發展背景

圖1 能源與經濟緊密相連

人類社會的發展與能源革命有著緊密連接，從最初的化學能使用到如今的核能的利用，能源的利用效率成幾何級的提升，隨之而來的就是人類文明社會的急速發展。因此，能源是人類社會的根基，是任何國家發展的必須考慮的首要因素，是世界經濟文化發展的重中之重。

圖2 人口規模增長

然而，隨著世界各國各地區經濟的急劇發展，人類社會對能源的需求也變得更加迫切。世界范圍來看，傳統的化石能源目前占比約為80%，我國的化石能源占比更是高達90%以上。截止到 2017 年，全世界范圍內已探明的石油總儲量為1.697 萬億桶，相比同期減少了 5 億桶，如果根據 2017 年石油產量水準，只能夠勉強維持 50.2 年的消耗；已探明的全世界天然氣總儲量變化不大，只略微上升零點二個百分點（四千億立方米），和接近兩百萬億立方米的總儲量相比杯水車薪，按照 2017 年產量水平，天然氣同樣只夠勉強維持 52.6 年的消耗；而煤炭的總儲量相比于石油和天然氣而言，可以維持 134 年的消耗，但帶來的環境影響不容忽視。按照當前的人口增長水平和能源消耗速率，化石能源估計在 100~200年后就將消耗殆盡。

從20世紀初發現核能開始，人類對核能研究就一直保持極高的熱情，核裂變技術開始大規模商用并逐漸變為世界能源體系的重要組成部分。核能具有很高的能量密度，碳排放量相對可以忽略不計，是未來清潔能源發展的大方向之一。

核能劃代

從自 1950 年代以來，核電的發展可分為四代。

圖4 芝加哥一號反應堆紀念碑

第一代：20世紀五、六十年代世界各國所建的最早期商業核電站。均具有實驗性和探索性，堆型各異，功率很低，最早期的壓水堆和沸水堆以及最早期的氣冷堆等等，都是屬于這一代的產品。（例如美國芝加哥一號反應堆，英國發展的MAGNOX）。

圖5 秦山核電引進的重水堆（CANDU）

第二代：經過第一代的探索而定型的商用核電站。在20世紀60年代的石油危機以后，數量最大，功率高，主力機組一般為100萬千瓦左右，比如西屋公司發展的壓水堆，GE發展的沸水堆，加拿大的CANDU等等。目前，世界上正在運行的核電站，大多數為這一代產品，是當前核電業的主力。

圖6 展會上的AP1000機組模型

圖7 展會上的華龍一號模型

第三代：經過福島核事故后，公眾對核事故的反映強烈，美國核管會對新一代核電技術提出了更高的安全要求，第三代核電技術就是在此背景下誕生的。三代堆相比較二代堆主要是安全性能的顯著提升（如改進原有能動系統，增設非能動安全系統，抵抗大飛機沖擊等）。目前，我國國內有約四種三代堆型，位于臺山的法國的EPR（Evolutionary Power Reactors）機組，位于三門和海陽的美國AP1000（Advanced Passive PWR）系列機組，另外還有兩個我國自主研發的國和一號（山東榮成，在建）和華龍一號機組（福建福清，已運行）。

第四代：多種堆型共同開發，大致又主要分為以下6種：

（1）鈉冷快堆（SFR）：

圖8 鈉冷快堆結構示意圖

鈉冷快堆由于其具有嬗變核燃料的特點，能夠很好解決核廢料的問題。鈉冷快堆可以使用钚239作為反應堆核燃料，在結構布置上，在钚239的外圍再生區域布置一定數量的鈾238燃料，這樣通過钚239發生核裂變反應來生產快中子，其釋放出的快中子能夠被外圍再生區的鈾238吸收并且形成鈾239，鈾239通過連續衰變能夠轉化為钚239。通過此裂變發生方式，在钚239發生裂變產生能量的同時，鈾238能夠吸收快中子變成燃料用钚239，實現了鈉冷快堆的增殖嬗變功能，采用適當增殖比的快中子反應堆，能夠將鈾資源利用率從現有的普通熱堆不足1%提高到約60%-70%甚至更高，從根本上解決了目前二代改進堆和三代堆的乏燃料后處理問題，在對環境的友好保護和對能源結構的持續優化上起到重要作用。

