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中国核电产业发展前景展望及投资机会与风险分析

第一节2009-2012年中国核电产业趋势分析

一、核电中长期发展规划

目前我国正在对2020年核电中长期发展规划进行调整,到2020年我国核电装机目标保守看大概为7000万-8000万千瓦。预计2010年我国能源进口量将继续增加,原油进口量将达2.1亿吨,相对09年1.99亿吨的原油进口量进一步增加。

目前我国投入运行的核电装机不足1000万千瓦。根据此前的规划,到2020年全国核电运行装机容量将达到4000万千瓦,占全部发电装机的4%。根据全球气候变暖的形势以及节能减排和环境保护的要求,这个目标已经远远不够实现中国政府对国际社会的回答。

二、中国核电发展的未来潜力巨大

核能,作为一种优质高效的清洁能源,因其极少排放二氧化碳等温室气体,并且相对于可再生能源来说,当前还具有成本优势,加之较为成熟的技术,已被诸多业内专家视为“目前我国保障能源供应安全、调整电力结构最具现实意义的替代能源”。近期国家发改委副主任、国家能源局局长张国宝在国新办新闻发布会上态度明确,中国将较大幅度提高原定核电所占比例的目标。

2008年我国核电总装机容量和发电量分别是885万千瓦和684亿度,仅占全国总装机容量的1.1%和总发电量的1.99%。与世界水平17%相比,新能源发展规划的出台,将使核电企业迎来新的发展机遇。

预计到2020年核电占电力总装机容量的比例将调高到8%以上,而此前所占比例只有4%。据此推算,预计将带动核电装备制造业7000亿至7500亿元的市场需求。

国家统计局此前发布的新中国成立60周年能源发展报告指出,根据中国核电产业发展规划,从沿海的广东、浙江、福建到内陆的湖北、湖南、江西将建设数十座核电站。到2020年,中国将建成13座核电站,拥有58台百万千瓦级核电机组,核电总装机容量达4000万千瓦,核电年发电量将超过2600亿千瓦时,核电占中国全部发电装机容量的比重4%左右,发电量比重占全国发电量的6%以上。

无疑,中国将迎来核电发展的高峰期。除了在投资建设上给予支持外,财政部和国家税务总局在09年上半年还下发了《关于核电行业税收政策有关问题的通知》,统一明确了鼓励核电发展的税收政策。这意味着中国将对核电实行长达15年的税收优惠政策。

在种种利好政策的推动下,越来越多的地方政府以及电力企业正蓄力发展核电、风电等新能源项目,以谋出路。可以说,中国的核电投资正在形成高潮,发展将进一步提速。

三、2010-2014年中国核力发电行业预测分析

2010-2014年中国核力发电行业预测

单位:亿千瓦时

四、2010-2035年中国核电装机容量预测

如果按2020年核电装机容量达到电力总装机容量的5%计算,核电实现总装机容量要超过7000万千瓦。2035年达到1.5亿千瓦。

第二节 2009-2012年中国核电技术发展趋势前瞻

一、世界核电技术发展的八个趋势

1、提高安全性、改善经济性成为核电技术发展的主要趋向

在核电市场竞争中,一个机型能保持持续稳定的发展而不被市场竞争所淘汰,关键是能够确保安全、在经济上有竞争力。在近十年来,指导核电技术发展的用户要求文件(URD、EUR)、最新提出的第四代核电站的性能要求以及美国最近颁布的新的能源政策,都贯穿一条主线,就是要提高安全性、改善经济性,在满足确定的安全要求的条件下,争取最好的经济性。如堆芯熔化概率<1.0×10-5/堆年,大量放射性释放概率<1.0×10-6/堆年,燃料热工安全裕量≥15%等。

2、延长在役核电站的寿期已是世界各国都实际采取的行动

在经济上,延长寿期相对于新建核电站更经济。从可行性看,迅速更换反应堆的部件等措施、延长反应堆寿期在技术上和经济上已得到了验证。绝大部分原设计寿期40年的核电站机组都可延长到60年。目前,美国、英国、日本等国家做了许多关于延长寿命的研究验证工作,并通过核安全当局的审查,批准延长寿期。

