中国工程院叶奇蓁院士“核电技术当前发展状况”

叶奇蓁院士发表“技术进步确保核电安全高效发展”演讲。我国建立了完整的核科研和核工业体系。通过30年发展，我国核电产业已经初具规模，在运核电机组27台，总装机容量2549.8万千瓦，在建机组24台，总装机容量2636万千瓦，占世界在建总装机容量的36%，居世界第一。
发展核电有利于减排改善环境，实现绿色低碳发展。
我国经济社会发展面临着国内资源环境制约日趋强化和应对气候变化减缓CO2排放的双重挑战。当前我国生态环境污染形势已极其严峻，近年来PM2.5弥漫造成的雾霾天气已经成为威胁人民健康和降低幸福指数的重要杀手。治理雾霾和减排已成为中国能源结构调整刻不容缓的战略任务。
　　核电从铀矿开采到废物处置的全生命周期每度电碳排放量仅为2-6克，与风能和太阳能发电相当，核电链温室气体排放仅约为煤电链的1%。在全球碳减排的边际成本中，核能的边际成本远低于风能、太阳能、碳捕获及封存等技术的边际成本。鉴于核电是稳定、洁净、高能量密度的能源，发展核电将对我国突破资源环境的制约，保障能源安全，减缓CO2排放，实现绿色低碳发展具有不可替代的作用，核电将成为我国未来可持续能源体系中的重要支柱之一。
　　国家在核电中长期发展规划中提出的目标：2020年实现运行5800万千瓦，在建3000万千瓦核电装机，2030年实现1.5亿千瓦，在建5000万千瓦核电装机。为此每年需建造6-8台机组，纵观核电发展历史，美国在核电建设高峰期，每年核电同时建设达6-8台机组，个别年份甚至有10台的记录。
核电安全性有保障
　　我国核电安全标准与当前国际核电最高安全标准接轨，并持续改进，不断提高；我国核电自秦山一期机组投运二十年来，在运机组安全水平进一步提升，未发生二级及以上运行事件（事故）；运行业绩良好，主要运行指标高于世界平均值，部分指标处于国际前列，核电厂工作人员照射剂量低于国家容许标准，核电厂周围环境辐射水平保持在天然本底范围内，没有对公众造成不良影响。
　　我国自主开发的华龙一号和CAP1400压水堆机型，采用先进的三代核电技术，有完善的严重事故预防和缓解措施，全面贯彻纵深防御原则，设置多道实体安全屏障，实现放射性物质包容。
　　三代压水堆核电机组采用双层安全壳，外层安全壳能够承受强地震、龙卷风等外部自然灾害，以及火灾、爆炸等人为事故的破坏与袭击，包括大型商用飞机恶意撞击，内层安全壳能耐受严重事故情况下所产生的内部高温高压、高辐射等环境条件，安全壳的完整性保障了实际消除大量放射性物质的释放。
核电是清洁能源
　　核电不仅不排放温室气体、有害气体、微尘，还对放射性流出物进行严格处理和监控。按照国家环境保护法规，依据管理部门批准的排放限值，我国核电厂对放射性流出物的排放进行了严格的控制，对核电厂周围环境进行了有效监控。 2013年运行核电厂放射性流出物的监察结果表明：我国商业运行核电厂的放射性流出物均远低于国家标准值。
　　核电厂工作人员的职业照射按国家规定，连续5年平均年有效剂量不超过20mSv；任何一年不超过50mSv。2013年数据表明：我国核电厂平均个人剂量与年度最大个人剂量均远低于国家标准。
　　中低放放射性固体废物亦受到严格控制，规定每座核电厂年固体废物不超过50立方米。中低放放射性固体废物在核电厂暂存后，运到永久处置场存放。上述固体废物目前还存储在核电厂，受到完全的监控。相关地方正积极按国家标准建设永久处置场。
内陆核电建设
　　我国建设内陆核电势在必行，内陆地区经济有了很大发展，电网容量亦有很大发展，有些省份同样缺乏煤炭和水力资源，2007年初南方各省发生了大面积、长时间的雪灾，造成了广大地区长时间断电，带来严重的后果，仅依靠远距离输电和长途运煤是难以保障用电安全，除提高电网的抗灾害能力，建设紧急情况下不依赖燃料运输的支撑电站----核电站是很必要的。
　　内陆核电厂大多采用冷却塔闭式循环带走余热，不对水域产生热污染，仅需蒸发补水1-2秒方，不与地方争夺水资源；由于没有循环冷却水对放射性废液的稀释， GB－14587—修订版征求意见稿，提出了100Bq/L的排放罐出口浓度控制值，以减少对江河稀释要求。事实上目前工业化废水净化的技术已可净化到20-30Bq/L，经处理过的水完全可以在工艺上复用，从而实现废水“零排放”，或近“零排放”。净化后的水如再进行电渗透处理，可以净化到2 Bq/L左右，相当于天然本底。核电厂的废水采用槽式排放，亦就是说可控排放，可以根据废水中的核素进行必要专门处理，不会对环境造成不良影响。
