楊軍 朱東來(lái) 吳幸慈 王蓓琪 徐樂(lè)瑾

2018年，第四代反應(yīng)堆技術(shù)，包括次臨界加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)、釷基熔鹽堆、高溫氣冷堆等工程建設(shè)進(jìn)展順利。受?chē)?guó)際環(huán)境影響，行波堆進(jìn)展受到一定阻礙。具有代表性的第三代反應(yīng)堆AP1000（AP指代advanced passive，1000為百萬(wàn)千瓦級(jí)）與EPR（evolutionary power reactor）均在2018 年內(nèi)建設(shè)完成并發(fā)電，APR1400首堆工程正式獲準(zhǔn)建設(shè)。隨著部分核電站接近或到達(dá)壽期，核設(shè)施退役問(wèn)題也提上日程，相關(guān)研究正在進(jìn)行。總體而言，核能年度科技成果與項(xiàng)目建設(shè)進(jìn)展顯著。

1 第四代反應(yīng)堆研發(fā)進(jìn)展

第四代核反應(yīng)堆國(guó)際論壇 Gen-IV Forum（GIF）選定了下列6種堆型為第四代堆的重點(diǎn)關(guān)注對(duì)象：鉛合金冷卻堆（LFR）、熔鹽堆（MSR）、超常高溫堆（VHTR）、鈉冷快堆（SFR）、氣冷快堆（GFR）和超臨界水冷堆（SC-WR）。

1.1 ADS次臨界加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)

加速器驅(qū)動(dòng)的次臨界系統(tǒng)（accelerator driven subcritical systems，ADS）是由IAEA所承認(rèn)的第四代核能系統(tǒng)，是基于鉛鉍合金冷卻的次臨界快堆。2018年3月24日，“十二五”國(guó)家重大科技基礎(chǔ)設(shè)施“加速器驅(qū)動(dòng)嬗變研究裝置（CIADS）”項(xiàng)目的初步設(shè)計(jì)方案通過(guò)評(píng)審。建成后它將成為國(guó)際首臺(tái)加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)（ADS）嬗變研究裝置。

中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)和華南理工大學(xué)針對(duì)加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)中能量可以到達(dá)上百M(fèi)eV甚至GeV的散裂源中子，開(kāi)發(fā)出自動(dòng)生成數(shù)據(jù)庫(kù)程序。該程序在設(shè)計(jì)的能群結(jié)構(gòu)、權(quán)重函數(shù)等參數(shù)基礎(chǔ)上，通過(guò)程序自動(dòng)生成適用于 ADS系統(tǒng)的點(diǎn)狀A(yù)CE格式和471群MATXS格式核數(shù)據(jù)庫(kù) ANDL-ADS（auto-generated nuclear date library for ADS），支持高能中子（能量上限為150 MeV/200 MeV）的截面制作，并可根據(jù)需求進(jìn)行多溫截面的制作。通過(guò)不同材料的臨界球、積分泄露率、高能屏蔽等基準(zhǔn)例題的測(cè)試，初步驗(yàn)證了ANDL-ADS數(shù)據(jù)庫(kù)的可靠性。

中國(guó)科學(xué)院高能物理研究所針對(duì)加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)注入器i束流調(diào)試要求，研究束流的相位和能量高精度測(cè)量方法，設(shè)計(jì)了基于快速電流變壓器（fast current transformer，F(xiàn)CT）信號(hào)的相位及能量測(cè)量系統(tǒng)。

清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院為優(yōu)化加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)（ADS）靶件束窗形狀設(shè)計(jì)，研究了 ADS的含黏性力的最速降線問(wèn)題。用最速降線取代半橢圓的束窗形狀后，流動(dòng)分離更晚且流道滯止區(qū)更小，有利于提升換熱效率。

西安交通大學(xué)針對(duì)加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)（ADS）瞬態(tài)問(wèn)題，采用預(yù)估校正改進(jìn)準(zhǔn)靜態(tài)方法（PCQS）處理時(shí)空中子動(dòng)力學(xué)方程中的時(shí)間自變量，利用蒙特卡羅方法處理相應(yīng)的空間-角度-能量自變量，重點(diǎn)解決了低次臨界度下模擬計(jì)算不穩(wěn)定的問(wèn)題，驗(yàn)證了TWGILSeed-Blanket動(dòng)力學(xué)基準(zhǔn)問(wèn)題和小型模擬ADS問(wèn)題，得到瞬態(tài)過(guò)程的功率變化結(jié)果，與基于其他方法的程序比較，經(jīng)初步驗(yàn)證取得了較好結(jié)果，證明了該耦合方法可行。

中國(guó)科學(xué)院近代物理研究所和中國(guó)科學(xué)院大學(xué)對(duì)于具有獨(dú)立回路冷卻液態(tài)鉛鉍（liquid lead-bismuth eutectic，LBE）散裂靶的加速器驅(qū)動(dòng)的次臨界系統(tǒng)（AADS）輻射損傷問(wèn)題進(jìn)行了計(jì)算，為ADS系統(tǒng)LBE有窗靶的回路屏蔽設(shè)計(jì)提供參考。

中國(guó)原子能科學(xué)研究院利用252Cf外中子源驅(qū)動(dòng)的ADS啟明星II號(hào)次臨界裝置，驗(yàn)證了理論計(jì)算的次臨界度及不同次臨界度下的斷束動(dòng)態(tài)特性。并使用MCNP程序?qū)⒚餍?II進(jìn)行了裂變率分布的詳細(xì)計(jì)算分析。根據(jù)理論計(jì)算的分布規(guī)律，優(yōu)化了實(shí)驗(yàn)測(cè)量裂變率分布方案，合理布局了探測(cè)器位置。用固體核徑跡探測(cè)器開(kāi)展了啟明星 II快中子能譜區(qū)裂變率分布的實(shí)驗(yàn)測(cè)量研究，確定了快中子能譜區(qū)的裂變率分布。測(cè)量結(jié)果顯示，快中子能譜區(qū)裂變率分布與理論計(jì)算結(jié)果基本符合。測(cè)量結(jié)果對(duì)ADS次臨界反應(yīng)堆確定堆芯裂變功率提供了數(shù)據(jù)參考。

