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
 

　　（1）我國能源和環(huán)境現(xiàn)狀。我國經(jīng)濟社會發(fā)展對能源需求持續(xù)增長，面臨著國內(nèi)資源環(huán)境制約日趨強化和應(yīng)對氣候變化減緩CO2 排放的雙重挑戰(zhàn)。當前我國生態(tài)環(huán)境污染形勢已極其嚴峻，近年來PM2.5彌漫造成的霧霾天氣已經(jīng)成為威脅人民健康和降低幸福指數(shù)的重要殺手，治理霧霾已成為中國能源結(jié)構(gòu)調(diào)整刻不容緩的戰(zhàn)略任務(wù)。造成霧霾天氣的主要原因就是工業(yè)燃煤、車輛燃油和供熱等分散燃燒，要從根本上解決霧霾問題，呼吸到清潔的空氣，就必須大幅度減少碳燃料的使用。鑒于核電是穩(wěn)定、潔凈、高能量密度的能源，發(fā)展核電將對我國突破資源環(huán)境的瓶頸制約，保障能源安全，減緩CO2 排放，實現(xiàn)綠色低碳發(fā)展具有不可替代的作用，核電將成為我國未來可持續(xù)能源體系中的重要支柱之一。我國核電發(fā)展堅持“安全高效”的方針，面臨良好的發(fā)展前景。

　　中國是碳能源消耗大國，煤炭等傳統(tǒng)化石能源在一次能源結(jié)構(gòu)中占比過大；中國的CO2 排放量居于世界首位，來自國際社會的減排輿論壓力很大，中國政府在2009 年承諾在2020 年單位GDP 碳排放下降40%～45%的目標。為達到這個目標，我國能源結(jié)構(gòu)需要實現(xiàn)低碳轉(zhuǎn)型，到2020 年中國非化石能源電力應(yīng)占總電力的15%。這次巴黎氣候變化大會中國承諾到2030 年碳排放達到頂峰，非化石能源占一次能源消費總量的比重達到20%左右。

　　2011 年中國工程院開展了對不同發(fā)電能源鏈溫室氣體排放的研究，主要結(jié)論：當前我國核燃料循環(huán)前段（包括鈾礦采冶、鈾轉(zhuǎn)化、鈾濃縮、元件制造、核電廠）的實際溫室氣體歸一化排放量為6.2g/kWh 二氧化碳（二氧化碳的排放量為每千瓦時6.2 克），考慮了核燃料循環(huán)后段（乏燃料后處理和廢物處置）的總的溫室氣體歸一化排放量為11.9g/kWh 二氧化碳。對煤電鏈，研究了煤炭生產(chǎn)環(huán)節(jié)、煤炭運輸環(huán)節(jié)、燃煤電站建造、運行和退役環(huán)節(jié)和電力輸配環(huán)節(jié)4 個生命周期階段中溫室氣體的直接排放和間接排放，為1072.4g/kWh 二氧化碳。水電鏈在0.81～12.8g/kWh 二氧化碳，風電鏈在15.9～18.6g/kWh 二氧化碳，太陽能在56.3～89.9g/kWh 二氧化碳之間。從溫室氣體排放來看，核電鏈僅約為煤電鏈的1%。 在全球碳減排的邊際成本中，核能的邊際成本遠低于風能、太陽能、碳捕獲及封存等技術(shù)的邊際成本。若核電能在2030年前后實現(xiàn)1.5 億千瓦的裝機，就相當于取代近4 億噸標準煤，即替代約1/6 的煤炭供給，減少近15 億噸二氧化碳排放，以及大量的SO2、NOx、可吸入顆粒物等污染物，顯著改善我國的大氣質(zhì)量。此外核燃料不需要大規(guī)模運輸，可以顯著減少我國長期形成的“北煤南運”的運輸壓力。同時未來核能作為優(yōu)質(zhì)的一次能源，不僅可以用于大規(guī)模發(fā)電，還可以用來制氫，海水淡化，供熱制冷，對城鎮(zhèn)化的能源需求、乃至開發(fā)燃料電池汽車都具有重要戰(zhàn)略意義。

