目錄
序言
第一篇 我國(guó)核電發(fā)展路線及安全形勢(shì)
第1章 我國(guó)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(yīng)堆類型——堆型 4
1.1.2 核能發(fā)電機(jī)組類型——機(jī)型 5
1.1.3 小結(jié) 9
1.2 核電先進(jìn)國(guó)家堆型與機(jī)型選擇 9
1.2.1 各國(guó)核電技術(shù)路線發(fā)展歷程分類 9
1.2.2 堆型與機(jī)型的選擇 10
1.2.3 國(guó)際經(jīng)驗(yàn)對(duì)我國(guó)堆型與機(jī)型選擇的啟示 14
1.3 我國(guó)核電技術(shù)路線的發(fā)展歷程與經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn) 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(jìn)+國(guó)產(chǎn)化模式發(fā)展兩種機(jī)型 17
1.3.3 自主開發(fā)“華龍一號(hào)”和CAP1400兩種機(jī)型 18
1.4 研究結(jié)論 18
參考文獻(xiàn) 19
第2章 我國(guó)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(shí)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(zhǎng)遠(yuǎn)布局 21
2.3 我國(guó)核電廠選址的基本情況 23
2.4 我國(guó)內(nèi)陸核電建設(shè)論證成果 24
2.5 國(guó)際內(nèi)陸核電建設(shè)情況 26
2.5.1 國(guó)外內(nèi)陸在運(yùn)核電機(jī)組 26
2.5.2 國(guó)外內(nèi)陸在建核電機(jī)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(shí)質(zhì)是外部事故的成因不同 28
2.6.2 內(nèi)陸核電實(shí)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(dòng)要靠市場(chǎng)牽引、創(chuàng)新驅(qū)動(dòng) 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(xiàn) 33
第3章 我國(guó)核電“走出去”研究 34
3.1 國(guó)際核電市場(chǎng)態(tài)勢(shì)分析 34
3.1.1 國(guó)際核電發(fā)展前景預(yù)測(cè) 34
3.1.2 國(guó)際核電市場(chǎng)競(jìng)爭(zhēng)環(huán)境分析 37
3.1.3 世界主要核電國(guó)家開拓國(guó)際市場(chǎng)的做法和經(jīng)驗(yàn) 39
3.2 我國(guó)核電“走出去”現(xiàn)狀及面臨的挑戰(zhàn) 47
3.2.1 我國(guó)核電“走出去”現(xiàn)狀 47
3.2.2 我國(guó)核電“走出去”已經(jīng)具備的基本條件 48
3.2.3 我國(guó)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(jìn)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(yùn)行維修技術(shù)，保障全壽期服務(wù)能力建設(shè) 58
參考文獻(xiàn) 59
第4章 我國(guó)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(shì) 60
4.1.1 世界壓水堆核電發(fā)展現(xiàn)狀及預(yù)測(cè) 60
4.1.2 核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展特點(diǎn)及趨勢(shì) 61
4.2 我國(guó)壓水堆核電發(fā)展現(xiàn)狀 62
4.2.1 我國(guó)核電發(fā)展總體情況 62
4.2.2 我國(guó)核電發(fā)展各領(lǐng)域現(xiàn)狀 62
4.3 我國(guó)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(jì)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(yīng)由國(guó)產(chǎn)化向自主化提升 68
4.3.4 探索核能一體化模式，落實(shí)核安全責(zé)任 69
4.4 最新的IAEA設(shè)計(jì)法規(guī)明確發(fā)展趨勢(shì) 69
4.4.1 新一代核電廠設(shè)計(jì)的安全要求 69
4.4.2 減緩場(chǎng)外應(yīng)急，提出相應(yīng)的安全目標(biāo)和措施 71
4.4.3 設(shè)計(jì)上實(shí)現(xiàn)“實(shí)際消除”的通用技術(shù)措施 73
4.5 “華龍一號(hào)”和CAP1400技術(shù)特點(diǎn) 76
4.5.1 “華龍一號(hào)”：能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的先進(jìn)核電廠 76
4.5.2 CAP1400的總體設(shè)計(jì)和技術(shù)創(chuàng)新 78
4.6 我國(guó)自主核電技術(shù)能夠滿足“設(shè)計(jì)上實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除大規(guī)模釋放” 79
4.6.1 “華龍一號(hào)”設(shè)計(jì)上實(shí)現(xiàn)“實(shí)際消除”的通用技術(shù)措施 79
4.6.2 CAP1400設(shè)計(jì)上實(shí)現(xiàn)“實(shí)際消除”的通用技術(shù)措施 83
4.7 進(jìn)一步提升安全性和經(jīng)濟(jì)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(cuò)燃料元件）研發(fā) 84