3、单机容量继续向大型化方向发展

为提高核电站的经济性,继续向大型化方向发展:俄罗斯提出建造150万kW的压水堆机组的概念;日本三菱公司提出了建造150万至170万kW的压水堆机组;日本的东芝、日立提出了建170万kW的ABWR-II的概念;美国西屋公司也在AP-600的基础上向AP-1000发展。

4、采用非能动安全系统、简化系统、减少设备来提高安全性

世界各国最新提出的设计概念,一般都在原有设计基础上增加非能动安全系统代替原有的主动安全系统,也不追求全部采用非能动安全系统,而根据技术成熟程度和对机组的安全、经济性能的改进程度确定采用哪几个非能动安全系统,即是非能动、能动混合型的安全系统。

5、为便于堆内安全系统的设置和安排一般采用两个或四个的偶数环路

过去百万千瓦级机组一般采用三个环路,每个环路30万kW。但最近提出的一些设计概念都采用偶数环路,每个环路容量根据设计的单机总容量确定,不限制在30万kW一个环路。如美国的AP-1000是双环路,每个环路50万kW;韩国的CP-1300也是双环路,每个环路65万kW;日本三菱的NP-21,单机容量150万至170万kW,四个环路,每个环路37.5万或42.5万kW;俄罗斯的150万kW的设计概念,也是四个环路,每个环路37.5万kW。取偶数环路的主要原因是在压力容器内安全系统布置比较容易,也比较好。

6、仪表控制系统(I&C)的数字化和施工建设的模块化

世界各核设备供应商提出的新的核电机型,无一例外地都采用了全数字的仪表控制系统,并且进一步向智能化方向发展。法国的N4和日本的两台ABWR机组,都是全数字的仪表控制系统。新设计的机组更是采用全数字的仪表控制系统。

核电的建设施工为缩短工期、提高经济性,都突破原有方式,向模块化方向发展。在设计标准化、模块化条件下,加大工厂制造安装量,通过大模块运输、吊装、拼接,减少现场的施工量。这是新一代机型共同采取的新技术。美国GE公司和日本联合建设的两台ABWR机组都已成功地采用了这种技术。

7、发展快中子堆技术,建立闭式核燃料循环,使核电能可持续发展

主要工业发达国家已经建立本国的核燃料循环技术和体系,已经基本掌握了快中子增殖堆技术,但由于多种因素,一些国家停止了快堆的工程发展。至今,曾充当开发快堆技术世界先锋的美国,虽然较早停止了快堆的工程建设,但现在正在研究是否重新启动快中子辐照试验堆FFTF,同时还从事着与快堆技术相关的其他研究。法国正在研究利用凤凰快堆电站进行燃烧锕系核素和长寿命裂变产物的工作。

俄罗斯是看好快堆技术最热心的国家,它把发展快堆和实施闭式燃料循环技术和体系看作21世纪上半世纪核动力发展战略的奠基石,并正筹备重新启动自1989年以来一直处于冻结状态的一项BN-800快堆电站计划,并开始设计BN-1600。

美国最近颁布的能源政策中提出了研究先进的核燃料循环,要改变过去对乏燃料不作后处理的一次通过燃料循环(once-through fuel cycle)。美、英、法、德、日等国正在研究一种先进的燃料循环(Advanced Fuel Cycle)体系,不作铀钚分离,直接处理出满足快堆核电站要求的铀、钚混合燃料。这样使核能发展既满足了可持续发展的要求,又满足了防止核扩散的要求。

