为实现“双碳”目标贡献核能力量

——“十四五”能源领域科技创新规划解读之十二

叶奇蓁

　　核能发展对保障安全，实现“双碳”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

　　我国核电技术与国际核电大国同处国际先进行列，我国核电总装机容量全球第二，在建机组数量全球第一，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。我国将继续大力发展核电，同时在核能综合利用，进一步提高安全性、经济性和技术水平上开展科研和技术创新。

　　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）》将核能纳入了清洁取暖能源之一。目前我国城镇集中供热燃煤热电联产占48%，燃煤锅炉占33%，清洁热源不超过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。

　　核电站海水淡化。利用二回路低压缸抽汽经换热生成120摄氏度至100摄氏度热水（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摄氏度热淡水8吨/小时，耗电量1.5千瓦时/吨淡水，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。

　　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，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，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。

　　人工智能在核电站应用——智慧核电建设。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，确保反应堆运行安全。

　　二、模块化小型反应堆技术

　　模块化小型反应堆（以下简称“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。以下给出我国正在开发的各类小型堆：

　　多功能模块化小堆。ACP100是由中国核工业集团公司开发的模块化压水堆设计。ACP100基于现有的压水堆技术，采用非能动安全系统，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、供热、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。

　　浮动核电站。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。

　　移动核电站的开发。移动核反应堆将建成100千瓦和0.1万千瓦两种，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。

　　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，系统简单且退役时间短。

　　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（以下简称“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。

　　钠冷快堆。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（以下简称“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15万千瓦，电功率为6万千瓦；一回路中有两个环路，中间回路的每个环路有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14兆帕、480摄氏度；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，为大型钠冷快堆的设计奠定技术基础，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，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。

　　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20万千瓦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21万千瓦的汽轮机组。反应堆堆芯入口/出口的氦气温度分别为250/750摄氏度，蒸汽发生器出口的蒸汽参数为13.25兆帕/567摄氏度。2005年，一条原型燃料元件生产线在清华大学核研院建成，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我国北方的包头建成。

　　钍基熔盐堆。钍基熔盐堆核能系统以锂、铍、钠、锆等的氟化盐与溶解的铀﹑钚﹑钍等的氟化物熔融混合后作燃料，在600摄氏度至700摄氏度的高温低压下运行，其中氟化锂﹑氟化钠﹑氟化铍和氟化锆为载体盐，四氟化铀（铀235或233）和三氟化钚为裂变材料，四氟化钍和四氟化铀（铀238）为增殖燃料，吸收中子后产生新的裂变材料铀233和钚。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。

　　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；氧控技术的研究和开发，可稳定控制高温液态铅铋合金的腐蚀性能。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。铅冷快堆比功率高，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，尽量降低放射性废物对环境的排放，需要开展大量的科研试验，比如等离子熔融和蒸汽重整等技术。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。

　　（作者系中国工程院院士）