近年来随着GDP增长放缓，我国用电增速下移。从人均用电量的角度来看，我国2017年仅达到4537.62千瓦时/人，远低于美国（11875.7）、韩国（10061.56）、法国（7155.47）等发达国家。中远期看，我国电力需求仍有较大提升空间。

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核电具备基荷电源属性，高效、稳定、环保。近5年我国核电机组平均利用小时数高达7305小时。BP数据显示，2017年我国一次能源消费中核电占比仅为1.8%，与世界平均水平4.4%仍存较大提升空间。

自20世纪50年代核电技术问世，全球核电产业可划分为四个阶段。安全性一直是推动核电行业发展的核心目标。

目前我国在役机组多采用二代加技术。三代机组已经开始陆续投产，近两年投入商运的9台机组中有7台选择了三代技术路线。由于目前筹建机组均采用三代技术，预计到2030年左右，三代核电站或将成为主力机型。

核电发展已历经四个阶段，技术的每一次升级都是对安全性的持续优化。从安全性、经济性以及环保的角度来看，四代核电技术将成为未来发展的主流方向。

我国从未发生过二级及以上核事故。核事件分级标准由国际原子能机构（IAEA）制定，共分七级，七级最严重。国外共发生过 3 起重大核电事故，其中三里岛为五级，切尔诺贝利、福岛为七级。自 1994 年秦山核电站首台机组投产，我国 46 座核电站已累计安全运行 326 堆年。无论从技术设计、自然禀赋还是人为因素的角度， 我国现役核电机组 未来 发生重大核事故 的概率都是微乎其微的。

福岛核事故 发生 的直接原因是海啸造成应急冷却系统断电。福岛核电站使用能动型冷却体系，在停堆后依靠柴油发电机发电启动机组运行。海啸冲破了核电厂的防御设施，毁坏了应急柴油发电机，最终导致堆芯丧失冷却能力，堆芯融化，放射性物质外泄。

我国沿海海域发生海啸的可能性很小。从海深条件来看，渤海、黄海平均海深不到 50 米、东海为几百米，而海深与海啸发生几率呈正相关关系，地震震源点海水深度越大，则海啸速度越快，破坏力越强；从地震记录来看，中国沿海从未发生过 8 级以上的地震；从地形地貌来看，中国近海海域内分布着数千个岛屿礁滩，构成了天然屏障。

核电站 防洪水平完全可 以抵御 海啸 灾害 。在南海发生 9 级地震的情况下，海啸波对我国沿海核电站厂址水位的最大影响仅约 2.7m，远低于在役及在建核电站的防洪水平。 近年来我国核电 防洪 标准不断提升，1991 年我国第一座核电站秦山一期落成，场坪标高为 5 米，防波堤加挡浪墙顶标高为 9 米，目前筹建中的海阳 2 期及广西白龙核电站，设计标高已提升至 8.1米和 13.47 米。

切尔诺贝利核事故的主要原因是堆型设计 存在 重大 缺陷 ，从而引起的核电站功率暴走、裂变反应失去控制，最终导致放射性物质泄露。设计缺陷主要体现在三个方面：1）石墨和轻水同时做慢化剂，轻水做冷却剂，蒸汽化后造成正空泡系数；2）控制棒末端的石墨具有慢化中子及排水效应，起始插入阶段反而促进反应增长；3）老式的石墨堆叠式反应堆，缺少内层压力安全钢壳和外层混凝土安全壳。

三里岛核电事故的重要诱因 是稳压器释放阀发生卡开故障，在紧急停堆后该阀门无法自动关闭，导致冷却剂持续流失。另外， 主控室人机交互设计不合理，致使操纵员在事故处置中判断不明、连续误操作，切断了堆芯裂变产物余热的导出途径，最终导致堆芯熔化。

现阶段我国在运核电站，除秦山三期 重水堆和台湾地区少量沸水堆 外 ，全部采用压水堆堆型。相对于福岛、切尔诺贝利等沸水堆而言，压水堆增设了二回路循坏，将一回路中的放射性冷却剂隔离密封在安全壳内，汽轮机等设备放射性计量小，易于后期维护检修。即便发生事故，调节两回路间的气压及温差，即可实现自然循环冷却，核泄露的几率大大降低。

