设计上实现完全的自主知识产权。为打造具有自主知识产权的堆型、消除“走出去”知识产权制约,“华龙一号”在设计技术、关键设备设计、燃料设计与制造、运行维护技术和专用设计软件等方面进行了自主创新研发,实现了完全自主知识产权。两个示范项目的研发设计已经获得多项专利授权,同时形成技术秘密若干,相关设计均不存在侵权风险。截至2017年底,中广核集团在“华龙一号”研发设计及应用过程中,形成知识产权成果2036项,申请中国专利1741项,申请英国、美国、法国等国外专利41项,软件著作权254个。中核集团在对新设计、反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、驱动机构、堆内构件、反应堆一体化堆顶结构、主管道设计等方面获得了多项专利授权,形成了软件著作权125项。

研发设计上追求先进性和成熟性的统一。在先进性方面,“华龙一号”是中国30多年核电自主化创新基础上的集成创新成果,它充分借鉴了国际同行先进的核电设计理念,充分考虑了福岛核事故后国内外同行的经验反馈,全面落实了最新核安全监管要求,在能动安全的基础上采取了有效的非能动安全措施,兼顾了能动的成熟和非能动的优势,采取了完善的严重事故预防和缓解措施,安全重要物项实现了充分的实体隔离,提高了对外部事件的防护能力和应急响应能力,满足最新的核安全法规要求及三代核电用户要求文件的指标要求,是当前核电市场上接受度最高的三代核电机型之一。同时,在成熟性方面,它充分利用我国近30年来核电站设计、建设、运营所积累的宝贵经验、技术和人才优势,充分依托业已成熟的我国核电装备制造业体系和能力,采用经验证的成熟技术,采取了经长期运行验证的蒸汽供应系统、经过运行验证的成熟的能动安全系统、经过分析验证和实验验证的非能动安全系统成熟的设备制造和施工技术,具有高设计成熟度和高可靠性。中核集团利用其已有设施和补充新建的试验台架开展了系列验证试验,中广核集团投资8亿元新建综合热工水力与安全实验室,新建、改建试验台架20个。“华龙一号”设置了堆腔注水冷却系统验证试验、非能动安全壳冷却系统性能综合试验、蒸汽发生器二次侧非能动试验、堆芯熔融物堆内滞留试验、反应堆堆内构件流致振动试验、控制棒驱动线冷态落棒试验、热态寿命考验及抗震试验、反应堆整体水力模拟试验、反应堆旁流试验、反应堆下空腔交混试验、蒸汽发生器验证试验、管板水力学试验、汽水分离装置性能试验、蒸汽发生器传热管束流致振动试验、整体水力学试验等多个试验验证环节,设计方案的安全性得到了试验验证,为华龙一号示范项目顺利开工提供了技术验证支撑。

研发设计上追求安全性和经济性的平衡。在安全性方面,“华龙一号”从顶层设计出发,采取了切实有效的提高安全性的措施,满足中国政府对“十三五”及以后新建核电机组“从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性”的2020年远景目标,完全具备应对类似福岛核事故极端工况的能力,设计概率安全指标比传统压水堆提高1个量级。在经济性方面,“华龙一号”采取了长周期换料(18个月换料),设计核电厂可利用率高于90%、60年的电厂设计寿命。此外,经过30年发展,我国核电规模和全产业链能力都有了跨越式提升,在工程建设、生产运营等领域形成了比较优势,国内装备制造体系和产能已成熟并形成完整配套的能力,初步形成了“走出去”的供应链优势,并为“华龙一号”的经济性提供了保障,降低了风险。与当前国际订单最多的俄罗斯核电技术产品相比,“华龙一号”已具有竞争力,与AP1000、EPR等同等安全水平的先进压水堆机组相比,“华龙一号”也具有了明显的经济竞争力。

4.融合后“华龙一号”技术方案简介

核岛总体布局:如图2.4所示。

图片关键词

2.4 华龙一号核岛示意图

总体设计参数:如表2.2所示。

2.2 华龙一号总体参数

参数

数值

堆芯额定功率

3180MWt

机组电功率(毛)

约1200MWe

燃料组件数量

177个

设计寿期

60年

换料周期

18个月

机组平均可利用率

≥90%

堆芯热工裕量

≥15%

安全停堆地震(SSE)

0.3g

堆芯损坏概率(CDF)

<1×10-6/堆·年

大量放射性释放概率(LRF)

<1×10-7/堆·年

职业照射集体剂量

<0.6人·Sv/堆·年

固体废物年产生量

<50立方米/堆·年

操纵员不干预时间

≥0.5小时

(二)总体进展

2014年11月,国家能源局同意福建福清核电站5、6号机组工程调整为“华龙一号”技术方案;2014年12月,国家能源局同意广西防城港核电二期工程3、4号机组采用“华龙一号”技术方案。2015年5月7日,福建福清核电站5、6号机组工程正式开工建设;2015年12月25日,广西防城港核电二期工程3、4号机组正式开工建设。至此,“华龙一号”示范工程项目全面落地实施。

1.福清“华龙一号”示范工程设计特点及工程进展

主设备设计:反应堆压力容器主体材料采用具有成熟应用经验的16MND5锻件,采用金属保温层。蒸汽发生器采用了自主设计的ZH-65型号。稳压器总容积增大到53立方米,提高了比容积,主承压部件全部采用锻造件。控制棒驱动机构采用了自主设计的ML-B型号,并已经通过1500万步热态寿命试验和0.3g驱动线抗震试验。反应堆堆内构件采取了适应性设计,将中子通量测量仪表通过位于上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆;增加了用于水位测量的水位测量支承柱组件;在反应堆压力容器底封头,采用了流量分配板加连接板的流量分配结构。反应堆一体化堆顶结构采用设备一体化和功能集成化先进设计理念设计而成。主管道设计实现了60年设计寿期,采用一体化锻件,采用破前泄漏(LBB)技术,同时取消了测温旁路,增加了压力测量接管嘴等,锻造主管道和波动管主要技术指标达到国际先进水平。

示范工程进展:截至2017年7月底,福清核电5、6号机组计划发布设计文件7196册,计划内已发布7194册,按计划发布率接近100%。347个设备采购包中,按计划需签署342个,实际已签署340个。压力容器、蒸发器、稳压器、堆内构件、主泵、汽轮发电机组等主设备制造进展顺利。

2.防城港“华龙一号”示范工程设计特点及工程进展

主设备设计:反应堆压力容器采用一体化法兰接管段筒体结构和一体化的堆芯段筒体结构,整个容器上无纵焊缝,正对堆芯的高中子通量区无环焊缝,容器的主要零件整体锻造成形。蒸汽发生器增大了水装量,在失去所有给水的条件下,可满足30分钟不烧干的要求;增加了二次侧汽空间,防满溢;增加了泥渣收集器和辅助给水管;出口湿度从0.25%降低为0.10%,电站经济性将有所提高。稳压器主体部件采用了低合金钢锻件,筒体没有纵焊缝,减少了在役检查工作量,同时可简化保温层设计;增设了严重事故下卸压管线接管,以防止堆芯融化。控制棒驱动机构采用了双齿钩爪,可增加使用寿命。反应堆堆内构件采用了全焊式堆芯围筒技术,简化结构,提高了堆内构件的可靠性,堆芯测量仪表全部由反应堆顶部引入,简化了下部堆内构件结构,取消了下封头的贯穿件;采用了“球形封头”型式的流量分配结构。主管道设计实现了60年设计寿期,采用一体化锻件,焊缝数量减少,提高抗疲劳性能,减少了在役检查工作量;与主管道热段连接的第一段波动管坡度布置方式有效地缓解了热分层现象。

示范工程进展:截至2017年7月底,防城港二期3号机核岛主厂房土建施工图共完成5338张,完成率100%;核岛安装、常规岛和BOP建安文件完成预订计划目标,可以满足现场连续施工需要;4号机组设计出图在计划之列。防城港二期全厂共计360个采购包,2017年5月31日设备采购合同全部签订,全面进入合同执行及设备制造阶段。压力容器、蒸发器、稳压器、堆内构件、主泵、汽轮发电机组等主设备制造进展顺利。

(三)2017年主要成绩

2017年,国家能源局会同国家标准化管理委员会、国家核安全局召开《“华龙一号”国家重大工程标准化示范实施方案》发布会,“华龙一号”国家重大工程标准化示范正式启动,要求依托“华龙一号”示范工程开展核电标准化示范,利用4年左右的时间,进一步完善优化现有压水堆核电标准体系,健全一套自主的、能够满足“华龙一号”国内建设与出口需求的、涵盖核电全生命周期的压水堆核电标准体系。国家能源局批复《华龙一号技术融合方案》,指出融合版“华龙一号”应具有完全自主知识产权,统一采用177堆芯,采用统一的主参数、主系统、技术标准和主要设备技术要求。

2017年,华龙一号两个示范项目工程核岛主厂房土建施工图100%出版完成。启动华龙一号标准化设计。华龙一号先进核燃料元件(CF系列和STEP12系列)改进型先导组件等基本完成设计。

2017年,华龙一号首堆示范工程完成穹顶吊装工作,正式开始BOP安装工作,安装完成首台蒸汽发生器,拉开了主设备安装的序幕;多个试验验证完成,如蒸汽发生器水压试验、高中低压转子高速动平衡试验、人员闸门气压试验、汽轮发电机厂内型式试验、全自动装卸料机试验,以及安注箱、主泵泵壳、压力容器、首台核级冷水机组、倒送电辅助变压器、4台RVT泵(2台安全壳喷淋泵及2台低压安注泵)、环吊主梁吊装、上充泵、主蒸汽隔离阀、堆腔注水泵、化学添加剂混合泵、非能动氢复合器、人桥吊车辅助吊车等设备的发运和试验验证工作。

2017年,华龙一号完成英国通用设计审查第一阶段,进入第二阶段,正式向英国提交了初步安全报告。

三、高温气冷堆重大专项示范工程

(一)总体概述

1.我国高温堆技术发展及HTR-PM型号技术研发

我国高温气冷堆技术研发始于20世纪70年代,1986年被正式列入国家“863”高技术计划。1995年6月,10WM高温气冷实验堆HTR-10项目正式开工。2000年12月,HTR-10项目首次达到临界,实现了预期目标。2003年1月,HTR-10实现满功率并网发电运行。

HTR-10的基础上,我国将建成电功率为200MWe的高温气冷堆核电站示范工程准备工作提上日程。2004年3月,华能集团、中国核工业建设集团、清华大学签署合作建设高温气冷堆核电站示范工程的框架协议,启动项目筹备工作,进行厂址选择,并开始了示范工程的标准设计工作。2004年8月,国家发改委发文表示支持高温气冷堆核电站示范工程项目,原国防科工委将该项目列入核能开发计划,科技部也表示给予科研经费支持。2008年2月,国务院常务会议批准了《高温气冷堆核电站重大专项总体实施方案》,高温气冷堆重大专项正式启动实施,周期为2009年到2020年,共11年。

2.高温堆重大专项的主要创新点

高温气冷堆具有固有安全性、系统简单、发电效率高、用途广泛、经济竞争性强等优势,其主要的技术创新点如下。

1)采用包覆颗粒燃料(TRISO)构成的“全陶瓷型”球形燃料元件,它具有在不高于1620℃的高温下阻留放射性裂变产物释放的能力。

2)采用单区球床堆芯设计,球形燃料元件自上向下流动。

3)堆芯设计保证在任何运行工况和事故情况下,燃料元件最高温度不超过其安全限值1620℃。

4)采用燃料元件连续装卸、多次循环的燃料管理模式,即燃料元件从堆芯顶部装入,从堆芯底部卸料管卸出,卸出的燃料元件逐个进行燃耗测量,已达到卸料燃耗的元件被排出堆外贮存,未达到卸料燃耗的元件则被重新装入堆芯,实现燃料元件多次循环,使反应堆燃耗分布更为均匀。

5)设置两套独立的停堆系统:控制棒系统和吸收球停堆系统,控制棒和吸收小球都依靠重力下落实现停堆功能,提高了停堆系统的可靠性。

6)反应堆堆芯周围全部由石墨和碳砖材料构成,该区域内没有金属部件,使堆芯结构部件能承受高温。

7)反应堆堆芯和蒸汽发生器分别设置在两个壳体内,并由热气导管壳体相连接,构成一回路压力边界。三个壳体组成的压力边界均通以冷氦气进行冷却,使壳体不承受高温。

8)反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体和连接二者的热气导管壳体,均包容在混凝土结构的一回路舱室内,一回路舱室具有“包容性”功能,是阻止放射性释放的第三道安全屏障。

3.高温堆重大专项的目标和任务

高温气冷堆重大专项的目标和任务是,以我国已经建成运行的10MW高温气冷实验堆为基础,攻克高温气冷堆工业放大与工程实验验证技术、高性能燃料元件批量制备技术,建成具有自主知识产权的20万千瓦级模块式高温气冷堆商业化示范电站,开展氦气透平直接循环发电及高温堆制氢等技术研究,为发展第四代核电技术奠定基础。课题研究任务分为三大类别:一是示范工程关键运维技术研发及装备优化。加快完成蒸汽发生器、燃料装卸系统等关键设备研制,固化工艺,开展高温堆特有的运行维护技术研究,确保高温气冷堆示范工程顺利建成并稳定运行。二是高温气冷堆产业化推广的基础共性技术研发。开展工程设计优化定型、多模块电站控制技术等研发,促进专项成果产业化推广应用。三是超高温气冷堆技术预研。推动高温气冷堆向更高温度、更广泛应用领域发展,保持高温气冷堆技术国际领先地位。

