叶奇蓁：我国核能的创新发展

　　核能发展对保障安全，实现“碳达峰、碳中和” 目标具有重大意义。国家能源局、科学技术部编制的 《“十四五”能源领域科技创新规划》体现了科技引领、创新驱动、自立自强的精神，为贯彻“在确保安全的前提下，积极有序发展核电”的方针提供科技支持。

　　一、安全高效核能技术

　　核能作为一种清洁能源，在降低煤炭消费、有效减少温室气体排放、缓解能源输送压力等方面具有独特的优势和发展潜力，是实现“碳达峰、碳中和”目标的重要能源组成。近年来核能发电为以安全、高效、清洁的方式供应电力，同时又解决环境和气候变化问题，提供了极其现实的选择。核能能够现实可靠地供应可调度电力，与发电波动性强、不易调度以适应电力需求的可再生能源（如风能或太阳能）形成很好的补充。核电站既可作为基荷、供应可调度电力，又可参与调峰响应电能需求，在没有风和阳光时，与间断性的可再生能源（如风能或太阳能）形成很好的补充和支撑。

　　截至2021年6月30日，我国在运核电机组51台，全球第三；我国在建核电站15台，全球第一；核能发电量超过法国，全球第二。全球首台三代核电机组均在中国建成发电，我国自主设计的三代核电“华龙一号”，包括出口巴基斯坦的，均已按计划建成投运。自主设计的三代核电“国和一号”正按计划进行建设。在总结设计建设和运行经验基础上，吸取新的科技创新成果，“华龙一号”和“国和一号”将不断优化升级，“华龙系列”和“国和系列”将是我国核电建设的主要机型。我国核电技术与国际核电大国同处国际先进行列，但核电占比尚只有个位数，发展空间宽阔，核电科技研发需求十分巨大。

　　（一）核能综合利用

　　十部委联合发布的《北方地区冬季清洁取暖规划（2017-2021 年）》将核能纳入了清洁取暖能源之一，同时还提出“加强清洁供暖科技创新，研究探索核能供暖，推动现役核电机组向周边供暖，安全发展低温泳池堆供暖示范。目前我国城镇集中供热燃煤热电联产占48%，燃煤锅炉占33%，清洁热源不过4%；清洁供热、低碳发展要求取缔散煤燃烧和小锅炉、压减大型燃煤锅炉已经成为能源结构转型的大趋势，核电站热电联供具有重要的意义。山东烟台海阳核电站，通过抽汽供热，为 7000 多户居民、约 70 万平方米的居民提供了源自核能的热能。据测算，核能供热项目首个供暖季（五个月）累计对外供热 28.3 万GJ，节省标准煤 9656 吨，减排烟尘 92.67 吨、二氧化硫 158.9 吨、氮氧化物 151 吨以及二氧化碳 2.41 万吨，环保效益显著；并使海阳核电厂热效率从36.69%提高3.25%，达39.94%。目前已完成二期供热工程，为450万平方米的居民供热，取代了当地12台燃煤锅炉，节约原煤约10万吨，减排18万吨二氧化碳。海阳核电正在加快推进以核电热电联产方式进行的核能供热，1、2号机组稍加改造后，即可具备3000万m 供热能力。随着后续机组建成投运，预计最终可提供超过1亿m 供热能力，供热半径达130km，每年可节约标煤约数百万吨。

　　核电站海水淡化：利用二回路低压缸抽汽经换热生成120℃~100℃热水（中间介质），以热水为动力，采用低温闪蒸技术，通过——多效蒸馏、多级闪蒸两套独立的海水淡化装置，生产95℃热淡水8t/h，耗电量：1.5kWh/t淡水，热效率82%。所生产的热淡水可为居民供热，同时为缺水地区提供淡水。

　　（二）耐事故燃料开发

　　由于放射性物质主要保存在燃料元件内部，要“从设计上实际消除大量放射性物质释放”，最佳选择是将事故序列中止在燃料元件破损之前。现有的三代核电主要在安全系统的改进上提升核电站的安全性，核电燃料发展新概念——耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel），提供更长的事故应对时间、缓解事故后果，在尽量不降低经济性的前提下提高电站安全性、特别体现在燃料的事故安全性能上。主要表现在降低堆芯（燃料）熔化的风险，缓解或消除锆水反应导致的氢爆风险，提高事故下裂变产物的包容能力，进而从根本上提升核电站的安全性，简化核电站的系统，提高核燃料的燃耗，降低核燃料的费用，提高核电站的可利用率，有利于进一步提高核电的经济性。