1.2 TMSR釷基熔鹽堆

釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)（thorium molten salt reactor nuclear energy system，TMSR），是6種第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)之一，包括釷基核燃料、熔鹽堆、核能綜合利用3個(gè)子系統(tǒng)，具有高固有安全性、核廢料少、防擴(kuò)散性能和經(jīng)濟(jì)性好等特點(diǎn)。2018年12月29日，在上海市核學(xué)會(huì)成立 40周年紀(jì)念大會(huì)暨學(xué)術(shù)報(bào)告會(huì)上，中國(guó)科學(xué)院先進(jìn)核能創(chuàng)新研究院院長(zhǎng)徐洪杰在題為《釷基熔鹽堆的昨天、今天和明天》的報(bào)告中表示，選址于甘肅省武威市民勤縣的釷基熔鹽實(shí)驗(yàn)堆，已取得國(guó)家核安全局頒發(fā)的《選址審查意見(jiàn)書(shū)》。目前正按計(jì)劃開(kāi)展實(shí)驗(yàn)堆建造許可證申請(qǐng)、實(shí)驗(yàn)堆工藝設(shè)備加工制造、園區(qū)配套設(shè)施建設(shè)等。

中國(guó)科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所等單位結(jié)合云計(jì)算平臺(tái)具有彈性資源調(diào)度、敏捷運(yùn)維等優(yōu)點(diǎn)，提出一種分層級(jí)、模塊化的釷基熔鹽堆（thorium-based molten salt reactor，TMSR）核能系統(tǒng)云仿真平臺(tái)系統(tǒng)架構(gòu)。仿真運(yùn)行測(cè)試結(jié)果表明，TMSR云仿真試驗(yàn)平臺(tái)可在整個(gè)軟件生命周期內(nèi)敏捷、高效地為用戶按需提供TMSRSF1仿真資源，可實(shí)現(xiàn)仿真系統(tǒng)快速、靈活地部署和重構(gòu)。該所基于自行研制的熔鹽浸滲實(shí)驗(yàn)裝置，采用靜態(tài)熔鹽浸滲試驗(yàn)方法，測(cè)試TMSR候選核石墨T220在不同壓強(qiáng)下的熔鹽浸滲量，并研究了溫度、時(shí)間對(duì)T220、NBG-18及IG-110石墨材料熔鹽浸滲行為的影響。此外，該所為研究管殼式熔鹽空氣換熱器U型管彎管段受空氣沖擊誘導(dǎo)振動(dòng)響應(yīng)特性，采用單管雙向流固耦合方法進(jìn)行仿真，證明了單管雙向流固耦合方法分析換熱管流致振動(dòng)問(wèn)題的可行性。中國(guó)科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所及中國(guó)科學(xué)院大學(xué)開(kāi)展了六角形燃料組件熔鹽冷卻先進(jìn)高溫堆瞬態(tài)分析和安全評(píng)估，基于指數(shù)變換和六角形節(jié)塊展開(kāi)法，開(kāi)發(fā)了三維時(shí)空動(dòng)力學(xué)程序TCORE3D-HEX，為釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)設(shè)計(jì)提供了可靠的分析和評(píng)估工具。他們同時(shí)采用RCN程序分析了不同燃料鹽對(duì)于啟堆和增殖性能的影響，為提高釷鈾轉(zhuǎn)換性能，對(duì)堆芯結(jié)構(gòu)和慢化棒設(shè)計(jì)進(jìn)行了優(yōu)化與分析通過(guò)對(duì)燃料鹽和堆芯結(jié)構(gòu)的優(yōu)化研究，在慢化熔鹽堆上實(shí)現(xiàn)了釷鈾增殖能自持運(yùn)行；并針對(duì)深燃耗模式下 ZrH慢化熔鹽堆釷鈾轉(zhuǎn)換性能的分析，可為 ZrH慢化的新型熔鹽堆設(shè)計(jì)提供參考。

南京航空航天大學(xué)基于熔鹽堆分析程序MO-REL2.0對(duì)釷基熔鹽堆（TMSR）初步堆芯設(shè)計(jì)方案進(jìn)行了穩(wěn)態(tài)計(jì)算分析，結(jié)果表明：燃料流動(dòng)對(duì)緩發(fā)中子先驅(qū)核的分布影響較大，并導(dǎo)致169×105反應(yīng)性損失；隨燃料在外部回路中滯留時(shí)間的增加，keff降低，80 s后趨于平穩(wěn)；TMSR具有負(fù)的入口燃料溫度系數(shù)，具有固有安全性。

1.3 高溫氣冷堆

高溫氣冷堆是中國(guó)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的第四代反應(yīng)堆技術(shù)。中國(guó)自 20世紀(jì)70年代開(kāi)始高溫氣冷堆技術(shù)的基礎(chǔ)研發(fā)，并建成了10 MW高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆（HTR-10）。中國(guó)首座高溫氣冷堆示范工程燃料裝卸系統(tǒng)已經(jīng)安裝完畢并開(kāi)始調(diào)試，這也是核電站建成發(fā)電前的關(guān)鍵環(huán)節(jié)之一。作為國(guó)家重大科技專(zhuān)項(xiàng)，高溫示范工程2012年12月9日開(kāi)工建設(shè)，計(jì)劃于2019年底前后建成發(fā)電。

2018年10月31日，哈爾濱電氣有限公司（哈電集團(tuán)）制造的、助力國(guó)家四代核電自主化的“大國(guó)重器”——全球首臺(tái)高溫氣冷堆蒸汽發(fā)生器在哈電集團(tuán)（秦皇島）重型裝備公司順利通過(guò)驗(yàn)收，即將運(yùn)往高溫氣冷堆核電站示范工程華能石島灣核電站。這臺(tái)蒸汽發(fā)生器是國(guó)家科技重大專(zhuān)項(xiàng)、全球首臺(tái)套，擁有完全自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)。

清華大學(xué)朱光宇等建立了高溫氣冷堆非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)的數(shù)學(xué)模型，對(duì)冷卻過(guò)程中關(guān)鍵設(shè)備的傳熱傳質(zhì)過(guò)程進(jìn)行了動(dòng)態(tài)數(shù)值模擬。動(dòng)態(tài)分析表明，新方案成功地避免了冷/熱沖擊，大幅提高了安全性，冷卻時(shí)間也在可接受范圍內(nèi)。李俊等開(kāi)展了高溫氣冷堆內(nèi)含硼碳材料吸濕特性與擴(kuò)散系數(shù)研究。原越等進(jìn)行了高溫氣冷堆核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)出口蒸汽溫度的T-S模糊控制方法研究。

