2022年核电行业发展现状分析

1、2022年核电行业发展现状分析1.核电发展迎来新机遇，核电装机量稳步提升我国核电发展经历了三个阶段，20世纪 70 年代由于我国华东地区“缺煤少油”，我国决定正式发展核电，自此，我 国核电大致经历了三个阶段，按照时间可以分为起步阶段、适度发展阶段和积极发展阶段。随着我国经济的持续增 长，工业化作为直接影响经济水平关键要素的加速发展导致我国对电力的需求持续攀升。由于化石能源对环境以及 人类健康的不良影响越发显著，我国相继出台了多项绿色环保能源政策，推进了能源结构的优化，其中包括作为清 洁能源的核电的发展。国家发改委核电中长期发展规划（2005-2020）的发布，明确了核电在我国可持续发展 战略中

2、的地位，能源结构从以煤电为主转变为核电逐渐替代部分煤电，明确要求至 2020 年，我国核电运行装机容量 应达 4000 万千瓦，发电量应达 2600-2800 亿千瓦时，在建核电容量应保持 1800 万千瓦，实现核电由“适度发展” 的补充能源转变为“积极发展”的替代能源。截至 2021 年底，我国在运核电机组 53台，装机容量 54646.95MWe， 发电量 4071.41 亿 kWh，同比上升 11.17%，占全国累积发电量的 5.02%，在建核电机组 16 台，装机容量 1750.779MWe。目前我国大多数核电站属于第二代核电站，核电站发电的作业模式是核能-热能-机械能-电能，一系列反

3、应均在核电 站的核反应堆内进行。从核电技术方案发展角度看，核电发展可分为四代；我国核电发展相对较晚，第一台核电机 组为二代压水堆，目前在运大多数核电站属于二代技术方案。2. 降本提效驱动因素：第四代核电技术核电的应用和发展主要面临“选址条件苛刻”、“核废料处理困难”和“核泄漏风险难以规避”三大问题。针对这 三个问题，各国开始探索第四代核电技术。第四代核电技术让反应堆实现自我控制核泄漏，并选用氟化盐等物质替 代水，解决对水的依赖问题。在核废料的处理上，第四代核电技术有希望实现废料的循环利用，从而大大减少废料 的总量。根据冷却剂的不同，核反应堆可分为水冷堆、气冷堆、液态金属冷却堆和熔盐堆。目前在运

4、大多数反应堆 属于压水堆。我国核电站发展已步入四代技术方案，四代方案在经济性、安全性、乏燃料后处理以及放置核扩散问 题等方面均将得到了一定程度的解决于完善。目前四代方案主要包括超临界水冷堆、超高温气冷堆、气冷快堆、钠 冷快堆、铅（铅铋）快堆以及熔盐堆，四代方案的发展将有效解决核电的安全性、经济性以及乏燃料后处理等一系 列问题。超临界水堆提升作业功率，降低建造成本。超临界水冷堆是四代技术方案中唯一的水冷堆型，不同于之前的水冷堆， 超临界水冷堆可设计为快堆，并且在机组热效率、核燃料利用率以及经济性等方面更具优势。超临界水冷堆因其相 比现有水冷堆具备更高温高压的特点，从而使作业功率以及铀资源的利用率

5、大幅提升；因采用核燃料循环的工作方 式，大幅简化了反应堆系统，如不再需要蒸汽发生器、主循环泵、稳压器以及汽水分离等系统，从而使水装量更少， 反应堆体积更小，建造成本及后续成本大幅降低，是水冷堆内更优质的选择。超高温气冷堆具有功率更高、安全性更高的特点，是高温气冷堆的升级版。超高温气冷堆在出口温度上要求更高， 需要达到 1000，因此在热效率方面更优。相比高温气冷堆 38%左右的热效率，超高温气冷堆热效率可达 50%以 上。从燃料元件结构与形状看，可分为包覆颗粒球床型核燃料和包覆颗粒棱柱型核燃料，一般来说，功率的大小取 决于燃料的多少。每个球床型燃料球的直径为 60mm，内芯包覆燃料颗粒由四层保

6、护层，包括外置密热解碳层、碳 化硅层、内置密热解碳层和疏松热解碳层，以及 0.5mm 二氧化铀燃料组成，总直径为 0.92mm。而棱柱形由于其结 构、形状的特殊性相比球床型更复杂，且易在高温下出现变形从而使流道堵塞的情况，因此在性能相同的情况下， 球床型核燃料使更优质的选择。从安全性看，由于高温、超高温气冷堆热熔大且功率低，因此在极端情况下，如当 作为冷却剂的氦气全部流失的情况下，堆芯也可通过热传导、自然对流以及辐射等方式进行热量传出，不存在堆芯 熔毁、辐射外泄等安全事故。液态金属冷却堆更具可持续发展属性。液态金属冷却堆包括钠冷快堆和铅合金快堆。目前全球范围内在运、在建以 及待建的液态金属冷却

7、堆多以钠冷快堆为主，因铀 238 经轰击后所产生的钚 239 相比燃烧的多，且通过乏燃料后处 理可以提取“生产”的钚 239，因此钠冷快堆在运行一段时间后可“生产”的钚 239 可装备一座规模相同的快堆， 两座装备四座，并持续以倍数增加。因此钠冷快堆可在有效进行乏燃料后处理的同时大幅提升铀资源的利率，在不 缺乏铀资源的情况下，更具可持续发展属性。其中行波堆是钠冷快堆的一种，不同于钠冷快堆，行波堆不需要乏燃 料后处理提取生成的钚 239，生产作业可直接在堆内实现，因此理论上行波堆可自行运行数十年且无效换料，并且 在最终燃料卸出后基本不需要后燃料后处理工作。铅冷快堆不同于钠冷快堆，铅冷快堆不具备核

8、燃料增值属性，同 时铅基材料在经过中子辐照后会产生一种具有放射性性和挥发性的剧毒物质钋 210，并伴有半衰期较长的问题，因 此就目前发展形态看，钠冷快堆是比铅冷快堆更好的选择。钍基熔盐堆（TMSR）是未来相对最安全的技术方案之一。熔盐堆在核燃料使用方面不同于其他任何一种堆型，铀 235、钚 239 以及铀 233 均可作为熔盐堆核燃料。其中钍基熔盐堆（TMSR）是最主要的堆型，同时也是未来相对最 安全的技术方案之一。相比铀资源的稀缺，我国钍资源十分丰富，储备量位于世界第二。钍基熔盐堆具有热熔大的 特点，无需压力容器便可在高温高压状态下获得比铀更好的能量转换效率以及使用率，不需要消耗大量水资源，辐 射也更低，因此可以以低成本的小型模块化的结构进行建设。由于熔盐燃料在常温情况时为固态，而在作为应用燃 料时为熔化状态，因此无需使用