四代核電上市公司

1. 第四代核電站的介紹

2012年12月9日，中國自主研發的世界首座具有第四代核電特徵的高專溫氣冷堆核電站在位於中國東部沿海屬山東省榮成市的華能石島灣核電廠重新開工建設。石島灣核電站由華能集團、清華大學和中核建設集團合資建設，是中國擁有自主知識產權的第一座高溫氣冷堆示範電站，也是世界上第一座具有第四代核能系統安全特性模塊式高溫氣冷堆商用規模示範電站；計劃投資40億元建設一台20萬千瓦高溫氣冷堆核電機組，預計2017年底前投產發電。

2. 為什麼中國要購買美國ap1000的第三代核電技術，而不花錢在第四代中國核電技術上

科普一下，所謂第四代核電站主要指的是「快中子反應堆」，簡稱「快堆」，能實現核燃料最充分的利用，反應更持久，還能利用之前傳統反應堆產生的核廢料，但就理論指標來看，"快堆"的安全性有更嚴苛的要求；
然後AP1000其實只是第三代核電的優化升級，而他的技術先進性和安全性是國際公認的，很多國家都有引進使用，我們要在內陸建設核電站對安全和可靠性有更嚴苛的要求，要能達到新時代的指標我們真的沒有其他選擇，美國的AP系列核電在其內陸有相當成熟可靠的使用經驗，而AP1000隻是他們推出的最新改型，跟他們自用的舊型號沒有本質區別，美國研發AP1000就是為了打開國際市場賺錢用的，而不是有些人所謂的沒有可靠驗證的第一次的新物種，如果我們硬生自己搞一套沒有充分使用經驗的型號用於內陸核電，這才是對國民的極不負責，中央近年來對核電項目審批的謹慎態度足以說明對其重視程度；
我們沒有必要再「嘗試發明輪子」，去走別人早已走過幾十年的彎路，得到的結果還是一樣的，引進最新最成熟的技術是值得的，引進吸收先進技術也是我們的成功經驗，當初國內第一座商業核電「大亞灣核電站」就是充分吸收利用法國核電技術的成功典範，中國引進AP1000後還將推出本土型號「CAP1400」，性能指標將更符合我們的需求，很多技術細節也將得到更充分的改善，這就是我們的自信；
我等「P民」當然應該關注自身安全利益，但廣大國內外核電工程師肯定能比我們考慮地更周全、更專業，對自己不了解的方面妄加質疑或崇拜都是愚昧的
「快堆」技術早已實現，國際社會至今沒有推廣就是擔憂它的安全性，所以我認為引進AP1000的最大目的在於為我們的第四代核電做好鋪墊，充分掌握其技術，可以讓第四代反應堆的安全性得到更大保障。至於為什麼一下子引進那麼多？我認為有兩個方面原因：一是，利益原因，談生意嘛，要喂飽了美國這頭餓狼他才肯轉讓重要的技術細節；二是，國內需求，處於多方面考慮我們當前確實需要盡快在內陸建設大量可靠的第三代核電，畢竟第四代核電目前還在福建處於工程示範階段。

3. 第四代核電與前代有何區別

第三代（GEN-Ⅲ）是指先進的輕水堆核電站，即1990年後期到2010年開始運行的核電站。第三代版核電站採用標准化、權最佳化設計和安全性更高的非能動安全系統，如先進的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系統80+、AP600、歐洲壓水堆（European pressurized reactor, EPR）等。
第四代（GEN-Ⅳ）是待開發的核電站，其目標是到2030年達到實用化的程度，主要特徵是經濟性高（與天燃氣火力發電站相當）、安全性好、廢物產生量小，並能防止核擴散。
中國在第四代核電技術研究方面走在世界前列。

4. 什麼時候第四代核電站能夠大規模應用

這個還需要時間
現在世界上主流的核電站還是二代技術，三代技術還沒有推廣，例如內AP1000在我容國三門、海陽有建設。
另外在山東石島灣的高溫氣冷堆可以說是具有四代特徵的核電站，馬上會建好運行，距離四代中的超高溫氣冷堆差距還在出口溫度等參數上，但相信經過試點電站建設運行積累經驗，對於將來更先進技術的發展改進是有幫助的。