1.4 行波堆

行波堆（traveling wave reactor）是一種滿足四代核能技術(shù)要求和安全標(biāo)準(zhǔn)的金屬燃料鈉冷快堆，采用鈾鋯合金燃料，換料周期長(zhǎng)并可以大量使用貧鈾，機(jī)組可利用率設(shè)計(jì)值高于 90%，具有高效利用鈾資源、減少乏燃料卸出量等優(yōu)勢(shì)。微軟公司創(chuàng)始人比爾·蓋茨是行波堆的擁躉，并創(chuàng)立了泰拉能源公司，曾計(jì)劃與中核集團(tuán)合作來(lái)發(fā)展行波堆技術(shù)。

中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室等單位采用自開(kāi)發(fā)的MCNP-ORIGEN耦合程序 MCORE對(duì)所設(shè)計(jì)的鈉冷行波堆和駐波堆開(kāi)展了中子學(xué)和燃耗分析；基于 MCORE獲得的功率分布，采用自開(kāi)發(fā)的鈉冷快堆堆芯穩(wěn)態(tài)熱工水力分析程序SAST對(duì)鈉冷行波堆和駐波堆堆芯開(kāi)展熱工水力分析。對(duì)比鈉冷行波堆和駐波堆的堆芯物理特性和熱工水力特性，結(jié)果表明：駐波堆在燃耗、最高包殼和燃料芯塊溫度方面具有優(yōu)勢(shì)，而行波堆在反應(yīng)性波動(dòng)和堆芯冷卻劑出口溫度均勻性方面具有優(yōu)勢(shì)。

1.5 快堆

快堆被稱(chēng)為第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)主力堆型，它可將天然鈾資源利用率從目前的約1%提高至 60%以上，并實(shí)現(xiàn)放射性廢物最小化，能一舉解決鈾礦資源枯竭、核材料利用率低和核廢料難以處理等問(wèn)題。中國(guó)是世界上第 8個(gè)擁有快堆技術(shù)的國(guó)家。

2017年12月29日，中國(guó)示范快堆工程在福建省霞浦縣土建開(kāi)工，計(jì)劃于2023年建成投產(chǎn)。這是2017年以來(lái)國(guó)內(nèi)開(kāi)工的第一個(gè)核電項(xiàng)目，也是2015年以后的首個(gè)。中核集團(tuán)董事長(zhǎng)王壽君在開(kāi)工會(huì)上稱(chēng)，示范快堆工程是國(guó)家重大核能科技專(zhuān)項(xiàng)，對(duì)于實(shí)現(xiàn)核燃料閉式循環(huán)、促進(jìn)國(guó)內(nèi)核能可持續(xù)發(fā)展，推動(dòng)地方經(jīng)濟(jì)建設(shè)具有重要意義。

2018年6月8日，中核集團(tuán)與俄羅斯國(guó)家原子能集團(tuán)簽署框架合同，其中包括《中國(guó)示范快堆設(shè)備供應(yīng)及服務(wù)采購(gòu)框架合同》。俄羅斯國(guó)家原子能集團(tuán)將協(xié)助中方生產(chǎn)CFR-600快中子示范反應(yīng)堆用鈾钚核燃料。

中國(guó)原子能科學(xué)研究院李淞等采用克里金方法研究快堆燃料組件的設(shè)計(jì)參數(shù)，對(duì)快堆組件棒束中的流動(dòng)與換熱兩方面因素對(duì)組件熱工水力特性的影響進(jìn)行了詳細(xì)研究。核工業(yè)研究生部張松梅等開(kāi)發(fā)出具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的鈉冷快堆堆芯子通道分析程序SSC-FR，進(jìn)行中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆（CEFR）全堆芯穩(wěn)態(tài)分析、子通道穩(wěn)態(tài)分析及全堆芯瞬態(tài)分析，并將分析結(jié)果與 CEFR運(yùn)行和設(shè)計(jì)值進(jìn)行對(duì)比。上海交通大學(xué)堯俊等通過(guò)對(duì)鉛鉍冷卻快堆單盒燃料組件建模，使用商用計(jì)算流體力學(xué)軟件 STAR-CCM+對(duì)不同堵塊參數(shù)下的 5個(gè)堵流事故工況開(kāi)展了計(jì)算分析。通過(guò)對(duì)事故后包殼內(nèi)壁面溫度、子通道中心溫度的軸向發(fā)展和堵塊周?chē)鲌?chǎng)的軸向速度分布進(jìn)行對(duì)比分析，獲得了各種堵塊參數(shù)對(duì)堵流事故后傳熱惡化、流場(chǎng)性質(zhì)的不同影響規(guī)律。中國(guó)原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程技術(shù)研究部葉尚尚等針對(duì)鈉冷快堆二回路系統(tǒng)的具體結(jié)構(gòu)和運(yùn)行特點(diǎn)，對(duì)中間熱交換器、直流蒸汽發(fā)生器、鈉緩沖罐以及泵、管道等設(shè)備和部件建立模型，采用Fortran語(yǔ)言自主編制了二回路系統(tǒng)熱工水力瞬態(tài)分析程序SELTAC。

2018年4月26日，美國(guó)能源部（DOE）和法國(guó)原子能與替代能源委員會(huì)（CEA）簽署兩份意向聲明，分別涉及進(jìn)一步加強(qiáng)鈉冷快堆研發(fā)合作和啟動(dòng)人工智能研發(fā)合作。法國(guó)目前正在開(kāi)發(fā)先進(jìn)鈉冷科技工業(yè)示范堆（ASTRID）技術(shù)。600 MWe的Astrid原型堆將于2025年前后投運(yùn)，后續(xù)還將推出1500 MWe的系列機(jī)組。這種反應(yīng)堆將使用以貧鈾和钚制成的混合氧化物（MOX）燃料。2018年5月，荷蘭的核服務(wù)公司NRG與瑞典Lead-Cold公司進(jìn)行為期數(shù)年的合作，對(duì)瑞典先進(jìn)鉛冷反應(yīng)堆進(jìn)行安全分析。2018年9月，俄羅斯國(guó)家原子能公司（Rosatom）的子公司 AEM 技術(shù)公司宣布完成多用途鈉冷快中子研究堆（MBIR）的關(guān)鍵焊接工作。

