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截至2024年底，核電機組裝機容量為60.83吉瓦，占全國發(fā)電裝機容量的1.7%；2024年運行核電機組累計發(fā)電量445.175太瓦時，占全國累計發(fā)電量的4.73%。截至2025年5月，“十四五”期間已有46臺核電機組通過國務(wù)院核準(zhǔn)，26臺核電機組正式開工建設(shè)，我國核電進入了新一階段的高速發(fā)展期。

截至2024年底，風(fēng)光裝機容量全國占比44%，但2024年的風(fēng)光發(fā)電量僅占全國累計發(fā)電量的14.4%；隨著減少化學(xué)能源依賴的進程發(fā)展，核能作為電力能量利用占比將越來越高。2020年9月，習(xí)近平總書記在聯(lián)合國大會上提出碳達峰、碳中和的目標(biāo)后，國務(wù)院進行了戰(zhàn)略部署，明確核能綜合利用是實現(xiàn)雙碳目標(biāo)的重要組成部分。此外，在當(dāng)前國際動蕩形勢下，能源安全愈發(fā)重要，核能是構(gòu)建多元化的能源供給的選擇之一。

核能供熱是核能綜合利用的主要組成部分，是繼發(fā)電后核能最具前景的應(yīng)用方向；潛在熱用戶主要包括海水淡化、住宅與商業(yè)建筑區(qū)域供熱、工業(yè)工藝供熱、制氫與燃料合成等。

● 國際核能供熱發(fā)展現(xiàn)狀

全球核反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量用于非電應(yīng)用的比例仍不到1%，主要用于區(qū)域供熱、海水淡化和紙漿或造紙等低溫工業(yè)生產(chǎn)流程。目前全球共有437座核電站，其中有70多座核反應(yīng)堆用于核能熱電聯(lián)產(chǎn)。

20世紀(jì)60年代核能區(qū)域供熱就已經(jīng)在瑞典阿格斯塔和英國卡爾德豪爾核熱電聯(lián)產(chǎn)電站中得到應(yīng)用，成為一項成熟技術(shù)；如今在保加利亞、捷克、羅馬尼亞、俄羅斯和瑞士等國也已得到廣泛應(yīng)用。

2011年日本福島第一核電站事故發(fā)生后，出于公眾對核安全的擔(dān)憂，全球的核電站新增投資增長乏力；近年來，能源脫碳的需求日益迫切，加之政治不確定性導(dǎo)致各國對能源安全的擔(dān)憂，核能進入了新一輪的高速發(fā)展期。美國、日本等國陸續(xù)重啟了之前關(guān)閉的核電站。

2023年第28屆聯(lián)合國氣候變化大會（COP28）上，20多個國家簽署宣言，設(shè)定在2050年將全球核電裝機容量增加2倍的目標(biāo)；2024年，COP29又有6個國家加入。國際能源署IEA于2019年發(fā)布《核能熱電聯(lián)產(chǎn)指南》，經(jīng)濟合作與發(fā)展組織核能機構(gòu)（Nuclear Energy Agency of the Organization for Economic Co-operation and Development，OECD/NEA）于2022年發(fā)布《超越電力：核能熱電聯(lián)產(chǎn)的經(jīng)濟性》，旨在指導(dǎo)和推動各成員及聯(lián)系國在核能供熱方向的發(fā)展。

近年來核能供熱研究集中在低溫供熱堆和高溫氣冷堆的研究上。

● 低溫供熱堆和高溫氣冷堆

早期低溫核供熱小堆僅供熱，提供150℃以下蒸汽，可為區(qū)域供熱、海水淡化和低溫工藝蒸汽等低溫應(yīng)用提供熱源。1982年、1983年蘇聯(lián)分別開始建設(shè)2臺AST-500低溫供熱堆，切爾諾貝利事故發(fā)生后，項目暫停至今?！傲_蒙諾索夫院士”號漂浮式核電機組，是世界首個漂浮式核能熱電站，于2019年12月開始汽輪機運行試驗后投入使用。凱洛斯電力公司（Kairos Power）是美國第一家獲得第四代小型模塊化反應(yīng)堆建設(shè)許可的公司；實驗堆在2023年12月獲得許可后，于2024年7月開工建設(shè)，計劃2027年投入運營；這座試驗反應(yīng)堆將僅用于供熱。全球超過30個國家一直在開展小型模塊化反應(yīng)堆（Small Modular Reactors, SMRs）研究，超過80種堆型設(shè)計正在開發(fā)中。

