●序言
篇 我國核電發展路線及安全形勢
章 我國核電發展技術路線研究 3
1.1 核能發展技術路線 3
1.1.1 反應堆類型——堆型 4
1.1.2 核能發電機組類型——機型 5
1.1.3 小結 9
1.2 核電先進國家堆型與機型選擇 9
1.2.1 各國核電技術路線發展歷程分類 9
1.2.2 堆型與機型的選擇 10
1.2.3 國際經驗對我國堆型與機型選擇的啟示 14
1.3 我國核電技術路線的發展歷程與經驗教訓 16
1.3.1 早期探索階段確定了發展壓水堆堆型 16
1.3.2 以自主開發和引進+國產化模式發展兩種機型 17
1.3.3 自主開發“華龍一號”和CAP1400兩種機型 18
1.4 研究結論 18
參考文獻 19
第2章 我國核電站布局和內陸核電站研究 20
2.1 發展核電有利於減排改善環境，實現綠色低碳發展 20
2.2 內陸核電是否建設關繫到核電發展長遠布局 21
2.3 我國核電廠選址的基本情況 23
2.4 我國內陸核電建設論證成果 24
2.5 國際內陸核電建設情況 26
2.5.1 國外內陸在運核電機組 26
2.5.2 國外內陸在建核電機組 27
2.6 內陸核電建設特殊性 28
2.6.1 內陸核電實質是外部事故的成因不同 28
2.6.2 內陸核電實質是環境條件及容量不同 28
2.6.3 需要關注的方向 29
2.7 內陸推動要靠市場牽引、創新驅動 30
2.7.1 按照能源需求、環境容量及資源稟賦劃分用戶 30
2.7.2 建議湘鄂贛三省建設示範工程解決電力需求 30
2.7.3 建議內陸建設核能供熱示範工程解決供熱 30
2.7.4 因地制宜探索與可再生能源協調發展 33
參考文獻 33
第3章 我國核電“走出去”研究 34
3.1 國際核電市場態勢分析 34
3.1.1 國際核電發展前景預測 34
3.1.2 國際核電市場競爭環境分析 37
3.1.3 世界主要核電國家開拓國際市場的做法和經驗 39
3.2 我國核電“走出去”現狀及面臨的挑戰 47
3.2.1 我國核電“走出去”現狀 47
3.2.2 我國核電“走出去”已經具備的基本條件 48
3.2.3 我國核電“走出去”面臨的挑戰 51
3.3 核電“走出去”科技及產業發展方向 52
3.3.1 完善大型先進壓水堆核電技術自主創新體繫建設 52
3.3.2 提升核電裝備制造自主水平，提供產業鏈的核電繫統解決方案 56
3.3.3 配套核燃料循環技術與產能協調發展，創新模式共同走出去 57
3.3.4 提升安全監管和運行維修技術，保障全壽期服務能力建設 58
參考文獻 59
第4章 我國壓水堆技術發展路線研究 60
4.1 世界壓水堆核電發展現狀及趨勢 60
4.1.1 世界壓水堆核電發展現狀及預測 60
4.1.2 核電產業發展特點及趨勢 61
4.2 我國壓水堆核電發展現狀 62
4.2.1 我國核電發展總體情況 62
4.2.2 我國核電發展各領域現狀 62
4.3 我國壓水堆核電技術發展原則探討 67
4.3.1 安全是核電的生命線 67
4.3.2 經濟性決定產業發展前景 68
4.3.3 核電產業發展應由國產化向自主化提升 68
4.3.4 探索核能一體化模式，落實核安全責任 69
4.4 最新的IAEA設計法規明確發展趨勢 69
4.4.1 新一代核電廠設計的安全要求 69
4.4.2 減緩場外應急，提出相應的安全目標和措施 71
4.4.3 設計上實現“實際消除”的通用技術措施 73
4.5 “華龍一號”和CAP1400技術特點 76
4.5.1 “華龍一號”：能動與非能動相結合的先進核電廠 76
4.5.2 CAP1400的總體設計和技術創新 78
4.6 我國自主核電技術能夠滿足“設計上實現實際消除大規模釋放” 79
4.6.1 “華龍一號”設計上實現“實際消除”的通用技術措施 79
4.6.2 CAP1400設計上實現“實際消除”的通用技術措施 83
4.7 進一步提升安全性和經濟性的關鍵技術方向 84
4.7.1 耐事件（事故容件）研發 84
4.7.2 嚴重事故機理及預防緩解措施研究 86
4.8 在役核電站運維技術研究 90
4.8.1 在役核電站運行和維修安全技術和管理研究 90
4.8.2 數字化核電站研究 90
4.8.3 先進的設備狀態監測檢修及評價技術 91
參考文獻 92
第5章 核能安全利用 94
5.1 福島核事故後全球核電發展態勢 94
5.1.1 核電發展史上歷次嚴重事故及其啟示 94
5.1.2 福島核事故後各國核電計劃發展變化和態勢 102
5.1.3 福島核事故後全球核電安全發展變化和態勢 107
5.1.4 福島核事故後我國核電安全發展變化和態勢 109
5.1.5 福島核事故後我國核電發展面臨的新形勢 112
5.1.6 小結 115
5.2 我國核電形勢及未來發展 115
5.2.1 核電發展的安全問題和安全要求 115
5.2.2 理性認知核安全 118
5.2.3 核電安全是發展中的安全 118
5.2.4 四位一體，改善核電的公眾接受性 119
5.3 實現2020年規劃目標面臨的挑戰 119
5.3.1 實際消除大規模放射性釋放的問題 119