4.高温堆重大专项的目标和任务

核岛总体布局:如图2.5所示。


2.5 高温气冷堆示范工程主要厂房剖视图

总体设计参数:如表2.3所示。

2.3 高温气冷堆示范工程总体技术参数

项目

单位

参数

机组电功率

MWe

210

机组模块数

2

每个模块热功率

MWt

250

堆芯直径

m

3

堆芯高度

m

11

一回路氦气运行压力

MPa

7

堆芯氦气平均出口温度

750

堆芯氦气平均入口温度

250

蒸汽发生器出口温度

570

蒸汽发生器出口压力

MPa

14.1

蒸汽流量

t/h

671.4

每个模块平均氦气流量

kg/s

96

反应堆设计寿命

40

燃料富集度

%

8.9

电站热效率

%

40

(二)总体进展

核电重大专项高温堆分项在示范工程建设、关键设备研制、试验验证、燃料元件生产及共性技术研发等方面已经取得了重要突破。

1.示范工程建设由土建全面转入安装、调试阶段

高温气冷堆示范工程建设自2012年底正式开工建设以来,已完成了9个一级里程碑节点,并由土建全面转入安装、调试阶段。常规岛汽轮机厂房等主要厂房均已封顶,工程主要土建施工基本完成。反应堆压力容器、金属堆内构件、数字化仪控系统等关键设备已全部吊装结束,主体工程全面转入安装调试阶段。调试准备工作有序推进,单体调试工作开始启动。其中,已完成除盐水处理系统调试、110千伏厂用电系统倒送电、主控室可用等关键节点。调试启动方面:110千伏倒送电一次成功;主控室可用目标实现。

2.主系统、主设备、数字化仪控的研制取得里程碑式进展

反应堆压力容器、金属堆内构件、数字化仪控系统、汽轮机已研制完成并在示范工程上安装。完成了除蒸汽发生器外所有示范工程关键主系统、主设备的试验验证,包括主氦风机、燃料装卸系统、数字化控制保护系统等,全面验证了示范电站关键系统、关键设备的性能,并响应与安全评审有关的工程验证要求,为安全评审提供了有效的数据支持。有关设备进入产品制造最后阶段,部分设备已经开始安装。

1)反应堆压力容器

高温堆示范工程反应堆压力容器为世界上最大的核反应堆压力容器,攻克了大锻件制造、卷板及马鞍形坡口焊接等诸多技术难题,目前2台反应堆压力容器均已完成制造及示范工程现场吊装。

2)金属堆内构件

高温堆示范工程金属堆内构件为大直径薄壁壳体,制造难度大。在设备制造过程中攻克了底座内肋板全焊透、大直径薄壁筒体翻转变形等技术难题,2台设备目前已完成制造及示范工程现场吊装。

3)蒸汽发生器

技术研发方面。螺旋盘管式蒸汽发生器先后取得了内件施工图设计固化、壳体大锻件采购、高温部件材料高温持久试验、管管对接焊工艺研发、T22防锈工艺研究及工厂化制造、连接管模型件试制及产品制造、6625合金采购及支承件制造、换热单元研发与工厂化制造、镍基全位置TIG焊工艺研发等技术突破。

设备制造方面。换热单元全部完成制造和交货,蒸汽发生器壳体完成水压试验,目前正在开展进出口连接管焊接及总装工作。但受制造难度大、制造经验缺乏及工艺固化较晚等因素影响,蒸发器设备交货日期后延,成为制约高温堆示范工程的最关键因素。

4)燃料装卸系统

技术研发方面。高温气冷堆燃料装卸系统研发团队研制了23种部件的样机,建造了12套1∶1的燃料装卸试验台架,攻克了强渗透性氦气空间的密封传动技术、热态氦气氛中的无油润滑技术、高位落球缓冲技术、管道外装式过球检测技术、近等径球形元件的气力输送技术、高放射性球形元件的快速卸料技术、高可靠性堆芯装料技术、高频装卸料及气氛切换技术、高雷诺数下的球形元件气力输送技术,并完成了燃料装卸系统全尺寸热态装置工程试验,验证了高温堆示范工程燃料装卸系统全系统及重要设备的运行能力、控制逻辑和工艺可靠性。

设备制造方面。截至目前,1号卸料装置已运抵现场;2号卸料装置箱体已完成水压试验,正在总装。输送转换设备前三批设备已完成出厂验收及到货,第四批设备已完成出厂验收。系统设备全部制造完成。

3.燃料元件生产线正式生产

燃料元件生产线顺利建设完成,2016年8月生产线投产,第20万个燃料元件下线。燃料产能符合预期,满足示范工程装料需求。

4.采用“政产学研用”合作模式

构建了以三家单位为龙头,核电相关研究院、设计院和制造厂等单位参加的研发创新体系。高温堆牵头实施单位包括清华大学核研院、华能山东石岛湾核电有限公司、中核能源科技有限公司三家单位。其中,清华大学核研院承担高温堆技术总体责任和技术研发工作;华能山东石岛湾核电有限公司承担示范电站建设和营运;中核能源科技有限公司作为示范电站总体设计院,负责核岛工程实施。参研单位涵盖了国内众多核电相关研究院、设计院和制造厂,包括上海电气核电设备有限公司、中核北方核燃料元件有限公司、中国核工业第二三建设公司、苏州热工研究院有限公司等。

5.持续深化高温堆基础研究

球床堆球流运动规律三维球流实验台架已基本加工或购置完成,辐射防护系统顺利建造。对影响高温堆安全审评的重要安全问题进行深入研究和客观评价,获得球床等效导热系数、事故下粉尘排放行为、石墨腐蚀及扩散特性等第一手的关键基础数据,为核安全审评提供了技术基础和依据。

(三)2017年取得的成绩

1.高温堆部分立项课题通过验收

高温气冷堆设置的课题涵盖了设备研制、燃料元件研制、建造研究、运维关键技术。其中“高温气冷堆燃料装卸系统关键技术研究及工程验证”“反应堆压力容器制造技术研究”“金属堆内构件制造技术研究”“石墨堆内构件的动力学响应和结构完整性研究”“碳堆内构件制造技术研究”“控制棒驱动机构设计与工程验证”等课题于2017年通过正式验收。

其他课题进度如下:2017“主氦风机工程验证”课题按计划进行升温后电磁轴承间隙变小问题处理;“球形燃料元件辐照试验研究”和“球形燃料元件辐照后试验研究”课题完成第三个辐照燃料球事故模拟加热试验总结报告的编写和辐照后燃料球解体设备的安装和调试;“高温气冷堆核电站核岛EPCT集成管理与控制技术研究”课题完成《设计管理手册》的修订定稿;“高温气冷堆核电站安装关键技术研究”课题完成吊装专用工装设计软件研发;“高温气冷堆重要安全问题研究”课题完成球床等效导热系数实验;“高温气冷堆核电站废物最小化研究”课题完成实验、计算、优化和分析工作;“氦气压缩机研制”课题完成电机盘车及全系统调试;“燃料元件解体技术研究”课题完成假包覆颗粒破碎实验,完成弱电屏蔽的完善与实验验证,“球流运动规律的实验研究与理论模型研究”课题实验系统调试基本完成;“高温气冷堆物理热工规律和系统分析研究”课题完成vPower平台与单个TINTE程序的耦合方案研究;“高温气冷堆核电站设计与建造规程”课题完成《核岛机械设备设计和建造规则》的初稿编写工作。

2.高温堆部分关键设备攻克技术难关的情况

蒸汽发生器800H直管弯管全部弯制完成。1号蒸汽发生器累计完成2组出口连接管焊接包裹,开始焊接第三组出口连接管;2号蒸汽发生器累计完成2组出口连接管焊接;给水连接管-管板胀接完成。两台蒸汽发生器计划交货时间分别为2018年8月31日和2018年11月30日。

主氦风机工程按计划进行升温后电磁轴承间隙变小问题处理,试验回路及主氦风机完成复装后,两台设备于2018年4月、6月交货。

燃料装卸系统设备部分已交货,除设计变更新增管道管件外,制造交货计划满足现场安装需要。

高温堆燃料元件生产线2017年生产燃料元件34万个,生产进度满足要求。贮存容器完成5台容器半成品加工,运输容器完成12件内筒体RT检测、40件容器盖支撑环加工。

3.高温气冷堆示范工程建设方面

2017年完成石墨球装料工作。

四、小型反应堆研发

(一)总体概述

根据国际原子能机构(IAEA)的定义,小型反应堆通常指电功率在300MW以下的小型核电。现阶段,该技术一般采用非能动设计,具有更高的安全性、可靠性;采用模块化设计与加工制造,能够实现批量快速制造;具备多场景应用能力,能够在陆上和海上多种厂址条件下灵活布置,实现偏远地区供电、城市供热、离岸海岛的综合供能等多样化应用需求。

鉴于小型堆安全可靠、应用场景灵活,是符合我国能源发展战略的技术选项,我国政府积极支持该技术的开发应用。早在“十二五”之初,模块化小型堆示范工程(主要是陆上小堆)就被列入了国家《能源发展“十二五”规划》和《国家能源科技“十二五”规划》,并在资金保障、关键技术研究、示范工程配套科研等方面得到了国家核安全局、国防科工局、国家能源局等相关部委的有力支持。2014~2015年,海上小堆发展推动力度加大,国家能源局批复中广核研究院等四家单位成立“国家能源海洋核动力平台技术研发中心”;国家发改委批复将海上核动力平台纳入能源科技创新“十三五”规划,并同意中船重工和中广核开展示范工程、实验堆建设。此外,国家核安全局一直在积极组织策划小型堆安全评审工作,进一步完善小型堆开发应用的法律法规体系。

目前,我国多家核能开发单位在全力推进小型堆研发和工程实施。在陆上小堆方面,中核、中广核和国家电投均在研发多用途小型堆。其中,中核的ACP100和中广核的ACPR100采用了一体化布置的设计方案,将蒸发器、稳压器和冷却剂泵包容到反应堆压力容器中,简化了反应堆冷却剂系统,消除了冷却剂系统内的大尺寸管道连接和大量压力贯穿件,从根本上消除了发生大破口失水事故的可能性,并由于采用非动能安全系统,进一步提升了安全性。国家电投的CAP150/200采用了紧凑式的设计方案,采用非动能安全理念,全面吸收了大型先进非能动压水堆重大专项研发成果、CAP1400研发和AP1000依托项目工程建设的经验反馈,能够简化很多系统、设备和构筑物。

小堆总体结构方案:中核ACP100小堆,如图2.6所示;中广核ACPR100,如图2.7所示;国家电投CAP200,如图2.8所示。

总体设计参数:中核ACP100小堆,如表2.4所示;中广核ACPR100,如表2.5所示;国家电投CAP200,如表2.6所示。

图片关键词

2.6 核ACP100小堆总体结构方案

2.4 中核ACP100小堆总体设计参数

参数

单位

热功率

MWt

310

电功率

MWe

100

预计能力因子

%

95

设计寿命

60

一回路压力

MPa

15

堆芯入口温度

282.6

堆芯出口温度

323.4

反应堆压力容器高度

m

10

反应堆压力容器直径

m

3.19

二回路蒸汽产量

t/h

450

燃料类型


UO2

燃料组件布置方式


17×17正方形

燃料组件有效长度

m

2.15

堆芯燃料组件数量


57

燃料富集度


2.4%~4.0%

燃料燃耗

GWd/tU

<45000

换料周期

24

预计堆芯熔毁概率

每堆年

<1×10-6

设计抗震加速度

g

0.30

运行基准地震加速度

g

0.15

预计建造周期

36

每座机组模块数量

1~8

 图片关键词

2.7 中广核ACPR100小堆总体结构方案

2.5 中广核ACPR100小堆总体设计参数

参数

单位

热功率

MWt

450

电功率

MWe

140

设计寿命

60

一回路压力

MPa

15.5

二回路压力

MPa

4.74

反应堆压力容器高度

m

17

反应堆压力容器直径

m

4.4

燃料类型


UO2

燃料组件布置方式


17×17正方形

堆芯燃料组件数量


69

燃料富集度


<5.0%

换料周期

30

设计抗震加速度

g

0.30

预计建造周期

24

 图片关键词

2.8 国家电投CAP200小堆总体结构方案

2.6 国家电投CAP200小堆总体设计参数

参数

单位

堆芯额定热功率

MWt

660

电功率

MWe

>200

设计寿命

60

预计能力因子

%

≥95

目标批量化建造周期

36

堆芯损伤频率

1/堆年

<1×10-6

换料周期

24

燃料类型


UO2

燃料组件布置方式


17×17正方形

燃料组件活性区高度

cm

240

堆芯燃料组件数量


89

燃料富集度


<5.0%

环路数


2

一回路运行压力

MPa

15.5

反应堆冷却剂平均温度

301

单台蒸汽发生器蒸汽产量

Kg/s

183.6

单台主泵流量

m3/h

12000

设计抗震加速度

g

0.30

安全壳直径

m

25

安全壳高度

m

27

陆上小堆方面,我国还有多个单位在推进低温供热堆的研发应用。其中,清华大学研发的NHR200-II型低温供热堆技术,采用一体化设计,为双层承压壳结构,具有自稳压、全功率自然循环、水力驱动控制棒等特点,安全性高、放射性隔离措施完善,目前中广核正在与清华大学推广该技术的工程应用(供暖、供汽系统方案见图2.9)。中核正在推进“燕龙”低温供热堆研发,该技术为游泳池式,使反应堆工作在常压深水池内,与加压反应堆相比,系统和设备大大简化,具有“零”堆熔、“零”排放、无须厂外应急、易退役的技术特点(系统布置见图2.10,总体设计参数见表2.7)。国家电投自主研发的200MW微压闭式回路供热堆HAPPY200采用了闭式回路,地下布置,用大容积水池作为常设安全设施,构成了无时限非能动安全系统(系统布置见图2.11)。

