趋势二：核电技术将从三代逐步向更加安全先进核电技术过渡

《能源技术创新“十三五”规划》当中，三代以上核电技术任务已经占据了更多的分量，考虑到以高温气冷堆为首的新型核电技术具有更高的安全性，未来国内核电技术将从三代逐步向更加安全的先进核电技术迈进。

目前我国在高温气冷堆领域进展最快，其在安全性方面具有较大突破。模块式高温气冷堆(HTGR)，简称“高温气冷堆”，采用耐高温的陶瓷型包覆颗粒燃料元件，用化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂，用耐高温的石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，具备如下优势：

其一，具有固有的安全性。高温气冷堆的燃料外表面是耐高温、耐腐蚀的碳化硅（SiC），采取惰性气体氦气作为冷却剂，结合反应堆的巧妙设计，即使遇到类似福岛事故的海啸袭击，全厂断电，亦可保证反应堆不会熔化。其二，发电效率高。燃料循环灵活，转换比高，铀燃料燃耗深；热效率高。其三，未来可拓展的应用领域广泛。反应堆提供直至950℃高温工艺气体和高品质蒸汽，可用于黑色金属生产、制氢、煤化工、海水淡化等工业领域。其四，多模块组合方式，可灵活适应市场。高温堆通过多模块组合方式，可以建设200、400、600、800、1000MW等系列装机容量的核电机组，适合建在靠近负荷中心及拥有中小电网的国家和地区，尤其适合“一带一路”沿线国家。

目前国内高温气冷堆采用了全陶瓷型球型燃料元件的技术路线，燃料元件的直径不到1mm，弥散在石墨基体当中，它由球形陶瓷核燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、SiC层和外致密热解炭层组成。图5为全陶瓷球型燃料元件及燃料球结构。

碳化硅高稳定性为高温气冷堆的固有安全性提供保障。据《碳化硅材料在核燃料元件中的应用》介绍，在4层包覆结构中最为重要的是碳化硅层，完整的碳化硅层可以阻挡绝大部分的气体和固体裂变产物，并能够承受包覆燃料内气体产物的内压，是高温气冷堆安全性的重要保障。此外碳化硅在2100℃以下保持较强的稳定性，而据中国核建集团官网介绍高温气冷堆堆芯的温度不会超过其安全限值1620℃，因此燃料颗粒无论如何不会被烧坏，从根本上避免了放射性泄露。

除高温气冷堆之外，我国在快中子反应堆、钍基熔盐堆、磁约束聚变装置等领域也已经走到了世界的前列，而新型核技术在安全性与经济性方面较传统压水堆均有较大的提升。下面在以钍基熔盐堆为例。

钍基熔盐堆使用钍-232作为核燃料，钍-232在反应堆中吸收中子后会变为钍-233，钍-233为非稳定核素，其半衰期为22分钟，钍-233发生β衰变在释放1个电子后变为钚-233，而钚-233亦为非稳定核素，半衰期27天，同样会发生β衰变，衰变后变为铀-233，从而可进行裂变反应，形成闭式燃料循环。

钍基熔盐堆工作原理如图6所示。

根据首航节能相关公告，钍基堆特点如下：

第一，相较于铀资源，钍资源储备更为丰富。根据美国联邦地质调查局以及世界核协会统计数据，截至2013年全球钍资源储量与铀资源储量分别为1400万吨和589万吨，而全球钍资源可开发量为铀资源可开发量的3-4倍。此外天然铀中能够直接进行核裂变的铀-235仅占天然铀的0.720%，而自然界所有的钍均可用于核裂变反应，据此测算铀资源储备可为人类提供更久的能源支撑。

第二，钍/铀的转换效率高，钍/铀燃料循环在热堆中和快堆中都能使用，使用钍做核燃料可得到更高等级的能量。就单位质量所含能量而言，钍是铀的约40倍，同样规模的电站，钍核发的电量可以是铀核发电电量的数倍。

第三，钍/铀燃料循环产生较少的高毒性放射性核素，其核废料衰减期短，只有100-300年，相对于压水堆核废料上万年的衰减期，后续核废料更容易储存、对环境影响小。

第四，有利于防止核扩散，从而推动核电技术在全球范围内的推广。传统压水堆核燃料中存在大量铀-238，铀-238吸收中子并在发生两次β衰变后变为钚-239，而钚-239为核武器的主要原材料，因此存在核扩散问题。而钍/铀循环不产生武器级钚，因此不存在核扩散问题。