俄羅斯BN－600、BN－800型反應堆已商業運行，120萬千瓦的設計工作已完成，計劃2030年建設；法國先進鈉冷快堆設計工作預計2019年完成。中國實驗快堆2011年已經并網運行。

（2）高溫氣冷堆（VHTR）：

圖9 高溫氣冷堆結構示意圖

早在上個世紀70年代，清華大學核能與新能源技術研究院就開始了高溫氣冷堆的研究并于建造了我國第一座10兆瓦高溫氣冷實驗堆(HTR．10)。HTR．PM以HTR．10為原型堆設計建造，具有安全性高、系統簡單、功率設計靈活等特點；同時我國擁有模塊式高溫氣冷堆技術的自主知識產權，HTR．PM主要設備(如主氦風機、反應堆壓力容器、燃料元件等)也大多數由我國自主研發制造，根據目前的研發進展，設備國產化可達95％，這些因素保證了模塊式高溫氣冷堆技術在對外輸出中的巨大優勢。HTR．PM的建成，不但標志著我國模塊式高溫氣冷堆技術的成功商用，而且對我國建設其他高溫氣冷堆核電站項目具有重要指導意義。

已有高溫氣冷堆技術，包括美國桃花谷（Peach Bottom）和圣符侖堡（Fort Saint-Vrain）核電站、德國AVR和社尚溫堆（THTR）原型堆、日本的高溫實驗堆（HTTR）和中國的高溫氣冷實驗堆（HTR－10）中國20萬千瓦高溫氣冷堆示范項目正在建設中。

（3）超臨界水冷堆（SCWR）：

圖10 超臨界水冷堆結構示意圖

在六種第四代新型核能反應堆中，超臨界水冷堆是唯一以輕水做冷卻劑的堆型，它結合了超臨界火電技術和水冷堆技術的革新設計，具有高焓升，低流量等優勢；與沸水堆相似采用直接循環方式，無蒸汽發生器，直接推動汽輪機做工，從而使系統變得更加緊湊簡單；由于超臨界水氣水兩相混合，在堆芯內正常運行時無相變，避免了沸騰引起的危機，堆芯不會出現燒毀現象；為了保證反應堆安全穩定運行，該堆采用了非能動安全系統，因此超臨界水冷堆具有很好的安全特性。

歐盟、加拿大、日本、中國和俄羅斯完成超臨界水冷堆的開發 ，如歐盟的HPWLR方案,加拿大的CANDUSCWR方案，日本的Super LWR 和Super FR方案等。中國提出了具有自主知識產權的中國百萬千瓦級超臨界堆（CSR1000）設計方案，2025 ~2030年將基本具備建造商業化超臨界水冷堆核電站的條件 。

（4）鉛冷快堆（LFR）：

圖11 鉛冷堆結構示意圖

鉛冷快堆，采用閉式燃料循環，以實現可轉換鈾的有效轉化，并控制錒系元素。燃料是含有可轉換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物。

俄羅斯正在開展SVBR-100鉛鉍反應堆和鉛冷反應堆BREST-OD-300的研發建造工作；美國開展了小型模塊化鉛冷反應堆SSTAR的研究，鉛鉍自然循環小型模塊化反應堆G4M；中國建成了規模最大，性能參數國際領先的實驗裝置群，提出并設計了小型化“核電寶”。

（5）熔鹽堆（MSR）：

圖12 熔鹽堆結構示意圖

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制造燃料元件．并允許添加钚這樣的錒系元素。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。

熔鹽堆的研究發展始于20世紀40年代由美國橡樹嶺國家實驗室（ORNL）開展的航空用核動力項目，以及后續的核動力飛行器項目，該項目的早期概念是液態燃料熔鹽反應堆，其中的核燃料可以采用U235、U233、Pu239等氟化物。ORNL于20世紀50年代建成了航空核動力試驗堆，該實驗堆是世界上第一個使用 NaF-ZrF4熔鹽系統的熔鹽堆，并且以 235UF4的形式存在的核燃料溶解在其中成為燃料鹽。該試驗熔鹽堆在輸出功率 2.5MW出口溫度 860℃ 的穩定狀態下狀態下成功運行了100小時。