图片关键词

2.9 NHR200-II型低温供热堆供暖、供汽系统方案

 图片关键词

2.10 中核“燕龙”池式低温供热堆系统布置示意图

2.7 中核“燕龙”池式低温供热堆主要技术参数表

参数

单位

数值

功率

MWt

400

组件盒数

69

组件间距

mm

215.04

栅距

mm

12.6

活性区高度

m

2.4

燃料元件外直径

mm

9.5

导向管外径

mm

12.05

首炉堆芯等效直径

m

2.02

单根棒功率

kW/根

21.96

平均线功率密度

kW/m

8.875

燃料装料

t

23.44

水铀比


1.7744

图片关键词

2.11 国家电投HAPPY200小型供热堆系统布置图

在海上小堆方面,中广核和中船重工、中核均在着力研发海洋核动力平台小型反应堆技术。中广核大力推进研发的ACPR50S采用了紧凑式结构、半潜式深吃水设计,充分利用海水作为最终热阱并提供天然的辐射屏蔽,事故状况下不需要厂外电力,7天内不需要人员干预,可有效避免冷源损失造成类似福岛事故的严重后果(浮动平台示意图如图2.12,总体设计参数见表2.8)。中船重工正在进行海洋核动力平台HHP25的设计研发,该技术为军转民技术,以已成熟应用的船用核动力装置技术为参考,具有船舶与核能工程结合、一次装料运行周期长、机动性好、运行灵活等特点,不仅可以供能,也可以作为破冰船、多功能核动力综合保障船等发挥特殊用途(总体设计思路见表2.9,主要设备及技术思路/工程实施方案见表2.10)。中核基于ACP100技术,结合海上应用特点对其进行了进一步的优化,开发了ACP100S海上小堆(如图2.13所示),并进一步推进了ACP10S、ACP25S等不同功率海上小堆堆型研发,以实现海上小堆的型谱化。此外,国家电投也已着手推进CAP50S(50MW)和CAP10S(10MW)海洋核动力平台小型反应堆系列化方案设计。

图片关键词

2.12 中广核ACPR50S浮动平台示意图 

2.8 中广核ACPR50S主要参数表

参数

单位

堆芯额定热功率

MWt

200

额定电功率

MWe

≈50

冷却剂系统运行压力

MPa

15.5

燃料组件数

37

堆芯平均温度

300

主冷却泵

2

活性段高度

mm

2200

RPV堆芯段筒体内径

mm

≈2300

RPV总高

mm

≈8320

设计寿命

40

换料周期

≈5

堆芯损坏预期频率

每堆年

<1.0×10-7

大量放射性释放频率

每堆年

<1.0×10-8

 2.9 中船重工HHP25设计思路

序号

特点

设计思路

1

布置选择

基于成熟的分散式布置压水堆核动力装置技术路线

2

高安全性

增设部分非能动安全系统,充分利用海水作为最终热阱,严重事故海水淹没措施(堆舱及安全壳内设备高度尽量低)

3

良好经济性

一次换料运行周期长,可连续供电,与海上常规能源相比具有经济竞争力,提供电力和淡水

4

系统简化

在原有技术和当前工业化基础上,进行必要的系统流程简化

5

设备小型化

采用小型成熟设备,或改进成熟设备小型化+设备海洋条件改进

6

成熟船舶技术

在成熟船舶技术基础上,开展非自航式船体设计

2.10 中船重工HHP25主要设备及技术思路/工程实施方案

序号

主要设备

技术思路/工程实施方案

1

燃料组件

圆形带盒棒状成熟UO2组件,直接采购设计成品

2

控制棒

成熟铬棒,直接采购设计成品

3

控制棒驱动机构

马达螺杆步进式+弹簧,基于成熟方案+部分改进设计

4

堆内构件

基于成熟方案

5

反应堆压力容器

基于成熟反应堆设计方案

6

主泵

基于成熟主泵设计方案

7

蒸汽发生器

基于成熟SG设计方案+部分换热面积改进设计

8

稳压器

沿用成熟方案

9

主管道

沿用工程成熟的主管道布置和设计方案

10

钢制安全壳

以KLT-40S为参考进行设计研发

11

非能动安全系统

以成熟压水堆为参考,安注箱小型化设计、SG二回路非能动余热排除系统改进设计

12

海上换料系统

参考船用核动力装置+KLT40S+陆上核电工程技术思路,自主研发和设计

13

三废系统

参考船用核动力装置+KLT40S+陆上核电工程技术思路,自主研发和设计

14

其他系统和设备

成熟设备为主,设备小型化和海洋环境适应性设计

15

船体平台

基于中船重工成熟船舶设计经验,自主设计

 

16

堆芯和安全分析(包括海洋环境影响)

海洋环境对正常运行(强迫循环)影响不明显,对自然循环影响较明显;采用保守热工裕量分析方法进行设计并确保安全

17

海洋环境研究

与国家海洋局、海事局、运行当地海洋气象局交流

 

18

商定标准和规范

与核安全局深入交流沟通,在成熟核电法规(HAF/HAD)和标准(GJB/EJ/NBT)基础上,参考国外核商船规范,结合工程项目特点做适应性改进

  图片关键词

2.13 中核集团ACP100S浮动核电站示意图

(二)总体进展

我国小堆技术发展迅速,多种堆型取得积极的研发进展。陆上多用途小堆方面,中核的ACP100已经完成初步设计,通过了国家核安全局的设计审查和IAEA通用设计审查,并完成了近百项关键技术攻关、30余项关键设备研制和9大关键试验验证,首堆厂址也已初步选定。国家电投的CAP150/200已经完成方案设计,正在开展初步设计,这两种堆型与ACP100一起入选了IAEA的小堆创新发展的路线图。中广核的ACPR100正在方案设计的固化中。

低温供热堆方面,中广核与清华大学正在积极推进NRH200-II的工程应用,在河北推进的示范项目厂址论证等前期工作得到国家能源局的支持。中核“燕龙”的技术研发已正式启动,计划于2018年10月底完成初步设计、EIR和PSAR编制,2018年底完成初步设计审查,国家能源局支持该堆型的研发,并同意中核利用徐大堡示范厂址优势,抓紧开展项目前期工作。国家电投的HAPPY200概念设计已经通过内部评审,技术方案正在进一步完善中,国家能源局支持国家电投尽快确定示范厂址。

海上小堆方面,中广核的ACPR50S被纳入了IAEA的小堆创新发展的路线图,正在初步设计的进一步完善中,已完成实验堆项目初步安全分析报告并上报国家核安全局,实验堆主体工程进入工程实施阶段。中核的ACP100S已经完成初步设计和关键技术攻关,国家电投的CAP50S和CAP10S进入初步设计。

(三)2017年取得的成绩

陆上多用途小堆方面,中核ACP100小堆反应堆压力容器3D打印材料辐照试验技术条件已通过了技术评审,并进入材料辐照考验的阶段。中国广核、中核和国家电投在多地进行了多用途小堆厂址普选及评价工作。

低温供热堆方面,中核启动了“燕龙”低温供热堆“演示验证—示范工程—商业推广”三步走发展战略的第一步——泳池式轻水堆(49-2堆)安全供热满168小时试验演示,并成立了核能供热技术研究中心。中广核开展了NRH200-II堆型的前期咨询工作。

海上小堆方面,中广核ACPR50S实验项目建造“两评”报告已正式获得受理,签署了《ACPR50S实验堆平台工程一回路主设备整体采购合同》。国家电投与相关船舶设计制造运营单位合作完成海洋核动力平台初步可行性研究报告,完成海洋核动力平台小堆第一版初步设计,完成关键设备如海洋控制棒驱动机构和蒸汽发生器的原理样机制造。

五、钠冷快堆示范工程

(一)总体概述

目前,世界上已经建成22座钠冷快堆,积累了约400堆年的实践经验。建成的快堆包括实验堆、原型堆和120万千瓦的示范快堆核电站,具有较好的工业推广基础。在GIF提出的三种快堆中,钠冷快堆技术成熟度最高,俄罗斯BN600已经运行30年,具有良好的安全性、可靠性和经济竞争力;BN800已经满功率发电,BN1200计划2030年建成2座。包括美国、法国、日本在内的主要核大国均考虑将钠冷快堆作为下一代核电的主力堆型之一,与目前的三代压水堆技术协调发展,实现核能的长期可持续性发展。

我国快堆技术的开发始于20世纪60年代中期,从1987年起,快堆技术发展被纳入国家863高技术发展计划,确定了以热功率65MWt、试验发电功率20MWe为工程目标。2010年7月中国实验快堆(CEFR)实现首次临界,2011年7月成功并网发电。中国实验快堆项目在实施过程中突破了大量的关键技术,通过引进和自主开发,70%的设备实现了国产化。我国快堆研究已形成了一批针对钠冷快堆技术的研究试验设施和工业配套能力,为后续快堆电站研发奠定了重要基础。

我国快堆实施“实验堆—示范堆—商用堆”“三步走”发展战略。根据《能源技术革命创新行动计划(2016-2030年)》有关先进核能技术创新路线图的规定,在2020年到2025年之间实现钠冷快堆的试验示范,2030年到2050年之间建成商业快堆,初步实现先进核燃料循环系统。《能源技术创新“十三五”规划》将600MWe容量的钠冷快堆(主系统原理图见图2.14,主要参数见表2.11)——CFR600——列为18个示范试验项目之一,要求在2016~2025年,完成示范快堆关键技术和关键设备研发,完成标准设计,完成快堆MOX燃料的定型设计,具体包括开展CFR600示范快堆关键工艺研究,确定总体技术方案和主要工艺参数;开展机械式钠泵、蒸汽发生器、控制棒驱动机构等关键设备的样机制造;开展示范快堆的设计工作;开展MOX燃料芯块的研制、CN15-15和燃料辐照样件的堆内辐照和检验,以及工业规模MOX生产线的技术研发和设计等。

为保证CFR600的顺利建造,我国将开展液力悬浮非能动停堆棒研究、堆内自然循环研究、堆芯解体事故进程研究以及雾状钠火研究,研制主泵、蒸汽发生器、控制棒驱动机构等关键设备,提高中国快堆工程设计技术和设备自主化能力。另外,我国还将逐步建立快堆电站规范标准体系,完善中国实验快堆实验和运行配套条件,加快MOX燃料制备技术研究。

图片关键词

2.14 示范快堆CFR600主系统原理图

2.11 示范快堆CFR600参数

参数

单位

数值

热功率

MWt

1500

电功率

MWe

600

燃料

MOX

最大线功率

W/cm

430

最大燃耗

MWd/kgHM

100

平均燃耗

MWd/kgHM

70

主热传输环路数

2

一回路主泵

2

每环路中间热交换器数

2

蒸汽发生器

模块化

负荷因子

>80%

热效率

40%

堆芯熔化概率

<1×10-6

大量放射性释放概率

<1×10-7

 

(二)总体进展

我国快堆研究已形成了一批针对钠冷快堆技术的研究试验设施和工业配套能力。钠冷快堆计划采用“实验快堆—示范快堆—商用快堆”三步走路线,中国实验快堆(热功率为65MWt,电功率20MWe)是中国钠冷快堆发展的第一步,正在建设的600MWe规模的中国示范快堆(CFR600)是第二步,在示范快堆成功建造和运行的基础上,将进一步发展商用快堆,实现快堆的商业推广。预期CFR600将于“十四五”期间建成,2030年左右建成百万千瓦级大型高增殖商用快堆,2035年实现规模化建造。

(三)2017年取得的成绩

中国实验快堆全范围仿真机进行硬件检查及对点检查,进入复装测试阶段。

中核集团600MWe钠冷快堆示范工程在福建省霞浦县土建开工。示范项目一回路主循环钠泵原型样机制造完成;涉钠设备综合试验设施成功完成首次进钠,实现了从安装到调试的重要过渡,全面调试工作正式启动;钠冷快堆示范工程主管道及主管道裤形三通研制成功。

六、其他先进堆型或系统

(一)熔盐堆

熔盐堆(如图2.15所示)研发始于20世纪40年代末的美国,橡树岭国家实验室于1965年建成液态燃料熔盐实验堆,这是迄今世界上唯一建成并运行的液态燃料反应堆,也是唯一成功实现钍基核燃料运行的反应堆。但由于“冷战”的考虑,侧重民用的熔盐堆计划下马,美国熔盐堆研发中止。

20世纪70年代初,中国曾选择钍基熔盐堆作为发展民用核能的起点,上海“728工程”于1971年建成了零功率冷态熔盐堆并达到临界。但限于当时的科技、工业和经济水平,“728工程”转为建设轻水反应堆,之后停止了很长时间。2011年中科院开展了“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”(TMSR)的工程研究,完成了10MW固态燃料熔盐实验堆和2MW液态燃料熔盐实验堆的概念设计(如表2.12所示),开始了10MW固态燃料熔盐实验堆的工程设计;研制了部分关键设备的原理样机以及个别设备的工程样机,计划用20年左右的时间,在国际上首先实现钍基熔盐堆的应用,同时建立钍基熔盐堆产业链和相应的科技队伍。

2017年,中科院完成钍基熔盐堆核能系统选址专题工作,与甘肃省人民政府签署了《中国科学院、甘肃省人民政府钍基熔盐堆核能系统项目战略合作框架协议》。根据协议,中科院将在甘肃省武威市民勤县红砂岗建造固态燃料的钍基熔盐堆核能系统,在2020年建成热功率为2MWt的两回路液态燃料实验堆TMSR-LF1。整个项目分两期建设,总投资220亿元。同年底,厂址安全评价和环境影响评价报告完成。

2.15 熔盐堆核能系统

图片关键词 

2.12 中国科学院2MW液态燃料熔盐堆参数表

序号

项目

参数

1

堆型

液态燃料钍 基熔盐堆,回路式

2

热功率

2MWt

3

回路数目

2

4

反应堆进口温度

630℃

5

反应堆出口温度

650℃

6

燃料管理

1.初始运行时的燃料:LiF-BeF2-UF4

2.钍铀燃料:LiF-BeF2-UF4-ThF4

3.在线添加的燃料:LiF-UF4

7

铀燃料富集度

19.75%

8

二回路冷却剂

FNaBe

9

装料/卸料方式

依靠气压装卸燃料

10

反应性控制方式

控制棒+排空燃料盐

11

正常停堆余热排出

通过一二回路及空气散热器

12

事故情况下余热排出

1.通过一二回路

2.空气自然循环非能动余热排出系统,40kW

3.燃料盐排放罐的冷却子系统,40kW

13

燃料组件材料

石墨

 

(二)铅基快堆

铅基快堆是第四代核能系统六种堆型之一,近年来有较为明显的加速发展趋势(如图2.16所示)。铅冷快堆冷却剂性能好,运行压力低,但是对结构材料腐蚀和磨蚀严重,冷却剂的不透明性也增加了检修的难度。铅冷快堆是快中子谱、铅或铅铋低共熔液态金属冷却反应堆,是有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环形式。