　?。?）我國能源發(fā)展的預期。考慮到我國經(jīng)濟正逐步走向經(jīng)濟平穩(wěn)增長期，向著21 世紀中葉人均國民生產(chǎn)總值達到中等發(fā)達國家水平，通過產(chǎn)業(yè)結(jié)構(gòu)調(diào)整升級，第二產(chǎn)業(yè)產(chǎn)值單耗大幅并持續(xù)下降，電力彈性系數(shù)不斷下降，“十三五”及“十四五”期間將降至0.6‐0.9 之間。2025‐2050 年期間將進一步降至0.5 以下。預計2020、2025、2030 年全國全社會電量需求分別為7.5、9.0、10.1 萬億千瓦時，各時期年平均增長率為5.9%、3.7%、2.2%?？紤]到減排的承諾，應(yīng)加大非化石能源的開發(fā)和使用。下表列出“十三五”及中長期一次能源消費規(guī)模及結(jié)構(gòu)的預期：

　　其中2020 年、2030 年非化石能源通過非發(fā)電途徑利用的規(guī)模分別為1.0 億噸標煤、1.3 億噸標煤，通過發(fā)電途徑利用的規(guī)模分別為6.5 億噸標煤、10.7 億噸標煤。按照2020 年、2030 年發(fā)電煤耗分別為290克標煤/千瓦時、280 克標煤/千瓦時測算，2020 年、2030 年非化石能源發(fā)電量分別為22414 億千瓦時、38214億千瓦時。

　　（3） 2030 年非化石能源占20%時的電力結(jié)構(gòu)。下面設(shè)想兩個方案：①水電4.5 億千瓦，核電1.6 億千瓦（稍高于規(guī)劃設(shè)想），風電3.1 億千瓦，太陽能發(fā)電3.1 億千瓦；②水電4.3 億千瓦，核電1.3 億千瓦（稍低于規(guī)劃設(shè)想），風電4 億千瓦，太陽能發(fā)電4 億千瓦。下表列出非化石能源發(fā)電裝機容量表:（發(fā)電裝機：萬千瓦，發(fā)電量：億千瓦時，標煤：噸）

　　鑒于風電、太陽能發(fā)電規(guī)模越大，系統(tǒng)調(diào)峰能力需求越大，為控制棄風率，使其保持在10%以內(nèi)，方案一：抽蓄、氣電裝機分別要求達到9200 萬千瓦、21000 萬千瓦；方案二：抽蓄、氣電裝機分別要求達到11000 萬千瓦、21000 萬千瓦。鑒于風電、太陽能發(fā)電裝機投資高于核電，加上抽蓄、氣電裝機容量較高，因此第二方案經(jīng)濟性較差。由此可見，多發(fā)展核電和水電有利于國民經(jīng)濟發(fā)展。

　　因此，規(guī)模化發(fā)展核電是必要的，國家在核電中長期發(fā)展規(guī)劃中提出的目標：2020 年實現(xiàn)運行58 GW，在建30 GW 核電裝機，每年開工6—8 臺機組。工程院在核電再研究中預測2030 年實現(xiàn)0.15 TW，在建50GW 核電裝機。目前我國在核電技術(shù)、核電裝備及配套的核燃料產(chǎn)業(yè)方面具備了規(guī)?；l(fā)展的條件。縱觀核電發(fā)展歷史，美國在核電建設(shè)高峰期，每年核電同時建設(shè)達6—8 臺機組，個別年份甚至有10 臺的記錄。

2 核電安全性有保障

　　（1）我國核電具有良好的安全記錄。我國核電發(fā)展具有“后發(fā)優(yōu)勢”，安全標準與當前國際核電最高安全標準接軌，并持續(xù)改進，不斷提高，設(shè)計上充分運用了當前最先進的技術(shù)；我國核電自秦山一期機組投運二十年來，在運機組安全水平進一步提升，根據(jù)國際原子能機構(gòu)發(fā)布的核事件分級表界定，未發(fā)生二級及以上運行事件（事故）；運行業(yè)績良好，主要運行指標高于世界平均值，部分指標處于國際前列，核電廠工作人員照射劑量低于國家容許標準，核電廠周圍環(huán)境輻射水平保持在天然本底范圍內(nèi)，沒有對公眾造成不良影響。

