發(fā)展背景

圖1 能源與經(jīng)濟緊密相連

人類(lèi)社會(huì )的發(fā)展與能源革命有著(zhù)緊密連接，從最初的化學(xué)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(lái)的就是人類(lèi)文明社會(huì )的急速發(fā)展。因此，能源是人類(lèi)社會(huì )的根基，是任何國家發(fā)展的必須考慮的首要因素，是世界經(jīng)濟文化發(fā)展的重中之重。

圖2 人口規模增長(cháng)

然而，隨著(zhù)世界各國各地區經(jīng)濟的急劇發(fā)展，人類(lèi)社會(huì )對能源的需求也變得更加迫切。世界范圍來(lái)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(wàn)億桶，相比同期減少了 5 億桶，如果根據 2017 年石油產(chǎn)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(diǎn)二個(gè)百分點(diǎn)（四千億立方米），和接近兩百萬(wàn)億立方米的總儲量相比杯水車(chē)薪，按照 2017 年產(chǎn)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(lái)的環(huán)境影響不容忽視。按照當前的人口增長(cháng)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(fā)現核能開(kāi)始，人類(lèi)對核能研究就一直保持極高的熱情，核裂變技術(shù)開(kāi)始大規模商用并逐漸變?yōu)槭澜缒茉大w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(lái)清潔能源發(fā)展的大方向之一。

核能劃代

從自 1950 年代以來(lái)，核電的發(fā)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(yè)核電站。均具有實(shí)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(chǎn)品。（例如美國芝加哥一號反應堆，英國發(fā)展的MAGNOX）。

圖5 秦山核電引進(jìn)的重水堆（CANDU）

第二代：經(jīng)過(guò)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(wàn)千瓦左右，比如西屋公司發(fā)展的壓水堆，GE發(fā)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(chǎn)品，是當前核電業(yè)的主力。

圖6 展會(huì )上的AP1000機組模型

圖7 展會(huì )上的華龍一號模型

第三代：經(jīng)過(guò)福島核事故后，公眾對核事故的反映強烈，美國核管會(huì )對新一代核電技術(shù)提出了更高的安全要求，第三代核電技術(shù)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(zhù)提升（如改進(jìn)原有能動(dòng)系統，增設非能動(dòng)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(mén)和海陽(yáng)的美國AP1000（Advanced Passive PWR）系列機組，另外還有兩個(gè)我國自主研發(fā)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(kāi)發(fā)，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(diǎn)，能夠很好解決核廢料的問(wèn)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(guò)钚239發(fā)生核裂變反應來(lái)生產(chǎn)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(guò)連續衰變能夠轉化為钚239。通過(guò)此裂變發(fā)生方式，在钚239發(fā)生裂變產(chǎn)生能量的同時(shí)，鈾238能夠吸收快中子變成燃料用钚239，實(shí)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(jìn)堆和三代堆的乏燃料后處理問(wèn)題，在對環(huán)境的友好保護和對能源結構的持續優(yōu)化上起到重要作用。