1.6 超臨界水冷堆

超臨界水冷堆（SCWR）是入選GIF 6種第四代堆型中唯一的水冷堆型。與常規(guī)水冷堆相比，超臨界水冷堆具有機(jī)組熱效率高、系統(tǒng)簡(jiǎn)化、主要設(shè)備和反應(yīng)堆廠房小型化、核燃料利用率高等優(yōu)點(diǎn)。中國(guó)超臨界水冷堆技術(shù)發(fā)展建議的總體目標(biāo)為：2025—2030年完成百萬(wàn)千瓦級(jí)超臨界水冷堆核電站標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)，基本具備建造商業(yè)化超臨界水冷堆核電站的條件。

華北水利水電大學(xué)等單位基于類(lèi)三角形堆芯子通道超臨界水傳熱不均勻性試驗(yàn)，建立了棒徑為8 mm、柵距比為 1.2～1.4的超臨界水冷堆（SCWR）類(lèi)三角形堆芯子通道物理模型，對(duì)通道內(nèi)超臨界水傳熱不均勻性進(jìn)行了研究，同時(shí)分析了超臨界壓力區(qū)子通道傳熱軸向與周向不均勻性。華北電力大學(xué)、中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)等研究機(jī)構(gòu)以超臨界水堆換熱關(guān)系式為基礎(chǔ)，利用模糊數(shù)學(xué)中貼近度的概念，并引入變異系數(shù)法確定各影響因素的權(quán)重。比較了確定工況與各經(jīng)驗(yàn)公式適用范圍的貼近程度，獲得了該工況下最為適用的經(jīng)驗(yàn)關(guān)系式。結(jié)果表明，采用Hamming貼近度、Euclid貼近度及最大最小貼近度等 3種方法的計(jì)算結(jié)果基本一致，模糊數(shù)學(xué)中貼近度的應(yīng)用，為超臨界水堆的流動(dòng)換熱問(wèn)題提供了一種可以在已知關(guān)系式的基礎(chǔ)上，做出針對(duì)特定工況的最優(yōu)關(guān)聯(lián)式選擇方法，使計(jì)算結(jié)果更加精確。

同時(shí)以中國(guó)超臨界水堆（CSR1000）為研究對(duì)象，參考日本超臨界輕水堆恒壓?jiǎn)?dòng)系統(tǒng)和超臨界鍋爐機(jī)組啟動(dòng)方式，編制了CSR1000超臨界水堆恒壓?jiǎn)?dòng)分析程序。計(jì)算結(jié)果表明，CSR1000采用恒壓?jiǎn)?dòng)，高壓補(bǔ)水箱質(zhì)量流量先增大后減小，主給水泵流量先減小后增大；第一流程包殼溫度高于第二流程包殼溫度，兩個(gè)流程的包殼最高溫度都低于安全限值1260℃；第一流程、第二流程冷卻劑通道和慢化劑通道線功率密度在堆芯功率達(dá)到50%后都趨于穩(wěn)定。CSR1000采用恒壓?jiǎn)?dòng)方式不僅能夠滿足超臨界水堆機(jī)組啟動(dòng)快速靈活，而且還可以高效平穩(wěn)地達(dá)到安全運(yùn)行要求。

大連理工大學(xué)杜鑫等針對(duì)超臨界水冷堆堆芯六邊形子通道內(nèi)強(qiáng)制對(duì)流的傳熱及熵產(chǎn)行為，采用結(jié)構(gòu)化六面體網(wǎng)格，利用商業(yè)軟件 CFX進(jìn)行數(shù)值分析。

2 核電站建設(shè)進(jìn)展

2018年是核電機(jī)組豐收的一年。田灣核電站的3號(hào)和4號(hào)機(jī)組、陽(yáng)江核電站5號(hào)機(jī)組、三門(mén)核電站1號(hào)和2號(hào)機(jī)組、海陽(yáng)核電站1號(hào)機(jī)組和臺(tái)山核電站1號(hào)機(jī)組紛紛建成投產(chǎn)，核電裝機(jī)容量增加884.5萬(wàn)kW。其中三門(mén)核電站1號(hào)和2號(hào)機(jī)組、海陽(yáng)核電站1號(hào)機(jī)組和臺(tái)山核電站1號(hào)機(jī)組采用國(guó)際品牌的第三代核電技術(shù)，為全球最先進(jìn)的核電技術(shù)，設(shè)計(jì)壽命為60年，可利用率為90%以上。同時(shí)通過(guò)延長(zhǎng)換料周期、提升機(jī)組容量、提高核電設(shè)備國(guó)產(chǎn)化率和降低建造成本等措施降低造價(jià)和運(yùn)行費(fèi)用，與計(jì)入環(huán)境成本后的火電電價(jià)相比具備潛在的競(jìng)爭(zhēng)力，更低于需要國(guó)家補(bǔ)貼的太陽(yáng)能和風(fēng)能等可再生能源的上網(wǎng)電價(jià)。在安全性能方面，高壓堆芯融毀的概率降為上一代的1/10以下，反應(yīng)堆設(shè)有堆芯捕集器以在堆芯融毀時(shí)收集熔融物，并且有其他安全及嚴(yán)重事故緩解設(shè)施，使操作員有足夠時(shí)間采取必要的干預(yù)行動(dòng)。在安全殼上設(shè)置濕式卸壓過(guò)濾排放系統(tǒng)以防止安全殼超壓受損與消除剩余風(fēng)險(xiǎn)。因此即使發(fā)生像日本福島的核事故時(shí)，附近大范圍的居民無(wú)需撤離，也無(wú)需擔(dān)心食物受到污染，只需短時(shí)間隱蔽。此外，第三代核電站對(duì)環(huán)境和生態(tài)的長(zhǎng)期影響近乎其微。國(guó)產(chǎn)第三代核電技術(shù)的代表“國(guó)和一號(hào)”（CAP1400）于山東榮成石島灣的國(guó)核示范電站的一期工程也于2018年正式獲批。

2018年投產(chǎn)的核電機(jī)組中值得一提的是：（1）田灣核電站的3號(hào)和 4號(hào)機(jī)組是中國(guó)核電建設(shè)在日本福島核事故后第一個(gè)獲準(zhǔn)開(kāi)工的項(xiàng)目；（2）三門(mén)核電站1號(hào)機(jī)組是全球首座發(fā)電的AP1000（先進(jìn)非能動(dòng)壓水堆）；（3）臺(tái)山核電站1號(hào)機(jī)組是全球首座發(fā)電的 EPRTM（歐洲壓水堆）。

