《中国核能行业智库丛书（第二卷）》市场推介圆满完成。这是一本发产业先声的智慧文萃，是行业专家们从不同角度、不同深度对产业前途命运进行思考的思想文库，近期小编将精选部分观点文章与广大读者共同品鉴。今天，和您分享的是系列文章之十二：国内外三代核电发展面临的挑战与应对策略。
作者简介
苏罡，教授级高级工程师，长期从事核电科技发展和安全研究。作为“华龙一号”研发项目经理，获得全国企业管理现代化创新成果一等奖；作为课题负责人完成“西部清洁能源发展战略”核能部分；作为执笔人，完成中国工程院“安全高效发展核电路线图及政策措施”、“我国内陆核电建设可行性咨询”、“核能技术方向及路线图研究”、“实际消除核电厂大量放射性物质释放可行性研究”、“海岛及近海核电建设应关注事项及对策”系列研究课题；“核能发展再研究” 获国家能源研究一等奖。
文章摘要
本文从核电技术发展路线入手，重点明晰了三代核电概念，重点技术分析，明确了三代核电在中长期发展中的定位和必要性；在我国能源体系中，提出三代核电面临安全性和经济性的挑战，重点分析我国自主HPR和CAP技术能够满足“设计上实现消除大规模放射性释放”的监管要求；同时提出了三代核电竞争性的形势需求；为实现安全性和经济性相一致，提出了应用ATF等新材料、整体安全新理念、完善严重事故等技术、利用数字化、信息化到智能化核电技术等发展方向；预测核电中长期发展情景，统筹考虑三代核电和快堆及乏燃料后处理工程的匹配发展，探索和建立适应我国国情的闭式核燃料循环产业管理模式，实现我国核能可持续发展。
全文赏析
国内外三代核电发展面临挑战与应对策略
1 核能技术发展路线中三代核电是未来一段时间的发展重点
根据GIF发布的更新版《第四代核能系统技术发展路线图》（2014年版）（图1），三代和三代+核电技术开发始于上世纪90年代，典型堆型有ABWR/ACR1000/AP1000/APR1400 /APWR/Atmea-1/CANDU6/EPR/ESBWR/VVER-1200和小型堆（因时间关系，图中未显示中国的三代核反应堆华龙一号，CAP1400，ACP100等），在未来相当长一段时间会成为主力堆型。钠冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆和超高温反应堆技术将很有可能成为首批被验证的第四代反应堆技术，但是在2030 年以前难以实现第四代反应堆的商业部署。所以在未来一段时间内，三代核电技术是核电发展重点，第四代反应堆很有可能与先进的第三代反应堆一起发展，但其数量和规模会远小于三代核电。
图1 历代核电站（转载自第四代核能系统国际论坛）
2 三代核电概念和发展现状
目前国际上运行的核电站大多数属于二代核电站，三代核电是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性。例如改进核燃料技术、增加核安全系统、采取标准化设计，以减少建造工期和运行成本。三代+技术一般来说，是在三代核电技术基础上进一步改进，增加了非能动的安全特征，能够保证反应堆运行在安全状态，特别是在超设计基准事件情况下，能够保证反应堆在安全状态，不会产生大规模放射性释放，不会启动场外应急。美国和欧洲的公用事业机构将监管要求转化成了实操性更强的规格书（美国的URD和欧洲的EUR），也有将满足URD文件或EUR文件和NUSS建议法规的要求，作为评价三代核电的标准（主要指标）：
1）在安全性上，应有预防和缓解严重事故的设施，以达到下列指标要求。堆芯熔化事故概率≤1.0×10-5堆·年；大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0×10-6堆·年；核燃料热工安全余量≥15%。
2）在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争（我国的提法是要求能与脱硫煤电相竞争）。机组可利用率≥87%；设计寿命为60年；建设周期不大于54个月。
目前，国际上开发的三代核电堆型都是热中子堆，如压水堆、沸水堆、高温气冷堆。我国已明确第三代核电的堆型是电功率在百万千瓦级以上的压水堆。各国提出的具有代表性的三代核电设计方案见表1：
