前言 011 (六)核能发电发展现状 截至目前我国在运及在建核电机组分布图： 红沿河核电厂息口息具口工 海阳核电厂且且 石高湾植电厂二二日 田湾核电厂息息息昌已3 ✉山核电厂几 密山第二核地厂息具县瓜 装山第三核电厂几 方京山核电厂意口 三门核电厂息昌 宁德核电厂B是尽口 福清核电厂BB品昌二二 潭州核电厂点已 大里湾核电厂息昌 图例 岭澳核电厂B昌昌昌 a 核电■ 台山颜电厂悬悬 阳江核电厂B几昌昌具口 B 商运机组 2 防城港核电厂B悬二已 3 在建机组 昌江核电厂具具 1时1号x52016)2884号 同家博染业果竹息特丝树 国电机工程学
一、前言 11 （ 六）核能发电发展现状 截至目前我国在运及在建核电机组分布图：
宣济尚容 ⑩12 一、前言 二、核能发电技术研究最新进展 三、核能发电技术学科发展趋势及展望 四、创新发展机制分析与建议 五、小结 水 E 中国电机工程学会
宣讲内容 12 一、前言 二、核能发电技术研究最新进展 三、核能发电技术学科发展趋势及展望 四、创新发展机制分析与建议 五、小结
二、核能发电技术研究最新进展 013 (一)概述 1.核能发电技术是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量进行发电的技术，目前核电站 都是采用核裂变发电技术，核聚变发电技术还在研发中。 2.自1951年美国实验增殖堆1号首次将核能用于发电，至今核电已有60余年发展历史。 核电技术也从20世纪50年代的第一代堆型，发展至安全性更高第三代堆型及安全性更 高、经济性更好、可持续发展、废物产生量更少、核燃料利用率更高的第四代堆型。 3.第三代堆、四代堆成为世界发展的主流堆型，三代堆包括美国的AP1O00及ABWR、 法国的EPR、我国的“华龙一号”及“国和一号”(CAP1400)、俄罗斯的VVER- 1200、韩国的APR-1400、日本的APWR等。四代堆方面以钠冷快堆、高温气冷堆被 认为是技术研究最为成熟，最具商业应用前景的两种堆型。 E目 学会
二、核能发电技术研究最新进展 13 （一）概述 1. 核能发电技术是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量进行发电的技术，目前核电站 都是采用核裂变发电技术，核聚变发电技术还在研发中。 2. 自1951年美国实验增殖堆1号首次将核能用于发电，至今核电已有60余年发展历史。 核电技术也从20世纪50年代的第一代堆型，发展至安全性更高第三代堆型及安全性更 高、经济性更好、可持续发展、废物产生量更少、核燃料利用率更高的第四代堆型。 3. 第三代堆、四代堆成为世界发展的主流堆型，三代堆包括美国的AP1000及ABWR、 法国的EPR、 我国的“华龙一号”及“国和一号”（CAP1400）、俄罗斯的VVER- 1200、韩国的APR-1400、日本的APWR等。四代堆方面以钠冷快堆、高温气冷堆被 认为是技术研究最为成熟，最具商业应用前景的两种堆型
二、核能发电技术研究最新进展 014 (一)概述 4.2018年我国先进核电技术取得了一系列成果，具有自主知识产权的三代核电技术的 “国和一号”及“华龙一号”多项关键设备研制通过正式验收或取得重要进展；具有 四代核电特征的高温气冷堆示范工程的主氨风机及蒸汽发生器交付现场；钠冷快堆工 程进展顺利；铅冷快堆研发取得成果；钍基熔盐堆研究进展顺利；在聚变堆研究方 面，东方超环(EAST)首次实现了1亿摄氏度的运行。 5.另外，近年来小型堆引起广泛关注，全球有近50种小堆概念设计。全球多个核电大国 正逐步实践和应用小型模块化反应堆技术(SMR)，并将其列入本国核能发展战略。 6. 本报告重点介绍压水堆核电技术、重水堆核电技术、高温气冷堆核电技术、快堆核电 技术、小型模块化堆核电技术、熔盐堆核电技术、核聚变技术。 中国电机工程
二、核能发电技术研究最新进展 14 （一）概述 4. 2018年我国先进核电技术取得了一系列成果，具有自主知识产权的三代核电技术的 “国和一号”及“华龙一号”多项关键设备研制通过正式验收或取得重要进展 ；具有 四代核电特征的高温气冷堆示范工程的主氦风机及蒸汽发生器交付现场；钠冷快堆工 程进展顺利；铅冷快堆研发取得成果；钍基熔盐堆研究进展顺利；在聚变堆研究方 面，东方超环（EAST）首次实现了1亿摄氏度的运行。 5. 另外，近年来小型堆引起广泛关注，全球有近50种小堆概念设计。全球多个核电大国 正逐步实践和应用小型模块化反应堆技术（SMR），并将其列入本国核能发展战略。 6. 本报告重点介绍压水堆核电技术、重水堆核电技术、高温气冷堆核电技术、快堆核电 技术、小型模块化堆核电技术、熔盐堆核电技术、核聚变技术
二、核能发电技术研究最新进展 015 (二) 压水堆 1.压水堆是采用加压轻水作为冷却剂和慢化剂，利用热中子引起链式反应的热中子反 应堆，采用稍加浓轴（富集度约3%的U-235)作为核燃料。压水堆冷却剂入口水 温一般为280℃，出口水温320℃左右，堆内压力约为15.5MPa。 2.压水堆的显著特点是结构紧凑，堆 反应堆 芯的功率密度大。这是由于水的慢 蒸气发生器 稳压器 化能力及载热能力好，比热大，导 发电机 热系数高，在堆内不易活化，不容 易腐蚀不锈钢、锆等结构材料。另 冷凝器 令却器：河水 玉刀容 每水或冷却塔 一个特点是经济上基建费用低、建 设周期短。 中国电机工程 单会 INEERING
二、核能发电技术研究最新进展 15 （二）压水堆 1. 压水堆是采用加压轻水作为冷却剂和慢化剂，利用热中子引起链式反应的热中子反 应堆，采用稍加浓铀（富集度约3%的U-235）作为核燃料。压水堆冷却剂入口水 温一般为280℃，出口水温320℃左右，堆内压力约为15.5MPa。 2. 压水堆的显著特点是结构紧凑，堆 压 芯的功率密度大。这是由于水的慢 化能力及载热能力好，比热大，导 热系数高，在堆内不易活化，不容 易腐蚀不锈钢、锆等结构材料。另 一个特点是经济上基建费用低、建 设周期短