2.1 田灣核電站

田灣核電站位于江蘇省連云港市連云區(qū)，是中國(guó)與俄羅斯迄今為止最大的技術(shù)經(jīng)濟(jì)合作項(xiàng)目，由中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)（中核集團(tuán)）旗下的江蘇核電有限公司負(fù)責(zé)建設(shè)和運(yùn)營(yíng)。廠址可規(guī)劃建設(shè)8臺(tái)百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電機(jī)組。1—4號(hào)機(jī)組采用俄羅斯VVER-1000型核電機(jī)組，滿足國(guó)際三代核電安全要求；5號(hào)和6號(hào)機(jī)組采用中核集團(tuán)自主M310＋改進(jìn)機(jī)型；7號(hào)和8號(hào)機(jī)組擬采用俄羅斯先進(jìn)的 VVER-1200三代核電機(jī)組。俄式VVER系列核反應(yīng)堆的燃料組件的截面為六角形的，不同于美式的正方形。蒸氣發(fā)生器的管路是平行于地面的，不同于美式壓水堆的垂直于地面，而且包殼的成分也不同。田灣核電站 1號(hào)和 2號(hào)機(jī)組分別已于2007年5月17日和8月16日投入商業(yè)運(yùn)行，2018年12月22日 3∶17，4號(hào)機(jī)組也通過(guò)商業(yè)運(yùn)行的考核。3號(hào)和4號(hào)機(jī)組的額定容量為1126 MW，核島由俄方負(fù)責(zé)設(shè)計(jì)和供貨，常規(guī)島與電廠輔助設(shè)施設(shè)備國(guó)產(chǎn)化率達(dá)到 98%。5、6號(hào)機(jī)組于2015年12月、2016年9月相繼開(kāi)工建設(shè)，計(jì)劃于2020年和2021年投入商業(yè)運(yùn)行。2018年6月8日，在中國(guó)國(guó)家主席習(xí)近平和俄羅斯總統(tǒng)普京的共同見(jiàn)證下，中、俄企業(yè)在北京人民大會(huì)堂簽署了《田灣核電站七、八號(hào)機(jī)組框架合同》和《徐大堡核電站框架合同》。兩個(gè)框架合同總價(jià)值為36.20億美元。

2.2 陽(yáng)江核電站

陽(yáng)江核電站位于廣東省陽(yáng)江市東平鎮(zhèn)，為中廣核集團(tuán)的成員單位，其5號(hào)機(jī)組于2018年7月12日21時(shí)順利完成168 h示范運(yùn)行。陽(yáng)江核電五號(hào)機(jī)組是中國(guó)首個(gè)滿足第三代核電主要安全指標(biāo)的自主品牌核電機(jī)組，采用 ACPR1000的技術(shù)路線，在 CPR1000＋的基礎(chǔ)上實(shí)施安全技術(shù)改進(jìn)。五號(hào)機(jī)組安全級(jí) DCS（核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)）采用中國(guó)廣核集團(tuán)下屬?gòu)V利核公司自主研發(fā)的“和睦系統(tǒng)”，是國(guó)內(nèi)首臺(tái)具有自主產(chǎn)權(quán)的國(guó)產(chǎn)化核級(jí)DCS平臺(tái)系統(tǒng)，實(shí)現(xiàn)了核電站的神經(jīng)中的中國(guó)制造。

2.3 三門(mén)核電站

中核集團(tuán)旗下的三門(mén)核電站位于浙江省臺(tái)州市三門(mén)縣，采用AP1000，是美國(guó)西屋電氣公司設(shè)計(jì)的非能動(dòng)型壓水堆核電技術(shù)，額定容量1250 MW。其一號(hào)機(jī)組于2018年6月30日16∶48并網(wǎng)發(fā)電，為全球首臺(tái)發(fā)電的AP1000核電機(jī)組。2018年9月21日 3∶57順利完成168 h滿功率連續(xù)運(yùn)行考核，為中國(guó)第一臺(tái)建成的第三代核電機(jī)組。2號(hào)機(jī)組于2018年8月24日17∶22首次并網(wǎng)成功，并于 2018年11月5日21∶47通過(guò)滿功率連續(xù)運(yùn)行的考核。兩臺(tái)機(jī)組因此正式投入商業(yè)運(yùn)行。在AP1000三代核電自主化依托項(xiàng)目上，機(jī)組核島設(shè)備國(guó)產(chǎn)化率逐步提升，關(guān)鍵材料研制成功，比原國(guó)外采購(gòu)價(jià)格下降了30%～50%。

2.4 海陽(yáng)核電站

海陽(yáng)核電站位于山東海陽(yáng)市核電裝備產(chǎn)業(yè)園區(qū)邵家莊村南，由國(guó)家核電技術(shù)公司、山東省國(guó)際信托股份有限公司、煙臺(tái)藍(lán)天投資控股有限公司、華能核電開(kāi)發(fā)有限公司、中國(guó)國(guó)電集團(tuán)公司和中國(guó)核能電力股份有限公司出資設(shè)立，由山東核電有限公司負(fù)責(zé)設(shè)計(jì)、建設(shè)及運(yùn)營(yíng)管理，共規(guī)劃建設(shè)6臺(tái)百萬(wàn)kW級(jí)壓水堆機(jī)組。一期工程 1號(hào)和 2號(hào)機(jī)組為1250 MWAP1000核電機(jī)組。1號(hào)機(jī)組于2018年10月22日22∶12通過(guò)168 h滿功率連續(xù)運(yùn)行考驗(yàn)。

2.5 臺(tái)山核電站

臺(tái)山核電站位于廣東省臺(tái)山市赤溪鎮(zhèn)，臺(tái)山核電一期工程是中法兩國(guó)能源領(lǐng)域的最大合作項(xiàng)目，由中國(guó)廣核集團(tuán)、法國(guó)電力集團(tuán)（EDF）和粵電集團(tuán)共同投資組建，由臺(tái)山核電合營(yíng)有限公司負(fù)責(zé)建設(shè)和運(yùn)營(yíng)。采用的EPRTM，是德國(guó)和法國(guó)基于多年核反應(yīng)堆運(yùn)轉(zhuǎn)的經(jīng)驗(yàn)共同研發(fā)的第三代核能反應(yīng)堆，容量比第二代反應(yīng)堆更大，發(fā)電效率更高，有更多的安全防護(hù)系統(tǒng)。其1號(hào)、2號(hào)機(jī)組的單機(jī)容量為175萬(wàn)kW，是目前全球單機(jī)容量最大的核電機(jī)組。1號(hào)機(jī)組于 2018年6月29日17∶59并網(wǎng)發(fā)電，為全球首臺(tái)發(fā)電的 EPRTM核電機(jī)組。2018年12月13日17時(shí)完成168 h示范運(yùn)行，具備商業(yè)運(yùn)行條件。2號(hào)機(jī)組預(yù)計(jì)2019年完工。