　　福島核電事故以后，根據(jù)國際的研討和經(jīng)驗反饋我國制定了一系列安全措施和技術(shù)標準，防止類似福島核電事故的重演。

　　（2）我國最早引入和開發(fā)三代核電技術(shù)。前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故后，20 世紀80 年代末和90年代初開始，各核電大國積極著手制定以更安全更經(jīng)濟為目標的核電設(shè)計標準規(guī)范，即美國的 “電力公司要求文件”（URD），西歐國家的“歐洲電力公司要求”（EUR），在此基礎(chǔ)上有關(guān)國家開發(fā)設(shè)計了先進輕水堆核電廠，稱為第三代輕水堆核電廠。

　　我國率先引進并在三門、海陽建設(shè)首批四臺AP000 先進壓水堆核電廠，同時又在臺山建設(shè)二臺EPR1700 先進壓水堆核電廠。三代壓水堆核電廠最顯著的技術(shù)特征是設(shè)置了完備的嚴重事故預防和緩解設(shè)施；將概率安全目標提高一個量級，要求堆芯損壞概率（CDF）小于十萬分之一，大量放射性釋放概率（LRF）小于百萬分之一。

　　AP1000 主要特點有， ①緊湊布置的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，采用兩環(huán)路，各由一臺蒸汽發(fā)生器和兩臺直接安裝在蒸汽發(fā)生器下封頭出口端的屏蔽式電動泵組成；②采用非能動安全系統(tǒng)，諸如非能動應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)等；③設(shè)置嚴重事故緩解設(shè)施，包括增設(shè)卸壓排放系統(tǒng)，自動氫氣復合裝置，以及堆腔淹沒系統(tǒng)，以導出余熱，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)；④設(shè)計基準地面水平加速度為0.3g，以適應(yīng)更多的廠址條件；⑤模塊化設(shè)計和施工，縮短工期；⑥全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。

　　EPR1700 的主要特點有， ①四環(huán)路的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，堆芯由241 個燃料組件組成，可使用50%MOX燃料；②采用雙層安全殼，具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力；③增加安全系統(tǒng)的冗余度，安全系統(tǒng)從二通道增加到四通道；④設(shè)置嚴重事故緩解設(shè)施，包括增設(shè)穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)，氫氣復合以及堆芯熔融物收集裝置等；⑤全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。

　　與此同時，按當前國際最高安全標準，自主開發(fā)先進壓水堆核電廠“華龍一號”。在我國具有的成熟技術(shù)和規(guī)?；穗娊ㄔO(shè)及運行的基礎(chǔ)上，“華龍一號”通過優(yōu)化和改進，滿足先進壓水堆核電廠的標準規(guī)范，已在福建福清、廣西防城港和巴基斯坦卡拉奇開工建設(shè)，其主要特點有，①采用標準三環(huán)路設(shè)計，堆芯由177 個燃料組件組成，降低堆芯比功率，滿足熱工安全余量大于15%的要求；②采用能動加非能動的安全系統(tǒng)，能動系統(tǒng)能快速消除事故，非能動系統(tǒng)能在能動系統(tǒng)失效或全廠失去電源時確保核電廠的安全；③采用雙層安全殼，具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力；④設(shè)置嚴重事故緩解設(shè)施，包括增設(shè)穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)，非能動氫氣復合裝置，以及堆腔淹沒系統(tǒng)，以導出余熱，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)；⑤設(shè)計基準地面水平加速度為0.3g，以適應(yīng)更多的廠址條件；⑥全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。