4.7.2 嚴(yán)重事故機(jī)理及預(yù)防緩解措施研究 86
4.8 在役核電站運(yùn)維技術(shù)研究 90
4.8.1 在役核電站運(yùn)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(jìn)的設(shè)備狀態(tài)監(jiān)測(cè)檢修及評(píng)價(jià)技術(shù) 91
參考文獻(xiàn) 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(shì) 94
5.1.1 核電發(fā)展史上歷次嚴(yán)重事故及其啟示 94
5.1.2 福島核事故后各國(guó)核電計(jì)劃發(fā)展變化和態(tài)勢(shì) 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(shì) 107
5.1.4 福島核事故后我國(guó)核電安全發(fā)展變化和態(tài)勢(shì) 109
5.1.5 福島核事故后我國(guó)核電發(fā)展面臨的新形勢(shì) 112
5.1.6 小結(jié) 115
5.2 我國(guó)核電形勢(shì)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(rèn)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(shí)現(xiàn)2020年規(guī)劃目標(biāo)面臨的挑戰(zhàn) 119
5.3.1 實(shí)際消除大規(guī)模放射性釋放的問題 119
5.3.2 正常運(yùn)行的近零排放問題 121
參考文獻(xiàn) 127
第二篇 快堆及其閉式燃料循環(huán)
第6章 我國(guó)快堆發(fā)展情況 131
6.1 快堆發(fā)展情況介紹 131
6.1.1 國(guó)際發(fā)展情況 131
6.1.2 我國(guó)快堆發(fā)展概況 134
6.1.3 發(fā)展趨勢(shì)分析 138
6.1.4 我國(guó)快堆發(fā)展差距和亟待解決的問題 139
6.2 我國(guó)快堆發(fā)展思路與目標(biāo) 141
6.2.1 發(fā)展思路 141
6.2.2 發(fā)展目標(biāo) 141
6.3 我國(guó)快堆發(fā)展方向與重大行動(dòng)計(jì)劃 142
6.4 措施建議 143
第7章 我國(guó)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(diǎn) 149
7.2.2 快堆閉式核燃料循環(huán)的特點(diǎn) 150
7.3 國(guó)內(nèi)外核燃料循環(huán)后段技術(shù)發(fā)展現(xiàn)狀與趨勢(shì)分析 152
7.3.1 國(guó)際上核燃料循環(huán)后段技術(shù)發(fā)展現(xiàn)狀與趨勢(shì)分析 152
7.3.2 我國(guó)核燃料循環(huán)后段技術(shù)現(xiàn)狀 160
7.4 我國(guó)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(guó)核裂變能發(fā)展前景 164
7.4.2 我國(guó)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(guó)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(guó)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(dòng)力堆乏燃料后處理工程技術(shù) 178
8.1 動(dòng)力堆乏燃料后處理概述 178
8.1.1 核燃料后處理的任務(wù)及意義 178
8.1.2 核燃料后處理主要過程及特點(diǎn) 180
8.1.3 動(dòng)力堆核燃料后處理廠須重點(diǎn)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(shì)分析 186
8.2.1 國(guó)外后處理產(chǎn)業(yè)發(fā)展現(xiàn)狀 186
8.2.2 我國(guó)后處理產(chǎn)業(yè)發(fā)展現(xiàn)狀及趨勢(shì) 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(cè)和控制技術(shù) 198
8.3.4 后處理工藝分析測(cè)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(diǎn)案例 205
8.4.1 法國(guó)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(yùn)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(yùn)行 221
9.5 我國(guó)后處理中試廠概況 222
9.6 本章小結(jié) 223
第三篇 新型反應(yīng)堆技術(shù)
第10章 高溫氣冷堆 227
10.1 高溫氣冷堆型特點(diǎn) 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(yīng)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(guó)高溫氣冷堆技術(shù)研發(fā)進(jìn)展 233
10.5 我國(guó)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(yīng)堆 237
11.1 發(fā)展現(xiàn)狀 237
11.1.1 國(guó)際發(fā)展現(xiàn)狀 237
11.1.2 國(guó)內(nèi)發(fā)展現(xiàn)狀 241
11.2 技術(shù)特點(diǎn) 244
11.3 安全特點(diǎn)及問題 245
11.4 應(yīng)用 245
11.5 未來發(fā)展情景 245
