第四代核电站材料问题的挑战
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收稿日期 : 2006 - 07 - 04
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核电技术换代历程和第四代核电站的设 计目标
核能发电技术换代历程 第一代核电站 : 始于上世纪 50 年代到 60 年代
开发的轻水冷却反应堆 ( L WR) 。 第二代核电站 : 在第一代反应堆的基础上, 开发 出了大型的压水堆和沸水堆。 第三代核电站 : 目前我们所处阶段 : 正在进行标 准化、 最佳化设计和大力采用非能动安全措施的核 能发电技术的前期 。 第四代核电站 : 较之前三代核电站有革命性改 进( 革新型) , 即: 降低建造成本; 改善安全性 ( 尤其是 公众的安全) ; 实现废物量的最少化 ; 减少核物质扩 散的可能性。 第四代核电是 1999 年 6 月美国能源部核能科 学与技术办公室首次提出的概念。 2. 2 第四代核电系统的设计目标 第四代核能发电系统是既适合于核能发达国家
3
3. 1
第四代核电站对核燃料和材料的要求及 其研究计划
第四代核电站对核燃料和材料的要求
第四代核电站的主要技术措施列于表 2。目前 核电站材料选择是 40 年以前的系列, 虽然经过了改 进但还远不能满足第四代核电站对核燃料和材料的 要求。第四代核电站要求高燃耗、 高温堆芯、 长寿命, 达到经 济 的竞 争 性指 标, 即 3 美 分/ kW h, 1000 美元/ kW, 3~ 4 年建成 ; 高度安全 , 非能动导 热等。 要满足高参数的第四代反应堆的需要, 必须采用革 新的材料科学方法, 革命性地拓展材料性能限值。
文献标识码 : B
文章编号 : 1005 - 748X( 2006) 11 - 0541 - 03
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核能是国家能源战略的重要组成部分
核能是当今世界发展的需要, 未来 20~ 25 年的
的国家。1994 年 2 月和 1994 年 5 月大亚湾核电站 ( 引进法玛通公司 2 98 万 kW M310 型压水堆核电 机组) 分别商业运行。我国核电第二个建设高潮是相 继开工的四个核电项目: 自主设计、 自主建造秦山二 期核电站; 岭澳核电站引进法国法玛通技术并有所改 进, 设备国产化、 管理自主化有较大提高 ; 秦山三期核 电站从加拿大 AECL 引进重水堆核电机组 ; 田湾核电 站从俄罗斯引进的压水堆核电机组。截止到 2004 年 9 月, 我国共有 9 台核电机组投入运行 , 装机容量达 到 700 万 kW。 2003 年底 , 我国 核电发电量占全国 总发电量的 2. 3% ; 核电装机容量占全国电力总装机 容量的 1. 63% . 。在浙江、 广东两省, 2003 年核发电 量均超过本省总发电量的 13% , 核电成为当地电力 供应的重要支柱。 2005 年以后在建机 组全部投产 后, 我国核电将有 11 台机组、 装机容量 900 万 kW, 届 时核发电量占全国发电装机总容量的 2% 左右。
表2
第四代核电站的主要技术参数
燃料元件 燃料 包壳材料 形状 包覆颗粒 弥散 , 球, 柱 棒 液体 棒 棒 球, 棱柱形
冷却剂及 功率密度 3 出口温度 MW/ m 100 850
气冷快堆
( PuU ) C PY C, SiC 陶瓷型燃料 合金 , UO2 , UN ( N aZr U ) F 化物 U PuZr, M O X, U N ( U Pu ) O2 ( U t h) O 2 UC SS G SS SS Zr 合金 PY C, SiC
第 27 卷 第 11 期 2006 年 11 月
腐蚀与防护
CO RRO SION & PRO T ECT IO N
பைடு நூலகம்
Vo l. 27 No . 11 No vember 2006
专论
第四代核 电站材 料问题的 挑战
张伟国
( 中国原子能科学研究院 , 北京 102413)
中图分类号 : T M 623