我国铅基反应堆基础及技术研究始于1986年。其中,中核集团中国原子能科学研究院有较好的研究基础(如钠冷快堆、启明星和ADS嬗变系统的工程经验),建立了铅铋快堆嬗变专用核数据库。

图片关键词

2.16 铅冷快堆系统布置图

中科院设立了战略先导科技专项——“未来先进核裂变能(ADS)”专项,进行铅基反应堆技术的系统性研究。在相关研究中,中科院核能安全技术研究所发展了铅基堆设计方法体系,实现了冷却剂、氧测控、燃料组件、结构材料以及关键部件设计制造等核心技术突破,建成了世界上规模最大、参数水平最高的液态铅合金技术综合实验平台,以及铅基堆中子物理实验装置CLEAR-0、铅基工程技术集成验证装置CLEAR-S、铅基堆数字仿真反应堆CLEAR-V三座“实验反应堆”综合验证平台,形成了具有自主知识产权的铅基堆技术体系,整体达到国际领先水平。中科院兰州近代物理研究所联合中国原子能科学研究院,研制了我国首座铅基核反应堆零功率装置“启明星Ⅱ号”,并实现临界。到2017年6月,该战略先导科技专项的铅基工程实验堆技术集成验证装置CLEAR-S、大型铅铋实验回路KYLIN-II进行现场测试,测试结果表明这两台装置达到了任务设计指标,部分关键指标更优。

中广核与中科院兰州近代物理研究所合作,正在开展加速器驱动先进核能系统(ADANES)的研发,计划在惠州市建设加速器驱动嬗变研究装置(CIADS),采用次临界的铅铋合金冷却反应堆作为备选堆型。为协同推进研发工作,中广核自主开发了先进核能智能优化云设计平台(ANSOC),可实现铅基快堆多目标优化设计,极大简化研发设计流程。在关键技术与设备方面,进行了熔炼法制备高强度氧化物弥散强化钢技术(ODS)、中国铅基快堆用奥氏体不锈钢(CLRASS)包壳及高精度铂氧传感器的研发,在铅基快堆材料耐腐蚀和抗辐照技术方面取得关键进展。此外在硬件方面,建成了铅铋热工流体,动、静态腐蚀装置,铅铋工艺集成平台及氧控性能测试装置等多个实验台架。

国家电投初步制定了四代堆技术发展规划,结合国际先进堆的发展趋势,开展了BB堆(“Breed & Burn”嬗变铅铋快堆)概念设计与关键技术预研,推出了铅冷快堆BLESS概念型号,目前确认了初步堆芯方案、总体概念方案和初步的总体技术路线图,各项研发工作正在按计划开展。

(三)超临界水冷堆

超临界水冷堆(如图2.17所示)是在水的热力学临界点以上(374℃,22.1MPa)运行的高温高压水冷反应堆,具有热效率高、经济性好、系统简化和技术继承性好等优点,也存在对结构材料要求高、汽轮机等设备受放射性影响等不足。超临界水冷堆系统主要是为高效发电设计的,在堆芯设计的两个选择方案中提供了一种管理锕系元素的方案:SCWR可以是热中子或快中子能谱的。因此,该系统提供了两种燃料循环选择:第一种是具有热中子能谱反应堆的开放式循环;第二种是具有快中子能谱反应堆的闭合式循环,而且是地处中心位置的基于先进水法处理的全部锕系元素再循环。

图片关键词

2.17 超临界水冷堆布置示意图

从世界范围看,超临界水冷堆技术总体处于概念设计、基础科学研究和关键技术攻关阶段,近期以建立试验回路验证为主。我国超临界水冷堆的研发工作主要是中核集团中国核动力研究设计院在牵头进行研发。核动力院自2003年开始跟踪研究SCWR,2006年全面启动研究工作,2009年承担国防科工局SCWR研发项目,2010年牵头开展SCWR技术协作,主要分5阶段完成,一直持续到2025年:第一阶段2010~2012年,提出我国有自主知识产权的百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)总体设计方案(该阶段工作在2013年12月完成);2014~2017年为第二阶段,实施科学技术研发;2017~2021年为第三阶段,实施工程技术研发;2019~2023年为第四阶段,设计建造实验堆;2022~2025年为第五阶段,实施百万千瓦级SCWR标准设计研究。

总体看,目前我国的超临界水冷堆在热工水力与安全试验研究、材料研究领域处于国际前列,下一步将按照超临界水冷堆(SCWR)研发规划,在研发第二阶段中,进行关键技术攻关研究,全面掌握超临界水冷堆设计技术和设计方法,完成百万千瓦级超临界水冷堆的工程实验堆的设计研究。通过进行堆外实验、材料优化及工程应用堆外性能、燃料元件辐照考验装置设计等关键技术攻关,开展包壳和堆内构件材料入堆辐照研究,为工程设计和工程试验堆设计建造奠定基础。

(四)行波堆

1958年,Feinberg在ICPUAE会议上提出了“增殖-燃烧反应堆(即行波堆)”的概念。驻波堆是行波堆概念的拓展,通过倒换燃料组件实现焚烧波和增殖波在堆内固定分布。

当前泰拉能源公司与中核集团正在就行波堆进行合作,首先开展原型驻波堆(TWR-P)的合作,为商用示范堆(TWR-C)的设计建设提供依据。原型驻波堆(如图2.18所示)设计热功率1475MWt,发电功率600MWe,采用液态钠为冷却剂,U-Zr合金为燃料。2015年,泰拉能源公司通过行波堆燃料测试组件的设计、加工、棒束流量试验,现在俄罗斯BOR60反应堆上进行材料辐照测试。目前泰拉能源公司已经完成堆芯部分的设计工作。

国内中核集团开展了预概念设计和前期论证工作,已经在国家863计划支持下开展了行波堆堆芯概念设计及关键技术研究,完成百万千瓦级行波堆堆芯的方案设计及部分关键设备的技术研发。2017年,中国核电、神华集团、华电福新、浙能电力、建设能源共同出资7.5亿元,成立中核行波堆科技投资(天津)有限公司,作为TWR-300行波堆示范工程的业主公司,推动TWR-300示范项目落地,负责示范项目的前期开发、建造和运行。同年,中核行波堆投资有限公司和美国泰拉能源行波堆开发有限公司共同投资成立行波堆中美合资公司环球创新核能技术有限公司。在未来20年内,环球创新核能技术有限公司将分阶段实施小中大型商业化行波堆电站的建造和运行计划,计划使商业行波堆的经济性比现有三代技术提高20%左右。

图片关键词

2.18 泰拉能源行波堆示意图

(五)聚变堆

我国核聚变能研究开始于20世纪60年代初,目前中核集团核工业西南物理研究院及中科院等离子体物理研究所主要研究磁约束聚变,中国工程物理研究院主要研究惯性约束聚变。

20世纪70年代到80年代,中科院北京物理研究所、中科院等离子体物理研究所、核工业西南物理研究院等单位相继建成并运行了CT-6、HT-6B、HT-6M、HL-1 和HL-M等小型、中型托卡马克装置,为聚变堆的研发奠定了良好的基础。

进入21世纪以来,我国又相继由核工业西南物理研究院建成了中国环流器二号A(HL-2A)和环流器二号M(HL-2M),中科院等离子体物理研究所建成东方超环(EAST)等大、中型托卡马克装置。其中HL-2A 2002年获得初始等离子体,用于研究具有偏滤器位形的托卡马克物理,2009年4月成功实现我国第一次高约束模(H-模)放电;HL-2M装置是HL-2A的改造升级装置。东方超环(EAST)是世界首个全超导大型托卡马克装置,是达到国际先进水平的新一代磁约束核聚变实验装置。EAST装置主要对建造稳态先进的托卡马克核聚变堆的前沿性物理问题开展探索性实验研究。该装置2006年3月完成建造,并于2006年9月获得初始等离子体。2016年,EAST成功实现了电子温度超过5千万度、持续时间达102秒的超高温长脉冲等离子体放电。2017年,EAST实现了稳定的101.2秒稳态长脉冲高约束等离子体运行,创造了新的世界纪录,标志着其为世界上第一个实现稳态高约束模式运行持续时间达到百秒量级的托卡马克核聚变实验装置。

除上述研究单位和研究装置外,中国科学技术大学、华中科技大学、大连理工大学、清华大学、浙江大学等高等院校也设立了核聚变及等离子体物理专业或研究中心,先后建成并运行了一批小型装置。其中,中国科学技术大学是我国最早开展等离子体物理本科教育的大学,该校在国家磁约束聚变能源专项的支持下建造的中国首台大型反场箍缩磁约束聚变实验装置KTX 2015年8月竣工并实现联调放电以来,实现了“一键控制”全自动化氢等离子体放电,目前每两分钟可完成一次放电,最大等离子体电流可达180千安。华中科技大学通过国际合作,于2008年完成了TEXT-U托卡马克装置(现更名为JTEXT)的重建工作。西南交通大学与日本国家核聚变科学研究所于2017年7月在成都签署共建中国第一台准环对称仿星器CFQS的合作协议,标志着西南交大将建造我国第一台准环对称仿星器。

第三章 我国核电装备制造发展动态

一、核电装备制造国产化格局基本形成

在我国核电发展过程中,党中央和国务院始终十分重视核电装备的国产化工作。2006年2月13日,国务院国发〔2006〕8号文提出了关于加快振兴装备制造业的若干意见,明确把发展百万千瓦级核电机组列为16项关键领域重大技术装备和产品之一。

2006年3月22日的国务院129次常务会议在审议并原则通过《核电中长期发展规划(2005~2020年)》时,强调了核电发展规划要着力抓好的六个方面工作,明确指出,要“积极推动现有国内技术力量和设备制造企业重组,加快推进核电设备制造自主化,重点突破关键设备的设计和制造技术,努力提高成套设备生产能力”,为核电装备制造和国产化工作指明了方向。

为大力推进核电设备国产化工作,提高国内核电设备的制造能力,国家发展和改革委员会曾多次召开专项会议,进一步明确了主要设备以及重要核级泵阀和主要设备原材料的国产化思路和措施。

我国核电装备制造业经历了起步、发展、突破和提升等阶段,在核电设备国产化推进过程中始终坚持“安全第一、质量第一”的原则,保证国产设备满足技术质量标准要求并满足建设进度的需要;同时坚持高标准,以推进核电装备在高起点上实现引进、消化、吸收、再创新。核电设备国产化工作注重全面推进,重点突破、解决我国核电发展中存在的关键设备制造长期受制于人的问题,并最终形成了有效的国内和国际市场竞争和互动的格局,在满足国家核电批量化建设需要的同时,提升了我国装备制造业的整体能力、技术水平和市场竞争力。

(一)核电主要装备国产化情况

依托于大型先进压水堆及高温气冷堆核电重大专项,在中央财政的支持下,以企业为主体,通过产学研用协同推进,我国在核电站关键设备材料研制领域取得了一批具有自主知识产权的成果,使我国核电自主创新能力得到了显著提升,部分研发成果填补了国际、国内空白,核电技术装备“补短板”取得突破。

1.核岛主设备制造

在核岛主设备制造方面,反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、控制棒驱动机构、堆内构件、主管道等均实现了国产化,已经具备每年提供8~10套核岛装备的能力。

1)反应堆压力容器

该设备的制造企业主要有:中国一重、上海电气、东方电气。

中国一重、上海电气已掌握了完整的三代AP1000反应堆压力容器制造技术,研究成果直接应用于三门、海阳等依托、示范工程项目的反应堆压力容器设备的制造中。在此基础上,形成了一整套具有自主知识产权的CAP1000/CAP1400反应堆压力容器制造技术,研究成果并已成功应用于国内自主设计、制造的CAP1000/CAP1400反应堆压力容器设备的制造中。

目前中国一重已完成CAP1400示范工程1号机组反应堆压力容器出厂水压试验。

中国一重已完成福清5号核电机组华龙一号反应堆压力容器研制交付,并实现了关键技术的突破,包括大厚度接管焊缝马鞍焊接、接管与安全端焊缝热丝TIG焊接、顶盖J形坡口机器人自动堆焊及密封焊、大厚度镍基对接焊缝焊接技术等。

2)蒸汽发生器

该设备的制造企业主要有:上海电气、东方电气、哈电集团。

上海电气和哈电集团已完成了AP1000蒸汽发生器关键制造技术的转让和消化吸收,重点突破了机加工、冷作及装配技术;各种焊接技术及局部热处理技术;汽水分离器与干燥器制造技术;设备检验和试验技术。通过消化吸收,技术创新,试验件研制及评定,上海电气和哈电集团的技术成果已直接应用于三门、海阳等AP1000依托项目的国产化设备制造中。

上海电气和东方电气通过承担核电重大专项CAP1400蒸汽发生器制造技术的研究,已掌握群孔高效成型激光检测技术、关键焊接技术及焊缝性能控制技术、管束组件关键制造及检测技术、蒸汽发生器制造缺陷诊断及评价技术等。目前两家企业承制的CAP1400示范工程蒸汽发生器制造进展顺利,预计2019年具备交货条件。

东方重机研制了国内首堆首套第一台“华龙一号”ZH-65型蒸汽发生器,攻克了水平支承连接板焊接、管子管板胀接、防振条安装、最终焊缝局部热处理中防传热管变形等技术难关,完成了一系列支撑后续蒸汽发生器研制的工艺试验和工艺评定工作。相关设备于2017年10月17日在东方重机发运。

哈电集团通过K2K3项目蒸汽发生器的制造,掌握了华龙一号机型蒸汽发生器制造技术。2017年7月12日,首次实现华龙一号机型蒸汽发生器出厂验收。

哈电集团通过承制高温气冷堆蒸汽发生器项目,自主研发了“上下端高精度管束对接焊工艺、换热单元套装技术、狭小空间复杂结构连接管的工艺设计”等40余项创新点,现即将完成全部内件制造工序。