8、模块化高温气冷堆受到关注

南非国家电力公司(ESKOM)提出了模块化高温气冷堆设计,国际上有较大反响。采用耐高温包覆颗粒燃料,不会出现堆芯熔化事故,石墨慢化、氦气做冷却剂、全寿命的负温度系数,是安全性能很好的机型。由于采用高温氦气透平直接循环,热效率高;非能动安全系统,简化系统;采用一次通过循环,乏燃料不作后处理,因而有较好的经济性。但这种机型尚有一些重大关键技术,如高温高压氦气透平等尚未经过工程验证,尤其是乏燃料后处理技术十分困难,难于实现裂变物质的转化和增殖,所包含的裂变物质和锕系元素难于处理处置,在资源和环境上都不符合可持续发展的要求。由于这种堆型确有不少优点,得到了国际的关注,我们也应给予注意。

二、全球第三代核电机组发展趋势

第三代核电机组的设计原则,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是可行的新技术,以显著改善其安全性和经济性,满足URD文件或EUR文件和IAEA法规第二版的要求;同时,应能在2010年前进行商用核电站的建造。统观各国已提出的设计方案,有下列特点:

1、在安全性上,应具有预防和缓解严重事故的设施,以满足下列指标要求:

a.堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆•年;

b, 大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0 X 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;

机组可利用率≥87%;

设计寿命为60年

建设周期不大于54个月。

3、采用非能动安全系统

即利用物质的重力,流体的对流,扩散等天然原理,设计不需要专设动力源驱动的安全系统,以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样,既使系统简化,设备减少,又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进,是代表核安全发展方向的。

4、单机容量进一步大型化

研究和工程建造经验表明,轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量(千瓦数)的加大而减少的(在单机容量为150万-170万千瓦前均如此)。因此,欧洲法马通ANP设计的EPR机组的电功率为160万-170万千瓦,日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦,俄罗斯也正在设计单机电功率为150万千瓦的WWER型第三代核电机组,美国西屋公司和燃烧公司也在原单机容量为65万千瓦的AP-600型的基础上改进,设计出单机电功率为110-120万千瓦的AP-1000型机组。

5、采用整体数字化控制系统

国外近年来新建成投产的核电机组,如法国的N4、英国的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了数字化仪控系统。经验证明,采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性,改善人因工程,避免误操作。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。我国10MW高温气冷试验堆和田湾核电站均已采用整体数字化控制系统。

6、施工建设模块化以缩短工期

核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此,新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式,向模块化方向发展:以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内(条件较工地好)组装好,减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR机组已成功地采用了这种技术。美国AP-1000也将采用模块化设计、建造技术,据称其工期可缩短为48个月。德国、美国、南非正在研究设计的高温气冷堆,也是往模块化方向发展。

在美国,为了实现第三代核电机组能在2010年前建造,在能源部的倡仪下,组建了一个审评各种新型号的核电机组能否在2010年前实施建造的工作小组,称为“近期项目实施组”(Near-Term-Deploement Group,-NTDG组),广泛收集了电站用户和反应堆设计制造厂家等对已经出笼的反应堆新型号的意见,包括对其设计完成的深度,获得核安全当局批准的能力,与现有基础设施的匹配性、安全性和经济性指标的可信程度等方面的意见。根据意见反馈结果,NTDG组提出了对8个型号的堆型在2010年前能否实施建造的结论性看法,分为:能(can),大概能(probably can),有可能(possibly can)和不能(can not )四个等级,见下表。


序号 型号名称 设计单位 堆型 电功率MW 技术特点和设计深度 能否在2010年前实施建造
1 ABWR General Electric 沸水堆 1350 改进型沸水堆,已于1997年在日本建成
2 AP-600 Westinghouse 压水堆 610 具有非能动安全系统,设计已获得NRC批准 大概能
3 AP-1000 Westinghouse 压水堆 1090 具有非能动安全系统,设计已获得NRC批准 大概能
4 PBMR Exelin 高温 气冷堆 110 球型耐高温燃料组件模块式反应堆 大概能
5 SWR1000 Framatom ANP 沸水堆 1013 满足EUR文件要求 有可能
6 ESBWR General Electric 沸水堆 1380 无再循环泵,自然循环,具有非能动安全系统 有可能
7 GT-MHR 美General Atomic 及俄库尔恰托夫院 高温气冷堆 288 使用武器钚为主做核燃料,模块式反应堆 有可能
8 IRIS Westinghouse 压水堆 300 模块式、一体化反应堆 不能
 