542
张伟国 : 第四代核电站材料问题的挑战
业锆合金大都是通过合金元素加入、 试验、 评价、 优 化组成和机械热处理工艺的经验方法形成的。虽然 用这种经典方法进一步改进性能还是有可能的 , 但 是要使耐腐蚀性能有较大改善就需要更进一步了解 合金化学和显微组织对氧化膜保护层的结构和保护 作用退化的影响机理。因此 , 提出的技术路线集中 在弄清所选合金的各个化学和冶金变量对氧化膜性 能的影响 ; 鉴定哪些因素能显著降低腐蚀速率 , 这些 知识将作为新合金成分和工艺路线设计的基础。 将用真 空 电 弧炉 熔 炼 出 一 系列 被 测 试 合 金 ( model alloy s) 的小钮扣铸锭, 然后通过热加工工艺 减薄成条带, 进行高压釜试验。要制备和试验两个 系列的测试合金 : 第一个系列是为了揭示锆基体中 的溶质原子对腐蚀速率的影响 ( 重点是化学价和溶 质原子浓度的影响 ) 。第二个系列是为了显示沉积 相对腐蚀过程的影响 ( 重点是沉积相的尺寸、 体积分 数和类型 ) 。这些合金将在不同的高压釜环境中试 验, 测定氧化膜生长速率和转折点氧化膜厚度 , 这些 氧化膜包括辐照后的氧化膜 , 测定控制腐蚀速率的 两个参数 ( 氧输运性能和转折点膜厚度 ) 与氧化层显 微组织的关系。先进测试技术包括同步辐射微束 X 射线衍射仪、 荧光分析( 在新近的 NERI 计划中阿贡 国家实验室用先进中子源开发的技术) 、 横截面透射 电镜 ( T EM ) 、 氧化膜应力测定、 纳米硬度 ( nano - in dent ation) 。本计划对科学和技术的贡献在于提高 腐蚀行为的预测能力, 以及提高获得高性能锆合金 的可能性 ( 这些 锆合 金在 目前 的 L WR 和 先进 的 LWR 以及 SCWR 的苛刻的运行工况下具有优良的 耐腐蚀性能) 。 锆包壳管的先进陶瓷防腐蚀法 : 这是旨在提高 高燃耗率的轻水堆燃料用锆合金的耐腐蚀性的相关 提案。轻水堆 燃料性能受热 工、 化学、 力学性能 制 约, 锆合金的燃料包壳腐蚀是其主要制约因素。近 来, 佛罗里达大学已研制出金属层粘着性良好的陶 瓷薄膜, 有效地增强了锆包壳强度。锆包壳的陶瓷 涂层 , 即采用各种化学气相沉积法( Chemical Vapor Depositio n) , 在锆 上沉积碳化 硅和碳化 锆的涂层。 重点是涂层粘着性, 采用氧化锆柔软膜方法等 , 对涂 层的粘着性和防腐蚀效果进行评价。第二阶段研究 将针对轻水堆下一代包壳材料。验证其陶瓷包壳的
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张伟国 : 第四代核电站材料问题的挑战
也适合于发展中国家并具有竞争力的下一代核能系 统。其设计目标是: 基础电力成本无论是建在美 国国内, 还是建在其他国家, 都必须具有与其他电力 资源的价格竞争力。成本约为 3 美分 / kW h 。 投资风险必须最小。希望投资费用 1000 美元 / kW, 建造时间在 3~ 4 年。 必须具有更高的安全性系 数, 不仅要得到国家的安全法规官员的认可, 还要得 到一般公众的认可。其中降低发生堆芯损伤的可能 性是必需的条件 : 第四代反应堆的设计要公开 , 通过 具有透明度的综合反应堆试验 , 证明在最可能发生 事故的的条件下也不会发生重大堆芯损伤。这就是 说, 在事故易发的温度下 , 使用不熔化的堆芯燃料和 包壳材料及化学反应性小的冷却剂 , 并利用非能动 冷却导热系统, 实现将堆芯温度维持在允许的范围。 从采矿到燃料制造、 反应堆运行、 废物处理的全 部燃料循环、 运输、 反应堆解体及去污的所有过程 , 在第四代反应堆中 , 必须从最初就要有所考虑。尤 其是在所有废物的处理流程中 , 都应有彻底解决的 方案。并且, 第四代反应堆在设计上要做到将产生 的废物量减少到最低限度, 例如燃料要达到极高的 燃耗深度等。 对于核扩散具有更高的防止法规 , 将来自核燃料循环的回收物质应用于核武器的路完 全堵死。第四代核电站研究开发计划列于表 1 。 表 1 第四代核电站研究开发计划
铅冷快堆 熔融盐堆 钠冷快堆 22 350