　　在引進消化吸收的基礎(chǔ)上自主開發(fā)設(shè)計了CAP1400，其主要特點有，①加大反應(yīng)堆堆芯燃料組件裝載的容量，以滿足熱工安全余量大于15%的要求，提高核電廠出力達1400MWe；②加大鋼安全殼的尺寸及容積，使外層屏蔽殼具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力；③主循環(huán)泵采用50 周波電源供電，與我國電力標準相符，提高主泵供電的可靠性；④采用非能動安全系統(tǒng)，諸如非能動應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)等；⑤設(shè)置嚴重事故緩解設(shè)施，包括增設(shè)卸壓排放系統(tǒng)，自動氫氣復合裝置，以及堆腔淹沒系統(tǒng)，以導出余熱，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)；⑥模塊化設(shè)計和施工，縮短工期；⑦全數(shù)字化儀控系統(tǒng)；⑧設(shè)計基準地面水平加速度為0.3g，以適應(yīng)更多的廠址條件。

　　我國三代核電技術(shù)的發(fā)展實現(xiàn)了“從設(shè)計上實際消除大規(guī)模放射性物質(zhì)釋放”的目標。

　?。?）科學客觀評價三次重大核事故。1973 年美國發(fā)生了三里島核事故，三里島為新建的壓水堆核電站，由于誤操作導致失水事故，無法導出反應(yīng)堆余熱致使堆芯損壞。堆芯損壞。三里島事故時安全殼內(nèi)放射性總量為：Xe‐133‐‐‐‐2.22×1018Bq，Xe‐135‐‐‐‐1.11×1017Bq，I‐131‐‐‐‐1.85×1017Bq，由于安全殼內(nèi)壓力不高，泄漏率很小，經(jīng)測量排放到環(huán)境的放射性總量為9.25×1016Bq，其中Xe‐133 占60%，I‐131 為5.55×1016Bq。80 公里半徑內(nèi)200 萬居民受集體劑量為20 人•Sv，公眾最大個人劑量小于1mSv，遠低于場外應(yīng)急干預水平（10mSv）。1986 年發(fā)生在前蘇聯(lián)的切爾諾貝利核電站事故，由于沒有安全殼，放射性物質(zhì)釋放的總量達12×1018Bq，其中惰性氣體6‐7×1018Bq，I‐131 為1.3‐1.8×1018Bq，Cs‐134 為0.05×1018Bq，Cs‐137 為0.09×1018Bq，3‐4%為核燃料裂變碎片。周圍10%的居民所受劑量大于50mSv，近5%的居民所受劑量達100mSv，嚴重超標。2011 在日本年發(fā)生福島核事故，嚴重的自然災(zāi)害（9 級地震伴隨10 米以上的海嘯），導致核電站全廠失去電源，無法導出余熱，致使堆芯嚴重損壞，事故時釋放I‐131 達到1.5×1017Bq，Cs‐137為1.2×1016Bq，同時還有大量含放射性物質(zhì)的水從安全殼泄漏，滲入土壤、水源和地下水，造成嚴重的環(huán)境長期污染，被迫撤離大量居民，但福島轄區(qū)內(nèi)195345 位受檢居民中未發(fā)現(xiàn)有損健康的案例。應(yīng)該指出：中國不會發(fā)生類似切爾諾貝利和福島核電站的核事故，我國核電站均設(shè)有完整可靠的安全殼，以包容放射性物質(zhì)，不向環(huán)境泄漏；福島核電站采用的是沸水堆，三道屏障不完整，加上中國不具備出現(xiàn)，引發(fā)福島核事故自然災(zāi)害的事故鏈。

3 核電是清潔能源

　　核電不僅不排放溫室氣體、有害氣體、微塵外，對放射性流出物進行嚴格的處理和監(jiān)控。按照國家環(huán)境保護法規(guī)，依據(jù)管理部門批準的排放限值，我國核電廠對放射性流出物的排放進行了嚴格的控制，對核電廠周圍環(huán)境進行了有效監(jiān)控。 2013 年運行核電廠放射性流出物的監(jiān)察結(jié)果表明：我國商業(yè)運行核電廠的放射性流出物均遠低于國家標準值。下表列出大亞灣核電站與秦山核電站的放射性流出物的年排放數(shù)據(jù)。