高溫氣冷堆由于反應(yīng)堆出口的蒸汽溫度高的特性，使得核能高溫甚至超高溫供熱成為可能；因此在其反應(yīng)堆研究早期，供熱應(yīng)用的研究就隨著發(fā)電應(yīng)用研究同步開展。OECD/NEA于2022年6月發(fā)布《高溫氣冷堆與工藝熱應(yīng)用》，介紹了高溫氣冷堆作為低碳熱源的技術(shù)特點和發(fā)展現(xiàn)狀，并討論了該技術(shù)如何滿足不同工業(yè)過程的工藝熱需求，同時論述了高溫氣冷堆在工業(yè)熱應(yīng)用中的潛力和挑戰(zhàn)。1998年日本建成30MW高溫工程實驗堆（High Temperature Thorium Reactor, HTTR），反應(yīng)堆出口溫度達950℃；基于HTTR日本提出300兆瓦燃氣輪機高溫反應(yīng)堆熱電聯(lián)產(chǎn)機組（GTHTR300C）。

● 中國核能供熱發(fā)展現(xiàn)狀

↑ 中國近10年核準(zhǔn)建設(shè)核電機組數(shù)

中國在2016-2018這3年“零核準(zhǔn)”后、重啟核電核準(zhǔn)建設(shè)之路。近10年的核準(zhǔn)機組如上圖所示。2022－2025年我國已連續(xù)核準(zhǔn)建設(shè)臺數(shù)在10臺及以上。其中，2024年核準(zhǔn)建設(shè)的江蘇徐圩核能供熱項目是中國首個以供熱為主的新建核能熱電聯(lián)產(chǎn)機組。標(biāo)志著中國核能供熱已經(jīng)從現(xiàn)存商業(yè)機組的供熱改造、二回路抽汽供熱階段，邁向真正意義上的熱電聯(lián)產(chǎn)機組，核能供熱進入了新的發(fā)展階段。近年來，國家出臺了《能源技術(shù)革命創(chuàng)新行動計劃（2016-2030年）》等多項政策，推動現(xiàn)役核電機組向周邊供熱、發(fā)展低溫供熱堆示范等，為核能供熱的發(fā)展提供政策保障。

早在20世紀(jì)60年代，國內(nèi)就開始對核能供熱的研究，但集中于供熱小堆的研究；由于政策及經(jīng)濟性等原因，中途一度中斷；于2000年后開始重啟供熱堆研究。目前國內(nèi)研究的主要供熱小堆如下表所示：

↑ 核能供熱小堆

除HAPPY200外，國電投集團還由上海核工院自主研發(fā)CAP200一體化多功能供熱堆。CAP200是基于其成熟的第三代核電技術(shù)體系（CAP系列）進行優(yōu)化設(shè)計。示范項目佳木斯綜合智慧核能供熱工程正在前期設(shè)計階段。國內(nèi)唯一在建的小堆項目為海南昌江多用途模塊式小型堆科技示范工程，采用“玲龍一號”技術(shù)，由中核集團自主研發(fā)的第三代小型壓水堆，具有完全自主知識產(chǎn)權(quán)。項目計劃2025年底并網(wǎng)發(fā)電、2026年投產(chǎn)，單機發(fā)電功率為125兆瓦；有望成為全球首個發(fā)電的陸地小堆機組。上述國內(nèi)供熱小堆目前均處于前期設(shè)計研究階段，示范工程的推進進展緩慢。

我國對大型商用核能熱電聯(lián)產(chǎn)的應(yīng)用開始研究的時間則較晚。山東海陽核能供熱一期工程，是全國首個核能供熱示范工程，于2019年9月投運，供暖面積達70萬平方米。田灣核電“和氣一號”工業(yè)核能供汽項目，是全國首個開工建設(shè)的工業(yè)用途核能供汽項目，于2024年6月投運，最大供熱能力為600噸每小時。截至2024年底，國內(nèi)已投產(chǎn)或建設(shè)中的核能供熱項目有山東海陽核能供熱工程、山東榮成核能供熱項目和江蘇徐圩核能供熱項目等共8個項目。基于徐圩核能供熱項目的成功經(jīng)驗，廣東、海南等多地規(guī)劃有高溫氣冷堆相關(guān)的供熱項目。