Pb, PbBi 550~ 800 MS 700~ 850 Na 550 H2O 510 He 1000
超临界水冷堆 100 超高温 气冷堆 6~ 10
超临界水冷堆 ( SCWR) 材料研究必须解决三方 面的重要课题 : 超临界水的辐射分解特性; 超 临界水与燃料包壳堆内构件材料的相容性 ; 超临 界水冷却剂化学的控制技术。 开发 SCWR 候选材料的评价指标包括力学性 能、 尺寸稳定性和耐蚀性能 , 可供考虑的材料如铁素 体和铁素体/ 马氏体钢、 奥氏体钢、 新的氧化物弥散 强化 ( ODS) 、 非晶态合金以及晶界工程合金等。目 前正在应用并持续改进的高燃耗耐蚀 Zr 基合金 ( 核 燃料包壳和堆 内构件材料 ) 是否能用于 SCWR, 这 是首先应当研究评价的。研究在全新的冷却剂化学 和辐射化学条件下锆合金的腐蚀机理、 合金化学和 冶金变量对氧化性能的影响, 根据试验确定工程上 可行的高温使用区。 3. 2 核燃料和材料研究计划 美国推出的关于 SCWR 燃料和包壳的国际核 能研究计划( I - NERI) 为 : 提高高燃耗时锆合金的 耐腐蚀性能; 现有燃料包壳中设置陶瓷纤维的包 壳层 ; 锆包壳防腐蚀用陶瓷涂层的相关研究; 高燃耗深度的燃料基体开发。 在国际核能研究计划框架内美国的国家核能研 究计划( NERI) 提出了一系列基础课题: 首先, 要进 一步弄清锆合金的腐蚀机理, 采用详细特性研究和 模型分析方法 , 研究控制腐蚀行为的一些关键参数。 要精确确定各种机理必须在二元和三元合金上进行 研究 , 采用特殊的实验设计以便单独观察单个参数 对腐蚀过程的影响。计划的目标是开发和示范水冷 却堆锆基合金的耐腐蚀性能改进的技术基础, 并开 发出具更优良耐腐蚀性能的锆基合金。这些现有商
电力需求是现在的 2 倍, 到 2050 年将达到 3 倍。能 源持续增长与消费石化燃料带来的温室效应之间矛 盾解决的唯一答案只有核能。核能是一种可大规模 使用的安全、 经济的工业能源。目前世界上 有 441 座发电用反应堆 , 向世界提供约 17% 的电力。美国 现有 103 座核电堆在运行, 提供了 20% 的电力。法 国的这一比例更高达 75% 。在这些地区 , 核电的发 电成本已经低于煤电。核电站是最卫生最安全的发 电设备, 据美国统计 , 1942 年到 1975 年 , 核工业每 万工时发生各种事故不到其他工业事故的 1/ 3, 放 射性事 故仅 占 0. 4% 。据 法国 环保 机构 统计 , 从 1980 年到 1986 年, 全法国核电发电量占全部 发电 量的比例从 24% 发展到 70% , 因而二氧化硫排放量 减少了 56% , 氧化氮的排放量减少了 9% , 尘埃减少 了 36% , 大气质量有明显改进。 进入 21 世纪核能发电出现了新的势头。 2006 年 2 月 20 日美国总统布什宣布将于 2010 年恢复核 电站建设。2002~ 2025 年的日本核电规划将 增加 9GW, 俄罗斯和东欧等转型经济体国家的核电规划 将增加 19GW, 中国等新兴经济体国家的核电规划 将增加 58GW 。国际原子能机构预测今后 25 年全 球能源需求增长 60% , 最好是核能补缺。核电是世 界上最安全的工业之一, 越来越多的人们已经认识 到核能是不排放温室气体、 能经济和安全进行大规 模开发的唯一的技术。 我国核电研发始于上世纪 70 年代到 80 年代 , 90 年代初有突破性进展。1981 年 11 月秦山核电站 一期工程 30 万 kW 核电厂开始建设, 1991 年 12 月 并网发电 , 使我国成为继美、 英、 法、 前苏联、 加拿大、 瑞典之后世界上第七个能够自行设计和建造核电站
堆型 气冷快堆 G FR 钠冷快堆 SFR 铅冷快堆 LFR 超临界水冷堆 SCW R 熔融盐堆 M SR 超高温气冷堆 V H TR 可行性 论证 2012 年 2006 年 2014 年 2014 年 2013 年 2010 年 性能 研究 2020 年 2015 年 2020 年 2020 年 2020 年 2015 年 实际 验证 2025 年 2020 年 2025 年 2025 年 2025 年 2020 年 经费 预算 , M $ 940 610 990 870 1000 670 堆型