　　核電廠工作人員的職業(yè)照射按國家規(guī)定，連續(xù)5 年平均年有效劑量不超過20mSv；任何一年不超過50mSv。2013 年數(shù)據(jù)表明：大亞灣核電廠平均個人劑量0.549mSv；年度最大個人劑量13.345mSv。秦山第二核電廠平均個人劑量0.385mSv；年度最大個人劑量8.726mSv。遠低于國家標準。

　　中低放放射性固體廢物亦受到嚴格的控制，規(guī)定每座核電廠年固體廢物不超過50 立方米。中低放放射性固體廢物在核電廠暫存后，運到永久處置場存放。上述固體廢物目前還存儲在核電廠，受到完全的監(jiān)控。相關(guān)地方正積極按國家標準建設(shè)永久處置場。

4 科技創(chuàng)新促進我國核電規(guī)模發(fā)展

　　我國核電在總體設(shè)計、核島設(shè)計、關(guān)鍵設(shè)備和材料國產(chǎn)化、先進燃料元件制造、數(shù)字化儀控系統(tǒng)開發(fā)等方面都取得重大進展。通過實施國家重大科技專項，提高了核電裝備行業(yè)的技術(shù)水平，主設(shè)備和關(guān)鍵設(shè)備大部分由國內(nèi)供貨，設(shè)備國產(chǎn)化率超過85%。設(shè)備制造商的裝備水平屬國際一流，三大動力集團均具備年供應(yīng)3—4 套核電裝備的能力，加上近年來，火電發(fā)展減速，騰出更大的產(chǎn)能，可以說我國完全有能力每年建設(shè)6—8 臺核電機組，裝備行業(yè)的發(fā)展為核電大國奠定了基礎(chǔ)。核島和常規(guī)島的主設(shè)備基本上完全立足國內(nèi)，自主設(shè)計的華龍一號蒸汽發(fā)生器已通過了試驗驗證；國內(nèi)最大容量的CAP1400 壓力容器已研制成功；正在開發(fā)具有自主知識產(chǎn)權(quán)的機械密封主循環(huán)泵。首臺核安全級的DCS 即將在核電工程上投產(chǎn)應(yīng)用。

　　我國已成為世界上少數(shù)幾個擁有完整核工業(yè)體系的國家，成功實現(xiàn)U 濃縮離心機國產(chǎn)化，我國已建成完善的核電用鋯材生產(chǎn)體系，自主研制的CF2、CF3 核燃料元件，正在進行隨堆考驗。我國核電廠的核燃料供應(yīng)完全立足國內(nèi)。

　　核電的規(guī)?；l(fā)展不僅將促進能源發(fā)展，而且將拉動裝備業(yè)、建筑業(yè)、儀表控制行業(yè)、鋼鐵等材料工業(yè)的發(fā)展，促進高科技及高端產(chǎn)業(yè)的發(fā)展，有利于經(jīng)濟轉(zhuǎn)型。

5 持續(xù)的核安全研究將不斷提高核電的安全性

　　我國和國際上都在進行核電的安全性研究，主要有實際消除大規(guī)模放射性釋放，保持安全殼完整性,嚴重事故預防和緩解（包括：嚴重事故管理導則，極端自然災(zāi)害預防管理導則），耐事故燃料（ATF）研究等。其中耐事故燃料的研究集中于降低堆芯（燃料）熔化的風險，緩解或消除鋯水反應(yīng)導致的氫爆風險，提高事故下燃料對裂變產(chǎn)物的包容能力。2011 年美國國會通過法案，要求能源部組織制定一項旨在提高現(xiàn)役電站核燃料抵抗嚴重事故能力的研究；目標是在2022 年左右實現(xiàn)首個ATF 燃料組件進入商用反應(yīng)堆輻照；法國、日本、韓國等也在開展耐事故燃料的研發(fā)；OECD 組織了多次耐事故燃料國際會議，IAEA 正在籌備一項“ATFOR”的合作研究項目。我國相關(guān)研究院所亦已開展耐事故燃料的研發(fā)，我國有廣泛的碳纖維工業(yè)基礎(chǔ)，有SiC 包覆燃料的工藝和經(jīng)驗。耐事故燃料研究成功不僅將提高新建核電廠的安全性，而且將提高和改善已投產(chǎn)運行的二代改進型核電廠的安全。