俄羅斯BN－600、BN－800型反應堆已商業(yè)運行，120萬(wàn)千瓦的設計工作已完成，計劃2030年建設；法國先進(jìn)鈉冷快堆設計工作預計2019年完成。中國實(shí)驗快堆2011年已經(jīng)并網(wǎng)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(gè)世紀70年代，清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院就開(kāi)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(shí)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(jiǎn)單、功率設計靈活等特點(diǎn)；同時(shí)我國擁有模塊式高溫氣冷堆技術(shù)的自主知識產(chǎn)權，HTR．PM主要設備(如主氦風(fēng)機、反應堆壓力容器、燃料元件等)也大多數由我國自主研發(fā)制造，根據目前的研發(fā)進(jìn)展，設備國產(chǎn)化可達95％，這些因素保證了模塊式高溫氣冷堆技術(shù)在對外輸出中的巨大優(yōu)勢。HTR．PM的建成，不但標志著(zhù)我國模塊式高溫氣冷堆技術(shù)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(shù)，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(shí)驗堆（HTTR）和中國的高溫氣冷實(shí)驗堆（HTR－10）中國20萬(wàn)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(shù)和水冷堆技術(shù)的革新設計，具有高焓升，低流量等優(yōu)勢；與沸水堆相似采用直接循環(huán)方式，無(wú)蒸汽發(fā)生器，直接推動(dòng)汽輪機做工，從而使系統變得更加緊湊簡(jiǎn)單；由于超臨界水氣水兩相混合，在堆芯內正常運行時(shí)無(wú)相變，避免了沸騰引起的危機，堆芯不會(huì )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(dòng)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(kāi)發(fā) ，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(chǎn)權的中國百萬(wàn)千瓦級超臨界堆（CSR1000）設計方案，2025 ~2030年將基本具備建造商業(yè)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(huán)，以實(shí)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(kāi)展SVBR-100鉛鉍反應堆和鉛冷反應堆BREST-OD-300的研發(fā)建造工作；美國開(kāi)展了小型模塊化鉛冷反應堆SSTAR的研究，鉛鉍自然循環(huán)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(lǐng)先的實(shí)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(huán)液體混合物。熔鹽燃料流過(guò)堆芯石墨通道．產(chǎn)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(chǎn)物在液態(tài)冷卻劑中會(huì )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(fā)展始于20世紀40年代由美國橡樹(shù)嶺國家實(shí)驗室（ORNL）開(kāi)展的航空用核動(dòng)力項目，以及后續的核動(dòng)力飛行器項目，該項目的早期概念是液態(tài)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(dòng)力試驗堆，該實(shí)驗堆是世界上第一個(gè)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(tài)下?tīng)顟B(tài)下成功運行了100小時(shí)。

在20世紀70年代，我國也啟動(dòng)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(tài)熔鹽反應堆并達到臨界。后來(lái)由于當時(shí)技術(shù)經(jīng)濟水平的限制，“728 工程”將開(kāi)發(fā)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(dòng)，該項目是中國科學(xué)院的戰略性先導科技專(zhuān)項，由中國科學(xué)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(cháng)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(tài)燃料釷基熔鹽實(shí)驗堆。美，俄，日，法，英相繼開(kāi)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(huán)。燃料可選擇復合陶瓷燃料。它采用直接循環(huán)氦氣輪機發(fā)電，或采用其工藝熱進(jìn)行氫的熱化學(xué)生產(chǎn)。通過(guò)綜合利用快中子譜與錒系元素的完全再循環(huán)，GFR能將長(cháng)壽命放射性廢物的產(chǎn)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(jìn)的實(shí)驗氣冷快堆ALLEGRO設計熱功率為75MW，目標是世界實(shí)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(shù)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(fā)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(fā)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(lái)氣冷堆、高溫氣冷堆和熔鹽堆大概率會(huì )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(zhù)的優(yōu)勢：

固有安全性：常溫下熔鹽是固態(tài)，因此當發(fā)生破口泄漏事件時(shí)，不管是一回路還是二回路，流出的高溫熔鹽都會(huì )迅速地固化，其中放射性物質(zhì)也同時(shí)固化，降低了事故中放射性物質(zhì)擴散帶來(lái)的危害，從本質(zhì)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(guò)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(jìn)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(guò)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(huán)特性：一回路中的燃料鹽呈液態(tài)，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(guò)在線(xiàn)轉運的方式轉移至后處理廠(chǎng)進(jìn)行在線(xiàn)處理脫除裂變產(chǎn)物，實(shí)現核燃料的在線(xiàn)循環(huán)使用。采用核裂變能作為燃料的反應堆，按照燃料類(lèi)型可以分為鈾基反應堆和釷基反應堆兩類(lèi)，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(yōu)勢：轉換效率高、放射性毒性產(chǎn)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(huán)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。