3)堆内构件

该设备的制造企业主要有上海第一机床厂有限公司和东方电气(武汉)核设备有限公司。目前两家企业已全面掌握AP1000堆内构件制造技术,实现了国产化和批量化制造。

三门、海阳核电站AP1000项目堆内构件由上海第一机床厂有限公司承担,国产化率达到100%。

CAP1400和华龙一号核电项目首台堆内构件均由上海第一机床厂有限公司承担,其中CAP1400堆内构件已攻克了均流板制造、激光焊、高精定位等多方面技术难题,制造水平达到了国际一流。目前上部支承部件、吊篮部件等重要大型零部件已经加工完成。华龙一号核电福清5号机组堆内构件突破了精密加工、精密焊接、精密检测、精密装配等关键技术,实现了堆内构件制造、加工、装配、检测、焊接及验收试验用工装设计和制造等的全面国产化。

4)控制棒驱动机构

该设备的制造企业主要有上海第一机床厂有限公司、东方汽轮机有限公司和四川华都设备有限公司。

三门、海阳核电站AP1000项目控制棒驱动机构均由上海第一机床厂有限公司承担,国产化率达到100%,该企业全面掌握AP1000堆内构件制造技术,实现了国产化和批量化制造。AP1000控制棒驱动机构解决了整体耐压壳制造、双齿钩爪设计制造、驱动杆可拆接头材料制造、试验台架应用等多项关键核心技术难题。

CAP1400控制棒驱动机构由上海第一机床厂有限公司研制,主要进行线圈、驱动杆等关键工艺研究,解决制造技术中的薄弱点,完成关键部件验证试验等;目前已完成900万步样机寿命试验,攻克了诸多制造技术瓶颈,实现了样机和材料的完全国产化。

对华龙一号控制棒驱动机构三家企业均已具备生产能力,特别是在关键材料国产化,双齿钩爪堆焊、制造技术及连杆制造技术,工作线圈和棒位探测器线圈国产化,磁轭镀锌工艺等方面取得了一定成果。

5)核主泵

核主泵设备的制造企业主要有:哈电集团、上海电气、东方电气。

由于主泵结构复杂,技术难度大,可靠性要求高,主泵国产化一直被视为核岛主设备国产化的焦点。国内主泵制造厂家通过技术引进、与国外合资和联合攻关等方式已基本实现了各堆型主泵的国产化制造。

哈电集团具备300MW等级核电机组核主泵的设计、制造能力。1998年,哈电集团为C1/C2项目自主开发了轴封型核主泵电机,现运行稳定。2015年4月,C3/C4机组首台核主泵全流量试验完成,标志着轴封式核主泵国产化进程向前迈出实质性一步。

哈电集团与奥地利安德里茨公司合作,引进轴封式核主泵设计、制造技术,以福清1~4号,方家山1、2号机组为依托,分批、逐步具备了自行设计、制造1000MW等级核主泵的能力。拥有国内首套全流量试验台架,自主研发制造的国内首台核主泵机械密封部件已应用于福清4号机组。承担福清5、6号,K2K3机组核主泵的制造任务,成功实现了从分包商到总包商的角色转变。现已可以自主设计、制造,拥有自主知识产权,不受出口条件限制。福清5号机组核主泵已完成全流量试验。

哈电集团与沈鼓集团联合承担AP1000机型屏蔽式核主泵的技术转让任务,通过核主泵的制造,已经掌握了美国EMD公司的制造、检验、试验工艺,首台核主泵即将在沈鼓集团试验台架进行工程试验。在原有AP1000技术的基础上,积极参与国家重大专项示范工程CAP1400屏蔽式核主泵的研制工作。成功研制出50HZ核主泵,拥有自主知识产权。工程样机正在沈鼓集团进行实验,4台产品正在制造。

哈电集团积极参与海南昌江多用途模块式小型堆科技示范工程(ACP100)项目并同中国核动力研究设计院签订了新型全密封高惰转主冷却剂泵联合研制合同。

东方电气与法国阿海珐合资成立东方阿海珐核泵有限公司,从岭澳二期核电开始,东方阿海珐为中广核集团的多个二代改进型百万千瓦级核电项目提供了国产化主泵,同时也为华龙一号防城港3、4号机组提供国产化主泵。

上海电气与德国凯士比合资成立上海电气凯士比核电泵阀有限公司,为昌江1、2号机组和漳州1、2号机组提供核主泵。

上海电气凯士比核泵引进德国KSB湿绕组电机主泵技术,正在进行CAP1400样机的研制和试验验证工作。通过样机热态和冷态性能试验、负载滑差试验、温升试验、降压挂起试验,对关键部件的工艺进行了改进与提升。目前,电机定子、转子、热屏等部件已完成工艺改进,各个部件的工艺验证试验已完成,样机试验计划于2018年全部完成。

上海电气上海鼓风机厂与哈电集团佳木斯电机合作,自主研发、制造了高温堆主氦风机设备,已通过产品验收。

2.核岛辅助设备

核岛辅助设备主要包括:容器和换热器类设备,核Ⅱ、Ⅲ级泵,核级阀等设备。

核电站中核级容器主要有安全注射箱、卸压箱、堆芯补水箱、容积控制箱、NaOH贮存箱、硼酸制备箱、浓硼酸卸放箱、化学疏箱、设冷水波动箱及应急给水箱等设备;核级热交换器主要有余热排出热交换器、安全喷淋热交换器、下泄热交换器、再生热交换器、设冷热交换器和乏燃料冷却热交换器等;核Ⅱ级泵主要有安全注射泵、余热排出泵、安全壳喷淋泵、上充泵和应急给水泵;核Ⅲ级泵主要有设备冷却泵、重要厂用水泵、乏燃料冷却泵、乏燃料净化泵、蒸发器排污泵、硼回疏排水泵及消防泵等。这些设备均已经实现国产化。

核级阀种类有闸阀、截止阀、节流阀、球阀、隔离阀、止回阀、调节阀、卸压阀和安全阀等。核Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ级关断类阀门(闸阀、截止阀、止回阀)已基本实现国产化,稳压器安全阀、比例喷雾阀及汽机排放阀等部分关键阀门仍需进口。在核电重大专项支持下,主蒸汽隔离阀、爆破阀完成国产化研制,已在依托工程应用。

3.常规岛主设备

常规岛设备分为汽轮发电机组及辅助设备两大类,国内的上海电气、哈电集团、东方电气三大动力设备制造集团经过了引进、消化、吸收和自主研发、创新的发展路线,具有完全供货能力。

我国二代改进型核电汽轮发电机组已经实现了设计自主化和制造国产化。国内自主设计制造了30万千瓦和60万千瓦核电汽轮机发电机组,百万千瓦级核电的半速汽轮发电机组在引进技术基础上已经实现国产化制造。主要的二代改进型核电机组项目,如红沿河、宁德、福清、阳江、防城港等常规岛部分的综合国产化率已达到85%以上,其中发电机具有完全自主知识产权。

国内三代AP1000和华龙一号核电机组(包括三门、海阳、防城港、福清等),更是采用了具有完全自主知识产权的汽轮机低压焊接转子与1710毫米/1828毫米末级叶片,提高了机组经济性,同时在汽轮机控制系统、再热汽门、油动机等方面提升了国产化程度。

国内企业经过多年的发展,技术水平已经达到了国际先进水准。相对于国外常规岛装备企业和技术,国内企业更贴近市场,更能满足不同业主的个性化需要,国内企业近几年迅速积累的经验,尤其对于三代核电积累的经验已经大大超越国外企业。

哈电集团通过秦山二期,昌江1、2号机组汽轮发电机组项目,已掌握CNP600机型汽轮发电机组制造技术,拥有成熟运行业绩。

哈电集团引进日本三菱汽轮发电机组技术,通过消化吸收再创新,已经掌握了大型半速核电汽轮机组的设计、制造技术,突破核心技术的瓶颈制约,具备了设计大型核电汽轮机组的能力。自主建立了完善的核电汽轮机研发体系、部套设计体系和工程配合体系。对自主化依托项目(三门1、2号,海阳1、2号机组)完成全部供货,三门1、2号,海阳1号机组完成非核蒸汽冲转。在AP1000技术的基础上进行汽轮发电机组的优化,将升级方案用于田湾3、4号机组,设计自主化率和制造国产化率达到100%。目前,田湾3号机组一次核冲转成功、一次并网成功。

哈电集团积极参与大型先进压水堆国家科技重大专项的研究,研制的汽轮机组采用了更高效的通流设计技术、更简洁的结构设计理念、更长的1800毫米等级末级动叶片以及更多的先进技术,具有完全自主知识产权。

由东方电气承制的CAP1400采用1828毫米长叶片及焊接转子已完成研发和相关试验,汽水分离再热器已完成换热及分离性能试验。

上海电气曾为我国第一座核电站秦山一期核电站、出口巴基斯坦的恰希玛1~4号机组提供汽轮发电机组。

通过引进德国西门子百万等级核电汽轮发电机组的设计与制造技术,依托阳江CPR1000项目1~4号机组,上海电气掌握了大型核电汽轮发电机组的关键设计与制造技术,并实现了设备制造的国产化。在防城港一期1~2号机组和阳江5~6号机组中,国产化率得到大幅提升。目前阳江1~4号机组和防城港1~2号机组均已实现商业运行。

在国家科技重大专项的支持下,上海电气实现了三代核电汽轮发电机组设计和制造自主化,先后赢得了湖南桃花江CAP1000、巴基斯坦卡拉奇ACP1000、广西防城港二期HPR1000和福建漳州HPR1000多个项目。

目前,上海电气已掌握汽轮机低压焊接转子和1710毫米/1905毫米低压末级长叶片系列的设计与制造技术,上海电气的四极发电机也具有效率高、出力大、温升低、振动小和可靠性高的显著优点。

上海电气通过自主开发,为200MW高温气冷堆核电站提供了汽轮机组。

4.核电仪表控制系统与设备

以往国内核电机组的全厂数字化仪控系统(DCS)都由国外企业供货,如阿海珐+西门子是田湾一期、岭澳二期核电机组的DCS供应商,西屋电气为三门一期、海阳一期AP1000核电机组提供全套DCS系统,英维思负责福清、方家山、海南核电机组的DCS供货。

近年来,广核集团、中核集团、国家核电都分别成立了专门的DCS研发和供货企业,在核电厂数字化仪控系统及设备的研发及供应方面取得了重要突破。

5.关键原材料

核电设备制造用关键原材料包括大型锻件、蒸汽发生器用镍基合金传热管和核级焊接材料等,长期以来依赖进口,是我国核电装备制造的一个瓶颈。近年来,在核电产业发展的带动下,特别是在国家重大科技专项的支持下,大型锻件、传热管和核级焊接材料等均取得了重大技术和能力突破,实现了国产化和自主化。

大型锻件

在一段时间内,中国的大型重机企业在制造能力和技术上与国外的差距,使国内高端大型铸锻件市场和技术被国外锻件产业巨头垄断,尤其是在核电大型铸锻件上,国外更是实行技术封锁。

10年来,国家通过核电重大专项的支持和科研攻关的实施,以及地方政府和企业大量资金的投入,打造成一批核电设备用大型锻件的研发和制造基地,新建了一批具有世界先进水平的冶炼、锻造、热处理、机加工装备。现已形成了中国第一重型机械集团(简称中国一重)、中国第二重型机械集团(简称中国二重)和上海电气上重铸锻有限公司(简称上重铸锻)为骨干的三大核电大锻件制造基地,形成了国内年产12套核岛主设备的锻件制造能力。

随着核电技术的发展,核电大锻件趋向于大型化、一体化和复杂化,单件也越来越重,对设备规格、能级的要求逐步提高。同时工业基础的进步,对大锻件提出了高性能、高标准、高品质要求,对大锻件制造工艺水平的要求也逐步提高。目前国内企业已具备核电主设备CAP1400、华龙一号反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、堆内构件、主管道、堆芯补水箱、主泵等设备的整套锻件制造能力,且均有交货业绩。

蒸汽发生器用镍基合金U形传热管

蒸汽发生器用镍基合金U形传热管国内制造厂家包括:宝银特种钢管有限公司和浙江久立特材科技股份有限公司。通过三代核电管材的研发和试制,它们突破了三代镍基管材的关键技术难点,全面掌握了三代核电(如华龙一号和CAP系列)蒸汽发生器用镍基合金U形传热管材的关键制造技术,并建立了有效的过程质量控制措施,形成了年产1000吨的三代核电蒸汽发生器用镍基合金U形传热管的制造能力。通过与国外同类产品应用性能对比试验,国产蒸汽发生器用镍基合金U形传热管材各项性能均达到或超过国外同类产品水平。

CAP系列蒸汽发生器用690镍基合金U形传热管攻克的关键技术包括:高纯净冶炼技术,提高了管坯材质的纯净度和均匀性;自主集成高精度冷轧控制技术,有效控制了管材的尺寸精度、表面质量,获取了较高的基础信噪比;高效脱脂技术,解决了细、长、小口径管脱脂难题,确保了管材具备良好的耐腐蚀性能;微压力低冷变形硬化矫直技术的突破,实现了对尺寸精度、屈服强度增加值、信噪比等指标的全面控制;高精度反变形弯管技术的突破,实现了对弯曲半径R、弯头椭圆度和壁厚减薄量的有效控制。

华龙一号蒸汽发生器用690镍基合金U形传热管攻克的关键技术主要体现在,针对华龙一号U形管材在管材组织、性能均匀性、无损探伤和尺寸公差控制方面的特殊要求,企业对蒸汽发生器用690镍基合金U形传热管进行研究并取得了成果,包括:冶炼控制、每一冷轧变形道次变形量的控制、热处理工艺技术;管材表面质量及微小缺陷的控制技术(冷轧过程中的清洁控制,修磨、抛光工序中的介质控制,热处理过程中的防擦伤控制等);冷轧、矫直及弯管工模具的优化设计及控制技术。

