新形勢下中國核能安全利用的中長期發(fā)展戰(zhàn)略研究

目錄
序言
第一篇 我國核電發(fā)展路線及安全形勢
第1章 我國核電發(fā)展技術(shù)路線研究 3
1.1 核能發(fā)展技術(shù)路線 3
1.1.1 反應堆類型——堆型 4
1.1.2 核能發(fā)電機組類型——機型 5
1.1.3 小結(jié) 9
1.2 核電先進國家堆型與機型選擇 9
1.2.1 各國核電技術(shù)路線發(fā)展歷程分類 9
1.2.2 堆型與機型的選擇 10
1.2.3 國際經(jīng)驗對我國堆型與機型選擇的啟示 14
1.3 我國核電技術(shù)路線的發(fā)展歷程與經(jīng)驗教訓 16
1.3.1 早期探索階段確定了發(fā)展壓水堆堆型 16
1.3.2 以自主開發(fā)和引進+國產(chǎn)化模式發(fā)展兩種機型 17
1.3.3 自主開發(fā)“華龍一號”和CAP1400兩種機型 18
1.4 研究結(jié)論 18
參考文獻 19
第2章 我國核電站布局和內(nèi)陸核電站研究 20
2.1 發(fā)展核電有利于減排改善環(huán)境，實現(xiàn)綠色低碳發(fā)展 20
2.2 內(nèi)陸核電是否建設(shè)關(guān)系到核電發(fā)展長遠布局 21
2.3 我國核電廠選址的基本情況 23
2.4 我國內(nèi)陸核電建設(shè)論證成果 24
2.5 國際內(nèi)陸核電建設(shè)情況 26
2.5.1 國外內(nèi)陸在運核電機組 26
2.5.2 國外內(nèi)陸在建核電機組 27
2.6 內(nèi)陸核電建設(shè)特殊性 28
2.6.1 內(nèi)陸核電實質(zhì)是外部事故的成因不同 28
2.6.2 內(nèi)陸核電實質(zhì)是環(huán)境條件及容量不同 28
2.6.3 需要關(guān)注的方向 29
2.7 內(nèi)陸推動要靠市場牽引、創(chuàng)新驅(qū)動 30
2.7.1 按照能源需求、環(huán)境容量及資源稟賦劃分用戶 30
2.7.2 建議湘鄂贛三省建設(shè)示范工程解決電力需求 30
2.7.3 建議內(nèi)陸建設(shè)核能供熱示范工程解決供熱 30
2.7.4 因地制宜探索與可再生能源協(xié)調(diào)發(fā)展 33
參考文獻 33
第3章 我國核電“走出去”研究 34
3.1 國際核電市場態(tài)勢分析 34
3.1.1 國際核電發(fā)展前景預測 34
3.1.2 國際核電市場競爭環(huán)境分析 37
3.1.3 世界主要核電國家開拓國際市場的做法和經(jīng)驗 39
3.2 我國核電“走出去”現(xiàn)狀及面臨的挑戰(zhàn) 47
3.2.1 我國核電“走出去”現(xiàn)狀 47
3.2.2 我國核電“走出去”已經(jīng)具備的基本條件 48
3.2.3 我國核電“走出去”面臨的挑戰(zhàn) 51
3.3 核電“走出去”科技及產(chǎn)業(yè)發(fā)展方向 52
3.3.1 完善大型先進壓水堆核電技術(shù)自主創(chuàng)新體系建設(shè) 52
3.3.2 提升核電裝備制造自主水平，提供產(chǎn)業(yè)鏈的核電系統(tǒng)解決方案 56
3.3.3 配套核燃料循環(huán)技術(shù)與產(chǎn)能協(xié)調(diào)發(fā)展，創(chuàng)新模式共同走出去 57
3.3.4 提升安全監(jiān)管和運行維修技術(shù)，保障全壽期服務能力建設(shè) 58
參考文獻 59
第4章 我國壓水堆技術(shù)發(fā)展路線研究 60
4.1 世界壓水堆核電發(fā)展現(xiàn)狀及趨勢 60
4.1.1 世界壓水堆核電發(fā)展現(xiàn)狀及預測 60
4.1.2 核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展特點及趨勢 61
4.2 我國壓水堆核電發(fā)展現(xiàn)狀 62
4.2.1 我國核電發(fā)展總體情況 62
4.2.2 我國核電發(fā)展各領(lǐng)域現(xiàn)狀 62
4.3 我國壓水堆核電技術(shù)發(fā)展原則探討 67
4.3.1 安全是核電的生命線 67
4.3.2 經(jīng)濟性決定產(chǎn)業(yè)發(fā)展前景 68
4.3.3 核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展應由國產(chǎn)化向自主化提升 68