满足这些要求并达到第三代标准的反应堆，已经满足投入工业应用的要求。1996年以来有四个先进沸水堆机组已投入商业运行。有8个AP1000机组正在中国和美国建设或运行，其中示范项目位于中国三门。四个EPR机组分别位于芬兰、法国和中国，中国台山首座EPR反应堆已投入运行。中国于2015年开始建设4个“华龙一号”机组，计划于2020年开始运行。
3 国际和我国三代核电技术面临的挑战
核安全要求：90年代初，从德国和法国开始，核安全监管机构要求新建反应堆应对内部事件时应满足下列安全目标。同时，国际原子能机构的国际核安全咨询组（INSAG），在其INSAG-12文件（1999）中也提出了非常类似的安全目标：
必须实际消除会出现堆芯融化、导致早期或大量放射性泄露的事故。
对无法完全排除堆芯融化可能性的严重事故，必须设计预案，保证只需对公众在一定地域/时期内采取有限保护措施（无需永久迁居、核电站周边地区无需紧急撤离，只需为有限的人员提供庇护所，无需长期限制食品消费），且必须通过指定预案，保证有足够的时间来实施这些措施。
综合考虑福岛核事故影响，在外部事件方面，如今的监管机构倾向于要求将大飞机蓄意撞击考虑进去，并要求证明这种情况下反应堆能够安全停堆。同时，还必须考虑超设计的外部危害（地震、洪水），以证明陡边效应不会严重影响核安全。
经济性挑战：由于安全性的提升，以及首堆工程实施的复杂性，到目前为止，除“华龙一号”外，几乎所有三代核电示范项目都遭遇了工期延期，或因成本上升导致超出预算和融资压力，项目不得不推迟。核电作为一种商品，必须具备经济上的竞争力，产业才能有可持续发展的空间。目前国内外在建的三代压水堆代表机型如AP1000、EPR都有不同程度的延期，为三代核电的规模化建设带来了一定挑战。由于三代核电在我国建设是批量化的初期，核电机组数量和装机规模相对较小，且核电设备制造能力和质量有待提高，学习效应还有待进一步体现，批量化建设的经济性还未真正体现。
核电站是个庞大复杂的系统工程，对安全和质量的要求极高，建设过程的每个链条、每个环节，特别是关键路径上的任何一个环节出现问题都可能影响工期从而影响经济性。目前对于核电经济性逐步变差这一局面，核电项目从业者、行业管理者等相关各方普遍意识不够，亟待开展系统性的研究工作。
此外，由于设备质量、人因工程、系统配置管理与系统可靠性、保养与维护等可能存在的不足，核电站的现实安全还需进一步提升。在此过程中，数字化电厂、电厂健康诊断系统、知识管理系统建设等方面的创新工作将切实保障核电站全生命周期的安全性和经济性。
核电标准体系是一个国家核电行业的顶层技术文件，体现国家综合实力。其指导、规范行业发展，是保障核电安全性，提高经济性和可靠性的重要手段，同时也是国际市场上重要的贸易壁垒。我国核电发展战略、核电安全理念和核电工程技术快速提升的现状，以及核电“四个自主”和“走出去”的需求，对全面系统高效的建设核电标准体系提出了急迫的要求。
4 我国自主三代核电技术能够满足核安全要求
对应国际上核安全监管要求的提升，目前除改进型第二代反应堆采用的安全改进措施外，第三代+核反应堆还增设了反应堆堆腔熔融物收集装置（堆芯扑集器）、或者设置防止反应堆压力容器融穿的系统，设置冷却熔化堆芯的安全壳内（或堆内）换料水箱，以及一系列备用电源。要缓解类似9·11恐怖袭击的撞机所造成的事故后果，要求设置双层安全壳，并配备相应的冷却系统。
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+相比降低了十倍，并保证事故发生时几乎所有的安全功能均基本可控。通过长期实施操作员干预战略将减少人因错误，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止”的目标将会实现。
我国核电安全发展的目标是做到消除大规模放射性释放，能够达到减缓甚至取消场外应急。我国“十三五”核安全目标要求中提出需要实现“设计上实际消除大量放射性释放”。IAEA 总结世界核能先进国家经验，制定了高水平、可实施的安全标准供成员国采用。该标准代表当前国际核电最高安全标准。我国核与辐射安全法规标准依据IAEA 的安全标准制订，并持续改进、不断提高，保持与国际接轨。
中国目前在运核电机组采用多种技术，但主要以压水堆为主，在未来一定发展时期内，仍将以三代压水堆堆型为主开发不同的机型以满足绿色、低碳能源发展的需求。我国自主三代技术主要有“华龙”HPR和CAP系列：