第五，钍和氧化钍化学性质稳定，耐辐照、耐高温、热导性高、热膨胀系数小、产生的裂变气体较少，允许更高的运行温度和更深的燃耗。实际运行后的电价成本低，据以色列Ben-Dak/GalperinTeam相关专家成员介绍，根据他们的研究，以色列现有技术路线下的钍核发电的度电成本有望比现有的铀核电站的成本降低35%-40%。

我国早在上世纪60年代便启动了钍基熔盐堆的研究，目前由中国科学院上海应用物理研究所主要推动发展钍基熔盐核能系统。

根据中科院上海应用物理研究所研究员、中科院先进核能创新研究院筹备组组长徐洪杰介绍，我国钍基熔盐堆目前已经有了清晰战略目标： 2020年前，将建成世界首个10MW固态燃料钍基熔盐实验堆和一座2MW液态燃料钍基熔盐实验堆；中期，即到2025年，建成100MW固态燃料钍基熔盐示范堆和10MW液态燃料钍基熔盐实验堆，在国际上率先实现固态燃料熔盐堆应用；远期，到2030年，建成100MW液态燃料钍基熔盐示范堆，在国际上率先实现钍铀燃料循环利用。

趋势三：国产化向高端设备与材料深水区迈进

我国核电机组综合国产化水平持续提高，未来国产化脚步将向高端材料深水区迈进。根据中国核电信息网相关统计，1987年大亚湾引进的两台M310机组综合国产化率水平仅为10%左右，自此之后我国核电机组综合国产化率水平持续提高，至三门核电引进的两台AP1000机组综合国产化率水平可达到70%左右。目前在建的具有我国完整自主知识产权的“华龙1号”，其首台机组福清5号预计综合国产化率水平可达到85%，未来“华龙1号”综合国产化率有望突破95%。我们认为在国内核电机组综合国产化率水平日益提高的条件下，未来国产替代将主要在核电高端装备与高端材料领域开展。

自主 CF 及 STEP 系列先进核电燃料、核电站数字化仪控平台技术、核电蒸汽发生器 690 传热管材料稳定化制备技术、核电用绝缘材料关键技术、核级SiC /SiC 复合材料技术是《能源技术创新“十三五”规划》中与国产化相关的主要任务。我们认为自主CF及STEP燃料组件、数字化仪控系统、蒸汽发生器690传热管有望在未来几年全面替代进口，是核电设备领域进口替代最为确定的环节。

核级燃料元件包壳材料

燃料组件设计国产化、材料制造国产化一直是核电国产化进程中的关键环节。核燃料组件是核反应堆内部的“心脏”，其由核燃料元件组合而成。核燃料元件主要由燃料芯体和包壳组成，其是反应堆内以燃料为主要组分的结构上最小的独立部件，燃料元件包壳内部即为核燃料，在核电机组正常运行情况下，燃料元件包壳需要在高温、高压、高辐照的极端环境下稳定工作，因此对材料的性能及制造精度要求极高。图7为核燃料组件与元件结构。

燃料元件设计研究中，包壳材料是至关重要环节，近年来国产化进程已经取得积极成效。核燃料元件包壳是反应堆三道屏障中的第一道屏障，其性能与品质直接关系到燃料元件的破损率及核燃料能够承受的最大燃耗值，对于保障放射性物质不外泄的意义重大。根据中核集团官网报道2016年7月左右，中核建中生产的52组AFA3G核燃料组件用于福清1号机组换料，标志着中核阿海珐本地化生产包壳管首次用于批量生产百万千瓦级核电站用燃料组件。此前，全球核级锆市场70%份额被法国、美国、俄罗斯、德国的5大厂商占据，中核建中核燃料组件生产所需的M5包壳管全部依赖进口。表5为国内核级锆材国产化的主要进程。

锆合金为燃料包壳主要材料，目前中核集团借鉴国际经验通过持股东方锆业、西部新锆，并依托子公司中核汕头和中核阿海珐，打通了从核级海绵锆生产到锆合金冶炼再到锆合金成材的整条燃料组件制造产业链。随着2016年首批使用本地化燃料包壳制作的M5燃料组件投入使用，以及N45锆合金通过评审，未来国内锆合金包壳材料有望实现自主化生产，实现进口替代。