↑ 國內(nèi)在建或投運的核電熱電聯(lián)產(chǎn)機組

核電站內(nèi)可用于對外供熱的蒸汽熱源主要包括：輔助蒸汽、汽輪機抽汽（缸體或高、中壓缸排汽）和主蒸汽。采取何種熱源，需根據(jù)熱負荷的參數(shù)及運行特性要求，反應(yīng)堆啟停、運行及瞬態(tài)特性，汽輪發(fā)電機的特性，結(jié)合電廠運行維護和投資等，經(jīng)過技術(shù)經(jīng)濟分析比較確定。

● 選擇多樣性

核能可為各類工業(yè)提供熱源，包括化工、造紙、煉油和制氫等工業(yè)。核能供熱具備顯著的多樣性特點，可以根據(jù)用戶側(cè)的不同需求，采用不同類型的反應(yīng)堆匹配不同的需求。核能所提供的熱源溫度范圍廣，可以涵蓋150～1000℃；如目前已大規(guī)模商業(yè)化運行的壓水堆可提供的最高蒸汽溫度約250℃，第四代金屬冷卻反應(yīng)堆可提供的最高蒸汽溫度約500℃，第四代高溫氣冷堆可輸出最高蒸汽溫度在700～1000℃。因此，核能可滿足從低溫（500℃）和超高溫（>540℃）各類型的供熱需求，詳見下表：

↑ 核能供熱反應(yīng)堆選擇

除采用單一堆型外，還可以像江蘇徐圩核能供熱項目一樣，采取不同堆型搭配耦合，或者與煤電、氣電、光熱等電站耦合供汽，提供更加多樣的蒸汽參數(shù)，更好地匹配熱用戶的需求，提高整體經(jīng)濟性。

此外，還可在供汽管路上增設(shè)蒸汽壓縮機，從而提供更高的蒸汽壓力。蒸汽壓縮機造價較高、耗電大，在常規(guī)火電供熱系統(tǒng)中一般被視為不經(jīng)濟而不采用；借助于低成本的燃料費用，結(jié)合調(diào)峰的靈活性需求，蒸汽壓縮機在核能供熱系統(tǒng)的經(jīng)濟性變得可行。

● 負荷不匹配性

熱負荷不匹配性體現(xiàn)在2個方面：核電廠建設(shè)周期長，與熱負荷調(diào)研周期存在不匹配，導(dǎo)致設(shè)計熱負荷的評估不確定性加大；核電廠的設(shè)計壽命長，因此核電廠作為熱源時，與熱用戶存在生命周期的不匹配性。

（1）近期熱負荷不匹配

熱電聯(lián)產(chǎn)機組以近期熱負荷作為設(shè)計熱負荷，并以此熱負荷特性作為選擇汽輪發(fā)電機組等主要設(shè)備的依據(jù)。近期熱負荷是指熱電廠建成投產(chǎn)后能正常供熱時各熱用戶的熱負荷，即現(xiàn)有熱負荷加上近期增加的熱負荷。企業(yè)擬擴建或新建，但僅在項目建議書階段或設(shè)想階段，只能作為規(guī)劃熱負荷，不能作為本期工程熱負荷增加的依據(jù)；因此，調(diào)研的近期熱負荷一般為3～5年內(nèi)的熱負荷。