核级焊材

通过核电重大专项的支持和实施,我国在四川大西洋、哈焊所、中国一重等单位建成了核电用低合金钢、不锈钢和镍基合金焊接材料的生产示范基地,具备了核电焊接材料成套批量供货的能力。实现了三代核电主设备用焊接材料的国产化,掌握了核级焊接材料的关键制备技术,建立了焊接材料质量保证体系,实现了国产核级焊材在核岛重要部件制造和安装中的配套应用,范围涵盖核电站设备制造、现场安装用低合金钢、不锈钢以及镍基合金焊接材料产品等。核电用焊接材料国产化打破了焊接材料长期依赖进口的局面,标志着我国已具备自主研发高难度、高技术要求焊接材料的能力,对于核电自主化具有深远的意义。在核电设备用焊接材料研发成功的基础上,建立我国核电设备用焊接材料性能评价体系,为建立我国核电焊接材料标准体系打下了基础。

目前,已有超过600吨焊材产品在三代核电项目工程中得到应用,有力支持了三代核电重大工程的顺利实施,包括:SA-508 Gr.3 Cl.1钢用焊接材料;SA-508 Gr.3 Cl.2钢用焊接材料;钢安全壳用焊接材料;不锈钢堆焊309L+308L焊接材料;堆内构件吊篮筒体用奥氏体不锈钢焊接材料;主管道316L型焊接材料;双相不锈钢用焊接材料;690镍基合金焊接材料等。

(二)核电主要堆型国产化情况

30万、60万和百万千瓦级核电机组设备制造业绩的基础上,近十多年来,通过三代核电技术引进,大规模专项技术改造和国家核电重大专项支持下的技术再创新,国内主要核电装备制造企业的核电设备制造能力和技术水平得到全面提升,核电设备国产化取得长足进步。

1.二代改进型核电机组设备的国产化情况

20世纪80年代建设的大亚湾核电站,几乎全部设备都从法国进口,设备国产化率不到5%。在国家相关部委的大力推动下,历经多年的努力,我国“二代加”核电机组设备的综合国产化率已经提高到80%以上,部分核电机组设备国产化比例见表3.1。

3.1 部分核电机组设备国产化比例

项目名称

机组

国产化率(%)

海南昌江

1、2号

52%

浙江秦山二期

4号

60%

广东岭澳

4号

60%

辽宁红沿河

1~4号

65%

福建福清

1~4号

65%

浙江方家山

1、2号

67%

福建宁德

1~4号

78%

广东阳江

1~6号

80%

广西防城港

1、2号

82%

2.华龙一号设备国产化情况

融合后的华龙一号继承了中国业内已形成的工业基础,充分利用了30年来的核电建设和运营的成熟经验,设备国产化率达到87%以上,燃料组件、蒸汽发生器、DCS仪控系统等关键设备均实现了国内自主设计与制造,有利于规避供货风险并提高建造效率,批量化建设后国产化率可达90%。

3.AP1000/CAP1400设备国产化情况

AP1000依托项目4台机组的国产化率从31.5%提高到72%,平均国产化率为55%。依托项目4台机组核岛关键设备的国产化计划任务全部完成,并且在超大型锻件、核级锆材、核级电缆、690镍基合金U形管、部分核级焊材、安全壳钢板、双向不锈钢板等一批关键材料研制上取得成功,打破了国外技术垄断,填补了国内空白,为CAP1400的研发和后续CAP1000项目的设备自主化打下了坚实的基础。根据核算,AP1000后续6个项目建设中,核岛设备国产化率可达到80%以上。CAP1400示范工程总体设备国产化率(包括核岛、常规岛、仪控系统)达到85%以上。

4.高温气冷堆设备国产化情况

历经高温气冷堆基础研究、实验堆建设、示范工程建设,我国已系统掌握高温气冷堆全部技术,在国际上处于领先地位。高温气冷堆示范电站的核岛主设备(包括主氦风机、压力容器、蒸汽发生器、控制棒、DCS仪控系统等)关键部件均实现国产,项目设备的国产化率达到91.5%。商用60万千瓦高温堆预计95%以上的设备可以实现国产化。

二、核电主要装备供应链形成全面覆盖

经过30多年的艰苦努力,国内制造企业掌握了核电关键设备的制造、检验和试验技术,综合实力得到跨越式提升。主要体现在:建立并形成了一批工程试验、研发基地;建成了一批装备精良的材料研究基地;建成了一批装备精良的核岛、常规岛关键设备制造基地;建成了一批装备精良的主管道、钢制安全壳(CV)制造基地;建成了一批装备精良的主泵、阀门制造基地;建成了一批装备精良的材料和重型起重装备制造基地;形成了国内核电设备制造完善的核质保体系;建立和形成了三代核电物项和服务的供应链体系,国内核电设备制造企业整体能力得到全面提升。

目前国内核电装备制造业产品供应链已全面覆盖我国核电建设的各种堆型,产品技术涵盖30万千瓦、60万千瓦到百万千瓦级核电产品,包括CNP、CPR、AP、EPR、CAP、华龙一号以及高温气冷堆。国内核电装备制造业产品供应链见表3.2。

3.2 国内核电装备制造业产品供应链

分类

产品名称

主要设备制造商

核一级水压设备

反应堆压力容器

中国第一重型机械股份有限公司

上海电气核电设备有限公司

东方电气(广州)重型机器有限公司

蒸汽发生器

上海电气核电设备有限公司

东方电气(州)重邪机器有限公司

哈电集闭(秦空岛)重型装备有限公司

稳压器

 

上海电气核电设备有限公司

东方电气(广州)重型机器有限公司、东方锅炉股份有限公司

中国第一重型机械股份有限公司

哈电集团(秦皇岛)重型装备有限公司

西安核设备有限公司

反应堆冷却剂泵(主泵)

哈尔演电气动力装备有限公司

上海电气凯士比核电泵到有限公司

沈鼓核电泵业公司

东方阿海珐核泵有限公司

反应堆冷却剂管道(主管道)

四川三州川化机核能设备制造有限公司

烟台台海玛努尔核电设备有限公司

中国第二重型机械集团公司

精密设备

堆内构件

上海第一机床厂有限公司

东方电气(武汉)核设备有限公司

控制棒驱动机构

上海第一机床厂有限公司

四川华都设备有限公司

东方汽轮机有限公司

核岛辅助设备

 

钢制安全壳

山东核电设备制造有限公司

核Ⅱ级泵

大连深蓝,沈鼓集团核电事业部、上海阿波罗、上海凯KSB、重庆水泵、江苏海狮

主蒸汽隔离阀

中核苏阀、大连大高

爆破阀

中核苏阀、陕西物化所、大连大高、中船重工、哈电阀门

控制系统

核电厂控制系统

北京广利核系统工程有限公司

国核自仪系统工程有限公司

中核东方控制系统工程有限公司

常规岛主要设备

汽轮机

上海汽轮电机有限公司

东方汽轮机有限公司

哈尔滨汽轮机厂

发电机

 

上海电机厂

东方汽轮机有限公司

哈尔滨电机厂

关键原材料

 

镍基合金U型传热管

宝银特种钢管有限公司

浙江久立特材科技股份有限公司

瓦卢端克核电管材(广州)有限公司

大型锻件

中国第一重型机械集团

中国第二重型机械集团公司

上海电气上重铸锻有限公司

三、核电装备制造成套能力已形成规模

2007年核电中长期发展规划颁布以后,一批核电新项目陆续上马,我国成为全球核电建设规模最大、发展最快的国家。目前国内核电在建规模为20台,约占全球在建机组的1/3。国内核电项目的开工建设,带动了我国核电装备制造业的快速发展。据不完全统计,围绕核岛主设备的制造,几大重装集团已投资约300亿人民币,形成了年供8~10台(套)百万千瓦级压水堆核电主要设备的能力。

主要核电装备制造企业现有生产能力情况如表3.3所示。

同时国内核电制造企业在核电设备研制过程中始终坚持核安全文化建设工作,实行严格的准入制监管与全过程质量监督管理,培养出逾万人的制造技术过硬的高素质制造人才队伍,有效地推进了中国装备制造业的改造和升级。

3.3 主要核电装备制造企业现有能力

企业

基地

目前优势

现有能力

实际供货业绩

东方电气

广州南沙

四川德阳

四川自贡

湖北武汉

具有全套核岛主设备和常规岛成套设备供货能力;

核岛设备市场占有率约为45%,常规岛设备市场占有率超过50%。自主研发了拥有自主知识产权的华龙一号、CAP1400汽轮发电机组设备

4套以上核电机组/年

岭澳一期、岭澳二期、红沿河、宁德、方家山、福清、阳江、防城港、台山、三门、海阳

上海电气

上海闵行

上海临港

 

从秦山一期项目开始具有30多年不问断制造经验,成为核电产品覆盖面最广(大型铸锻件、核岛设备,常规岛设备、电站辅机设备)、供货业绩最多的设备供应商涵盖30万千瓦、m万千瓦到百万千瓦的二代加、三代以及四代技术产品

4套以上核电机组/年

秦山一期、二期,岭澳一期、二期,红沿河,宁德,阳江,吕江,方家山,三门,海阳,福清,防城港,台山

哈电集团

 

哈尔滨

秦皇岛

佳木斯

自主完成中国肖台AP1O00蒸发器的制造和海外华龙一号首蒸发器的制造,核岛主设备制造能力显著提升,市场占有率约为33%;核主泵设备具有较强优势,承担中国屏蔽主泵电机制造,拥有中国首个1000MW轴封式主泵全流量试验台;在常规岛设备领域实力较强,在中国65MW及AP1000核电汽轮机组市场占据统治地位,常规岛设备总体市场占有率约为33%

4套以上核电机组/年

C1/C2、C3/C4、秦山二期、岭澳二期、福清、方家山、田湾、K2/K3、漳州、吕江、三门一期、海阳一期等

一重

黑龙江富拉尔基

大连棉花岛

是国际上唯一取得以AP100为代表的三代核电机组全套铸锻件制造资质的企业,具备年产10套三代核电机组铸锻件的装备。

完全掌握了30万千瓦、60万千瓦到百万千瓦的二代加、三代以及四代产品的核岛大型关键铸锻件和反应堆压力容器的制造技术,为国内各设备制造厂提供了1000余件锻件。反应堆压力容器山场占有率超过75%

10套铸锻件/年

5套压力容器/年

 

 

秦山二期、红沿河、宁德、福清、阳江、家山、三门、海阳

二重

德阳

镇江

具备二代加和三代核电机组全套铸锻件的批量供货能力,可年产6-8套三代核电机组铸锻件;铸造主管道的市场占有率为45%;具有反应堆、稳压器等核电成套设备制造资质和能力

6-8套铸锻件/ 年

红沿河、宁德、防城港、福清、三门、海阳、田湾、方家山、方家山、K3、山东荣成石岛湾

四、2017年核电装备制造业成果

3月2日,由上海第一机床厂承制的国家科技重大专项——高温气冷堆核电站示范工程——的首台金属堆内构件、由上海电气承制的首台反应堆压力容器正式发运至高温气冷堆示范工程现场。上述两项核岛主设备均打破了世界上同类产品的最大尺寸纪录,标志着通过自主创新,我国核岛主设备已经完全实现了国产化。

6月30日,东方电气的CAP1400示范工程首台汽轮机低压模块LP2完成总装盖缸。此次低压模块盖缸涉及的部件包括低压内缸、隔板、端汽封、转子及低压轴承箱、轴承、支撑臂等。进入总装工序前,低压转子已完成转子动平衡及超速试验。

7月12日,哈电集团、中国核动力研究设计院研制的我国出口海外首堆“华龙一号”机型核电机组3台蒸汽发生器顺利完成出厂验收并发运,此蒸发器实现了设计、制造全部国产化,具有完整自主知识产权,对中国核电产业进一步拓展海外核电装备市场、带动核电技术装备走出去将产生积极影响。

9月15日,东方电气研制的具有完全自主知识产权的单机容量1550MW的CAP1400半转速汽轮发电机通过厂内型式试验,各项技术性能满足合同和相关技术标准,综合技术指标全面达到当前国际先进水平,标志着我国具有完全自主知识产权的单机容量最大的CAP1400半转速汽轮发电机研制成功,填补了我国超大容量核电半转速汽轮发电机自主设计的空白,实现了从“引进技术”到“自主技术”的跨越。

10月5日,哈电集团承制的田湾3号机组汽轮发电机组顺利冲转至目标转速1500转/分钟并稳定3小时,各项参数满足标准要求,标志着田湾3号机组汽轮发电机首次冲转成功。12月30日一次并网成功。

10月20日,上海第一机床厂研制生产的高温气冷堆1号吸收球停堆系统实现交付。吸收球停堆系统作为高温气冷堆第二套反应性控制系统,能起到辅助停堆作用,与控制棒系统同时使用可使反应堆达到更低温度的冷停堆状态。

10月20日由东方电气(广州)重型机器有限公司制造的华龙一号国内首堆福清5号机组第一台蒸汽发生器运达现场,12月10日和12月27日第二、第三台分别运达现场。

11月6日,东方电气承制的“华龙一号”机型首台发电机通过“型式试验”,全部指标达到或优于设计要求,标志着我国“华龙一号”首台发电机自主研制成功。“华龙一号”首台核能发电机由东方电机自主研制,将应用于中核集团福清核电站5、6号机组。“型式试验”结果显示,轴承振动要求不高于50微米,实测最小端仅为3.9微米。其他部件振动也大大低于设计要求。

11月22日,基于NuPAC平台的CAP1400反应堆保护系统1∶1工程样机研制成功,通过中国机械联合会组织的鉴定。

11月22日,CAP1400示范工程使用的DN450爆破阀顺利完成热态开启试验。本次试验标志着CAP系列爆破阀顺利通过全部鉴定,自主化研制取得圆满成功。

11月23日,华龙一号燃料元件关键材料具备批量化生产和应用条件——N36锆合金管棒材通过转批量化阶段工艺评审。此举为华龙一号提供了关键材料保障,有力支撑了我国核电“走出去”战略的实施,对促进军民融合、保障我国核电安全发展具有重要意义。

12月9日,东方电气自主设计制造的“华龙一号”首台(福清5号机)首根核电汽轮机低压转子完成了高速动平衡试验,标志着“华龙一号”核电低压转子研制成功,这是继当年6月“华龙一号”首根核电高中压转子高速动平衡试验后的又一里程碑节点。