4.3.4 探索核能一體化模式，落實核安全責任 69
4.4 最新的IAEA設(shè)計法規(guī)明確發(fā)展趨勢 69
4.4.1 新一代核電廠設(shè)計的安全要求 69
4.4.2 減緩場外應急，提出相應的安全目標和措施 71
4.4.3 設(shè)計上實現(xiàn)“實際消除”的通用技術(shù)措施 73
4.5 “華龍一號”和CAP1400技術(shù)特點 76
4.5.1 “華龍一號”：能動與非能動相結(jié)合的先進核電廠 76
4.5.2 CAP1400的總體設(shè)計和技術(shù)創(chuàng)新 78
4.6 我國自主核電技術(shù)能夠滿足“設(shè)計上實現(xiàn)實際消除大規(guī)模釋放” 79
4.6.1 “華龍一號”設(shè)計上實現(xiàn)“實際消除”的通用技術(shù)措施 79
4.6.2 CAP1400設(shè)計上實現(xiàn)“實際消除”的通用技術(shù)措施 83
4.7 進一步提升安全性和經(jīng)濟性的關(guān)鍵技術(shù)方向 84
4.7.1 耐事故燃料元件（事故容錯燃料元件）研發(fā) 84
4.7.2 嚴重事故機理及預防緩解措施研究 86
4.8 在役核電站運維技術(shù)研究 90
4.8.1 在役核電站運行和維修安全技術(shù)和管理研究 90
4.8.2 數(shù)字化核電站研究 90
4.8.3 先進的設(shè)備狀態(tài)監(jiān)測檢修及評價技術(shù) 91
參考文獻 92
第5章 核能安全利用 94
5.1 福島核事故后全球核電發(fā)展態(tài)勢 94
5.1.1 核電發(fā)展史上歷次嚴重事故及其啟示 94
5.1.2 福島核事故后各國核電計劃發(fā)展變化和態(tài)勢 102
5.1.3 福島核事故后全球核電安全發(fā)展變化和態(tài)勢 107
5.1.4 福島核事故后我國核電安全發(fā)展變化和態(tài)勢 109
5.1.5 福島核事故后我國核電發(fā)展面臨的新形勢 112
5.1.6 小結(jié) 115
5.2 我國核電形勢及未來發(fā)展 115
5.2.1 核電發(fā)展的安全問題和安全要求 115
5.2.2 理性認知核安全 118
5.2.3 核電安全是發(fā)展中的安全 118
5.2.4 四位一體，改善核電的公眾接受性 119
5.3 實現(xiàn)2020年規(guī)劃目標面臨的挑戰(zhàn) 119
5.3.1 實際消除大規(guī)模放射性釋放的問題 119
5.3.2 正常運行的近零排放問題 121
參考文獻 127
第二篇 快堆及其閉式燃料循環(huán)
第6章 我國快堆發(fā)展情況 131
6.1 快堆發(fā)展情況介紹 131
6.1.1 國際發(fā)展情況 131
6.1.2 我國快堆發(fā)展概況 134
6.1.3 發(fā)展趨勢分析 138
6.1.4 我國快堆發(fā)展差距和亟待解決的問題 139
6.2 我國快堆發(fā)展思路與目標 141
6.2.1 發(fā)展思路 141
6.2.2 發(fā)展目標 141
6.3 我國快堆發(fā)展方向與重大行動計劃 142
6.4 措施建議 143
第7章 我國快堆閉式核燃料循環(huán)技術(shù) 144
7.1 核燃料循環(huán)的兩種方式——一次通過和閉式循環(huán) 144
7.1.1 核燃料循環(huán)概念 144
7.1.2 核燃料一次通過循環(huán)與閉式循環(huán)方式的比較 144
7.2 熱堆與快堆閉式核燃料循環(huán)初步分析 149
7.2.1 熱堆核燃料循環(huán)方式的特點 149
7.2.2 快堆閉式核燃料循環(huán)的特點 150
7.3 國內(nèi)外核燃料循環(huán)后段技術(shù)發(fā)展現(xiàn)狀與趨勢分析 152
7.3.1 國際上核燃料循環(huán)后段技術(shù)發(fā)展現(xiàn)狀與趨勢分析 152
7.3.2 我國核燃料循環(huán)后段技術(shù)現(xiàn)狀 160
7.4 我國快堆核燃料循環(huán)技術(shù)發(fā)展戰(zhàn)略初步構(gòu)想 164
7.4.1 我國核裂變能發(fā)展前景 164
7.4.2 我國核燃料循環(huán)方案考慮及技術(shù)發(fā)展路線圖設(shè)想 164
7.5 我國快堆核燃料循環(huán)中的關(guān)鍵技術(shù)問題 168
7.5.1 乏燃料后處理技術(shù)研究 168
