（三）电力供给态势及对核电的影响分析
1.总供给
未来几年，宏观经济趋于降温是电力行业发展的宏观背景。近两年来，中国电力装机连攀新高，创下每年新增一亿千瓦的世界纪录。但数年来全国发电设备利用小时连年大幅度下降，装机增速也开始下降。设备利用小时构成和计算方法比较繁琐，我们用总发电量除以总装机容量来构造一个等价平均开工率指标，并以此来分析装机增速下降的原因。
从02年开始全国等价平均开工率从4640小时，增加到04年的4960小时，然后逐步回落到06年的4557小时，到了07年这一指标又一次出现回升，达到4564小时。不难看出，08年这一指标有继续上升的趋势。
图10：历年装机容量及其增速
80000700006000050000400003000020000100000装机（万千瓦）装机增速（右轴）252015105019771979198119831985198719891991199319951997199920012003200520072.区域供给
受世界经济整体放缓的拖累，08年全国发电量增速将有所回落达到%。分地区看，资源丰富的重化工业省份如内蒙古、山西、河南等省区依旧是拉动电力生产的主力，同时沿海经济发达地区也保持的高于平均水平的增速，例如江苏、河北等。
表7：各地区07-08年发电量及其增速预测（单位：亿度，%） 地区 2007发电2007发电增2008发电量预08发电增速预量 全国 广东 江苏 山东 浙江 河南 河北 内蒙古 山西 辽宁 福建 四川 湖北 湖南 安徽 上海 广西 贵州 云南 甘肃 陕西 北京 江西 天津 新疆 宁夏 吉林 黑龙江 重庆 青海 海南 西藏
3.电源结构
32458 3393 2960 2597 2192 1807 2007 1149 1306 1362 1000 1177 988 880 762 1067 675 675 735 614 653 667 511 492 413 431 463 624 445 285 112 15 速 测 3404 1145 测 13 15 14 15 30 19 11 11 14 15 15 14 12 9 14 13 16 13 10 17 2010年以前，我国电源结构将有所优化，但是供给主要依赖火电的局面不会改变。发展核电的必要性已经获得了政企两界的共识，当前制约核电发展的瓶颈主要是技术。完全依赖国外技术将大大提高我国核电建设成本，进而提高核电发
电成本，而且也不是长久之计。因此，在我国基本掌握最先进的第三代核电技术之前，核电发展处于积极的学习期，这段时间核电事业发展的主要内容是以市场换技术、尽快消化吸收第三代核电技术、培养完善的核电上下游产业链和培养相关专业人才。预计这个学习期将会持续到2020年。在此之前，国家将按照《核电中长期发展规划》平均每年投产2、3台机组的速度阶段性的发展核电事业。到2020年，实现装机4000万，在建1800万的目标。在核电间歇性投产的影响下，核电占总装机比例也不断的波动，但是基本围绕着%这个水平线。
图11：核电装机总量和份额总量分析预测图（单位：万千瓦，%）
120010008006000.80@02000.20002200320042005200620072008E2009E2010E0.00%0.60%0.40%核电年末装机核电年末装机份额1.80%1.60%1.40%1.20%1.00%
五、核电技术发展趋势分析
（一）核电技术发展概述
自从20世纪50年代核电站诞生以来,世界核电建设经历了三个阶段:实验示范阶段(1965年以前)、高速推广阶段(1966～1980年)和滞缓发展阶段(1981年至今)。开发了三代核反应堆,第一代反应堆以原型堆的形式在50、60年代投入应用。
第二代反应堆以大型商业化核电站的形式在70年代出现并运行至今,包括美国、欧洲和日本系的压水堆(PWR)与沸水堆(BWR)以及俄罗斯的轻水堆(WWER/AES)和加拿大开发的坎杜重水堆(CANDU),第二代反应堆已经在经济和环境等方面验证了核电的安全性能和竞争力。
第三代反应堆发展于90年代,包括有美国研发的先进沸水堆(ABWR)、改进式先进压水堆(System80+)和非能动先进压水堆(AP1000),以及法国推出的欧洲先进压水堆(EPR)。第三代反应堆将安全作为首要参考因素,主要目标是进一步提高第二代反应堆的安全性。此外,第四代反应堆的研究工作也已经逐步展开,这一代反应堆是未来的革命性反应堆系统,反应堆和燃料循环都将有重大革新和发展。 第四代核电技术有6种设计概念,包括三种快中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆是:带有先进燃料循环的钠冷快堆(SFR,Sodium-cooledfastreactor)、铅冷快堆(LFR,Lead-cooledfastreactor)和气冷快堆(GFR,Gas-cooledfastreactor),三种热中子堆是:超临界水冷堆(SCWR,Supercriticalwater-cooledReactor)、超
高温气冷堆(VHTR,Very-high-temperaturegas-cooledreactor)和熔盐堆
(MSR,Moltensaltreactor)。这些设计特点都改进了经济性,增强了安全性,使废物量最小化和防止核扩散燃料循环。
中国核电行业研究分析报告