从上表的意见来看,定为“能”的,只有一种型号(ABWR)一种型号,因为事实上它已经有两套在日本建成发电;定为“大概能的”,有三种型号(AP-6000,AP-1000,PBMR);定为“有可能”的,也有三种型号(SWR-1000,ESBWR,GT-MHR);定为“不能”的,有一种型号(IRIS)。

现在,美国工业界和电站业主(用户)在能源部的支持下,正在选定第三代的商用系列发展堆型。

这里认为在2010年前尚不能实施建造的的IRIS堆型,即“国际创新保安反应堆”(International Reactor Innovative and secure),是由美国、英国、日本、意大利等的工业界,研究院所和高等院校共同推出的一种模块式一体化压水反应堆,其特点是将反应堆堆芯和蒸汽发生器、主泵等一并放置于一个压力容器内,这些设备之间没有管道联接,从而消灭了传统压水堆由于主管道破裂而发生“失水事故”的可能,再加上它设有高度非能动热输出能力的安全系统,又有能耐严重事故下压力值的压力容器和球形安全壳,因而使大量放射性释放环境几乎不可能,可能不需厂外应急。堆芯核燃料一次装料可连续运行4年乃至8年而不需换料,这就有利于防止核扩散,且高放射性废物量也大大减少。这些实际上已在相当程度上符合第四代核电机组的要求,故有的专家认为,IRIS堆可以说是属于第四代的,或是介于第三代与第四代之间的。

由于一体化,整个核蒸汽供应系统均在一个压力容器内,故可以在设备制造厂内把它作为一个模块制造完成后运往工地安装,以缩短工期。但由于压力容器不能过大,每个模块的功率也受限不能大,一般电功率只300MW左右,故其经济性如何,还是问题。

这种创新型的反应堆必有一系列的技术难关需要解决,故有必要建原型堆考验后,才能商用建造。

三、中国核电技术发展趋势分析

在我国,核电行业已经形成了一个共识:我国将有计划地走向第四代核能(电)系统,并将有计划、有步骤地逐步实现核电系统“本国化”。不过,第四代机型刚提出目标草案,离现实还有很大距离。我国新一代核电机型应该采用国际上更安全、更经济,又趋于成熟的“第三代核电技术”,如即将引进的AP1000。其具体目标是:

第一步目标—掌握成熟技术(2001—2010年):改进完善第二代核电站,并发展升级延寿技术。一般称它为“二代加改进技术”或“二代半技术”,把“二代半技术”核电站作为2020年前实现4000万千瓦核电目标的主力堆型。与此同时,开展满足国际URD要求的先进核电站的技术开发工作,以非能动安全系统及模块化技术为重点,进行先进反应堆核电站的关键技术与系统开发,完成先进堆核电厂的初步设计及相应的各项工程设计验证试验,完成关键设备的研制。

第二步目标(2010-2020年):开发并建成能满足用户要求的第三代核电站,其主要目标应该基本符合URD和EUR的要求。

第三代核电机组的研究开发,仍坚持以我为主、中外合作的方针。在引进AP1000技术,建造我国核电自主化依托项目的同时,积极支持研发第三代自主型号,完成大型先进压水堆示范工程重大专项,以作为2020年后我国核电建设的主力机型。

这种“跨越式”发展的技术路线被认为是以最短的时间、最低的代价实现我国核电发展目标的最佳选择。但是,在引进AP1000的问题也需要考虑其他一些因素,具体可以总结为以下几点:

1、按目前情况来看,第二代核电系统在相当长的时间内还将继续运行;第3代核电系统将在多大的规模上逐渐取代第二代核电系统,还不易判断;已经投入商业运行的第3代核电系统,目前ABWR成绩很好;APWR迄今尚无实际建造经验,未来前景只是一种“预测”。APWR是不是应该在中国首先试用,我国是不是将以APWR(如AP-1000)作为核电系统“本国化”的基础,需要就其利弊风险仔细斟酌。