6 核廢物和核電廠退役

　　（1）高放射性核廢物。每個核電廠每年卸出約20‐30 噸乏燃料，存貯在核電廠內(nèi)部的乏燃料廠房中，乏燃料廠房存貯的容量可滿足15‐20 年的卸料量和一個整堆的燃料。壓水堆核電站乏燃料中含有：約95%鈾‐238；約0.9%鈾‐235；約1%Pu‐239；約3%裂變產(chǎn)物；約0.1%次錒系元素。其中僅裂變產(chǎn)物和次錒系元素為高放和長壽命放射性廢物，其它均是可再利用的戰(zhàn)略物資。我國實施閉式燃料循環(huán)的技術(shù)路線，提取乏燃料中的鈾和钚作為快中子增殖堆的燃料。自主設(shè)計的我國第一座動力堆乏燃料后處理中試廠 熱試成功，正式投產(chǎn)；并正在規(guī)劃自主建設(shè)我國首個商業(yè)規(guī)模的乏燃料后處理示范工程，為實現(xiàn)我國核燃料閉式循環(huán)奠定基礎(chǔ)。 我國已建成快中子實驗堆，并投入運行；正在研發(fā)并建設(shè)大容量的快中子示范堆，開發(fā)第四代核電技術(shù)，充分利用核資源，為下一代核電技術(shù)發(fā)展奠定基礎(chǔ)。

　　乏燃料中的長壽命次錒系元素可利用快堆或加速器驅(qū)動的次臨界系統(tǒng)（ADS）來嬗變，使其變廢為寶，ADS 具有較高的嬗變支持比（與快堆相比為12/5），中子能譜更硬，安全性較好。我國正在開展ADS 的研究。

　　高放廢物的處置：裂變產(chǎn)物放射性核素含量或濃度高（4×10E10 Bq/L），釋熱量大（2kw/立米），含有毒性極大的核素。占所有廢物體積的1%，但占放射性總量的99%。高放廢物通過玻璃固化，采取三重工程屏障：玻璃固化體，廢物罐，緩沖材料；用以阻水，防止核素遷移。然后進行與生物圈隔離的深地層埋藏。

　　可以說核電廠的乏燃料是嚴格受控的，不會出現(xiàn)任何安全問題；高放廢物遠小于煤電等廢棄物，經(jīng)玻璃固化和三重工程屏障處理，以及深地層最終處置不會對環(huán)境、人類帶來危害。

　　我國非常重視核廢物的處理和處置工作，乏燃料后處理的中間試驗廠已投入運行，正在建設(shè)大型后處理廠的示范工程和商業(yè)規(guī)模的后處理廠；長壽命的高放廢物可在快中子堆或ADS 中進行嬗變，快中子示范堆和商用堆正在籌建，同時與世界各國同步進行ADS 研究；高放廢物的玻璃固化和最終處置亦正在研究。目前乏燃料均安全地儲存在核電廠乏燃料水池中，其安全是得到保障的。

　　（2） 核電廠退役。核電廠退役是指核電廠在商業(yè)運行結(jié)束后，達到廠址不受限制利用的過程。按GB/T19597 規(guī)定，退役深度分傘個等級：一級退役，卸除全部核燃料，監(jiān)護封存；二級退役，對部分或全部核設(shè)施進行去污處理，達到指標后進行拆除，有限制開放或使用；三級退役，拆除所有核設(shè)施，設(shè)備、場地、構(gòu)（建）筑物無限制開放或使用。

　　退役費用一般為其基建費用的10%‐20%。由于國際上至今尚無核電廠退役的實踐經(jīng)驗，有人認為可能要高于這個數(shù)值。鑒于核電廠的運行壽期40‐60 年，一般15 年內(nèi)已完成還本付息，還本付息后核電廠的利潤率遠高于還本付息期，有足夠的時間積累退役基金。

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