11.5.1 老舊小火電機(jī)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?zé)犭娝�保�?248
第12章 超臨界水冷堆 249
12.1 超臨界水冷堆的特點(diǎn)和挑戰(zhàn)性 249
12.1.1 超臨界水冷堆的特點(diǎn) 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(guó)際現(xiàn)狀 252
12.2.2 系統(tǒng)與堆芯 252
12.2.3 國(guó)內(nèi)現(xiàn)狀 255
12.3 超臨界水冷堆實(shí)現(xiàn)工程化的挑戰(zhàn)性 261
12.3.1 堆芯與組件設(shè)計(jì) 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(shí)驗(yàn)技術(shù) 262
12.3.5 設(shè)計(jì)工具的開發(fā)和驗(yàn)證 263
12.4 未來的建議 263
12.4.1 關(guān)鍵技術(shù) 263
12.4.2 實(shí)驗(yàn)堆 263
12.4.3 國(guó)內(nèi)的協(xié)調(diào)、集中優(yōu)勢(shì)、重點(diǎn)攻關(guān) 263
12.4.4 聯(lián)合國(guó)際伙伴 264
第13章 加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng) 265
13.1 核能發(fā)展的關(guān)鍵問題 265
13.1.1 我國(guó)核能的發(fā)展趨勢(shì) 265
13.1.2 核燃料循環(huán)模式 266
13.2 加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)（ADS） 267
13.2.1 ADS概念的發(fā)展 267
13.2.2 ADS的構(gòu)成與原理 268
13.2.3 ADS技術(shù)挑戰(zhàn) 268
13.3 ADS的發(fā)展現(xiàn)狀及趨勢(shì) 269
13.3.1 國(guó)外的發(fā)展及趨勢(shì) 269
13.3.2 我國(guó)的研究基礎(chǔ) 270
13.3.3 我國(guó)ADS發(fā)展路線 271
13.4 ADS研究進(jìn)展及未來規(guī)劃 272
13.4.1 ADS研究進(jìn)展 272
13.4.2 ADS未來規(guī)劃與展望 273
第14章 熔鹽堆 275
14.1 熔鹽堆和釷基核能 275
14.2 熔鹽堆的起源和發(fā)展現(xiàn)狀 277
14.3 熔鹽堆原理與技術(shù)特點(diǎn) 280
14.4 中國(guó)TMSR發(fā)展戰(zhàn)略和進(jìn)展 284
14.5 展望 286
第四篇 放射性廢物管理
第15章 法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)與安全評(píng)價(jià) 291
15.1 法規(guī)標(biāo)準(zhǔn) 291
15.1.1 法規(guī) 291
15.1.2 標(biāo)準(zhǔn) 293
15.2 安全評(píng)價(jià) 295
15.2.1 我國(guó)放射性廢物管理安全評(píng)價(jià)的要求 295
15.2.2 IAEA對(duì)于處置設(shè)施安全評(píng)價(jià)的要求 296
15.3 安全全過程系統(tǒng)分析 305
15.3.1 安全全過程系統(tǒng)分析的概念和作用 305
15.3.2 國(guó)外開展安全全過程系統(tǒng)分析的情況 306
15.3.3 我國(guó)放射性廢物處置安全評(píng)價(jià)與IAEA安全全過程系統(tǒng)分析要求的差距 309
15.4 政策建議 311
15.4.1 完善我國(guó)放射性廢物管理法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)的建議 311
15.4.2 開展放射性廢物處置安全全過程系統(tǒng)分析的建議 312
參考文獻(xiàn) 313
第16章 放射性廢物的處理與整備 315
16.1 引言 315
16.2 高放廢液的來源、組成特點(diǎn)和處理方法 316
16.3 高放廢液的分離 318
16.3.1 高放廢液的分離要求 318
16.3.2 國(guó)內(nèi)外高放廢液分離技術(shù)研究現(xiàn)狀 321
16.3.3 我國(guó)高放廢液分離技術(shù)研究和發(fā)展建議 327
16.4 高放廢液玻璃固化 328
16.4.1 高放廢液玻璃固化處理的重要性 328
16.4.2 玻璃固化技術(shù)國(guó)內(nèi)外發(fā)展現(xiàn)狀 329
16.4.3 我國(guó)高放廢液玻璃固化處理的需求 336
16.4.4 我國(guó)玻璃固化技術(shù)今后發(fā)展趨勢(shì) 338
16.4.5 我國(guó)玻璃固化技術(shù)的今后主要研究?jī)?nèi)容 339
16.4.6 高放廢液玻璃固化技術(shù)研發(fā)存在的問題和政策建議 343
參考文獻(xiàn) 345
第17章 放射性廢物處置 348
17.1 引言 348
17.2 我國(guó)放射性廢物處置的需求分析 349
17.2.1 我國(guó)核電站低、中放廢物量預(yù)測(cè) 349
17.2.2 我國(guó)核燃料循環(huán)放射性廢物處置的需求分析 351
17.3 國(guó)外放射性廢物處置發(fā)展?fàn)顩r 353
17.3.1 國(guó)外低、中放廢物處置現(xiàn)狀 353
17.3.2 國(guó)外高放廢物（乏燃料、超鈾廢物）處置的開發(fā)研究 360
17.4 國(guó)內(nèi)放射性廢物處置開展?fàn)顩r 366
17.4.1 國(guó)內(nèi)低、中放廢物處置 366
17.4.2 國(guó)內(nèi)高放廢物處置技術(shù)開發(fā)狀況 367
17.5 存在問題與建議方案 368
17.5.1 低、中放廢物的處置 368
17.5.2 高放廢物（包括乏燃料和廢物）的處置 371
參考文獻(xiàn) 372