2、美国核管会(NRC)早已批准AP-1000为“标准设计”。AP-1000在设计上,特别在设计简化和非能动安全设计方面,有不少大胆创新,设计指标十分先进。日本准备采用AP-1000作为商业应用亦已有很长时间,但却一直未建造,美国国内也没有建造计划,其原因很值得深入思考。美国和日本在发展核电方面,经验丰富,他们对AP-1000的“观望”态度应该引起我国的重视。

3、AP-1000不但有很先进的安全性能指标,而且其经济性指标也是很有吸引力的。但是,这些指标毕竟还只是概率安全分析的结果和在“成批建造”假设之下所得的数据,而且取得这些结果所依据的背景是美国国情。如果换一个国家,基础数据变了,“成批建造”条件不存在了,情况又将如何?一个新的“先进”堆型,首次建造的一两个堆,造价必定是不低的。

4、我国当前需要解决的问题主要是“缺电”,还是“目前所用的第二代核电厂安全性能迫切有待提高”。如果主要是为了解决“缺电”问题,那么,以昂贵的代价、冒很大的风险、投资为AP-1000建“原型堆”值得商榷。解决缺电问题,不一定要用AP-1000;而从根本上消除严重事故的威胁,并不是包括APWR在内的压水堆所能解决的。

5、从报道到实际情况,从“标准设计”到实际运行的核电厂,其间往往有很长一段距离。曾有报道说:VVER-1000的“最新改进方案”非常“先进”、它的许多指标已经接近于“第三代核电系统”的要求;也有报道说,BN-800在2000年前后,即可建成投入运行;但实际情况并非完全如此。对许多复杂的情况,作“精确预测”并不容易,但清醒看待可能发生的风险却是十分必要的。

上述这些情况,对于EPR(欧洲压水堆)也同样存在,只是程度不同而已。芬兰对于引进EPR态度十分谨慎,而且承认一次投资是十分可观的。

6、通过秦山二期600MW(“第二代”)核电厂的建成,我国在核电厂自主设计方面,已经取得了不少有益的经验,而且建造成本也较低。完全有可能以此为起点,进一步提高机组功率(如提高到900~1000MW)、强化非能动安全设施功能、降低成本,集中力量尽快接近和达到EPR的水平。按照这样的设想,有计划地逐步实现核电“本国化”,似乎应该可以作为一个备选方案来考虑。

此外,压水堆与沸水堆的路线之争远未结束,几十年来,作为核电市场上的主力机型,压水堆和沸水堆技术都在不断地完善着自己。如果说目前在运的压水堆属于第二代技术的话,在此基础上改进的二代半设计已经可以实现建造与运行,第三代压水堆技术到了接近成熟正在申请设计许可的阶段,而第四代技术也已经有了概念设想。同样,沸水堆技术也经过了几代的演变,其相当于第三代的先进沸水堆已经实现了工业化运行并有优异的表现,而设想中的第四代技术中,就有更先进沸水堆的一席之地。作为一种能够在市场上占有较大份额的机型,显然沸水堆,特别是先进沸水堆,其设计、建造、运行方面,一定有可供借鉴的独特之处。

第三节 2009-2012年中国核电产业市场盈利预测分析

全球资源看,以探明的铀储量550万吨计算,预计可供人类使用75年。如果考虑未探明的铀储量,预计可供人类使用150年以上。以探明储量看,中国铀储量为10万吨,属于相对贫铀的国家,中国潜在铀资源超过数百万吨,发展潜力巨大。

核电属于固定投资高,而变动成本低的行业,单位造价是火电的2~3倍。在核电建设投资中,设备占比达到50%,相关企业面临巨大投资机会。在设备部分,核岛是最关键和核心的领域,但由于国产化率低,利润贡献并非最大。相反,常规岛部分由于技术成熟、附加值高,企业受益程度更大。另外,配套设备也有巨大需求,但由于涉及领域广,企业受益程度相对小。