12月17日,哈电集团供货的AP1000依托项目三门2号汽轮发电机组非核冲转试验圆满成功,试验期间汽轮发电机组转子的振动、位移、轴承温度等关键参数满足验收标准要求,机组制造、安装质量良好。此次非核冲转试验成功是继三门1号机组、海阳1号机组后第三台完成非核冲转试验的AP1000汽轮发电机组,标志着哈电集团在AP1000常规岛设备制造上已具备成熟技术和批量化生产能力,为后续AP1000项目的市场开发工作奠定了良好的基础。

12月17日,由上海第一机床厂有限公司承制的石岛湾高温气冷堆示范工程第一套控制棒系统交付。控制棒系统是高温气冷堆中一套独立的反应性控制和停堆系统,具有正常的反应性控制、补偿和调节作用,并可在各种工况下实现热停堆。

12月19日,中国二重研制的世界首套CAP1400主管道通过技术鉴定。

12月22日,哈电集团自主设计、制造的福清5号机组核主泵开始全流量试验。

12月底,由上海第一机床厂、中国核动力研究设计院研制的全球首台华龙一号暨福清核电5号机组堆内构件完成总装工作。


第四章 核电燃料元件发展现状和趋势

一、国内外核电燃料元件发展现状

就压水堆核电燃料元件而言,美国西屋公司、法国AREVA公司(2017年重组为New Areva Holding,以下仍简称AREVA)及俄罗斯TVEL公司占据了大部分国际压水堆燃料元件市场;日本和韩国则通过前期成套转让美国西屋公司的技术,结合自己的核电工业及配套体系,后期开发了具有自主品牌的核电燃料元件系列。

目前,我国在核燃料元件领域已具备相对完整的科研生产体系,各大核电集团纷纷加大在核电燃料元件领域的投入,商用系列化自主品牌的压水堆燃料元件研发已取得了显著科研成果,可以满足国内核电产业高速发展和“走出去”的需求。

(一)国外核电燃料元件发展现状

1.商用压水堆燃料元件

以美国、俄罗斯、法国等为主的核电先进国家高度重视商用压水堆燃料产品的持续开发和改进,针对大型商用压水堆,主要形成了ROBUST、AFA3G、TVS-2M等类型的商用燃料元件品牌,针对小型商用压水堆,则多在上述燃料技术体系上进行适应性改进而形成小型堆的燃料元件。

美国西屋公司于20世纪70年代形成了压水堆17×17型燃料组件的标准设计(SFA)。在此之后相继开发出OFA、VANTAGE 5、VANTAGE 5H、VANTAGE+、Performance+和ROBUST等燃料组件,其卸料燃耗和可靠性不断提升。ROBUST燃料组件采用ZIRLO合金作为包壳材料,具有丰富的高燃耗运行经验,美国核管会批准的燃料棒燃耗限值为62000MWd/tU,ROBVST实际组件批卸料燃耗可达55000MWd/tU,满足18个月换料需求。西屋公司在ROBUST基础上持续发展了适用于三代核电反应堆的AP1000燃料组件(见图4.1),增强了燃料组件的抗磨蚀性能和抗震性能,可实现24个月换料。

法国AREVA公司压水堆燃料元件技术是在引进美国西屋SFA燃料组件的基础上发展起来的,通过自主消化,吸收了法国本土核电站的运行经验反馈,形成了自主化、系列化、标准化体系,成功开发出AFA、AFA2G及AFA3G燃料组件,每一代卸料燃耗相比前一代均有跨越式提升。AFA3G采用了M5锆合金作为包壳,满足18个月换料需求,批准的组件燃耗已达58000MWd/tU。AREVA最新开发的新一代GAIA燃料组件见图4.1,先导组件已于2012年入堆,其提高了燃料组件的抗磨蚀性能、抗弯曲性能、抗震裕度、热工水力性能和过滤异物的能力。法国作为引进消化吸收再创新的典范,在引进技术的基础上经过40年的发展已经实现了前后四代典型的燃料技术创新。

俄罗斯采用了与其VVER堆型匹配的六角形燃料组件技术,先后经历了AFA、FA-2等阶段,其最新的TVS-2M燃料组件包壳采用E110合金,燃料组件燃耗限值为60000 MWd/tU。为扩展国外市场,增强其燃料技术的通用性,俄罗斯于2012年推出了TVS-K方形燃料组件,采用了防异物、抗弯曲设计,包壳采用E110合金,已完成了堆外试验验证,并于2014年装入四个先导燃料组件进行辐照。

韩国在引进美国燃料技术的基础上,逐步实现了核燃料的国产化并建立起了自主核燃料开发体系。通过与西屋联合研制,以燃料组件16×16结构创新为主要特征,推出了16×16燃料组件NGF(见图4.1)。

国外压水堆燃料元件的发展总体上可归结为提高燃耗和换料周期、提高热工裕度和提高可靠性几个主要方向,重点体现在高性能燃料、先进锆合金,高性能格架,以及高热工裕度、高抗震裕度、抗弯曲、防异物和防勾挂等方面。目前各国的新一代商用产品的最大卸料燃耗已普遍提升到约60000MWd/tU,换料周期达到18个月乃至更长,燃料破损率向10-6迈进。

    2.先进燃料组件研发

1)耐事故燃料

耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,简称ATF)是福岛事故后国际核燃料领域提出的,以改善核燃料在严重事故下保持结构完整性能力为目标的革新型燃料。通过采用新概念的燃料/包壳材料和结构设计,ATF燃料将可减少或避免事故工况下可燃气体的产生,减少裂变产物的释放,从而降低核电站发生大量放射性物质泄漏的风险。ATF为“从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性”提供了解决方案,得到了广泛的认可和支持,已成为核工业界关注的焦点。

美、法、韩、日等已将耐事故燃料列入政府新一代先进燃料研发计划,IAEA、OECD/NEA也组织了相关研究。美国能源部牵头的先进燃料研发项目中,已将UN、U3Si2、UN/U3Si5燃料芯块及FeCrAl包壳的燃料棒放入ATR或HALDEN堆中进行辐照,计划于2022年将具有耐事故特征的先导燃料棒或组件放入商用堆进行辐照。法国、韩国已制备出堆外性能优异的Cr涂层包壳,并将其放入HALDEN堆中进行辐照考验。日本已经在核工业用SiC材料方面有了几十年的研制基础,多次将SiC材料放入试验堆中进行辐照试验。

总体来讲,ATF研发目前处于初步研究阶段,存在多种燃料材料和包壳材料的组合方案。目前各国科学家针对燃料改进提出的主要研发方向是开发出比UO2具有更好性能和裂变产物包容能力的新型燃料,如FCM燃料、高铀密度燃料等;针对包壳改进提出的主要研发方向是开发出比锆合金包壳具有更好高温抗氧化能力及强度的包壳材料,如锆合金包壳涂层、新型金属包壳、SiC复合包壳等。

耐事故燃料已处于目前核燃料元件领域的技术前沿,成为未来发展的主流方向,引领着核燃料和材料新技术的发展,代表了先进核燃料元件的发展趋势。

2)金属燃料

金属燃料相比于传统氧化物陶瓷燃料有以下优点:①没有寄生吸收原子,中子经济性更好;②密度高,可提高堆芯燃料装载量;③热导率远大于氧化铀陶瓷芯块,可显著降低燃料芯体的运行温度。

近年来,美国等国家正在开展适用于压水堆的金属燃料研究,包括了U-Zr合金、U-Zr-Hx合金、U-Mo合金等。如美国Lightbrige公司致力于开发PWR金属燃料组件,其燃料棒采用星型截面(非圆形),使传热面积增加35%~40%。星型燃料棒在轴向有扭转,能进一步增强传热性能,提高安全裕度。其主要的几种设计方案包括全铀种子燃料、全U-Zr金属燃料、钍基种子燃料等。

金属燃料应用于压水堆理论上可行,但面临燃料富集度过高,在商用堆应用上缺乏实际经验等诸多问题。

(二)国内核电燃料元件技术发展现状

1.商用压水堆燃料元件

我国国产压水堆商用燃料元件的自主研发早期受引进技术的影响下马,后续一直实施以引进法国AFA系列、美国AP1000系列燃料技术为主的技术路线。通过引进技术,消化吸收,中核集团陆续开展了CF系列燃料元件研发和N系列先进锆合金材料研发。其中CF1燃料组件已在秦山一期30万千瓦机组中得到应用,组件设计燃耗为39000 MWd/tU。CF2燃料组件解决了国内无百万千瓦级核电站自主品牌燃料组件的空白,组件设计燃耗为42000 MWd/tU,满足12个月换料要求;采用N36锆合金包壳,热工水力等综合性能优良的CF3(见图4.2)燃料组件设计目标燃耗达到55000 MWd/tU,满足18个月换料要求。目前CF3已完成了材料研发、燃料元件结构设计、制造工艺研究和堆外性能试验验证,CF3先导组件于2014年在大型商用压水堆(秦山二期)顺利实现入堆,并已完成了两个完整长循环的辐照考验。锆合金材料方面,中核集团自主研制的N36锆合金在2017年具备了研制转入批量化生产的条件,正式进入工程化应用阶段。

为了进一步提高CF系列燃料组件的综合性能,中核集团在CF3基础上开展了CF3A型燃料组件的研制,并于2017年实现先导组件入堆考验。它在CF3燃料组件的基础上,采用了创新设计的定位格架和导向管,进一步提高了其热工性能和力学性能,满足了三代核电0.3g地面加速度抗震设计要求,提高了核电厂的经济性和安全性。

 

4.2 CF3燃料组件

中广核集团研发的CZ1和CZ2锆合金正在进行堆内辐照考验,开发的STEP系列燃料组件已于2017年实现入堆。国电投CAP1400反应堆用14英尺燃料组件已完成原型组件研制,预计2019年实现先导组件入堆辐照考验。

总体来看,国内在核燃料元件技术领域的发展虽然起步落后于美、法、俄等国,但是近十年内得到快速迅猛的发展,目前在商用压水堆燃料方面已达到或接近世界先进水平。其中CF系列燃料组件的开发速度很快,目前已开发到CF3A型燃料组件,在国内占据一定先发优势。但无论是CF系列还是STEP、CAP系列,距离实现燃料规模化商用仍有一段距离。实现自主品牌压水堆燃料元件商业化推广应用是我国成为核电强国的重要体现。

2.先进燃料组件研发

1)ATF耐事故燃料

国内自2014年开始关注ATF的研发。中核集团、中广核集团、国电投均启动了以压水堆应用为背景的ATF燃料研发。现阶段,中核集团已完成SiC材料和FeCrAl材料的入堆辐照试验,正在开展辐照后检查工作;针对ATF新型燃料材料和包壳材料(如锆合金包壳涂层、新型金属包壳、SiC复合包壳、FCM燃料、高铀密度芯块等)的研究工作仍在开展。计划在2020年,获得ATF相关材料的主要堆内外性能数据,掌握关键技术;评价优选ATF燃料元件设计方案,完成关键样品入堆辐照。中广核及国电投在2015~2019年开展了ATF基础研究,拟突破ATF燃料总体设计、先进包壳及芯体制备、堆外关键性能试验、安全分析评价等关键技术,计划在2020~2024年完成ATF包壳小样品、单棒及小组件的辐照考验,突破工程应用关键技术。

2)环形燃料元件

环形燃料元件是一种芯体材料和包壳材料沿用二氧化铀和锆合金,燃料芯块为薄壁环形芯块,内外双包壳,冷却剂从内外两个表面对燃料棒进行冷却的燃料元件。其本质是从结构上形式上改进了燃料的传热条件,降低了芯块的中心温度,减少了裂变气体释放,可以使反应堆在功率密度提高的同时保持甚至改善安全裕度,以达到提升核电厂安全性和经济性的目的。

2010年由中国原子能科学院牵头,202厂等多家单位共同启动了“环形燃料元件基础研究”科研项目,已完成了环形燃料组件的初步设计和制造技术开发。目前,原子能院和202厂正在开展环形燃料元件研制关键技术研究,计划到2020年完成环形燃料堆外相关试验验证,并实现先导组件入商用压水堆进行随堆辐照试验。

二、燃料制造技术发展现状

燃料制造技术主要由核特有技术和制造领域通用技术两部分组成。核特有技术方面包括核化工技术、铀冶金技术、三废处理技术、核粉冶技术、核检测技术和辐射防护技术等涉核制造领域所独有的全面技术体系;制造领域通用技术主要针对机加工技术、焊接技术、组装技术、检测技术等提高燃料制造质量,包括了3D打印技术、精密铸造技术、激光切割技术和水刀切割技术等新先进工艺在燃料制造中的探索等。近年来,核燃料元件制造技术得到快速发展,传统工艺不断改进,先进制造技术得到广泛应用,自动化和数字化制造水平不断提高。

1)铀化工转化技术

芯体材料制备首先是将铀化合物原料转化为满足燃料芯体制备需要的化合物形态。通常情况下,原料的化学形态为铀235浓缩后的六氟化铀,需要经过化工程序转化为二氧化铀或四氟化铀,用于制备二氧化铀陶瓷芯体或金属铀。

近年来,国内除在湿法制备铀氧化物的ADU工艺流程中,对连续沉淀、批次沉淀和萃取等传统工艺进行改进优化外,重点发展了一体化干法制备(IDR)铀氧化物工艺。IDR工艺的特点是:工艺流程短,生产效率高,不产生含铀废水;工艺装置结构紧凑,没有废水处理装置,自动化程度高。IDR工艺的关键是一体化转化装置,该装置的核心是反应器及其控制系统。国内成功研发出了年产100吨(铀)和年产200吨(铀)的IDR一体化转化装置,并将其成功用于新建核燃料元件生产线,替代了ADU工艺。该装置的研制成功填补了国内空白,打破了外国对该项技术的垄断,是我国核燃料元件制造技术的重大进步。