7.5.2 快堆燃料制造技術(shù)研究 169
7.5.3 高放廢物處理技術(shù)研究 171
7.6 我國快堆乏燃料后處理技術(shù)方案建議 172
7.6.1 快堆MOX乏燃料水法后處理方案 172
7.6.2 快堆金屬乏燃料干法后處理方案 175
7.7 政策建議 176
第8章 動力堆乏燃料后處理工程技術(shù) 178
8.1 動力堆乏燃料后處理概述 178
8.1.1 核燃料后處理的任務及意義 178
8.1.2 核燃料后處理主要過程及特點 180
8.1.3 動力堆核燃料后處理廠須重點關(guān)注的問題 183
8.2 核燃料后處理產(chǎn)業(yè)發(fā)展現(xiàn)狀與形勢分析 186
8.2.1 國外后處理產(chǎn)業(yè)發(fā)展現(xiàn)狀 186
8.2.2 我國后處理產(chǎn)業(yè)發(fā)展現(xiàn)狀及趨勢 186
8.3 后處理廠關(guān)鍵工程技術(shù)現(xiàn)狀及發(fā)展情況 188
8.3.1 后處理關(guān)鍵工藝設(shè)備 188
8.3.2 后處理核與輻射安全技術(shù) 196
8.3.3 過程監(jiān)測和控制技術(shù) 198
8.3.4 后處理工藝分析測試技術(shù) 199
8.3.5 后處理廠三廢管理 201
8.4 后處理產(chǎn)業(yè)發(fā)展重點案例 205
8.4.1 法國后處理產(chǎn)業(yè)發(fā)展概述 205
8.4.2 乏燃料連續(xù)溶解器研發(fā)案例 207
8.4.3 玻璃固化研發(fā)案例 208
8.5 存在的問題及建議 209
第9章 核燃料后處理廠的建造、調(diào)試和運行 213
9.1 引言 213
9.2 后處理廠的建造 214
9.3 后處理廠的調(diào)試 214
9.3.1 調(diào)試目的 214
9.3.2 調(diào)試的基本原則 215
9.3.3 調(diào)試文件和調(diào)試質(zhì)量的監(jiān)督與控制 216
9.3.4 調(diào)試階段的劃分 216
9.3.5 調(diào)試主要內(nèi)容 217
9.4 后處理廠的運行 221
9.5 我國后處理中試廠概況 222
9.6 本章小結(jié) 223
第三篇 新型反應堆技術(shù)
第10章 高溫氣冷堆 227
10.1 高溫氣冷堆型特點 227
10.2 模塊式高溫氣冷堆具有良好的安全特性 229
10.3 模塊式高溫氣冷堆的潛在應用領(lǐng)域 230
10.3.1 發(fā)電 230
10.3.2 工藝熱/熱電聯(lián)供 230
10.3.3 制氫 231
10.4 我國高溫氣冷堆技術(shù)研發(fā)進展 233
10.5 我國高溫氣冷堆未來的發(fā)展 234
10.6 本章小結(jié) 236
第11章 小型模塊化反應堆 237
11.1 發(fā)展現(xiàn)狀 237
11.1.1 國際發(fā)展現(xiàn)狀 237
11.1.2 國內(nèi)發(fā)展現(xiàn)狀 241
11.2 技術(shù)特點 244
11.3 安全特點及問題 245
11.4 應用 245
11.5 未來發(fā)展情景 245
11.5.1 老舊小火電機組替代 245
11.5.2 工業(yè)工藝供熱 246
11.5.3 核能海水淡化 246
11.5.4 核能城市區(qū)域供熱 247
11.5.5 中小電網(wǎng)供電 247
11.5.6 島礁及軍事基地熱電水保障 248
第12章 超臨界水冷堆 249
12.1 超臨界水冷堆的特點和挑戰(zhàn)性 249
12.1.1 超臨界水冷堆的特點 249
12.1.2 超臨界水冷堆的挑戰(zhàn)性 251
12.2 超臨界水冷堆的研發(fā)現(xiàn)狀 252
12.2.1 國際現(xiàn)狀 252
12.2.2 系統(tǒng)與堆芯 252
12.2.3 國內(nèi)現(xiàn)狀 255
12.3 超臨界水冷堆實現(xiàn)工程化的挑戰(zhàn)性 261
12.3.1 堆芯與組件設(shè)計 261
12.3.2 安全系統(tǒng) 262
12.3.3 材料 262
12.3.4 熱工水力及安全相關(guān)實驗技術(shù) 262
12.3.5 設(shè)計工具的開發(fā)和驗證 263
12.4 未來的建議 263
12.4.1 關(guān)鍵技術(shù) 263
12.4.2 實驗堆 263
12.4.3 國內(nèi)的協(xié)調(diào)