5. 中核與蓋茨的第四代核電合作告吹，中國核電將有哪些決定

中核與蓋茨的第四代喝點合作告吹
2020年8月21日中核集團的下屬上市公司中國核電官方發布公告，內容是根據美國政府的要求，美國的泰拉能源有限公司在單方面終止了行堆波技術合作，所以中國核電決定解散並且注銷相關的公司。

中國核電方認為中美此次合作開發該技術並且推進項目落實的合作基礎已經喪失了。那麼為了這個項目而設立的中核行波堆投資公司以及中核河北核電有限公司最初的設立目的已經沒有辦法實現了。在2006年比爾蓋茨參與投資並且創立了泰拉能源公司在其中出任董事長職位。比爾蓋茨曾經多次來到中國，與中核集團和國家能源有過密切的接觸，其主要是希望將行推波的首個示範堆建設在中國。

在今年上半年中，中國核電的營收同比增長了6％。歸屬凈利潤同比增長了15％。

6. 第四代核能系統的四代核電

美國開發第四代核電站的初衷主要是防止核擴散，目標是開發出面向發展中國家的超長壽命堆芯的密閉型小型反應堆核電站。但是經過2000年5月的「國際工作小組」會議以及GIF在2000年8月的漢城會議和2001年3月的巴黎會議等，美國採納了其他成員國的意見，決定開展概念更廣的新一代核能系統的開發。第四代核電站的開發目標可分為四個方面。
核能的可持續發展 通過對核燃料的有效利用，實現提供持續生產能源的手段；實現核廢物量的最少化，加強管理，減輕長期管理事務，保證公眾健康，保護環境。
提高安全性、可靠性 確保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯損傷的概率及程度，並具有快速恢復反應堆運行的能力；取消在廠址外採取應急措施的必要性。
提高經濟性 發電成本優於其他能源；資金的風險水平能與其他能源相比。
防止核擴散 利用反應堆系統本身的特性，在商用核燃料循環中通過處理的材料，對於核擴散具有更高的防止性，保證難以用於核武器或被盜竊；為了評價核能的核不擴散性，DOE針對第四代核電站正在開發定量評價防止核擴散的方法。 DOE於2001年4月徵集到了12個國家的94個第四代核電站反應堆系統，其中水冷堆28個，液態金屬冷卻堆32個，氣冷堆17個，其他堆型17個。
2002年9月19日至20日在東京召開的GIF會議上，與會的10個國家在上述94個概念堆的基礎上，一致同意開發以下六種第四代核電站概念堆系統。
（一）氣冷快堆系統
氣冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系統是快中子譜氦冷反應堆，採用閉式燃料循環，燃料可選擇復合陶瓷燃料。它採用直接循環氦氣輪機發電，或採用其工藝熱進行氫的熱化學生產。通過綜合利用快中子譜與錒系元素的完全再循環，GFR能將長壽命放射性廢物的產生量降到最低。此外，其快中子譜還能利用現有的裂變材料和可轉換材料（包括貧鈾）。參考反應堆是288兆瓦的氦冷系統，出口溫度為850℃。
（二）鉛合金液態金屬冷卻快堆系統