↑ 1000兆瓦級及以上核電廠建設(shè)周期

由于規(guī)模大、技術(shù)復(fù)雜和監(jiān)管更嚴(yán)格等原因，相對其他能源核電廠的建設(shè)周期較長。我國大陸地區(qū)1000兆瓦級及以上機組共48臺，其建設(shè)周期如上圖所示，可知建設(shè)周期通常為5～7年，建設(shè)周期指從核島第一罐混凝土澆筑（First Concrete Date, FCD）到機組投入商運?！笆濉逼陂g，國內(nèi)共投產(chǎn)20臺核電機組，剔除部分堆型首臺套的影響外，建設(shè)周期在57～84個月，平均建設(shè)周期為69個月?！笆奈濉逼陂g，國內(nèi)已投產(chǎn)10臺核電機組，不考慮石島灣高溫氣冷堆的影響后，建設(shè)周期在57～89個月，平均建設(shè)周期為74個月（因疫情等影響建設(shè)周期較“十三五”期間略有增加）。按照熱電聯(lián)產(chǎn)機組的設(shè)計原則，設(shè)計熱負荷的確定一般在方案設(shè)計階段，若熱負荷影響到機組選型時，熱負荷在汽輪發(fā)電機組招標(biāo)前就需要確定，該階段通常在核島FCD前2～5年。因此至少在核電廠投產(chǎn)的7～10年前，就需要確定熱負荷的需求、并擬定相應(yīng)的供熱系統(tǒng)方案。這與3～5年內(nèi)的近期熱負荷存在時間上的錯位。

由此可知，對核熱電聯(lián)產(chǎn)機組而言，設(shè)計熱負荷的確定需要突破現(xiàn)有標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定，納入中長期的規(guī)劃熱負荷作為近期熱負荷。這將造成設(shè)計熱負荷評估的不確定性增加，對熱負荷的調(diào)研提出更高的要求；除調(diào)研熱用戶區(qū)域現(xiàn)狀熱負荷、近期新增的熱負荷外，同時還應(yīng)該重點關(guān)注熱用戶的遠期規(guī)劃、各級政府在當(dāng)?shù)氐闹虚L期規(guī)劃。

（2）設(shè)計壽命不匹配

對熱電聯(lián)產(chǎn)的核電機組進行設(shè)計時，需考慮設(shè)計壽命期內(nèi)，反應(yīng)堆啟停、反應(yīng)堆故障、汽輪機故障檢修、最大供熱量、熱用戶缺失等各種工況。核電廠作為熱源，其設(shè)計一般要求與熱用戶的需求周期相匹配。

以“華龍一號”為代表的第三代壓水堆核電廠和以高溫氣冷堆為代表的第四代核電廠，設(shè)計壽命均為60年；而一般工業(yè)流程的生命周期則比較短，大概為15～25年；導(dǎo)致作為熱源的核電廠與熱用戶之間存在生命周期的不匹配。

因此，當(dāng)核電廠有對外供熱需求時，發(fā)電機組應(yīng)具備足夠的靈活性，以應(yīng)對設(shè)計壽命期內(nèi)用戶熱負荷的變化。特別地，當(dāng)供熱量在整個能量輸出占比較高時，分別以供熱工況和純凝工況進行主機選型時，配套的汽輪機組已經(jīng)差異較大，此時應(yīng)對全生命周期內(nèi)可能的各種運行工況進行技術(shù)經(jīng)濟分析比較，選擇最優(yōu)的配置方案。例如在江蘇徐圩核能供熱項目中，采用“大馬拉小車”方式（配置大容量汽輪機），應(yīng)對生命周期后半段可能的熱用戶缺位。

● 遠距離輸送

考慮安全性，核電廠一般盡量建在人口密度相對較低、離大城市較遠的地點；由于核電廠該選址特點，導(dǎo)致其與熱用戶距離較遠。如《核熱電廠輻射防護規(guī)定》（GB14317－1993）規(guī)定：核熱電廠用于城市居民供熱時，距10萬人口以上的城鎮(zhèn)發(fā)展邊界應(yīng)不小于10公里，距100萬人口以上的大城市發(fā)展邊界應(yīng)不小于25公里；《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》（GB6249－2025）規(guī)劃限制區(qū)外邊界與反應(yīng)堆的距離不得小于5公里。國內(nèi)首個工業(yè)用途核能供汽項目田灣核電“和氣一號”，其供熱輸送管道全長為23公里；浙江三門核電工業(yè)供汽項目供熱管道輸送長度約45公里。