在20世紀70年代，我國也啟動了熔鹽堆的工程研究項目“728工程”，并在1972年9月成功建成零功率冷態熔鹽反應堆并達到臨界。后來由于當時技術經濟水平的限制，“728 工程”將開發堆型轉向輕水堆，也就是秦山一期。2011 年，“釷基熔鹽堆核能系統（TMSR）”啟動，該項目是中國科學院的戰略性先導科技專項，由中國科學院上海應用物理研究所主要承擔，以提高核能安全性、核燃料長期供應及放射性廢物最小化為目標，近期目標是設計建成 2MW 液態燃料釷基熔鹽實驗堆。美，俄，日，法，英相繼開展了熔鹽堆的研究，中國近期建成了2MW的釷基熔鹽堆并在零功率達到臨界水平。

（6）氣冷快堆（GFR）：

圖13 氣冷快堆結構示意圖

氣冷快堆(gas—cooled fast reactor，GFR)系統是快中子譜氦冷反應堆，采用閉式燃料循環。燃料可選擇復合陶瓷燃料。它采用直接循環氦氣輪機發電，或采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℃。

由法國和歐洲原子能共同體、瑞士合作推進的實驗氣冷快堆ALLEGRO設計熱功率為75MW，目標是世界實際建造的第一座氣冷快堆；俄羅斯正在研究氦冷快堆BGR-1000最新技術方案。

六種方案對比

從表中可以看出六種方案中，氣冷快堆，超臨界水冷堆，高溫氣冷堆的壓力都極高，小型化存在困難，發生破口后控制難度相對較大。鈉冷快堆中的鈉金屬遇水易燃易爆，密閉性和安全性要求極高。鉛鉍快堆中鉛鉍合金對金屬侵蝕能力太強，另外鉍金屬在自然界中存量太少。從發電效率角度考慮，超高溫氣冷堆和氣冷堆更加適合，從小型化考慮，熔鹽堆可能更適合。因此，筆者判斷在未來氣冷堆、高溫氣冷堆和熔鹽堆大概率會從六種方案中勝出。

小型化方面，釷基熔鹽堆有以下比較顯著的優勢：

固有安全性：常溫下熔鹽是固態，因此當發生破口泄漏事件時，不管是一回路還是二回路，流出的高溫熔鹽都會迅速地固化，其中放射性物質也同時固化，降低了事故中放射性物質擴散帶來的危害，從本質上最大化地保證了設備、區域和人員的安全。并且基于熔鹽的這一特性，熔鹽堆設計有緊急熔鹽排放罐設備，在堆芯過熱或者堆芯反應失控的情況下，可以快速將堆芯熔鹽排入到緊急熔鹽排放罐設備中進行冷卻固化。

工作壓力低：由于熔鹽具有飽和蒸氣壓低的特性，因此在熔鹽堆的設計過程中，不涉及壓力容器的設計和制造，提高了系統的運行安全性。靈活便捷的燃料循環特性：一回路中的燃料鹽呈液態，從而在保障反應堆正常運行的條件下將一回路中的燃料鹽通過在線轉運的方式轉移至后處理廠進行在線處理脫除裂變產物，實現核燃料的在線循環使用。采用核裂變能作為燃料的反應堆，按照燃料類型可以分為鈾基反應堆和釷基反應堆兩類，目前核能反應堆基本都是鈾基反應堆。而在我國釷資源儲量豐富，釷基核燃料具有一些獨特的優勢：轉換效率高、放射性毒性產物相對較低、熱膨脹系數低等。

熱效率更高：熔鹽堆比輕水堆具有更高的熱效率，因為它們在700~800℃高溫下運行，帶有閉環渦輪機的熔鹽堆可以達到45%電力轉換效率。相比之下，使用傳統汽輪機的輕水堆只能達到33% 的效率。