“华龙一号”提出并实现了“能动+非能动”的安全设计理念，采用“177堆芯”设计和自主核燃料组件，相比国内在运核电机组，发电功率提高5%~10%，不仅提高了反应堆的安全性和运行性能，同时降低了堆芯内的功率密度，提高了核电站的安全性；拥有双层安全壳，可以抵御商用大飞机的撞击；设计寿期达60年，堆芯采用18个月换料，电厂可用率高达90%。从型号研发到示范工程落地，“华龙一号”很好地解决了安全性、先进性、成熟性和经济性等一系列难题，安全指标和性能指标完全满足国际上对于三代核电技术的要求。“华龙一号”的成功落地，标志着中国步入世界先进核电技术国家的第一阵营。
CAP1400的研发也基于AP1000技术，采用非能动以及简化的设计理念，遵循国内外最新有效的核电法规导则和标准，满足URD等三代核电技术文件要求，充分反映了国内外目前AP1000工程化过程中的设计变更及改进。CAP1400的总体设计思路是：提高电厂容量等级，优化电厂总体参数，平衡电厂设计，重新进行全厂安全系统设计和关键设备设计，全面推进设计自主化与设备国产化，积极应对福岛事件后的国内外技术政策，实现当前最高安全目标，满足最严环境排放要求，进一步提高经济性，从而使综合性能优于三代核电AP1000。
通过确定论和概率论分析表明，HPR&CAP系列核电设计满足国际原子能机构（IAEA）和美国电站用户要求文件URD和欧洲用户要求文件EUR的相关要求，核电设计能够满足“设计上实际消除大量放射性物质释放”的要求，具备规模化建设的条件。
5 三代核电在能源体系中的经济竞争力有待提升
在市场供求两侧压力的作用下，经济性已成为事关我国核电发展命运的关键因素。在电力市场需求侧，供过于求的电力市场使得部分核电厂面临发电量滞销的问题。并且随着电力体制改革进程的推进，核电进入市场竞争的趋势日益明显，发电电价存在下调压力，对核电项目的经济收益造成影响。发电量计划安排和电价核定方式已下放地方，多个省份逐渐要求核电参与市场竞争。
2013 年国家核定了全国核电标杆上网电价(0.43 元/kW) 。随着煤价下跌，目前除了广东省之外的其他沿海省份燃煤标杆上网电价均低于核电标杆上网电价，新建核电项目需执行当地燃煤标杆上网电价。2015 年国家将核电列入二类优先保障电源，明确"核电在保障安全的情况下兼顾调峰需要安排发电"，即拿出一定比例电量作为市场交易电量，参与竞价上网。在电力市场供给侧，先进压水堆型号之间的竞争全面展开。
以光伏、风电为代表的可再生能源在政府扶持政策和市场高速扩张的双重支撑下，技术进步显著加快，发电成本快速下降，形成了对核电发展的外部竞争压力。2018年，风电一类资源区标杆电价0.40 元/kW，比2016 年降低了0.07 元，光伏一类资源区标杆电价0.55元/千瓦，比2017年降低了0.1元。中国已经连续多年刷新可再生能源发电的最大增量。另一方面，国内三代核电机组建造成本相比二代改进型机组全面上升，从1. 3万元/kV增加到1. 6万元/kW。
6 三代核电技术未来发展趋势
6.1三代核电发展目标
目前核电技术发展已经由聚焦安全性向提升经济性发展，为产业化发展奠定基础，相信加强新理念、新材料、新技术和数字化技术应用，最终突破关键技术，达到安全和经济相一致，即实现安全系统的简化，进而简化核电系统，真正发挥核电清洁、高效的竞争力。
我国和国际上都在进行持续提高核电的安全性研究，主要有从设计上实际消除大规模放射性释放，保持安全壳完整性，严重事故预防和缓解，耐事故燃料（ATF）研究，以及先进的废物处理和处置技术的开发和应用。同时，通过优化反应堆设计，利用现代信息技术，大宗采购，模块化和标准化施工，全球供应链的合作，创新融资解决方案，支持性的监管和监督环境，以求最大程度缩短工期，提高热效率和反应堆利用率，继而提高核电的安全性和竞争力。
6.2新安全理念
核安全的问题在和平利用原子能的初期就得到了关注，并从那时起逐步建立起了一套完整和自洽的体系。核安全理论体系被全球核工业界广泛接受，被多年核电厂设计和取证的实践证明是行之有效的。但是在当前的核电市场和技术形势下，这套体系面临着潜在的挑战，体现在以下方面：一是系统复杂度的提升对核电厂安全性和经济性带来的负面影响；二是公众理解和接受上的困难。业内已经普遍接受采用风险的概念来衡量安全。