蒸汽傳輸?shù)膯挝荒茉闯杀倦S輸送距離的增加而上升。例如瑞士貝茲瑙核電廠抽汽供熱，約16%的熱量在供熱管網(wǎng)的熱傳遞中損失，該供熱管網(wǎng)包含31公里主管道和103條不同用戶管道，管道總長度達290公里。因此，基于供熱管網(wǎng)的投資經(jīng)濟性和管道保溫技術(shù)特點，熱電聯(lián)產(chǎn)機組進行規(guī)劃設(shè)計時，當(dāng)以熱水為供熱介質(zhì)時，供熱半徑超過10公里熱水管網(wǎng)一般需要設(shè)置中繼泵站，管網(wǎng)循環(huán)泵能耗高且對安全運行不利，因此供熱半徑一般按20公里考慮；當(dāng)以蒸汽為供熱介質(zhì)時，考慮管網(wǎng)散熱損失和凝結(jié)水損失較大、不適合長距離輸送，因此供熱半徑一般按10公里考慮。

遠距離輸送是核能供熱管網(wǎng)區(qū)別于常規(guī)火電供熱管網(wǎng)的顯著特點。核能供熱項目對供熱管網(wǎng)及配套設(shè)施的選型設(shè)計、長輸管道的保溫設(shè)計及整體投資等都提出了更高要求。

有別于電站內(nèi)蒸汽管道的單層或復(fù)合保溫結(jié)構(gòu)，長輸蒸汽管道的保溫結(jié)構(gòu)通常不低于3層，分別為高溫層、中溫層和低溫外護層。各層根據(jù)設(shè)計溫度選擇不同的保溫材料，高、中溫層還可以根據(jù)實際溫降要求再細分為多層。此外采用隔熱管托、滾動管托、工廠預(yù)制等措施，進一步降低管網(wǎng)的熱損失。在田灣“和氣一號”供熱項目中，蒸汽管道的實際運行平均溫降～1℃/公里。

● 高安全性

核能安全是核能被利用的前提條件，因此核能應(yīng)用時都設(shè)有縱深防御體系以保持反應(yīng)性控制、余熱排出和放射性包容的基本安全功能，使放射性物質(zhì)不會危及公眾和環(huán)境。

以壓水堆核電廠為例。壓水堆核電廠設(shè)有3道安全屏障：燃料包殼、反應(yīng)堆壓力容器和一回路管道共同組成高壓冷卻劑的壓力邊界、安全殼。核電廠增加供熱相關(guān)系統(tǒng)后，并不影響原有的3道屏障。對外供熱的汽源來自二回路系統(tǒng)。二回路系統(tǒng)在正常運行時不接觸一回路放射性物質(zhì)，但需考慮蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂等極端情況下的潛在污染風(fēng)險。依據(jù)核電廠的縱深防御要求，應(yīng)在設(shè)計中采用設(shè)置實體屏障等措施，有效地將放射性物質(zhì)包容在特性區(qū)域，避免場外放射性污染或?qū)⑵錅p至最小。

在實際設(shè)計中，一般通過管殼式換熱器，即設(shè)置蒸汽轉(zhuǎn)換系統(tǒng)，將二回路汽源系統(tǒng)與三回路對外供熱系統(tǒng)進行物理隔離。這也是核電廠供熱系統(tǒng)與常規(guī)火電廠供熱系統(tǒng)的最大區(qū)別。

蒸汽轉(zhuǎn)換系統(tǒng)設(shè)備管側(cè)走從二回路抽取的汽水回路（汽源二回路），殼側(cè)走對外供熱的工業(yè)蒸汽（熱網(wǎng)三回路）。當(dāng)蒸汽轉(zhuǎn)換系統(tǒng)設(shè)備發(fā)生破管事故，將隔離二回路的蒸汽汽源，使汽源二回路與熱網(wǎng)三回路隔離，防止二回路蒸汽中的放射性向熱網(wǎng)三回路中泄漏。

除采取上述的物理隔離措施外，核能供熱還設(shè)有供熱系統(tǒng)專用的必要的放射性監(jiān)測。通常在二回路熱源蒸汽接出口和三回路熱網(wǎng)蒸汽送出口，都各設(shè)置一個放射性監(jiān)測點，實時監(jiān)測放射性泄漏情況。