　　放射性废气排放亦是可控制。根据我国26个拟选内陆厂址气象条件的统计，较高的静风频率是我国部分拟选内陆厂址的一个重要特征。对26个拟选内陆厂址的长期大气弥散因子进行计算，在规划建设容量下，计算得到的运行状态下放射性物质释放导致厂址周围公众个人最大有效剂量和气态途径剂量占个人剂量约束值0.25mSv的份额均不超过40%，绝大多数低于20%，满足国家标准的要求。针对以上26个厂址中的两个典型内陆厂址，开展了示踪物试验，详细研究了厂址的大气弥散情况。采用符合厂址实际情况的大气弥散模式计算厂址年均弥散因子，进一步计算分析表明：气载放射性流出物对厂址周围公众个人所致的最大有效剂量为10-7--10-6Sv/a，不超过运行状态下剂量约束值（0.25mSv）的1%。
持续的核安全研究将不断提高核电的安全性
　　我国和国际上都在进行核电安全性研究，主要有实际消除大规模放射性释放，保持安全壳完整性，严重事故预防和缓解（包括：严重事故管理导则，极端自然灾害预防管理导则），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）熔化的风险，缓解或消除锆水反应导致的氢爆风险，提高事故下燃料对裂变产物的包容能力。2011年美国国会通过法案，要求能源部组织制定一项旨在提高现役电站核燃料抵抗严重事故能力研究；目标是在2022年左右实现首个ATF燃料组件进入商用反应堆辐照；法国、日本、韩国等也在开展耐事故燃料的研发；OECD组织了多次耐事故燃料国际会议，IAEA正在筹备一项“ATFOR”的合作研究项目。我国相关研究院所亦已开展耐事故燃料的研发，我国有广泛的碳纤维工业基础，有SiC包覆燃料的工艺和经验。耐事故燃料研究成功不仅将提高新建核电厂的安全性，而且将提高和改善已投产运行的二代改进型核电厂安全。
关于核废物问题
　　每个核电厂每年卸约20-30吨乏燃料，存贮在核电厂内部乏燃料厂房中，乏燃料厂房存贮容量可满足15-20年的卸料量和一个整堆燃料。压水堆核电站乏燃料中含有：约95%铀-238；约0.9%铀-235；约1%Pu-239；约3%裂变产物；约0.1%次錒系元素。其中仅裂变产物和次錒系元素为高放和长寿命放射性废物，其它均是可再利用的战略物资。我国实施闭式燃料循环技术路线，提取乏燃料中的铀和钚作为快中子增殖堆的燃料。我国自主设计的第一座动力堆乏燃料后处理中试厂热试成功，正式投产；并正在规划自主建设我国首个商业规模的乏燃料后处理示范工程，为实现我国核燃料闭式循环奠定基础。我国已建成快中子实验堆，并投入运行；正在研发并建设大容量的快中子示范堆，开发第四代核电技术，充分利用核资源，为下一代核电技术发展奠定基础。
　　乏燃料中的长寿命次錒系元素可利用快堆或加速器驱动的次临界系统（ADS）来嬗变，使其变废为宝，ADS具有较高的嬗变支持比（与快堆相比为12/5），中子能谱更硬，安全性较好。我国正在开展ADS的研究。
　　高放废物处置：裂变产物放射性核素含量或浓度高（4×10E10 Bq/L），释热量大（2kw/立米），含有毒性极大的核素。占所有废物体积的1%，但占放射性总量的99%。高放废物通过玻璃固化，采取三重工程屏障：玻璃固化体，废物罐，缓冲材料；用以阻水，防止核素迁移。然后进行与生物圈隔离的深地层埋藏。
　　可以说核电厂乏燃料是严格受控的，不会出现任何安全问题；高放废物远小于煤电等废弃物，经玻璃固化和三重工程屏障处理，以及深地层最终处置不会对环境、人类带来危害。
　　我国装机容量世界第五，到2020年我们可能会第二，也可以说是中国名副其实的核电大国。回顾二三十年，我们从无到有，再到今天的发展，总结两个字——自主。面临的是，我们不能做核电大国，要做核电强国，全世界都在看着我们，如何变为核电强国，也是两个字——创新，所以我们在自主创新前提上，把我们的核电事业搞好，谢谢大家！


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