第四节 2009-2012年中国核电产业投资环境分析

长期以来,我国能源以煤为主,减排压力巨大。核电是优质高效的清洁能源,一个100万千瓦的核电站,与同等规模的火电站相比,每年可减排二氧化碳600万吨。因此,加快核电建设,是我国调整能源结构、应对气候变化的重要举措。

2009年9月,国家主席胡锦涛向国际社会承诺,争取到2020年我国非化石能源占一次能源消费比重达15%左右。11月,我国再次宣布,到2020年单位GDP二氧化碳排放量要比2005年下降40%-45%。

为了实现这一目标,加快推进核电建设已经成为社会各界的广泛共识。

遭受国际金融危机巨大冲击的2009年成了我国核电大发展之年。作为核电主力军的中核集团,目前国内在建核电机组8台,另有12台机组获批可以开展前期工作,公司步入核电建设高峰。

为应对国际金融危机的冲击,国家加大了包括核电在内的能源领域投资力度。统计显示,2009年核电基本建设投资完成额比上年增长74.91%。按照每千瓦机组造价1.2万元计算,在建规模的直接投资在2600亿元以上。

第五节 2009-2012年中国核电产业投资机会分析

一、发改委规划未来核电投资新局势

按照发改委的计划,以2020年核电运行装机7000万千瓦,在建容量1000万千瓦计算,未来10年共需投入资金7200亿元。

根据已有经验,在核电项目投资中,购买设备将占据四成左右投入。根据天相投资的测算,一般核岛设备、常规岛设备和辅助设备的投资比大概是6:3:1,按设备投资占总投资45%来计算,设备投资大约占3400亿元左右。加上目前国内核电成本过高的主要原因在于引进国外设备,所以提高核电设备国产化率成为必要手段,这将给国内的核电设备制造商带来很大机遇。

二、中国核电投资将拉动世界核电大发展

1985年3月,位于浙江省海盐县的秦山核电站开工建设,这是我国第一座自行设计、制造和营运管理的原型堆核电站。1991年12月15日,秦山核电站正式并网发电,结束了我国大陆无核电的历史。

2005年,我国建成了具有自主知识产权的秦山二期两台60万千瓦机组,实现了我国核电站由原型堆向大型商用堆的重大转变。

2009年4月19日,世界上最先进的第三代压水堆核电站浙江三门核电站一期工程正式开工,标志着我国核电技术发展出现重大突破。紧随其后,山东海阳和广东台山采用第三代技术的核电项目相继开工建设。

虽然仅仅20多年的发展历程,但是我国核电发展不断加快。2009年,我国核电基本建设投资完成额比2008年增长了74.91%。截至2009年底,我国已核准10个核电项目28台机组,其中在建20台机组,规模达到2192万千瓦。我国已成为世界上核电在建规模最大的国家。

随着2009年12月28日山东海阳核电站1号机组的开工,4台AP1000依托机组已经有3台进入主体工程建设阶段。两个核电站首台机组按计划将分别于2013年8月和2014年2月并网发电。

按照目标,到2017年左右,我国的核电技术体系将基本建成,核电的发展会真正步入黄金期。中国核电的快速发展也带动世界核电大发展。

第六节 2009-2012年中国核电产业投资风险分析

一、市场运营风险

核电营运需求持续,发展空间广阔。目前国家产业政策已从“适度发展核电”转变为“加快推进核电发展”。预计到2020年,国内核电运行装机容量近8000万千瓦,将是原规划的两倍,现有机组(908万千瓦)的近9倍。按照目前核电机组发电效率,预计2020年,国内核电发电量将超过5600亿千瓦时/年,若以目前核电平均上网电价计算,核电上网收入将近4500亿元/年。市场风险相对较低。