所谓核电厂的整体安全性，也就是核电厂作为一个整体（考虑所有可能的事件、事故和灾害）给环境和公众造成的风险。目前核电发展过于关注事故概率最小化，例如利用PSA中有直观衡量核电厂整体安全水平的指标，例如CDF和LRF，来对核电技术进行断代，而没有从整体来评估风险。行业内提出发展整体平衡的核安全观，这个理论的精髓是，通过平衡设计的手段，实现消除薄弱环节的目标，提高核电厂的整体安全性，即探寻纵深防御层次之间的平衡，冗余性和多样性之间的平衡，确定论和概率论安全分析之间的平衡，确保核电站风险最小甚至消除，从而实现减缓甚至消除场外应急的目标。
6.3新材料应用
国际工程前沿的统计分析，目前最可能带来核电技术突破的是耐事故燃料（ATF）技术，提升固有安全性，用以降低堆芯（燃料）熔化的风险；缓解或消除锆水反应导致的氢爆风险；提高事故下裂变产物燃料组件内包容的能力等。耐事故燃料开发分包壳和燃料芯块两个方面，包壳有采用锆合金涂层（如Si或Cr涂层、MAX相（Ti3SiC2）等），先进金属包壳（如FeCrAl合金，复合Mo包壳），以及SiC复合包壳（如单质SiC内层-SiC纤维层-单质SiC外层）等，其中SiC包壳材料熔点达到5245℃，远高于Zr材1852℃的熔点；芯块有UO2芯块掺杂改性（添加改性颗粒提高热导率，如BeO、SiC晶须、金刚石），采用高密度陶瓷燃料（如高热导，高铀密度的U15N、U3Si2、UC），金属基体微封装燃料（如BISO/TRISO颗粒弥散于锆合金基体)，以及全陶瓷微封装燃料（如BISO/TRISO颗粒弥散于SiC基体）等，例如UO2-钻石颗粒弥散芯块中心温度仅1259℃，低于传统UO2芯块1781℃。耐事故燃料的开发要有路线图，从易到难，逐步推进，目标市场是逐步应用于新建和现有核电站，整体提升安全水平，取得成效。
6.4新技术应用
完善严重事故技术：需要开展研究堆芯熔融机理，通过开展堆芯熔融物在堆内迁移以及堆外迁移的主要进程和现象研究，优化完善严重事故预防与缓解的工程技术措施和管理指南等，包括堆内熔融物滞留技术、堆芯熔融物捕集器和消氢技术等；实现保障安全壳完整性研究，包括安全壳失效概率计算、源项去除等预防及缓解措施，应对安全壳隔离失效、安全壳旁路和安全壳早期失效，和其它导致安全壳包容功能失效的事故序列；最后需要关注剩余风险保障措施，确保即使发生极端严重事故，放射性释放对环境的影响也是可控的，保障环境安全。
先进建造技术：对第三代反应堆批量化建设来说，四年到五年的建设周期是一个比较现实的目标，这与设计成熟的第二代反应堆公认的建设周期一样。持续优化建设周期，需要建造技术创新，例如使用超大型起重机进行模块化施工，进行敞篷式并行施工，进行前装工程建设和详细的进度管理，同时采用综合的施工管理系统。模块化施工是一种精炼高效的现场施工方法，而敞篷式施工和大型起重机的使用可以把大型模块直接安装到位。目前“华龙一号”示范工程福清5号机组，通过采取敞篷式、并行施工等技术，提前约两个月实现“冷试”，有望提前实现发电目标。
6.5数字化、信息化到智能化核电技术
信息技术的飞速发展，使得设计本身的数字化和智能化成为可能，也使得核电研发、设计、验证、制造、建造、调试和运行的数字化体系成为目前的前沿方向。通过使核电全周期、全产业链的数据在数字化平台上交互共享，大幅提高核电各环节的效率和可靠性，进一步在此平台基础上实现核电技术的迭代升级。
核电领域智能化发展分为三个阶段。第一阶段是基础建设，智能化一定要立足在数字化的基础上，从智能仪表智能控制器采用到核电站全数字仪控系统建立。国内除了早期的几个核电站外，其他大部分核电站都已经数字化。第二阶段是人工智能架构的建立，利用“互联网+”建立大数据系统，开发数字核电站并开发应用虚拟现实（VR）技术。其中数字核电站包括两类，一类是虚拟的三维数字化核电站，用于安装维护检修，一类是动态的，实时展示核电站的各种参数和状态。第三阶段是核电人工智能应用开发，包括操作指导，事故处理指导，核电站设备系统智能维护，在不可达的高放射性区域应用机器人或者机器人系统维修。这三个阶段交叉发展，使我们的数字化、信息化慢慢成熟发展起来，逐步实现智能化，这是当前国际上的热点，也是占领技术和科学制高点的一项关键工作。
法国电力公司（EDF）开发了一个名为“一体化建筑工程模型”的工业模式——这个模式是法国核能发展规划成功的基础，其中包括运营中的19 个核电站共58 座反应堆以及一座在建核电站，他们满足了法国75%的电力需求。由于设计、采购和运营之间相互影响较大，运营商通过经验反馈，借助该模型来提升核电站的安全性和业绩。