鉛合金液態金屬冷卻快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系統是快中子譜鉛（鉛/鉍共晶）液態金屬冷卻堆，採用閉式燃料循環，以實現可轉換鈾的有效轉化，並控制錒系元素。燃料是含有可轉換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物。
LFR系統的特點是可在一系列電廠額定功率中進行選擇，例如LFR系統可以是一個1200兆瓦的大型整體電廠，也可以選擇額定功率在300～400兆瓦的模塊系統與一個換料間隔很長（15～20年）的50～100兆瓦的電池組的組合。LFR電池組是一個小型的工廠製造的交鑰匙電廠，可滿足市場上對小電網發電的需求。
（三）熔鹽反應堆系統
熔鹽反應堆（molten salt reactor, MSR）系統是超熱中子譜堆，燃料是鈉、鋯和氟化鈾的循環液體混合物。熔鹽燃料流過堆芯石墨通道，產生超熱中子譜。MSR系統的液體燃料不需要製造燃料元件，並允許添加鈈這樣的錒系元素。錒系元素和大多數裂變產物在液態冷卻劑中會形成氟化物。熔融的氟鹽具有很好的傳熱特性，可降低對壓力容器和管道的壓力。參考電站的功率水平為1000兆瓦，冷卻劑出口溫度700～800℃，熱效率高。
（四）液態鈉冷卻快堆系統
液態鈉冷卻快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）系統是快中子譜鈉冷堆，它採用可有效控制錒系元素及可轉換鈾的轉化的閉式燃料循環。SFR系統主要用於管理高放射性廢棄物，尤其在管理鈈和其他錒系元素方面。該系統有兩個主要方案：中等規模核電站，即功率為150～500兆瓦，燃料用鈾-鈈-次錒系元素-鋯合金；中到大規模核電站，即功率為500～1 500兆瓦，使用鈾-鈈氧化物燃料。
該系統由於具有熱響應時間長、冷卻劑沸騰的裕度大、一迴路系統在接近大氣壓下運行，並且該迴路的放射性鈉與電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統等特點，因此安全性能好。
（五）超高溫氣冷堆系統
超高溫氣冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系統是一次通過式鈾燃料循環的石墨慢化氦冷堆。該反應堆堆芯可以是稜柱塊狀堆芯（如日本的高溫工程試驗反應器HTTR），也可以是球床堆芯（如中國的高溫氣冷試驗堆HTR-10）。
VHTR系統提供熱量，堆芯出口溫度為1 000℃，可為石油化工或其他行業生產氫或工藝熱。該系統中也可加入發電設備，以滿足熱電聯供的需要。此外，該系統在採用鈾/鈈燃料循環，使廢物量最小化方面具有靈活性。參考堆採用600兆瓦堆芯。
（六）超臨界水冷堆系統
超臨界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系統是高溫高壓水冷堆，在水的熱力學臨界點（374℃，22.1兆帕）以上運行。超臨界水冷卻劑能使熱效率提高到輕水堆的約1.3倍。該系統的特點是，冷卻劑在反應堆中不改變狀態，直接與能量轉換設備相連接，因此可大大簡化電廠配套設備。燃料為鈾氧化物。堆芯設計有兩個方案，即熱中子譜和快中子譜。參考系統功率為1 700兆瓦，運行壓力是25兆帕，反應堆出口溫度為510～550℃。