2.6 石島灣核電站

2018年11月2日，“國(guó)和一號(hào)”（CAP1400）示范項(xiàng)目一期工程正式獲得國(guó)務(wù)院常務(wù)會(huì)議核準(zhǔn)，成為“十三五”期間第一個(gè)獲批的第三代核電項(xiàng)目，也是繼2015年國(guó)常會(huì)核準(zhǔn)防城港二期、田灣三期之后再次放行新的量產(chǎn)型機(jī)組?！皣?guó)和一號(hào)”是消化吸收 AP1000的技術(shù)基礎(chǔ)，具有中國(guó)自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)、功率更大的非能動(dòng)大型先進(jìn)壓水堆核電機(jī)組。示范電站位于山東威海市榮成石島灣，由國(guó)家核電技術(shù)公司和華能核電開(kāi)發(fā)有限公司按 75%和25%比例出資成立的國(guó)核示范電站有限責(zé)任公司建設(shè)、管理和運(yùn)營(yíng)，擬建設(shè)2臺(tái)CAP1400型壓水堆核電機(jī)組，單機(jī)容量140萬(wàn)kW。

2.7 福清核電站

2018年1月28日，“華龍一號(hào)”全球首堆、中核集團(tuán)福清核電5號(hào)機(jī)組反應(yīng)堆壓力容器順利吊裝入堆。2018年3月，由中核集團(tuán)中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院研制、上海第一機(jī)床廠制造的“華龍一號(hào)”全球首堆示范工程——福清 5號(hào)核電機(jī)組堆內(nèi)構(gòu)件通過(guò)驗(yàn)收，正式在國(guó)產(chǎn)核電和關(guān)鍵設(shè)備研制舞臺(tái)上亮相。2018年11月15日，中核集團(tuán)“華龍一號(hào)”總設(shè)計(jì)師邢繼表示，目前國(guó)內(nèi)在建的“華龍一號(hào)”示范工程均按預(yù)期計(jì)劃向前推進(jìn)，工程安全和質(zhì)量處于良好受控狀態(tài)，其中，福清核電5號(hào)機(jī)組有望在2020年建成?！叭绻从?jì)劃投產(chǎn)，這將是全球核電史上首個(gè)按工期投產(chǎn)的新研發(fā)項(xiàng)目首堆機(jī)組。”

“華龍一號(hào)”核電技術(shù)，是由中國(guó)兩大核電企業(yè)中核集團(tuán)和中國(guó)廣核集團(tuán)（下稱(chēng)中廣核）在中國(guó) 30余年核電科研、設(shè)計(jì)、制造、建設(shè)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，合作研發(fā)設(shè)計(jì)的先進(jìn)百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電技術(shù)，也被稱(chēng)為“中國(guó)自主研發(fā)的三代核電技術(shù)路線”。目前，國(guó)內(nèi)共有兩個(gè)廠址的 4臺(tái)“華龍一號(hào)”機(jī)組開(kāi)工，分別為中核集團(tuán)福建福清5號(hào)和6號(hào)機(jī)組和中廣核廣西防城港3號(hào)和4號(hào)機(jī)組。在海外，巴基斯坦卡拉奇核電 2號(hào)和 3號(hào)機(jī)組的進(jìn)展與國(guó)內(nèi)示范工程進(jìn)程相當(dāng)。

截至2018年底，中國(guó)在運(yùn)核電機(jī)組達(dá)到46臺(tái)，裝機(jī)規(guī)模4280萬(wàn)kW，位列全球第3；中國(guó)在建核電機(jī)組共11臺(tái)，總裝機(jī)容量1098萬(wàn)kW，在建規(guī)模繼續(xù)保持世界第1。

3 核退役進(jìn)展

迄今為止，全球大約有 250多座研究堆、110多座商業(yè)動(dòng)力反應(yīng)堆、100座鈾礦冶設(shè)施、48座實(shí)驗(yàn)或原型反應(yīng)堆和多個(gè)核燃料循環(huán)設(shè)施已停止運(yùn)行，其中一些正在退役或已經(jīng)被完全拆除。根據(jù)反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)壽命推測(cè)，全球預(yù)計(jì)將面臨退役的反應(yīng)堆有：2020—2030年約183座，2030—2040年約 127座，2040年以后約89座。

根據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）的有關(guān)建議，核設(shè)施的退役策略有3種：（1）立即拆除，在核設(shè)施安全關(guān)閉后盡快（一般在 5年內(nèi)）對(duì)部件和場(chǎng)址進(jìn)行拆除和去污，適用于前處理核設(shè)施、后處理廠、核技術(shù)利用設(shè)施和中小型研究堆；（2）延緩拆除，將核設(shè)施在保證安全條件下封存若干年，待其放射性水平低至一定程度后再進(jìn)行拆除工作，適用于核電站、生產(chǎn)堆和大型研究堆；（3）封固埋葬，把核設(shè)施整體或主要部分處置在其現(xiàn)在位置或核設(shè)施邊界范圍的地下，讓其衰變到審管控制允許釋放的水平，其實(shí)質(zhì)是把核設(shè)施場(chǎng)址變成了近地表處置場(chǎng)。以上 3種策略各有優(yōu)缺點(diǎn)，不同的核設(shè)施，應(yīng)根據(jù)設(shè)施類(lèi)型、特性和放射性水平，優(yōu)選退役策略。如對(duì)于反應(yīng)堆的退役，特別是核電站的退役，由于反應(yīng)堆的堆芯中包容著90%以上的放射性物質(zhì)，并且大部分為短壽命核素，堆芯延緩拆除有利于減少工作人員的受照劑量，因此，優(yōu)選延緩拆除；而對(duì)于核燃料循環(huán)的前段設(shè)施和后處理廠，由于污染核素的半衰期長(zhǎng)，延緩拆除幾十年對(duì)降低工作人員受照劑量來(lái)說(shuō)受益不大，因此建議采用立即拆除。