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核电技术换代历程和第四代核电站的设 计目标
核能发电技术换代历程 第一代核电站 : 始于上世纪 50 年代到 60 年代
开发的轻水冷却反应堆 ( L WR) 。 第二代核电站 : 在第一代反应堆的基础上, 开发 出了大型的压水堆和沸水堆。 第三代核电站 : 目前我们所处阶段 : 正在进行标 准化、 最佳化设计和大力采用非能动安全措施的核 能发电技术的前期 。 第四代核电站 : 较之前三代核电站有革命性改 进( 革新型) , 即: 降低建造成本; 改善安全性 ( 尤其是 公众的安全) ; 实现废物量的最少化 ; 减少核物质扩 散的可能性。 第四代核电是 1999 年 6 月美国能源部核能科 学与技术办公室首次提出的概念。 2. 2 第四代核电系统的设计目标 第四代核能发电系统是既适合于核能发达国家
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第四代核电站对核燃料和材料的要求及 其研究计划
第四代核电站对核燃料和材料的要求
第四代核电站的主要技术措施列于表 2。目前 核电站材料选择是 40 年以前的系列, 虽然经过了改 进但还远不能满足第四代核电站对核燃料和材料的 要求。第四代核电站要求高燃耗、 高温堆芯、 长寿命, 达到经 济 的竞 争 性指 标, 即 3 美 分/ kW h, 1000 美元/ kW, 3~ 4 年建成 ; 高度安全 , 非能动导 热等。 要满足高参数的第四代反应堆的需要, 必须采用革 新的材料科学方法, 革命性地拓展材料性能限值。
文献标识码 : B
文章编号 : 1005 - 748X( 2006) 11 - 0541 - 03
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核能是国家能源战略的重要组成部分
核能是当今世界发展的需要, 未来 20~ 25 年的
的国家。1994 年 2 月和 1994 年 5 月大亚湾核电站 ( 引进法玛通公司 2 98 万 kW M310 型压水堆核电 机组) 分别商业运行。我国核电第二个建设高潮是相 继开工的四个核电项目: 自主设计、 自主建造秦山二 期核电站; 岭澳核电站引进法国法玛通技术并有所改 进, 设备国产化、 管理自主化有较大提高 ; 秦山三期核 电站从加拿大 AECL 引进重水堆核电机组 ; 田湾核电 站从俄罗斯引进的压水堆核电机组。截止到 2004 年 9 月, 我国共有 9 台核电机组投入运行 , 装机容量达 到 700 万 kW。 2003 年底 , 我国 核电发电量占全国 总发电量的 2. 3% ; 核电装机容量占全国电力总装机 容量的 1. 63% . 。在浙江、 广东两省, 2003 年核发电 量均超过本省总发电量的 13% , 核电成为当地电力 供应的重要支柱。 2005 年以后在建机 组全部投产 后, 我国核电将有 11 台机组、 装机容量 900 万 kW, 届 时核发电量占全国发电装机总容量的 2% 左右。
表2
第四代核电站的主要技术参数
燃料元件 燃料 包壳材料 形状 包覆颗粒 弥散 , 球, 柱 棒 液体 棒 棒 球, 棱柱形
冷却剂及 功率密度 3 出口温度 MW/ m 100 850
气冷快堆
( PuU ) C PY C, SiC 陶瓷型燃料 合金 , UO2 , UN ( N aZr U ) F 化物 U PuZr, M O X, U N ( U Pu ) O2 ( U t h) O 2 UC SS G SS SS Zr 合金 PY C, SiC
第 27 卷 第 11 期 2006 年 11 月
腐蚀与防护
CO RRO SION & PRO T ECT IO N
பைடு நூலகம்
Vo l. 27 No . 11 No vember 2006
专论
第四代核 电站材 料问题的 挑战
张伟国
( 中国原子能科学研究院 , 北京 102413)
