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2024-10-28 36 新能源及电力行业报告
裂变反应堆按照中子能量不同,燃料不同、慢化剂和冷却剂不同分为多种类型。 按燃料循环分为铀-钚循环和钍-铀循环;根据引起裂变反应的中子能量不同分为热 中子堆(中子能量小于 0.1eV)和快中子堆(中子能量大于 0.1MeV);按冷却剂类 型可分为轻水和重水;按慢化剂类型可分为石墨、轻水和重水。目前比较主流的反 应堆技术是热中子轻水堆,使用轻水做慢化剂和冷却剂;轻水堆又可分为压水堆和 沸水堆。我国主要采用压水堆技术,其堆芯所在的压力容器压强达 150 个大气压, 保证工作水温 350℃左右。自 1954 年全球第一台核电站——前苏联奥布宁斯克核电站并网以来,全球核 电技术已经发展了四代。 第一代核电技术验证核能发电的技术可行性。第一代核电为原型堆,没有标准 化设计,发电功率较小;典型代表有前苏联的奥布宁斯克核电站、英国镁诺克斯反 应堆、美国希坪港压水堆等。目前采用第一代核电技术的机组已经全部退役。 第二代核电技术验证核能发电的经济可行性,实现了批量化商业部署。第二代 核电技术吸收了第一代核电技术的设计、建造和运行经验,形成了标准化的核电技 术;二代核电单机组功率水平大幅提高,达到百万千瓦级;同时二代核电单位造价 降低,相比火电也具有较好的经济性,实现了批量化商业部署。截至 2022 年底, 全球在运二代机组 393 台,占全部在运核电机组数量的 93%。 第三代核电技术着重提升安全性、经济性和先进性,目前全球大部分在建的核 电机组采用第三代核电技术。针对公众对核电安全性、经济性的疑虑,美国和欧洲 相继出台了《先进轻水堆用户要求》(URD)和《欧洲用户对轻水堆核电站的要求》 (EUR),对新建核电站的安全性、经济性和先进性提出了更高的要求。国际上通 常把满足 URD 文件或 EUR 文件的核电机组称为第三代核电机组。 第四代核能系统进一步聚焦安全性。第四代核能系统国际论坛(GIF)选定了 钠冷快堆、高温气冷堆、铅冷堆、熔盐堆、超临界水冷堆、气冷快堆六种最具前景 的四代核能技术路线,其中钠冷快堆、高温气冷堆、铅冷堆、超临界水冷堆预计在 2025 年前后进入示范工程阶段。第四代核能系统具有四个主要特点:核能的可持续 利用、经济性、安全与可靠性、防扩散与实物保护。
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