　　（三）人工智能在核电站应用—智慧核电建设

　　核工业是高科技战略产业，是国家安全重要基石，人工智能的应用具有重要意义。落实新一代人工智能在核能行业发展，需深入并广泛应用以工业机器人、图像识别、深度自学习系统、自适应控制、自主操纵、人机混合智能、虚拟现实智能建模等为代表的新型人工智能技术。

　　人工智能应用将提高核电运行安全性，例如“数字孪生”（Digital Twin），就是将实体对象以数字化方式在虚拟空间“复制”，模拟其在现实环境中的运行轨迹。利用数字孪生技术,可以对实体核电站和孪生核电站的数据进行交换分析,促进核电站的运行管理和监测, 指导操作员操作和事故处理，更好地确保反应堆运行安全。

　　人工智能和大数据的应用将加强核电关键系统和设备的自动运行监控，及时发现异常或故障，提前进行预防性维修，从而提高系统设备的可靠性，核电站运行的可利用率和经济性。

　　对人不可达区域进行机器人维修，减少工作人员的受照剂量。核工业机器人要求：① 耐高辐照、耐高温、耐腐蚀性液体和气体，特别是摄像头、集成电路器件等；由于人员不能接近，机器人，包括机器人系统 ② 需有高度的可靠性，自诊断能力，自动识别故障并采取相应的应对措施，即具备必要的人工智能；在发生核事故时核设施附近的环境非常复杂，③ 机器人需能自动识别、爬行或水潜的能力。核工业机器人和机器人系统的开发并为严重事故处理、核电站退役创造技术条件。

　　二、模块化小型反应堆（SMR）技术

　　SMR被设想用于小型电力或能源市场，特别是长距离输电到不了的边远地区或孤立电网，对于这些用户，大型反应堆是不可行的。SMR可以满足更广泛用户和应用灵活的发电需求，包括取代退役的化石发电厂，为发展中国家或偏远地区和离网地区提供小型电力的热电联产，以及实现混合核能/可再生能源系统。高度创新的SMR可以提供新的解决方案，进一步提高灵活性、推广分布式发电。要切实满足市场需求，新的小型模块化反应堆必须真正采用创新理念，绝对不能是目前的第三代反应堆的缩小版。创新的设计：包括固有安全特性，模块化设计（根据需要单个或多个反应堆模块的集成），多功能用途（供电、供热、海水淡化），工厂集成，整体运输，整体安装等；以及其它先进技术的应用，诸如高性能燃料，燃耗增加，膨胀和裂变气体释放量有限；耐事故燃料，能承受高温不熔化，发生事故时防止或限制氢的产生；改进的堆芯内仪表，准确性更高，减少设计分析和运行保守性；数字化技术和人工智能的应用；低压回路系统采用新型复合材料以取代钢材；采用高机械性能和抗渗性能的先进混凝土等，均可明显提升小型模块化反应堆在经济上的竞争力。与间歇性风电、太阳能发电、天然气发电和用于特定应用的柴油发电机相比，小型模块化反应堆是有竞争力的。如果类似于“即插即用”、设计完全独立于安装地点的解决方案得到证实，有可能使核电工程在短短的2-3年内完成，它们可以成为满足市场需求、从而为能源转型作出贡献的最佳选择。以下给出我国正在开发的各类小型堆：

　　（一）多功能模块化小堆

　　ACP100是由中国核工业集团公司（CNNC）开发的模块化压水堆设计，旨在产生125 MW（e）的电力。ACP100基于现有的压水堆技术，采用非能动动安全系统；通过自然对流冷却反应堆。ACP100将反应堆冷却剂系统（RCS）主要部件安装在反应堆压力容器（RPV）内。ACP100是一种多用途动力反应堆，设计用于发电、加热、蒸汽生产或海水淡化，适用于能源或工业基础设施有限的偏远地区。

　　（二）浮动核电

　　海上浮动核电站是将小型核反应堆和船舶结合，使核电移动化。一般采用小型核反应堆，安全性高。浮动核电站可为海洋平台提供能源，包括：电力、蒸汽、热源，并可进行海水淡化，以供给海上平台淡水等，为海洋开发提供支持。浮动核电站还可为孤立海岛、封闭海湾提供电力和能源。