中图分类号 : T M 623
542
张伟国 : 第四代核电站材料问题的挑战
业锆合金大都是通过合金元素加入、 试验、 评价、 优 化组成和机械热处理工艺的经验方法形成的。虽然 用这种经典方法进一步改进性能还是有可能的 , 但 是要使耐腐蚀性能有较大改善就需要更进一步了解 合金化学和显微组织对氧化膜保护层的结构和保护 作用退化的影响机理。因此 , 提出的技术路线集中 在弄清所选合金的各个化学和冶金变量对氧化膜性 能的影响 ; 鉴定哪些因素能显著降低腐蚀速率 , 这些 知识将作为新合金成分和工艺路线设计的基础。 将用真 空 电 弧炉 熔 炼 出 一 系列 被 测 试 合 金 ( model alloy s) 的小钮扣铸锭, 然后通过热加工工艺 减薄成条带, 进行高压釜试验。要制备和试验两个 系列的测试合金 : 第一个系列是为了揭示锆基体中 的溶质原子对腐蚀速率的影响 ( 重点是化学价和溶 质原子浓度的影响 ) 。第二个系列是为了显示沉积 相对腐蚀过程的影响 ( 重点是沉积相的尺寸、 体积分 数和类型 ) 。这些合金将在不同的高压釜环境中试 验, 测定氧化膜生长速率和转折点氧化膜厚度 , 这些 氧化膜包括辐照后的氧化膜 , 测定控制腐蚀速率的 两个参数 ( 氧输运性能和转折点膜厚度 ) 与氧化层显 微组织的关系。先进测试技术包括同步辐射微束 X 射线衍射仪、 荧光分析( 在新近的 NERI 计划中阿贡 国家实验室用先进中子源开发的技术) 、 横截面透射 电镜 ( T EM ) 、 氧化膜应力测定、 纳米硬度 ( nano - in dent ation) 。本计划对科学和技术的贡献在于提高 腐蚀行为的预测能力, 以及提高获得高性能锆合金 的可能性 ( 这些 锆合 金在 目前 的 L WR 和 先进 的 LWR 以及 SCWR 的苛刻的运行工况下具有优良的 耐腐蚀性能) 。 锆包壳管的先进陶瓷防腐蚀法 : 这是旨在提高 高燃耗率的轻水堆燃料用锆合金的耐腐蚀性的相关 提案。轻水堆 燃料性能受热 工、 化学、 力学性能 制 约, 锆合金的燃料包壳腐蚀是其主要制约因素。近 来, 佛罗里达大学已研制出金属层粘着性良好的陶 瓷薄膜, 有效地增强了锆包壳强度。锆包壳的陶瓷 涂层 , 即采用各种化学气相沉积法( Chemical Vapor Depositio n) , 在锆 上沉积碳化 硅和碳化 锆的涂层。 重点是涂层粘着性, 采用氧化锆柔软膜方法等 , 对涂 层的粘着性和防腐蚀效果进行评价。第二阶段研究 将针对轻水堆下一代包壳材料。验证其陶瓷包壳的
541
张伟国 : 第四代核电站材料问题的挑战
也适合于发展中国家并具有竞争力的下一代核能系 统。其设计目标是: 基础电力成本无论是建在美 国国内, 还是建在其他国家, 都必须具有与其他电力 资源的价格竞争力。成本约为 3 美分 / kW h 。 投资风险必须最小。希望投资费用 1000 美元 / kW, 建造时间在 3~ 4 年。 必须具有更高的安全性系 数, 不仅要得到国家的安全法规官员的认可, 还要得 到一般公众的认可。其中降低发生堆芯损伤的可能 性是必需的条件 : 第四代反应堆的设计要公开 , 通过 具有透明度的综合反应堆试验 , 证明在最可能发生 事故的的条件下也不会发生重大堆芯损伤。这就是 说, 在事故易发的温度下 , 使用不熔化的堆芯燃料和 包壳材料及化学反应性小的冷却剂 , 并利用非能动 冷却导热系统, 实现将堆芯温度维持在允许的范围。 从采矿到燃料制造、 反应堆运行、 废物处理的全 部燃料循环、 运输、 反应堆解体及去污的所有过程 , 在第四代反应堆中 , 必须从最初就要有所考虑。尤 其是在所有废物的处理流程中 , 都应有彻底解决的 方案。并且, 第四代反应堆在设计上要做到将产生 的废物量减少到最低限度, 例如燃料要达到极高的 燃耗深度等。 对于核扩散具有更高的防止法规 , 将来自核燃料循环的回收物质应用于核武器的路完 全堵死。第四代核电站研究开发计划列于表 1 。 表 1 第四代核电站研究开发计划
铅冷快堆 熔融盐堆 钠冷快堆 22 350
Pb, PbBi 550~ 800 MS 700~ 850 Na 550 H2O 510 He 1000
