第四代核能系统发展现状分析与对策建议

□房勇汉 刘 达 李林蔚 张 明

第四代核能系统包括反应堆及其燃料循环，可简称第四代堆。第四代核能系统的概念首先由美国能源部提出，它的主要目标体现在可持续性、安全性、经济性、防核扩散性四个方面，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。后来，由包括中国在内的十几个第四代核能系统国际论坛成员国一致认可，开发钠冷快堆、超高温气冷堆、熔盐堆、铅冷快堆、气冷快堆、超临界水冷堆等六种第四代反应堆系统。钠冷快堆采用金属合金型核燃料，燃料置于不锈钢包壳内，以液态钠作为冷却剂，液态钠充满燃料和包壳的缝隙，采用闭式燃料循环，出口温度约550℃。超高温气冷堆采用包覆型核燃料，石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂，可以采用一次循环和多次循环方式，堆芯出口温度达1,000℃。熔盐堆采用熔融的氟化盐作为核燃料，石墨作为慢化剂，熔盐在一回路中多次循环，堆芯出口温度约700℃。铅冷快堆采用包含238U或超铀核素的金属体或氮化物作为核燃料，以铅/铋液态金属作为冷却剂，采用闭式循环，堆芯出口温度为550℃甚至可达到800℃。气冷快堆采用复合陶瓷型核燃料、包覆颗粒核燃料或锕系混合物型包覆核燃料，以氦气作为冷却剂，采用闭式燃料循环，堆芯出口温度可达850℃。超临界水冷堆采用铀的氧化物为核燃料，以超临界水作为冷却剂，采用一次通过式燃料循环方式，堆芯出口温度为510℃甚至可达到550℃。第四代核能系统是未来低碳排放、高效率的新型能源。第四代堆安全、绿色、经济运行可以为“双碳”目标的实现发挥积极作用。

一、第四代堆的研究现状

(一)在钠冷快堆研究方面。俄罗斯开展多用途钠冷快中子研究堆、BN系列钠冷快堆以及燃料循环专项计划的研究，主要在堆设计、新燃料以及相关装置和特种同位素生产的研发，同时，俄罗斯即将实现闭式燃料循环[1]。美国已在20世纪40年代建成全球首座实验快堆，已经积累了有近50年的运行经验，并且已具备示范快堆燃料制造能力[2]。日本拥有大量运行快堆的经验，近期正携手美国开发钠冷快堆[3]。我国实验快堆工程(CEFR)已具备发电能力，目前正在研究CFR-600示范快堆(CDFR)[2]。

(二)在超高温气冷堆研究方面。美国和日本主要开发棱柱型反应堆。美国能源部开展的“下一代核电站”(NGNP)研究项目最终选择通用公司参与的棱柱型模块式反应堆(MHTGR)作为美国超高温堆研发的目标，目前还处于研发阶段[4]；日本拥有研究运行HTTR试验堆的大量经验，并掌握高温制氢技术[4]。俄罗斯主要开展超高温堆燃料制造技术研究[4]。中国和南非主要开发球床型反应堆[5]。南非的PBMR项目已被撤回[4]；中国已于2021年底建成全球首座球床模块式高温气冷示范堆核电站，实现并网发电[4]。

(三)在熔盐堆研究方面。俄罗斯正由国家原子能集团公司的博奇瓦尔无机材料研究所开展熔盐堆燃料及乏燃料处理技术的研发，主要包括氟化钚和次锕系元素氟化物的制备、氟化锂和氟化铍混合熔盐的制备以及氚的安全防护[6]。美国在1965年已建成并满功率运行8 MW熔盐实验堆(MSRE),后来停止运行；目前，美国和加拿大两国核监管机构已完成一体化熔盐堆(IMSR)的联合技术评审[7]。我国20世纪就开展过熔盐堆的研究，包括“820工程”“728工程”，并在1971年建成冷态熔盐堆，目前主要由上海应用物理研究所牵头开展钍基熔盐堆的研究，有机所、高研院、金属所等参与，已在甘肃武威实现了机电安装以及功率调试。

(四)在铅冷快堆研究方面。美国已于21世纪初重启铅冷快堆研发计划。美国的爱达荷国家工程和环境实验室和麻省理工学院联合开展ABR项目，主要研究嬗变处理核废料；美国阿贡国家实验室、劳伦斯伯克利国家实验室和洛斯阿拉莫国家实验室联合开展SSTAR项目，主要研究小型模块化设计；在SSTAR基础上，美国阿贡国家实验室开展SUPERSTAR项目，主要研究小型自然循环铅冷快堆，并处于国际领先地位；美国西屋公司开展铅冷示范快堆(DLFR)项目研究，主要验证示范快堆技术的可行性[8]。俄罗斯主要实施“突破”计划(Proryv Project),目前已基本掌握快堆、氮化物燃料和后处理关键技术[9]，且正在设计和建造BREST300铅冷快堆及燃料循环设施。我国已拥有三座启明星系列零功率装置，已分别于2005年、2016年和2019年实现临界。

(五)在气冷快堆研究方面。截至目前，国际上还没有建造过真正的气冷快堆，美国开展了300 MW示范电厂和1000 MW商业电厂的初步设计；气冷快堆实验堆国际上的研究主要由法国牵头，其他四个欧洲国家参与。我国在气冷快堆方面还没有系统开展工作。