核能供熱的典型系統(tǒng)流程圖如下圖所示。從核反應(yīng)堆送出的一回路高溫蒸汽通過蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生二回路的中間高溫蒸汽；中間高溫蒸汽去往供熱島通過蒸汽轉(zhuǎn)換系統(tǒng)產(chǎn)生三回路的工業(yè)供熱蒸汽，當(dāng)核能同時供熱和發(fā)電時，則部分中間高溫蒸汽還去往汽輪發(fā)電機組膨脹做功發(fā)電；三回路中的工業(yè)蒸汽經(jīng)過長距離的供熱管網(wǎng)，輸送到用戶側(cè)的供熱首站，再送往各個用戶。

↑ 核能供熱的典型系統(tǒng)流程圖

核能熱電聯(lián)產(chǎn)能將核電站的能源利用效率從30%～40%提高到60%～80%，甚至超過80%，效率顯著提升；核能為清潔能源，是工業(yè)領(lǐng)域化石燃料供熱的最佳替代方案，有助于降低碳排放；基于低成本的燃料，核能供熱在經(jīng)濟上也十分具有競爭力；相較水、風(fēng)、光等再生能源，核能供熱穩(wěn)定。在“雙碳”目標(biāo)的全球能源結(jié)構(gòu)背景下，核能供熱在非電業(yè)務(wù)應(yīng)用將越來越多。

我國核能供熱技術(shù)雖整體起步較晚，當(dāng)前處于起步階段，但借助于核電新高速發(fā)展階段的開啟、國內(nèi)各類政策的支持加強，在徐圩核能供熱工程、昌江“玲龍一號”小堆示范工程等項目陸續(xù)建成投產(chǎn)后，我國核能供熱技術(shù)有望跨入國際領(lǐng)先水平，引領(lǐng)全球核能供熱技術(shù)的發(fā)展。我國核能供熱預(yù)計未來發(fā)展將呈現(xiàn)如下特點：

隨著核能供熱高安全性技術(shù)在運行項目中被驗證并進一步發(fā)展，同時加大科普宣傳、提高公眾的接受度，核能供熱技術(shù)將隨著核電廠進入高速發(fā)展期。

在碳減排壓力下，核能與化工、交通等行業(yè)的耦合將進一步加強，助力非電行業(yè)實現(xiàn)雙碳目標(biāo)。特別在榮成高溫氣冷堆示范工程于2023年底投產(chǎn)后，可提供的高溫蒸汽能滿足化工行業(yè)大部分的工藝蒸汽需求，使得跨行業(yè)的合作變得具備可行性和經(jīng)濟性。

基于核反應(yīng)堆型眾多的特性，國內(nèi)核能供熱技術(shù)也將呈現(xiàn)百花齊放的態(tài)勢。第三代、第四代核能技術(shù)并存，大堆、小堆齊頭并進。另外在徐圩核能供熱工程的示范效益下，不同堆型的聯(lián)合供熱，壓水堆與氣電、煤電、光熱電站等耦合供熱，都將成為可能的技術(shù)發(fā)展路線。

供熱小堆的示范工程推進緩慢，經(jīng)濟性尚需進一步驗證，但基于“小堆”特性，可降低項目整體投資、減少建設(shè)周期，從而降低風(fēng)險；若未來在選址規(guī)范要求上與大堆不同對待有實質(zhì)性進展，供熱小堆將在工業(yè)園區(qū)集中供熱、偏遠區(qū)域集中供熱等發(fā)揮更大作用。

基于固有安全性、高溫特性的高溫氣冷堆，有別于第三代核技術(shù)集中于發(fā)電業(yè)務(wù)上，將充分發(fā)揮高溫的特性，在制氫、工業(yè)供熱等非電業(yè)務(wù)上持續(xù)發(fā)力，聚焦于核供熱而非發(fā)電。

核能供熱是未來核能利用的新方向、新機遇。核能供熱能提高能量綜合利用的效率，減少供熱成本，降低碳排放，為核能綜合利用提供了新的發(fā)展路徑。文章介紹了國內(nèi)外核能供熱特別是供熱小堆和高溫氣冷堆的發(fā)展，對核能供熱具有的選擇多樣性、負荷不匹配性、遠距離輸送和高安全性的特點進行了詳細描述，并對我國核能供熱技術(shù)的發(fā)展進行了展望，可為相關(guān)工程應(yīng)用和研究提供技術(shù)參考。