二、技术风险

我国目前在建和排期待建的核电机组以第二代压水堆“翻版加改进”的机型和技术路线为主,即在比较成熟的压水堆核电基础上实施必要的技术改进,从而进一步提高安全性和经济性。但是,改进既能带来效益也能带来风险,尤其是先进工艺引进的风险,一旦设计人员、施工人员无法全面掌握其中的精髓和细节,在实施过程中就可能成为败笔,导致质量问题。技术改进的风险如果无法识别并加以控制,即使改进再好、再省钱也只能以安全为首要而抛弃不用。

三、政策风险

核电产业的发展受到国家宏观经济发展状况、电力供求情况、国家能源政策、核电政策、财政和货币政策等诸多经济和政策方面的因素影响。

四、进入退出风险

核电的项目投资都很大,进入和退出壁垒都很高,因此,风险也大。

第七节 专家投资建议

1、我国发展核电,必须发展更安全、更经济的新一代机型

提高安全性、改善经济性是国际、国内核电发展中提出的必须解决的问题。由三哩岛事故和切尔诺贝利核电事故诱发产生的核能发展的公众接受问题,已成为世界核电发展的最大障碍,如果没有安全性更好的核电机型来代替现在的机型,并得到公众的认可,核电就不可能持续稳定地发展。对于我国来说,如果停留在广东大亚湾M310的水平上,核电的发展是十分困难的,是没有前途的,因为M310的安全性与用户要求文件(URD、EUR等)有较大距离,经济上还难于同常规火电竞争。我国发展核电,必须符合国际发展的趋势,发展更安全、更经济的新一代机型。

2、应坚持压水堆核电的技术路线

20世纪80年代初,由国家计委、原国家科委联合召开的我国发展核电的技术政策论证会确定,后报经国务院批准颁布实施,发展压水堆核电技术路线。我国近20年的实践和国际最新核电技术发展趋势,都证明我国发展压水堆核电技术的路线是正确的,在压水堆核电技术的发展上取得了重大的进展,并建立了较好的科技工业技术基础,培养了一支较强的、专业配套的科研设计队伍。中国新型核电机组应该充分利用我国已建立的压水堆技术基础,坚定不移地走压水堆核电的技术路线,不宜轻易改变。

关于高温气冷堆,虽然国内外呼声较高,也确有不少优点,但还有较多的不定因素,现尚不具备以发展这种堆型为主线的条件。

关于先进沸水堆ABWR,它是一个好的堆型。如果我国从零开始,可以考虑发展此堆型。鉴于我国发展压水堆已有相当的基础和经验,而ABWR相对于压水堆的优势,尚不足以促使我们放弃压水堆而改为ABWR。

3、我国新一代的核电机型应该满足国际上的用户要求文件

我国新一代的核电机型应符合世界核电的发展趋势,要满足国际上的一些用户要求文件,如美国的URD、欧洲的EUR等。当然我国应把国际上的这些用户要求文件与我国实际情况相结合,制定符合我国实际的设计要求文件,新一代的核电机型就应满足我国自己的设计要求文件。要在符合设计要求文件的核安全要求的前提下,争取最好的经济性。

4、新一代的核电机型应考虑采用系统简化、非能动、数字化的仪表控制系统和模块化技术的压水堆

根据国际核电技术发展的趋势,中国新型核电机组应考虑采用非能动安全系统来简化设计、提高安全性、改善经济性,但不要追求全部的非能动安全,要根据改进后可能取得效益和实现的可能性,实事求是地做出选择。采用模块化技术可缩短建设周期,提高经济性。数字化的仪表控制系统是提高核电的安全性、运行可靠性和经济性的重要措施。

5、抓紧新一代的核电机型的研究开发,赶上世界核电发展的步伐

根据国家计委《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出的"自行开发新一代核电站"的要求和世界核电发展的趋势,我们应抓紧新一代的核电机型的研究开发工作,争取在2010年前完成机型的研究开发工作,具备上首堆工程的条件。从"十二五"初到"十二五"末或"十三五"初,完成首堆工程建设和投运,实施标准化、批量化建设,这样大体可赶上世界核电发展的步伐。
 

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