超临界水冷堆 100 超高温 气冷堆 6~ 10
超临界水冷堆 ( SCWR) 材料研究必须解决三方 面的重要课题 : 超临界水的辐射分解特性; 超 临界水与燃料包壳堆内构件材料的相容性 ; 超临 界水冷却剂化学的控制技术。 开发 SCWR 候选材料的评价指标包括力学性 能、 尺寸稳定性和耐蚀性能 , 可供考虑的材料如铁素 体和铁素体/ 马氏体钢、 奥氏体钢、 新的氧化物弥散 强化 ( ODS) 、 非晶态合金以及晶界工程合金等。目 前正在应用并持续改进的高燃耗耐蚀 Zr 基合金 ( 核 燃料包壳和堆 内构件材料 ) 是否能用于 SCWR, 这 是首先应当研究评价的。研究在全新的冷却剂化学 和辐射化学条件下锆合金的腐蚀机理、 合金化学和 冶金变量对氧化性能的影响, 根据试验确定工程上 可行的高温使用区。 3. 2 核燃料和材料研究计划 美国推出的关于 SCWR 燃料和包壳的国际核 能研究计划( I - NERI) 为 : 提高高燃耗时锆合金的 耐腐蚀性能; 现有燃料包壳中设置陶瓷纤维的包 壳层 ; 锆包壳防腐蚀用陶瓷涂层的相关研究; 高燃耗深度的燃料基体开发。 在国际核能研究计划框架内美国的国家核能研 究计划( NERI) 提出了一系列基础课题: 首先, 要进 一步弄清锆合金的腐蚀机理, 采用详细特性研究和 模型分析方法 , 研究控制腐蚀行为的一些关键参数。 要精确确定各种机理必须在二元和三元合金上进行 研究 , 采用特殊的实验设计以便单独观察单个参数 对腐蚀过程的影响。计划的目标是开发和示范水冷 却堆锆基合金的耐腐蚀性能改进的技术基础, 并开 发出具更优良耐腐蚀性能的锆基合金。这些现有商
电力需求是现在的 2 倍, 到 2050 年将达到 3 倍。能 源持续增长与消费石化燃料带来的温室效应之间矛 盾解决的唯一答案只有核能。核能是一种可大规模 使用的安全、 经济的工业能源。目前世界上 有 441 座发电用反应堆 , 向世界提供约 17% 的电力。美国 现有 103 座核电堆在运行, 提供了 20% 的电力。法 国的这一比例更高达 75% 。在这些地区 , 核电的发 电成本已经低于煤电。核电站是最卫生最安全的发 电设备, 据美国统计 , 1942 年到 1975 年 , 核工业每 万工时发生各种事故不到其他工业事故的 1/ 3, 放 射性事 故仅 占 0. 4% 。据 法国 环保 机构 统计 , 从 1980 年到 1986 年, 全法国核电发电量占全部 发电 量的比例从 24% 发展到 70% , 因而二氧化硫排放量 减少了 56% , 氧化氮的排放量减少了 9% , 尘埃减少 了 36% , 大气质量有明显改进。 进入 21 世纪核能发电出现了新的势头。 2006 年 2 月 20 日美国总统布什宣布将于 2010 年恢复核 电站建设。2002~ 2025 年的日本核电规划将 增加 9GW, 俄罗斯和东欧等转型经济体国家的核电规划 将增加 19GW, 中国等新兴经济体国家的核电规划 将增加 58GW 。国际原子能机构预测今后 25 年全 球能源需求增长 60% , 最好是核能补缺。核电是世 界上最安全的工业之一, 越来越多的人们已经认识 到核能是不排放温室气体、 能经济和安全进行大规 模开发的唯一的技术。 我国核电研发始于上世纪 70 年代到 80 年代 , 90 年代初有突破性进展。1981 年 11 月秦山核电站 一期工程 30 万 kW 核电厂开始建设, 1991 年 12 月 并网发电 , 使我国成为继美、 英、 法、 前苏联、 加拿大、 瑞典之后世界上第七个能够自行设计和建造核电站
堆型 气冷快堆 G FR 钠冷快堆 SFR 铅冷快堆 LFR 超临界水冷堆 SCW R 熔融盐堆 M SR 超高温气冷堆 V H TR 可行性 论证 2012 年 2006 年 2014 年 2014 年 2013 年 2010 年 性能 研究 2020 年 2015 年 2020 年 2020 年 2020 年 2015 年 实际 验证 2025 年 2020 年 2025 年 2025 年 2025 年 2020 年 经费 预算 , M $ 940 610 990 870 1000 670 堆型