　　（三）移动核电站的开发

　　移动核反应堆将建成100千瓦和1兆瓦两种，该电站可以在公路、铁路、海上或空中安全快速移动，并能快速设置和关闭，以支持沙漠地区、边远地区、无人区的各种任务。

　　（四）泳池式低温供热堆

　　池式低温供热堆系统简单，主要包括反应堆系统、一回路系统、二回路系统、余热冷却系统、换料及乏燃料贮存系统、辅助工艺系统。热量经两次热交换后进入热网，确保放射性物质不进入热网。泳池式低温供热堆固有安全性好，泳池热容量大，即使不采取任何余热冷却手段，1800多吨的池水可确保堆芯不会裸露，即使没有任何干预，也可实现26天堆芯不熔毁；抗外部事件能力强，水池全部埋入地下，避免因自然原因及人为原因造成重要设备损坏而发生核事故； 易退役，放射性源项小，仅为常规核电站的百分之一，且系统简单，退役时间短；环保效益显著，一座400MWt的低温供热堆可替代32 万吨燃煤，或16000万立米的天然气。

　　池式低温供热堆还可以进一步发展，例如冬季供暖夏季供冷，在用户端设置溴化锂吸热式制冷机，就可为用户提供冷冻水；生产同位素或单晶硅中子掺杂；利用退役燃煤热电联供厂址建设池式低温供热堆，既减少了投资，又保持热网供热。

　　三、新一代核电技术

　　核能的广泛利用必然要考虑到核资源的优化和充分利用。十五年前，第四代核能系统国际论坛（GIF）发起了有关未来核能系统的联合研究。中、法、韩、日、俄、美、欧盟之间由此展开了积极合作。GIF提出了六大领域的技术目标和相关评估指标：可持续性、经济性、安全与可靠性、废物最小化、防扩散和实体保护。六类最有前景的核系统被选中，其中两类为气体（氦）冷却反应堆，另两类是液态金属（钠、铅合金）冷却堆，还有一类超临界水冷堆，最后一类是熔盐冷却堆。

　　（一）钠冷快堆（SFR）

　　在这些被选中的反应堆系统中，几乎所有的GIF合作国都认为使用MOX燃料的先进钠冷快堆（SFR）在本世纪投入商用的可能性最大。我国已建成钠冷快中子实验堆，正在建设600MWe（CFR600）钠冷快中子示范核电站。CFR600将设计为采用MOX燃料的池式快堆；其热功率为1500MW，电功率为600MW；一回路中有两个环路，二回路的每个环路有8个模块化蒸汽发生器；三回路是安装了一个汽轮机的典型水-蒸汽系统；蒸汽的参数为14MPa、480℃；反应性控制由两套停堆系统、一套独立补充停堆系统实现；一套非能动余热导出系统与热池相连；CFR600将在2025年以前建成。CFR600的目的是示范燃料闭路循环，为大型钠冷快堆制定标准和规范。

　　开发快堆的主要目的是增殖核燃料，使铀238裂变或将其高效地嬗变成钚239（Pu239）、缓解天然铀资源可能的短缺。钠冷快堆燃料具有更高的燃耗，使其在堆中停留的时间达到热堆中的两倍，也降低了乏燃料中次锕系核素的含量；钠冷快堆还可设计用来嬗变长寿命核素，以及镅等超钚元素。

　　在启动钠冷快堆系列项目前，需要解决此类反应堆的布置、掌握相应的燃料闭式循环等很多科学、技术问题。要解决的主要难题是对钚含量较高的钠冷快堆MOX乏燃料进行工业化后处理，将周转期缩短为几年。为此国际上正在研究用金属燃料替代MOX燃料，以提高燃料的增殖比；研究干法后处理技术，以克服湿法后处理所带来的难题；以及快中子反应堆、干法后处理、金属燃料制备的集成化布置（或称一体化钠冷快中子堆核能系统），以缩短燃料转运的距离和时间。

　　（二）高温超高温气冷堆

　　我国于20世纪70年代中期开始研发高温气冷堆，HTR-10高温气冷堆实验堆于20世纪90年代建成。作为国家科技重大专项的200兆瓦HTR-PM示范核电站已进入装料调试。HTR-PM示范电站由两个球床反应堆模块组成，外加一个210 MWe的汽轮机组。反应堆堆芯入口/出口的氦气温度分别为250/750℃，蒸汽发生器出口的蒸汽参数为13.25 MPa/567 ℃。2005年，一条原型燃料元件生产线在清华大学核研院（INET）建成，每年可生产10万个燃料元件。此后，一个具备年产30万个燃料元件产能的燃料元件厂在中国北方的包头建成。