(六)在超临界水冷堆研究方面。由前苏联和美国率先提出超临界流体反应堆的概念[10]；日本在超临界水冷堆方面开展过大量系统性工作[11]；加拿大的研究目前由加拿大核能实验室(CNL)牵头，多所科研机构和大学共同参与[11]；欧盟的研究由德国卡尔斯鲁厄研究院(KIT)牵头，其他十余个欧洲研究机构参加[11]；中国目前的超临界水堆设计方案已基本具备国际评审条件[11]。

二、我国发展第四代堆面临的技术挑战

(一)在钠冷快堆研究方面。一是由于钠冷快堆的设计是为了处置高放废物，使得大量锕系元素能够再循环成为研究重点；二是由于采用非能动余热排出系统设计，需要确保所有设计基本初因事件都有非能动的安全响应；三是因为钠与水接触发生放热反应且液态金属钠的强腐蚀容易造成泄漏，需要开展在役检查和维修技术研究，还包括预防钠泄露等的仪器仪表检测研究；四是高密度钠作冷却剂，需要考虑提高抗震设计以及严重自然灾害的应急能力；五是存在新型燃料制造等，需要考虑降低投资成本的问题。

(二)在超高温气冷堆研究方面。一是在超高温、高燃耗、高通量情况下，银和铯高迁徙能力增加了碳化硅层的破损概率，对燃料设计提出了更高的要求；二是在超高温运行环境下，需要验证石墨的稳定性和寿命问题；三是因采用能动的安全系统使得安全裕量降低；四是为发挥高温氦气的优势循环效率使得高性能氦气轮机及相关部件的研发成为最有潜力方案；五是因高温高压的氦气冷却使得压力容器材料、热利用系统材料的研发成为重点。此外，还包括适合于高温运行的核电厂配套子项、产氢系统。

(三)在熔盐堆研究方面。一是熔盐堆需要在 1,000℃以上高温、常压工况下长期、稳定工作，需要开展熔盐燃料理化行为研究，包括锕系和镧系溶解性等问题；二是由于熔盐堆中核石墨与燃料盐直接接触，为了防止核燃料随液态熔盐透过石墨表面小孔进入石墨内部，进而形成局部热点并造成石墨损伤，需要开展溶液与结构材料的相容性研究；三是熔盐堆采用不停堆换料，在线燃料后处理技术成为难点；四是由于石墨较脆，容易断裂，需要考虑石墨的密封和稳定性问题。此外，还包括氚控制技术、熔盐的化学控制以及仪表和控制研究。

(四)在铅冷快堆研究方面。一是新型核燃料研发带来的材料的兼容性问题研究，包括燃料以及包壳等的研发；二是含铅运行环境带来的腐蚀控制问题研究；三是研究堆结构、支撑和换料的重新设计问题；四是核燃料再循环、再加工和核废物处理处置研究；五是铅冷却剂的在线化学检测和控制技术；六是由于铅作为冷却剂，需要开展能量转换技术研究和能量转换装置的研发；七是高密度铅使得堆体需要重新进行抗震设计研究。

(五)在气冷快堆研究方面。一是研发可经受高温和堆内辐照考验的燃料、包壳材料和结构材料；二是高性能汽轮机的研发以保证高效的气体热量传递问题；三是由于高温、高压、气体流动传热带来的系统安全性问题，包括余热排出、承压安全壳的设计等。此外，还包括堆芯综合设计和相关材料的开发。

(六)在超临界水冷堆研究方面。一是SCWR的材料因辐照导致的腐蚀、辐解作用和水化学作用、强度等问题；二是SCWR的安全性问题，包括非能动安全系统以及堆芯淹没事故时带来的正反应性等安全问题；三是运行的稳定性及控制问题，包括中子、热工、自然循环相耦合的不稳定性和功率控制。

三、我国发展第四代堆的对策建议

(一)加强基础研究和共性技术研究。一是开发先进设计、科学预测和安全分析工具，用于先进核能系统研发、运行维护和评价；二是面向第四代堆，加快并增加试验堆的建设；三是深入技术研发，多方向开展研究，尤其是高温运行、新燃料材料、燃料循环、机器智能化、总装集成、制氢等领域。

(二)积极发展超高温气冷堆技术，拓展核能综合利用。一是围绕高温气冷堆未来发展的关键技术，积极参与国际合作；二是攻克自主高性能燃料元件制备等关键技术，关键设备实现国产化，实现高水平科技自立自强；三是开展模块式高温堆设计建设经验总结以及高温堆设计标准化；四是努力实现“热电氢”多联产工业应用；五是建立高温堆的相关法规，加快高温堆推广。

(三)加快发展快堆技术，建立闭式循环，使核能可持续发展。一是启动一体化快堆科技专项，推进核燃料闭式循环体系的研发；二是加强湿法后处理技术攻关，掌握大批量乏燃料处理技术；三是努力突破干法后处理关键技术及装备研发，掌握MOX燃料制备技术；四是努力推动国际社会快堆技术共同攻关，推进快堆商业部署。

(四)加大科研投入，加强校企院所合作，积极推动第四代堆的研发。一是加大第四代堆多元化经费投入，积极推动第四代堆研发上升到发改委层面；二是全国各高校科研院所在各自领域不同堆型都有一定的研究，积极推动校企院所协同创新，不同领域国家实验室深度参与其中，优势互补，资源有效共享，集中力量，共同推动第四代堆的高质量落地，推进“双碳”目标如期达成。