全球核工業(yè)在退役多種類(lèi)型核設(shè)施方面積累了不少經(jīng)驗(yàn)。美國(guó)共有 32座動(dòng)力反應(yīng)堆、16座實(shí)驗(yàn)/研究堆已經(jīng)關(guān)閉，采用延緩拆除和立即拆除相結(jié)合的策略執(zhí)行退役計(jì)劃。美國(guó)核管會(huì)要求所有核電站停止服役關(guān)閉后，封存時(shí)間不超過(guò) 60年。根據(jù)美國(guó)能源信息署的消息，位于新澤西州 Forked River的費(fèi)城以東50 km處的Oyster Creek核電廠于2018年9月17日正式退役。該電站為裝機(jī)625 MW的單機(jī)通用電氣沸水反應(yīng)堆，于 1969年12月1日首次上線，是美國(guó)現(xiàn)有最古老的商業(yè)核電站。

英國(guó)有 29座反應(yīng)堆已停止運(yùn)行，其中25座是具有石墨調(diào)節(jié)劑的第一代Magnox堆。核設(shè)施的退役將產(chǎn)生大量的放射性廢物，由于英國(guó)缺乏廢物處置廠，因此核電站退役采用延緩拆除策略，將Magnox堆封存 100年后最終進(jìn)行拆除。2018年7月2日，英國(guó)核退役管理局（NDA）宣布，NDA將于 2019年接管鎂諾克斯公司（Magnox Ltd.），加之前段時(shí)間NDA收回了塞拉菲爾德（Sellafield）的管理，這意味著NDA管理和控制了英國(guó)約85%的核退役和去污活動(dòng)。2018年7月，英國(guó) Mag-nox核退役公司首次將蛇臂機(jī)器人Laser Snake用于激光切割英國(guó)溫弗里斯（Winfrith）的 Dragon反應(yīng)堆強(qiáng)放射性堆芯。同時(shí)，英國(guó)林肯大學(xué)的計(jì)算機(jī)科學(xué)團(tuán)隊(duì)創(chuàng)造了機(jī)器學(xué)習(xí)算法，用以增加機(jī)器人在核科學(xué)技術(shù)幾個(gè)關(guān)鍵領(lǐng)域的能力，包括用機(jī)器人進(jìn)行廢物搬運(yùn)、實(shí)施退役和場(chǎng)址監(jiān)測(cè)等。這些機(jī)器人的使用使得核設(shè)施退役更加智能化。

法國(guó)已有 9座核電站關(guān)閉，需要退役的反應(yīng)堆（包括動(dòng)力堆和實(shí)驗(yàn)堆）和核燃料循環(huán)設(shè)施采用局部拆除和全部拆除策略。針對(duì)游泳池式反應(yīng)堆、核燃料循環(huán)工廠、用于燃料循環(huán)各工序中的設(shè)備及包裝放射性產(chǎn)品用的熱室，一般采用短期內(nèi)全部拆除的策略；針對(duì)反應(yīng)堆，短期內(nèi)部分拆除，僅留反應(yīng)堆堆芯作延緩拆除；針對(duì)厚度和性能不佳的材料或設(shè)備，宜盡快拆除。目前，法國(guó)電力公司（EDF）正在對(duì)比熱伊、希農(nóng)和圣洛朗 3座核電廠的 6座第一代石墨氣冷堆進(jìn)行退役，該退役工作將持續(xù)至2100年。2018年6月26日，法國(guó)電力公司（EDF）和法國(guó)威立雅公司（Veolia）簽署合作協(xié)議，將開(kāi)展核退役和廢物管理合作，研發(fā)用于氣冷堆拆解和放射性廢物玻璃固化的遠(yuǎn)程控制（機(jī)器人）技術(shù)。同期，法國(guó)電力公司收購(gòu)了Oreka系統(tǒng)公司，該公司專(zhuān)門(mén)為核設(shè)施退役提供數(shù)字化 3D模擬技術(shù)，可利用3D模擬、沉浸式和虛擬現(xiàn)實(shí)以及強(qiáng)大的計(jì)算代碼，優(yōu)化對(duì)核工業(yè)和核環(huán)境的維護(hù)、延壽、拆解等干預(yù)措施。

德國(guó)有34座研究堆、19座核電反應(yīng)堆和原型核電堆以及12個(gè)核燃料循環(huán)設(shè)施永久關(guān)閉，其中22座研究堆已完全拆除，10座研究堆正在拆除或準(zhǔn)備拆除，2座被安全封存。除了德國(guó)的 Greifswald核電站采用延緩拆除策略外，核電站退役優(yōu)選立即拆除方案，目前一些已退役的場(chǎng)址已經(jīng)向公眾完全開(kāi)放。俄羅斯有 6個(gè)民用反應(yīng)堆正在退役，所采用的退役政策是退役一套機(jī)組、建一套新機(jī)組，即所謂的“計(jì)劃生育”退役政策。日本有13個(gè)機(jī)組運(yùn)行超過(guò)了設(shè)計(jì)壽命（30年），踐行關(guān)閉后先封存 5～10年后拆除的策略。目前，加拿大已完成 2座研究堆的退役工作（分別位于達(dá)爾豪斯大學(xué)和阿爾伯塔大學(xué)）。2018年7月，加拿大坎杜能源公司（Candu Energy）獲得 Slowpoke-2研究堆退役合同，該研究堆于1981年投運(yùn)，主要用于中子活化分析。2018年6月，瑞士米勒貝格核電廠獲準(zhǔn)退役，這是瑞士首座啟動(dòng)退役工作的核電廠。該核電廠于1972年投運(yùn)，具有一座372 MWe沸水堆。

韓國(guó)的Kori 1號(hào)機(jī)組是其第一個(gè)商業(yè)核電站，由于其40年的延長(zhǎng)運(yùn)營(yíng)許可證到期，于2017年6月永久關(guān)閉；除了該機(jī)組外，Kori還有5個(gè)核電廠，預(yù)計(jì)在 2023年至 2051年期間永久關(guān)閉。面對(duì)日益增長(zhǎng)的核退役市場(chǎng)，韓國(guó)于 2018年11月16日成立了由20家國(guó)營(yíng)公用事業(yè)公司、建筑公司和智庫(kù)組成的咨詢(xún)機(jī)構(gòu)（包括韓國(guó)水電和核電公司），啟動(dòng)了一項(xiàng)公私伙伴關(guān)系計(jì)劃，涉及凈化、反應(yīng)堆拆除、廢物處理和環(huán)境恢復(fù)技術(shù)，旨在培育核退役行業(yè)，為進(jìn)入全球市場(chǎng)鋪平道路。