我国现役二代加核电站已经彻底 解决了切尔诺贝利和三里岛的设计缺陷，在系统设计方面实现了质的提升：

（1）加装安全壳：加装由钢筋混凝土和内衬钢板构成的安全壳，提高收容能力，防止放射性物质外泄。建造成本升高，但安全性明显提升；

（2）改进 控制棒设计：将冷却水容器由管道状改成水池状，同时缩短控制棒插入时间至2—3秒，减弱了控制棒的排水效应；

（3）设计负 空泡反应性系数：仅以水充当慢化剂和冷却剂，水受热产生气泡时，慢化和吸收中子的能力同时下降，总体上表现为对反应的抑制作用，切断了恶性循环；

（4）解决阀门卡开等机械 故障：改良设计，在制造过程中采取更严格的质量控制，在使用时采取更严格的检验保养，机械故障是可以消除的；

（5）改进主控室人机界面设计：主控室配置数字化控制系统，增加重要参数实时监测指示，操纵和控制更自动化、集中和精确，大大降低了人为判断的失误率；

（6）改进的应急系统可在断电情况下使用：现役核电站使用的三代压水堆采用了非能动型安全冷却体系，能在失去供电的情况下通过重力注入贮存的冷却水对堆芯进行冷却，并排出余热。

细化核电法规，防范事故发生。相比于三里岛时期的美国、切尔诺贝利时期的苏联、福岛时期的日本，我国从核工业发展之始就十分重视核安全，明确制定了“安全第一“的方针，并通过专项立法、发布部门规章和指导性文件，建立了一个自顶向下、体制完善的法规系统，强化了监管体系与能力建设，确保国家核安全。

“五道防线”纵 深防御，多重屏障强化核电安全。2016 年发布的《中国的核应急》白皮书中强调，通过“一案三制”预案和法制、体制、机制建设，辅以“五道防线”有力抓手，建立健全国家核应急组织管理体系：

（1）保证设计、制造、建造、运行等质量，预防偏离正常运行。履行强军首责，筑牢国家安全基石，确保军工科研生产任务圆满完成。

（2）严格执行运行规程，遵守运行技术规范，使机组运行在限定的安全区间以内，及时检测和纠正偏差，对非正常运行加以控制，防止演变为事故。

（3）如果偏差未能及时纠正，发生设计基准事故时，自动启用电厂安全系统和保护系统，组织应急运行，防止事故恶化。

（4）如果事故未能得到有效控制，启动事故处理规程，实施事故管理策略，保证安全壳不被破坏，防止放射性物质外泄。

（5）在极端情况下，如果以上四道防线均告失效，立即进行场外应急响应行动。同时设置多道实体屏障，防止和控制放射性物质释入环境。

全方位 ， 深层次 ， 打好保卫核安全之仗。目前已经落实的法规囊括核设施建设及运行阶段的安全监督、放射性同位素与射线防护、核材料管制、放射性废物运输及处置、环境评价与监测、人员资质管理和核应急“一案三制”（核应急预案、法制、体制、机制），未来将要在核事故应急及问责、核信息公开、核从业人员岗位培训上持续发力。

目前，国际主流核电建设标准主要参考美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）。针对应急安全系统的设计，URD 对第三代核电站两种类型的核电厂分别提出了严格要求。

三代核电发生事故的概率较二代显著下降。经过一系列技术设计的优化升级，二代能动核电站进阶到三代非能动和改进型能动核电站。西屋公司 AP1000 标准设计证书和芬兰 OL3核电厂建造许可证中显示，三代技术具有代表性的 AP1000 和 EPR 的堆芯损坏频率分别降低到 5.0894×10 -7 /堆年和 1.18×10 -6 /堆年，大量放射性释放概率降低至 5.94×10 -8 /堆年和 9.6×10 -8 /堆年，相较二代核电降低了一至二个数量级。

我国目前筹建电站 全部使用三代技术，在建占比达高达80%。与二代相比，除了安全性更强，三代核电还具备经济性更高的明显优势：1）单机功率从60-100提升至100-150万千瓦；2）换料周期由12-18个月延长至18-24个月；3）建造周期缩短了6个月；4）设计寿命延长了20年。因此，三代核电已经成为我国在建筹建核电站的首选。目前我国10台在建机组中有7台采用三代技术，46台筹建机组全部采用三代技术。

“华龙一号” 是中国核电“技术崛起、海外输出”的主打品牌，是中广核集团及中核集团在 ACPR1000 和 ACP1000+的基础上联合开发的三代加堆型，具有完整自主知识产权，在设计创新方面优势明显。

