核电技术发展趋势

0 引言

目前作为主要能源的常规化石燃料储量有限且对环境有污染排放，而太阳能、风能、水电等新能源的可装机容量有限，只能充当补充能源的角色。而核能作为一种清洁安全的能源日益受到重视，尤其如果可控核聚变反应可以大规模应用，这将会从根本上解决人类的能源问题。能源短缺和环境恶化问题促使人们重新思考核电，世界核电建设再次升温，核电技术开始了新的发展。

1 第三代核电技术成为发展主流

第三代核电技术是在更高安全性和经济性要求下出现的新一代先进核电技术，它在经济上具有与联合循环的天然气机组竞争的优势，在能量转换系统方面大量采用经过验证的第二代成熟技术。在安全性方面，第三代核电技术把设置预防和缓解严重事故作为设计核电站必须满足的条件。

第三代核电技术中最具代表的是美国西屋公司的先进非能动压水堆（AP1000）。也即是第三代十核电机组。AP1000利用了更多的非能动技术，利用自然界的固有规律来保障核电站安全，从根本上革新了核电厂的安全性设施设计：利用物质的重力，流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝的原理在危急事故时冷却反应堆，带走堆芯余热。按非能动思想设计的核电站，减少了设备部件，系统简单，又大大提高了安全性。

目前世界上核电发达国家在建及拟建的核电站几乎都采用的是第三代核电机组，第三代核电技术已成为当今核电发展的主流。

2 先进核能系统——第四代核电技术

1999年6月，美国能源部（Department of Energy，DOE）首次提出了第四代核电站的倡议。2000年1月，在美国的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷共10个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），在发展核电方面达成共识，其基本思想：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。

第四代技术已不仅仅局限于核电技术，而是提出了更具有整体意义的“核能系统”概念。可以期待，第四代核能系统将会是具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。

2002年GIF经过讨论，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。

2.1 气冷快堆系统

气冷快堆（Gas-cooled Fast Reactor，GFR）系统是快中子潜氦冷反应堆，采用式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。参考反应堆是288 MW的氦冷系统，出口温度为850℃。

2.2 铅合金液态金属冷却快堆系统

铅合金液态金属冷却快堆（Lead- cooled Fast Reactor，LFR）系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。

2.3 熔盐反应堆系统

熔盐反应堆（Molten Salt Reactor，MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1 000 MW，冷却剂出口温度为700～800℃，热效率高。

2.4 液态钠冷却快堆系统

液态钠冷却快堆（Sodium-cooled Fast Reactor，SFR）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，以及该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点。因此安全性能好。

2.5 超高温气冷堆系统

超高温气冷堆（Very High Temperaiure Reactor，VHTR）系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。参考堆采用600 MW堆芯。

2.6 超临界水冷堆系统

超临界水冷堆（Super Critical Watcr-cooled Reactor，SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1 MPa）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是：冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。参考系统功率为1 700 MW，运行压力为25 MPa，反应堆出口温度为510～550℃。

在在第四代核电机组的研发中，我国走在了世界前列。清华大学10 WM高温气冷实验堆是我国自主研发、自主设计、自主制造、自主建设、自主运行的世界上第一座具有非能动安全特性的模块式球床高温气冷堆，各项技术指标均达到世界先进水平，为商业化奠定了坚实的基础。

2012年12月9日，中国自主研发的世界首座具有第四代核电特征的高温气冷堆核电站在山东省荣成市的石岛湾核电站开工建设。石岛湾核电站是中国拥有自主知识产权的第一座高温气冷堆示范电站，也是世界上第一座具有第四代核能系统安全特性模块式高温气冷堆商用规模示范电站。高温气冷堆将成为我国未来核能系统的首选堆型之一。

3 可控核聚变发电

核能包括核裂变能和核聚变能两种，目前的核能利用一般指的是核裂变能。

核聚变是指两个或两个以上的轻原子核碰撞结合生成较重原子核的过程中释放的能量。太阳就是在不停地进行着氢核聚变反应，为地球万物输送赖以生存的能量。核聚变反应释放的能量比核裂变反应释放的能量大得多。海水中氘的含量为0.034 g/L，1L海水中的氘发生聚变释放的能量相当于300 L汽油。核聚变能可以认为是一种取之不尽用之不竭的能源，这是能从根本上解决人类社会能源问题的一种能源。当然这一切的前提是人类能够实现可控的核聚变反应。

什么是可控核聚变呢？一个形象的比喻就是：可控核聚变＝“把火点着”+“别把锅烧穿”。实际上，可控核聚变反应一直以来都是全球的研究热点问题，如今，在实验室中，要实现聚变反应是一件比较容易的事情，但是作为能源使用需要实现的可控反应至今仍未能实现。

要实现可控核聚变反应．需要产生具有一定密度，并加热到l亿摄氏度以上的高温的等离子体，同时还要维持一段时间使其能够发生聚变，从而输出聚变能。自20世纪50年代初开始的可控核聚变反应研究，目前具有代表性的成果是激光核聚变和托卡马克核聚变装置（环流器）。

当前开展核聚变研究规模最大的国际合作项目是国际热核实验堆（International Thermonuclear Experimental Reactor，ITER），这个计划是从1985年开始的，我国于2006年正式参与该项计划。ITER的主要目的是实现氘氚燃料点火并持续燃烧，其未来发展计划包括一座原型聚变堆在2025年前投入运行，一座示范聚变堆在2040年前投入运行。在核聚变能利用还在探索研究路途中，还会碰到不少困难，但是我们有理由相信，核聚变能的和平利用目标一定会实现，聚变能最终将会作为新的能源为人类所用。

参考文献

[1] 伍赛特.高温气冷堆技术研究及展望[J].节能,2023,42(10):89-93.

[2] 伍赛特.海上浮动式核电站应用前景展望[J].能源研究与管理,2019(02):11-14.

[3] 伍赛特.受控核聚变技术应用前景展望[J].上海节能,2018(12):963-966.