　　2014年GIF更新的第四代技术路线图显示，超高温气冷堆可在700 ℃到950 ℃（未来还可能超过1000 ℃）的堆芯出口温度范围内供应核热和电力。新技术路线进一步提升反应堆出口氦气温度达1000℃，采用氦气透平循环，提高热效率；同时 使核能生产延伸到为工业提供高温工艺热，包括利用核能的高温制氢，以提高制氢的效率。核能制氢（nuclear production of hydrogen）就是将核反应堆与采用先进制氢工艺的制氢厂耦合,进行氢的大规模生产。为此要研究先进的制氢工艺，诸如：正在发展的新技术———热化学循环工艺(S-I 、HyS 、Cu-Cl 等)。

　　（三）钍基熔盐堆

　　钍基熔盐堆核能系统以Li Be Na Zr等的氟化盐与溶解的U﹑Pu﹑Th等的氟化物熔融混合后作燃料，在600-700℃的高温低压下运行，其中LiF﹑NaF﹑BeF2和ZrF4为载体盐，UF4和PuF3为裂变材料，ThF4和UF4为增殖燃料，吸收中子后产生新的裂变材料U和Pu。熔盐堆使用低能量的热中子进行裂变反应。熔盐堆的结构材料（设备和管道）采用抗高温抗腐蚀的镍基合金——哈斯特镍基合金-N——来制造。熔盐将堆芯核裂变反应所产生的热量通过中间回路将其传送到热电转换系统。

　　我国具有丰富的钍资源，钍基熔盐堆亦被视为增殖核燃料的一条途径。为此我国正在研究设计2MW的试验反应堆和20MWe模块化钍基熔盐堆研究堆及科学设施。钍基熔盐堆技术仍有很多问题有待解决，而且要建立一套以铀钍循环为基础的核燃料循环工业体系。

　　（四）铅冷快堆

　　铅或铅合金中子吸收和慢化能力弱，反应堆中子经济性好，使其具有更高的核废物嬗变和核燃料增殖能力。铅基材料熔点低沸点高，反应堆可以在低压运行并获得高出口温度，避免高压系统带来的冷却剂系统丧失问题，同时可实现高热电转化效率。铅基材料化学稳定性高，与空气和水反应弱，可避免起火或爆炸等安全问题。铅基材料的载热和自然循环能力强，可依靠自然循环排出余热，大大提高了反应堆的非能动安全性。

　　当前研究进展：①铅铋工艺技术:实现吨级规模高纯铅铋合金熔炼；②氧控技术:实现高温液态铅铋合金中氧浓度在10-8~10-6wt%范围内的稳定控制；③燃料组件技术:开展了5不锈钢包壳管在高温液态铅铋环境下的腐蚀、力学性能实验，以及液态铅铋腐蚀与中子辐照协同作用实验；④不同氧浓度下候选结构材料的腐蚀界面行为研究，分析氧浓度对腐蚀速率的影响及腐蚀机理，以确定CLEAR-I最佳氧浓度运行工况。

　　铅冷快堆比功率高，体积小，稳定性好，是核动力和移动式反应堆的可行的选择。

　　四、乏燃料后处理及放射性废物处理与处置

　　要实现核燃料的增殖和循环利用必须开展乏燃料的后处理，首先是压水堆乏燃料的后处理，我国已建成并投运了乏燃料后处理中间试验厂，正在建设示范工程，有关后处理技术的各项科研试验正在进行。

　　放射性废物的安全管理是发展核电必须解决的一个关键问题，要做到合理可行尽量低，需要开展大量的科研试验，比如等离子熔融、蒸汽重整等技术。处置最终的长寿命放射性废物需要克服许多重大障碍，深地质处置库是处置此类放射性废物的公认方法。

　　总起来说，《“十四五”能源领域科技创新规划》既安排了近期任务，又考虑了中长期发展；既涉及到核电、核能利用的各个方面，同时还考虑到核燃料循环的各个环节，包括核废物的处理和处置。规划对基础研究、共性技术、大科学装置建设、人才培养等都提出了很好的意见，为“十四五”开局，启动第二个百年科技创新，建成世界一流的能源领域科技强国作出全面的规划。