2)燃料芯体制备技术

核电燃料元件燃料芯体普遍采用二氧化铀陶瓷芯块,我国二氧化铀陶瓷芯块的制备技术是成熟的,并经几十年的生产实践和不断的技术改进,达到了世界先进水平。芯体制备技术的发展主要集中在关键工艺装备的国产化和自主化研制上。经过多年的努力,旋转成型压机、连续烧结炉、IFBA(一体化可燃吸收体燃料)涂覆装置等大型装备在我国相继研制成功,性能达到了国际同类产品的水平,填补了国内空白。与此同时,芯块自动装盘、芯块自动转运、芯块缺陷自动检测等一系列装置研发成功,使二氧化铀芯块生产线的自动化水平不断提高。

3)元件密封包覆技术

将燃料芯体用包壳材料密封包覆起来,使之与传热介质隔离,是燃料元件制造的关键工艺,是核燃料元件制造技术的焦点。

密封包覆技术根据燃料元件结构不同有不同的密封包覆方式。核电燃料元件采用的是焊接密封的包覆技术,是将燃料芯体装入包壳内,在芯体和包壳中间填充气体或液态金属等中间介质,然后焊接密封。焊接方式包括真空电子束焊、TIG焊、压力电阻焊和激光焊等。压力电阻焊是近几年新建燃料元件生产线引进的新技术。主要特点是:焊接效率高、焊接缺陷少、焊缝检测简单,但焊接工艺是针对特定产品开发的,研发的难度较大。CANDU型、AFA3G型和VVER型燃料元件均采用这种焊接方式。高温气冷堆球型燃料元件采用的是核芯颗粒包覆、颗粒穿衣和压球等多层包覆技术。

4)燃料组件组装技术

近年来,我国核燃料元件组件制造技术得到长足发展。一方面,燃料组件组装设备的研发取得显著成绩。骨架是燃料组件的结构件,由导向管、格架和管座组合而成。骨架制造有焊接和胀接之分,制造设备均为专用设备,过去均为进口。近几年,我国双工位自动骨架焊机和多管自动骨架胀接机相继研制成功,使骨架制造实现了国产化。我国燃料组件组装设备已具备自主研制的能力。另一方面是结构部件的加工能力和水平不断提升。一是格架条带冲制生产线建成,结束了格架条带主要靠进口的局面。通过技术引进和自主研制建成了AFA3G和AP1000格架条带冲制生产线,不仅满足现有燃料组件的生产,也为自主化燃料组件的研发创造了条件。二是自主化格架焊机研发成功,实现了国产化。由于格架是燃料组件的核心部件,格架制造能力提高,是核燃料元件制造技术的重大进步。三是自主开发了燃料组件管座精密铸造技术,开辟了管座制造新的技术途径。

三、核电燃料元件技术发展趋势

商用反应堆技术的发展在不断推动着核电燃料技术的持续革新。早期以不锈钢包壳封装UO2芯块的燃料满足了第一代压水堆核电厂的要求。随着第二代核电厂经济性要求的提高,锆合金由于具有中子经济性好、较好的抗腐蚀性能及耐中子辐照性能、适中的力学性能和良好的加工性能等优点,作为燃料包壳材料得到了广泛应用。随着URD或EUR对二代改进型和三代核电厂更加注重经济性、可靠性和安全性,它们对燃料元件也提出了提高燃耗和换料周期、提高热工裕度和提高可靠性等方面的持续改进要求;福岛事故后,它们针对核燃料在严重事故预防和缓解方面的功能要求又有了明确的提升,提出了以ATF耐事故燃料为代表的革新型燃料元件发展方向。

(一)压水堆燃料元件发展趋势

目前国际上核电燃料元件技术正朝着提高核燃料的燃耗和降低循环成本、提高安全可靠性的方向发展。就商用压水堆燃料元件而言,UO2锆合金燃料体系仍将是主要的应用类型。UO2陶瓷燃料改进主要分为三个方向:一是在UO2燃料中进行掺杂(如掺杂Cr2O3、Al2O3等)以改变陶瓷燃料的性能,如提高其热导率、耐腐蚀性能等;二是基于核能的可持续发展考虑,充分利用可裂变材料作为陶瓷燃料,如UO2-PuO2(常称为MOX燃料)、UO2-ThO2(常称作钍基燃料)的研发;三是更高的金属铀装载量、高热导率等,如UN、UC、U3Si2等方向。预期在未来10年内,现有UO2-锆合金燃料产品体系仍然具有很高的技术成熟度和工业应用规模。先进商用燃料技术的总体目标是,可满足组件卸料燃耗超过60000MWd/tU,换料周期达到18~24个月,5%以内富集度燃料综合经济性最优,可在第三代核电反应堆技术中得到最大化适用。

国内方面,在成熟的技术体系和工业化应用背景下,在未来十年内现有的主流商用燃料技术的持续改进仍然是发展的主要方向。其技术发展方向预计为新一代锆合金工业化应用、先进UO2芯块改进、先进设计技术及先进制造工业带来的部件结构优化等。自主化商用压水堆燃料元件的商业化应用推广是国内核电燃料元件领域的工作重点。

预计到2020年,以“华龙一号”、AP1000、VVER1000、EPR等第三代压水堆为主流堆型的核电技术将与现有批量运行的二代/二代加核电技术一起覆盖全球核电市场的绝对份额。相对于这两代核电反应堆技术对应的总体需求,其核燃料技术仍将以AFA系列、AP1000系列、VVER系列、CF系列等UO2-锆合金燃料产品体系为主。这也是国内外数十年反应堆工业体系与核燃料体系最有效的融合与平衡的结果。从商用燃料的技术整合与市场占有趋势来看,上述燃料产品体系可能进一步集中,出现综合技术/经济性最优的燃料品牌占据主要市场份额的情况。

(二)革新型先进燃料元件技术发展趋势

日本福岛核事故发生后,国际上针对新一代核电燃料元件的安全可靠性和经济性提出了更高的要求。相比于现有UO2-锆合金燃料元件,具备更加优良的堆内综合性能同时兼顾经济性的新型先进燃料元件,是未来核反应堆燃料元件发展的主要趋势。

近年来,国内外从提高反应堆功率密度角度出发,针对压水堆环形燃料和压水堆用金属燃料开展了研究;福岛事故后,从显著提高安全性、改善燃料元件严重事故下保持结构完整性的能力方面考虑,提出了革新性的ATF耐事故燃料方向。

革新性的先进燃料技术是占后续核燃料产业主导的重要方向,先进燃料、材料的突破是关键。无论是第四代反应堆技术要求核燃料大幅度提升的物理、热工运行性能,还是福岛事故后核燃料作为严重事故的主要承载物的目标,都从核行业总体专业的角度提出了先进燃料革新性改变的要求。先进材料及其制造业的核心包括超高温、超高强度和稳定性的金属材料/复合材料的发展,与复杂先进工艺相结合的燃料制备与机械加工技术的发展等。

ATF耐事故燃料是国际核燃料元件领域提出的新一代燃料的代表。目前,国际上ATF燃料相关研发仍处于初级阶段,存在多种类型的燃料、包壳材料以及新型燃料元件组合的候选方案。其研发体系的最大特点是使国内外核燃料行业相对独立于反应堆发展而制定出先进的核燃料革新体系,而且很大程度上引入了包括航空航天在内的极其广泛的先进材料及其制备工艺技术,预期将实现跨行业的技术创新和升级换代。尽管先进燃料技术最终需结合其技术成熟性、经济性等多方面进行综合考虑,其是否满足核电商业应用还存在大量的技术和时间的不确定性,但在其研发体系基础上形成的新燃料、新材料产业的发展将对未来数十年核反应堆技术的发展提供更为广泛的支撑。

反应堆技术未来总体的发展方向是围绕核能利用长期稳定及效能最大化(反应堆热效率40%~60%,核燃料燃耗及利用率大幅度提升)、核废物最小化及不扩散、以及福岛后核能应用追求更高安全性(反应堆大规模裂变产物释放概率小于10-7)等开展改进研究。以第四代反应堆技术为对象,在提升反应堆热效率方面与之相关的热能专业技术及装备的成熟度已基本得到满足;在核安全改进方面,以能动安全系统和非能动安全系统为主要方向的安全技术也已较为成熟。相比较而言,下一代核反应堆技术在核燃料燃耗及利用率大幅度提升、核废物最小化及不扩散、显著提升核燃料安全功能(以此简化甚至取消外部安全系统)等方向的革新性改进都集中在核燃料技术的革新性改进上,有关新燃料技术的成熟度也相对较低,需要开展超前和持续的大量研发工作。

与反应堆技术引导燃料技术发展的传统路径相比,革新性燃料对革新性反应堆技术的决定性影响越来越明显。可以说,未来革新性核燃料技术对核反应堆技术的决定性影响将越来越明显,而涉及的新燃料的技术特征相比于现有工业应用的核燃料体系具有跨越式更新的特点,新燃料的研发成败甚至将决定新一代堆型技术的成败。

(三)燃料元件制造技术发展趋势

未来燃料制造技术的发展趋势主要体现在数字制造、柔性制造、智能制造、绿色制造和工艺革新几个方面(参见图4.3、图4.4)。

数字制造可以实现全寿命周期产品的管理,实现燃料全周期的管理,保障燃料质量的可控制和可跟踪性;实现大数据的应用,是当前数字化制造的重要研究方向。实现虚拟现实技术的应用,在虚拟制造环境中可对燃料可制造性进行预测和评价,从而缩短新产品的研发周期。

柔性制造系统、多任务复合加工技术等为未来燃料加工提供了更多的选择,以显著提高生产效率,缩短加工周期。

智能制造可减少人工干预,进一步提高制造效率,避免人为失误。同时结合柔性制造技术的发展,未来的燃料生产线将能够实现多种燃料产品的制造,并能够根据各型燃料的需求和提供的原材料选择最合适的产品完成生产。

开发更为有效的燃料三废处理技术、减少向环境中排放三废的总量、实现绿色制造是未来燃料制造技术发展的重要方向。

四、我国自主化核电燃料元件发展需求

任何新燃料在实现商业化应用之前,都需要经过试验验证和理论分析的双重确认,以保证对其在各种工况条件下的性能都足够了解。在先进核燃料研制过程中,我国持续加强了核燃料和核材料的研发,燃料元件的设计、制造,以及堆外试验、堆内辐照、辐照后检查等。

在商用压水堆燃料元件技术方面,目前国内商用核燃料技术的主体仍是引进技术,且在包壳材料、关键结构材料方面仍然没有实现100%自主化。国内自主化核燃料元件技术的发展水平与核电强国相比还存在一定差距。总体而言,完善先进的燃料研发技术体系,掌握国际前沿性的燃料设计、试验、制造、辐照运行技术,推进自主化核电燃料元件商业化应用是我国自主化核电燃料元件发展的迫切需求。

结合我国压水堆燃料元件发展的现状,后续应关注以下几个重点方向。

在先进包壳材料的自主研发方面(如N系列锆合金),虽已开展商用堆的入堆辐照考验工作,但在批量商业应用前仍需开展诸多研究,如中子辐照条件下包壳材料的服役行为与性能蜕化机制等。

在燃料元件其他结构材料(包括核级不锈钢、因科镍材料)方面,国内并无太多经验,在实现工业规模制造前还需开展大量试验及鉴定。从长远来看,满足市场需求、具备一定规模且质量合格并长期稳定才是材料国产化的最终目标。

在核燃料元件性能分析模型与方法研究方面,亟待建立芯块—包壳相互作用分析模型,研究和掌握燃料组件临界热流密度影响机理。

核燃料元件损伤效应基础研究方面,需要突破燃料芯块材料性能高分辨率显微组织分析技术、微观力学测试技术、热物理性能测试技术、包壳材料超高温性能评价技术,以掌握核燃料元件包壳材料在辐照、腐蚀、氢化、磨蚀等多重条件下的损伤效应机理。

此外,燃料元件的制造也是实现自主化燃料元件大规模商业应用所需解决的问题。中核建中燃料元件有限公司和中核北方核燃料元件有限公司具备压水堆燃料组件的生产能力,以部分原材料及零部件直接从国外进口后负责总装的模式实现了国内燃料组件的国产化供给。但是如想全面采用自主化燃料组件,需要全面完善配套的生产工艺和体系并实施相应技改,方能达到预期的生产能力。

综合以上,自主化核电燃料元件发展亟须围绕系列化自主核电型号发展需求,充分整合国内现有科研和生产能力,完善燃料元件研发体系,加大系列化自主高性能先进核燃料元件的研发力度、规模化商业应用力度和先进核材料生产等关键技术的攻关力度。

五、我国核电燃料元件发展的思考与建议

核能的持续发展是大趋势,核能的进一步发展,燃料需先行。除了积极推进自主品牌燃料商业化应用外,由于核燃料的研发需要一个较长的周期,还应至少提前一代甚至两代研发先进核燃料元件。

针对在役及在建反应堆技术,一方面应加强自主化品牌燃料的设计研发,持续开展先进压水堆燃料元件设计,新锆合金及材料国产化研发,强化燃料关键基础科研,为争取国内市场乃至国际市场奠定基础;另一方面,应紧跟国际核燃料研发趋势,针对陶瓷燃料改性及先进燃料研发,明确重点目标,梳理关键技术路线,加强投入。

针对新型反应堆和革新型先进技术,一方面应开展国际标准化燃料的设计及制造能力建设,另一方面,应坚持突破创新研发革新型先进燃料。

国际合作与交流方面,相比国外核电及核燃料企业,我国仍存在较大差距。世界上知名制造业企业都通过广泛吸收各国先进技术提升核心竞争力,如中国高铁针对英国的高速铁路2线工程在英国伦敦成立了子公司,与在轨道交通、航空航天领域有着先进技术的英国帝国理工学院、南安普顿大学和伯明翰大学合作。为适应未来先进核燃料国际化发展趋势,可考虑根据燃料研发及市场培育等不同功能定位进行有针对性的海外布局,加强国际交流,以深度合作的方式实现核电燃料技术的跨越式提升。

研发体系和机制建设方面,应加强建设高效科技创新体系的运转模式,形成全面的燃料创新研发体系。可在核燃料设计研发体系中引进先进的管理理念,打造高效的核燃料研发机制。

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