采用 “能动和非能动相结合 ”的安全设计理念，反应堆堆芯配备 177 个燃料组件、单堆布置、采用多重冗余的安全系统。非能动以高位冷却水箱为主体，事故后依靠重力快速向堆芯注入大量含硼水，可有效应对能动系统动力源丧失的情况，防止堆芯裸露。

全面平衡贯彻 了“纵深防御”的设计原则，设置了完善的严重事故预防和缓解措施，满足事故后72小时不干预原则，安全指标和技术性能达到了国际三代核电技术的先进水平。

可根据客户需求， 定制 个性化的专设安全系统。基于实际情况，可选择性在余热排出、一回路完整性和安全壳完整性等重要环节上设置非能动系统，次临界、一路水装量可继续沿用传统能动系统，实现资金和资源的有效配置。

实现了安全性和经济性的平衡，经济指标上，电厂设计寿命 60 年，采用18个月换料方案，设计可利用率大于 90%，市场竞争力突出。

“一带一路”延伸新触角 ， 华龙一号 出海 势头强劲。“一带一路”沿线中，有28个国家计划发展核电，规划机组126台总规模约 1.5 亿千瓦，市场总量约2.4万亿元。受政治、经济、军事等因素影响，中国核电企业在“一带一路”所占的市场份额难以估计。核电出口的必要条件是拥有自主知识产权，由中核与中广核自主研发的华龙一号成为“走出去”明星。截至目前，中核集团已签署两笔华龙一号出口订单——巴基斯坦的卡拉奇2、3号机组以及阿根廷阿图查4 号机组。同时，中广核集团也与英国达成合作协议，帮助布拉德维尔核电站引进华龙一号。

目前核电存在两种发展更安全的反应堆的途径。一 是 采用“ 纵深防御 ” 策略 ，在反应堆的设计、建造和操纵方面做进一步的改进。在核事故发生后，被损坏的反应堆中氢积累的可能性、严重的蒸汽爆炸被列为重点研究课题，安全壳被设计实验进行严重事故下的验证。工程师们已经花费了数年时间设计各种专用安全系统，结果使核动力系统过于复杂冗余，造价高昂。

二是进行技术革新，发展新一代核能系统, 充分利用其固有安全的特点, 这样容易向公众说明并为他们所理解和接受。如今压水堆已不能再通过无限制复杂化纵深防御来解决安全问题，革新型反应堆技术才是最终出路。

积极开展四代研究。第四代核能系统由美国能源部在 1999 年提出。2002 年美国联合 10余个国家、机构提出将钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆、熔盐堆 6 种堆型确认为重点研发对象，并预计将于 2030 年开启商业化进程。中核旗下的原子能科学研究院于 2011 年实现了国内首座钠冷快堆实验堆的满功率稳定运行。

国际合作积极推动核电技术发展，2015 年 9 月，比尔盖茨投资的泰拉能源公司就与中核集团签署行波堆（四代核电，属于钠冷快堆的一种）合作协议，致力于行波堆技术的研发、落地和投产。

大幅降低堆芯熔化概率， 开启 “ 零放射 ” 时代 。美国核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)联合提出了四代核电堆芯融化概率低于 10 -6 /年、完全无场外放射性释放、人为错误不会导致严重事故, 不需要厂外应急措施等要求。通过加强专设安全系统，设置坚固而大容积的安全壳，收严安全裕量基准，提高新一代核电的抗事故能力。

提高燃料循环利用率。目前，四代快堆利用热堆乏燃料后处理分离出的钚制成 MOX 燃料，在快堆内进行多轮闭式循环，铀资源利用率可由近 0.6%提升至 30%，同热堆一次通过模式相比提升了 50 倍。2015 年，中核集团与比尔盖茨主导投资的美国泰拉能源签约，合作开发“行波堆”。美国核能专家预计未来以行波堆为代表的钠冷快堆可将铀资源的利用率进一步提升至60%，且能以贫铀、乏燃料回收铀或者天然铀为燃料，换料周期有望延长至 10 年以上。

首次对经济性提出要求。第四代核能论坛（GIF）首次针对四代核电设置经济指标，要求核电机组单位投资不大于 1000 美元/千瓦（二代加约 11000~14000 元）、发电成本不大于 3 美分/千瓦时（二代加约 0.3 元），同时建设周期从三代核电的 54 个月降低至 36 个月以下。无论从安全性还是经济性角度来看，四代核电有望带领核电产业迈入新纪元。

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