7. 中核與蓋茨的第四代核電原計劃合作做什麼

中核與蓋茨的第四代核電原計劃合作做的是行波堆技術。

據8月23日消息，21日，中核集團下屬上市內公司中國核電容（601985.SH）發布公告稱，由於美國泰拉能源有限公司（下稱泰拉能源）根據美國政府的要求單方終止了行波堆技術合作，中國核電決定解散並注銷相關公司。

中國核電認為，中美合作開發該技術並推進項目落地的合作基礎已經喪失，中核行波堆投資(天津)有限公司（下稱行波堆投資公司）及中核河北核電有限公司（下稱行波堆項目公司）的設立目的已無法實現。

(7)四代核電上市公司擴展閱讀：

合作終止並不影響中核集團

中國核電公告稱，行波堆投資公司、行波堆項目公司尚未開展實際經營，本次解散、注銷子公司對其整體業務的發展和生產經營不會產生實質性影響。

今年上半年，中國核電實現營收約232億元，同比增長6%；歸屬凈利潤約30億元，同比增長15%。

目前，中國核電在運核電機組21台，裝機容量1911.2萬千瓦；在建核電機組5台，裝機容量577萬千瓦；在運非核清潔能源裝機179.84萬千瓦。

8. 中核與蓋茨的第四代核電合作告吹的原因是什麼

中核與蓋茨的第四代核電合作告吹的原因是因為美國的政策，受到美國禁令的影響，不得不中斷合作！

9. 第四代核電技術有哪些特點

第四代核電技術有什麼特徵?
核電發展的趨勢是安全水平更加卓越、經濟性更好、核燃料利用率更高、廢物產生量更少。本世紀初，美國提出並創立第四代先進核能系統國際合作研發論壇(GIF)，致力於研發可持續利用的清潔、安全、經濟的先進核能系統。目前的研究表明，快堆核能系統是先進核能系統及其核燃料循環體系成熟度和研究基礎最高的堆型之一。
快中子堆是由快中子引起鏈式裂變反應並可實現核燃料增殖的反應堆，在運行中既消耗易裂變材料，又生產新易裂變材料，而且所產可多於所耗，能實現易裂變材料的增殖。相比熱中子堆，快堆對資源的利用率可以提高數十倍。我國堅持熱堆-快堆-聚變堆的「三步走」核能發展戰略，我國實驗快堆已於2010年7月達到臨界，2011年7月並網發電。我國成為繼美、英、法、俄等國之後，世界上第八個擁有快堆技術的國家。隨著實驗快堆的臨界發電，下一步，我國將開發60萬千瓦或更大功率的快堆商用核電站。
被推薦的第四代先進核能系統中還包括高溫氣冷堆、超臨界水堆、熔鹽堆。高溫氣冷堆具備固有安全特性，任何事故情況下都不會發生堆芯熔化事故，且產生的高溫能夠多用途利用，並可採用模塊化方式建造大大縮短工期。我國高溫氣冷堆研發建設已經走在了世界前列，全球首座20萬千瓦示範工程已經開工建設。我國的熔鹽堆、超臨界水堆、核能聚變堆、聚變裂變混合堆科研開發工程也在積極研究中。

10. 核電技術的四代核電

(1)第四代核電技能的概念
把五、六十年代締造的驗證性核電站稱為榜首代;70、80年代標准化、系列化、批量締造的核電站稱為第二代;第三代是指90年代開發研討老練的領先輕水堆;第四代核電技能是指待開發的核電技能，其主要特徵是避免核分散，具有更好的經濟性，安全性高和廢物發作量少。
(2)開發第四代核電技能的意圖
美國政府對核電界共同研討開發的第三代核電技能不行滿足的是：未思考避免核分散的需求，經濟性不行抱負。為了強化避免核分散的需求和進一步改進經濟性，提出要研討開發第四代核電站。
(3)第四代核電技能的功能需求
2000年5月，由美國能源部建議、美國阿貢實驗室安排的全世界約100名教授進行了研討，提出了第四代核電站14項基本需求。關於經濟性的有3條：要有競爭力的發電本錢，其母線發電本錢為3美分/kWh;可承受的出資危險，比出資小於1000美元/kW;締造時刻(從澆注榜首罐混凝土至反應堆發動實驗)少於3年。有5條是關於核安全和輻射安全的：十分低的堆芯破損概率;任何可信初因事故都經驗證，不會發作嚴峻堆芯損壞;不需求場外應急;人因容錯功能高;盡可能小的輻射照耀。關於核廢物有3條：要有完好的解決方案;解決方案被大眾承受;廢物量要最小。關於防核分散的有3條：對兵器分散分子的吸引力小;內涵的和外部的避免核分散能力強;對避免核分散要通過評價。
由上看出，第四代核電站的需求突出了避免核分散難題，沒有思考核燃料循環和核資源難題，而這兩個難題是觸及核能可持續展開的重大難題。
(4)想像展開發展
當時的主要任務是研討斷定第四代核電的功能需求，逐漸由准則需求，經細化為詳細目標，在此基礎上再展開堆型的研討開發。估計2020年前能有一個或幾個演示電站建成運轉;到2030年今後再推行締造。在2001年到2030年這段時刻內，將締造一批第三代的領先輕水堆核 電機組。