盡管中國(guó)大陸正在如火如荼地新建核電站，但是早期運(yùn)行的核電站也面臨著延壽或退役。一方面，中國(guó)正在建立和完善核電廠運(yùn)行許可延續(xù)方面的相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)和技術(shù)政策，為核電廠延壽。秦山核電作為中國(guó)大陸第一座自主開(kāi)發(fā)、自行設(shè)計(jì)、自行建造和運(yùn)營(yíng)管理的核電機(jī)組，其30萬(wàn)kW機(jī)組自1991年12月15日并網(wǎng)發(fā)電，設(shè)計(jì)壽命為 30年。2017年12月20日，國(guó)家核安全局批準(zhǔn)了秦山核電基地 7臺(tái)核電機(jī)組運(yùn)行許可證續(xù)證的申請(qǐng)，秦山核電廠 1號(hào)機(jī)組、秦山第二核電廠1—4號(hào)機(jī)組和秦山第三核電廠1、2號(hào)機(jī)組的運(yùn)行許可證有效期分別延至2021年7月30日、2041年10月8日、2044年1月28日、2050年5月29日、2051年10月19日、2042年7月17日、2043年3月15日；這創(chuàng)建了國(guó)內(nèi)核電站許可證延續(xù)的示范工程，也促進(jìn)了中國(guó)核電機(jī)組運(yùn)行許可證延續(xù)監(jiān)管體系的建立。

另一方面，中國(guó)也在積極為核退役做政策和技術(shù)儲(chǔ)備。2017年1月，由中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院組織申報(bào)的四川省首個(gè)核設(shè)施退役及放射性廢物治理工程實(shí)驗(yàn)室成立，主要研發(fā)核設(shè)施退役及三廢治理方向的系統(tǒng)設(shè)計(jì)和設(shè)備集成、三廢處理系統(tǒng)技術(shù)研發(fā)和工程實(shí)施、退役技術(shù)與工程實(shí)施、三廢處理系統(tǒng)調(diào)試、運(yùn)行、維護(hù)和退役專(zhuān)用設(shè)備等，旨在掌握國(guó)際先進(jìn)的核設(shè)施退役及廢物治理核心關(guān)鍵技術(shù)。2017年12月26日，中核環(huán)保有限公司成立，主要業(yè)務(wù)為后處理廠和 MOX燃料元件廠的科研、設(shè)計(jì)、建設(shè)和運(yùn)行，核設(shè)施退役治理的技術(shù)研發(fā)、設(shè)計(jì)與實(shí)施，乏燃料等放射性物質(zhì)運(yùn)輸、高中低放處置場(chǎng)的科研、設(shè)計(jì)、建設(shè)和運(yùn)行等。2018年3月15日在北京召開(kāi)了《核退役規(guī)范和技術(shù)交流會(huì)》，會(huì)議議題包括“核設(shè)施退役和核廢料再處理，以及對(duì)環(huán)境安全長(zhǎng)期處置的管制和法律框架（規(guī)則、規(guī)范、法律、制度）”“核反應(yīng)堆（老化）的退役關(guān)鍵技術(shù)”“對(duì)長(zhǎng)期儲(chǔ)存中等和高放射性部分（包括轉(zhuǎn)化，分離，“永久”處理，玻璃化）的控制，處理，處置和儲(chǔ)存技術(shù)”“核潛艇（停靠在港口）與其核反應(yīng)堆退役”。作為首屆與德國(guó)企業(yè)進(jìn)行的核退役技術(shù)研討會(huì)，借鑒了德國(guó)在核設(shè)施退役領(lǐng)域的先進(jìn)技術(shù)與經(jīng)驗(yàn)，探討了具有中國(guó)特色的核設(shè)施退役實(shí)施理論與方法。2018年10月26日，中國(guó)和烏克蘭在山東青島合作建立了中烏先楚核能科技有限公司總部及裝備制造、新材料基地，重點(diǎn)對(duì)核設(shè)施退役和核廢料處理兩大領(lǐng)域的29項(xiàng)國(guó)際頂尖技術(shù)進(jìn)行引進(jìn)轉(zhuǎn)化并形成自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)，并培養(yǎng)核電退役領(lǐng)域人才，增強(qiáng)中國(guó)核能科技水平和核電退役競(jìng)爭(zhēng)實(shí)力。

隸屬于中國(guó)臺(tái)灣電力公司的金山核電廠 1號(hào)機(jī)組的運(yùn)營(yíng)許可證將于2018年12月到期，并在近幾年開(kāi)始退役工作；該核電廠的兩座沸水堆（BWR）機(jī)組分別于1978年和1979年開(kāi)始商業(yè)運(yùn)營(yíng)。由于乏燃料處置場(chǎng)未落實(shí)，金山核電廠的乏燃料將仍留在反應(yīng)堆堆芯中，即反應(yīng)堆堆芯和乏燃料池合并，在退役過(guò)程中作為乏燃料池進(jìn)行管理。

4 結(jié)論

當(dāng)前，全球核核能電力與其他形式的新能源、水電以及傳統(tǒng)化石能源呈競(jìng)爭(zhēng)態(tài)勢(shì)。為了爭(zhēng)取核能的可持續(xù)發(fā)展，維持可靠的安全性、燃料的高利用率以及良好的經(jīng)濟(jì)性成為核電發(fā)展的重要目標(biāo)。2018年，第四代反應(yīng)堆技術(shù)，包括次臨界加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)、釷基熔鹽堆、高溫氣冷堆等工程建設(shè)進(jìn)展順利。第三代反應(yīng)堆AP1000與EPR均在2018年內(nèi)建設(shè)完成并發(fā)電。核退役技術(shù)的研發(fā)和部署建立了中國(guó)核工業(yè)“規(guī)劃—設(shè)計(jì)—建設(shè)—運(yùn)營(yíng)—退役”的完整產(chǎn)業(yè)鏈。能源結(jié)構(gòu)轉(zhuǎn)型中的核電發(fā)展存在地區(qū)性差異，但從全球范圍看，核電仍有良好的發(fā)展?jié)摿Α?/p>

（摘自《科技導(dǎo)報(bào)》2019年第1期）