5.3.2 正常運行的近零排放問題 121
參考文獻 127
第二篇 快堆及其閉式燃料循環
第6章 我國快堆發展情況 131
6.1 快堆發展情況介紹 131
6.1.1 國際發展情況 131
6.1.2 我國快堆發展概況 134
6.1.3 發展趨勢分析 138
6.1.4 我國快堆發展差距和亟待解決的問題 139
6.2 我國快堆發展思路與目標 141
6.2.1 發展思路 141
6.2.2 發展目標 141
6.3 我國快堆發展方向與重大行動計劃 142
6.4 措施建議 143
第7章 我國快堆閉式核燃料循環技術 144
7.1 核燃料循環的兩種方式——一次通過和閉式循環 144
7.1.1 核燃料循環概念 144
7.1.2 核燃料一次通過循環與閉式循環方式的比較 144
7.2 熱堆與快堆閉式核燃料循環初步分析 149
7.2.1 熱堆核燃料循環方式的特點 149
7.2.2 快堆閉式核燃料循環的特點 150
7.3 國內外核燃料循環後段技術發展現狀與趨勢分析 152
7.3.1 國際上核燃料循環後段技術發展現狀與趨勢分析 152
7.3.2 我國核燃料循環後段技術現狀 160
7.4 我國快堆核燃料循環技術發展戰略初步構想 164
7.4.1 我國核裂變能發展前景 164
7.4.2 我國核燃料循環方案考慮及技術發展路線圖設想 164
7.5 我國快堆核燃料循環中的關鍵技術問題 168
7.5.1 乏燃料後處理技術研究 168
7.5.2 快堆燃料制造技術研究 169
7.5.3 高放廢物處理技術研究 171
7.6 我國快堆乏燃料後處理技術方案建議 172
7.6.1 快堆MOX乏燃料水法後處理方案 172
7.6.2 快堆金屬乏燃料干法後處理方案 175
7.7 政策建議 176
第8章 動力堆乏燃料後處理工程技術 178
8.1 動力堆乏燃料後處理概述 178
8.1.1 核燃料後處理的任務及意義 178
8.1.2 核燃料後處理主要過程及特點 180
8.1.3 動力堆核燃料後處理廠須重點關注的問題 183
8.2 核燃料後處理產業發展現狀與形勢分析 186
8.2.1 國外後處理產業發展現狀 186
8.2.2 我國後處理產業發展現狀及趨勢 186
8.3 後處理廠關鍵工程技術現狀及發展情況 188
8.3.1 後處理關鍵工藝設備 188
8.3.2 後處理核與輻射安全技術 196
8.3.3 過程監測和控制技術 198
8.3.4 後處理工藝分析測試技術 199
8.3.5 後處理廠三廢管理 201
8.4 後處理產業發展重點案例 205
8.4.1 法國後處理產業發展概述 205
8.4.2 乏燃料連續溶解器研發案例 207
8.4.3 玻璃固化研發案例 208
8.5 存在的問題及建議 209
第9章 核燃料後處理廠的建造、調試和運行 213
9.1 引言 213
9.2 後處理廠的建造 214
9.3 後處理廠的調試 214
9.3.1 調試目的 214
9.3.2 調試的基本原則 215
9.3.3 調試文件和調試質量的監督與控制 216
9.3.4 調試階段的劃分 216
9.3.5 調試主要內容 217
9.4 後處理廠的運行 221
9.5 我國後處理中試廠概況 222
9.6 本章小結 223
第三篇 新型反應堆技術
0章 高溫氣冷堆 227
10.1 高溫氣冷堆型特點 227
10.2 模塊式高溫氣冷堆具有良好的安全特性 229
10.3 模塊式高溫氣冷堆的潛在應用領域 230
10.3.1 發電 230
10.3.2 工藝熱/熱電聯供 230
10.3.3 制氫 231
10.4 我國高溫氣冷堆技術研發進展 233
10.5 我國高溫氣冷堆未來的發展 234
10.6 本章小結 236
1章 小型模塊化反應堆 237
11.1 發展現狀 237
11.1.1 國際發展現狀 237
11.1.2 國內發展現狀 241
11.2 技術特點 244
11.3 安全特點及問題 245
11.4 應用 245
11.5 未來發展情景 245
11.5.1 老舊小火電機組替代 245
11.5.2 工業工藝供熱 246
11.5.3 核能海水淡化 246
11.5.4 核能城市區域供熱 247
11.5.5 中小電網供電 247
11.5.6 島礁及軍事基地熱電水保障 248
2章 超臨界水冷堆 249
12.1 超臨界水冷堆的特點和挑戰性 249
12.1.1 超臨界水冷堆的特點 249
12.1.2 超臨界水冷堆的挑戰性 251
12.2 超臨界水冷堆的研發現狀 252
12.2.1 國際現狀 252
12.2.2 繫統與堆芯 252
12.2.3 國內現狀 255
12.3 超臨界水冷堆實現工程化的挑戰性 261
12.3.1 堆芯與組件設計 261
12.3.2 安全繫統 262
12.3.3 材料 262
12.3.4 熱工水力及安全相關實驗技術 262
12.3.5 設計工具的開發和驗證 263
12.4 未來的建議 263
12.4.1 關鍵技術 263
12.4.2 實驗堆 263
12.4.3 國內的協調、集中優勢、重點攻關 263
……