发展背景 图1 能源与经济紧密相连 人类社会的发展与能源革命有着紧密连接，从最初的化学能使用到如今的核能的利用，能源的利用效率成几何级的提升，随之而来的就是人类文明社会的急速发展。因此，能源是人类社会的根基，是任何国家发展的必须考虑的首要因素，是世界经济文化发展的重中之重。  图2 人口规模增长 然而，随着世界各国各地区经济的急剧发展，人类社会对能源的需求也变得更加迫切。世界范围来看，传统的化石能源目前占比约为80%，我国的化石能源占比更是高达90%以上。截止到 2017 年，全世界范围内已探明的石油总储量为1.697 万亿桶，相比同期减少了 5 亿桶，如果根据 2017 年石油产量水准，只能够勉强维持 50.2 年的消耗；已探明的全世界天然气总储量变化不大，只略微上升零点二个百分点（四千亿立方米），和接近两百万亿立方米的总储量相比杯水车薪，按照 2017 年产量水平，天然气同样只够勉强维持 52.6 年的消耗；而煤炭的总储量相比于石油和天然气而言，可以维持 134 年的消耗，但带来的环境影响不容忽视。按照当前的人口增长水平和能源消耗速率，化石能源估计在 100~200年后就将消耗殆尽。 图3 运行中的核电站 从20世纪初发现核能开始，人类对核能研究就一直保持极高的热情，核裂变技术开始大规模商用并逐渐变为世界能源体系的重要组成部分。核能具有很高的能量密度，碳排放量相对可以忽略不计，是未来清洁能源发展的大方向之一。 核能划代从自 1950 年代以来，核电的发展可分为四代。  图4 芝加哥一号反应堆纪念碑 第一代：20世纪五、六十年代世界各国所建的最早期商业核电站。均具有实验性和探索性，堆型各异，功率很低，最早期的压水堆和沸水堆以及最早期的气冷堆等等，都是属于这一代的产品。（例如美国芝加哥一号反应堆，英国发展的MAGNOX）。  图5 秦山核电引进的重水堆（CANDU） 第二代：经过第一代的探索而定型的商用核电站。在20世纪60年代的石油危机以后，数量最大，功率高，主力机组一般为100万千瓦左右，比如西屋公司发展的压水堆，GE发展的沸水堆，加拿大的CANDU等等。目前，世界上正在运行的核电站，大多数为这一代产品，是当前核电业的主力。  图6 展会上的AP1000机组模型  图7 展会上的华龙一号模型 第三代：经过福岛核事故后，公众对核事故的反映强烈，美国核管会对新一代核电技术提出了更高的安全要求，第三代核电技术就是在此背景下诞生的。三代堆相比较二代堆主要是安全性能的显著提升（如改进原有能动系统，增设非能动安全系统，抵抗大飞机冲击等）。目前，我国国内有约四种三代堆型，位于台山的法国的EPR（Evolutionary Power Reactors）机组，位于三门和海阳的美国AP1000（Advanced Passive PWR）系列机组，另外还有两个我国自主研发的国和一号（山东荣成，在建）和华龙一号机组（福建福清，已运行）。 第四代：多种堆型共同开发，大致又主要分为以下6种： （1）钠冷快堆（SFR）：  图8 钠冷快堆结构示意图 钠冷快堆由于其具有嬗变核燃料的特点，能够很好解决核废料的问题。钠冷快堆可以使用钚239作为反应堆核燃料，在结构布置上，在钚239的外围再生区域布置一定数量的铀238燃料，这样通过钚239发生核裂变反应来生产快中子，其释放出的快中子能够被外围再生区的铀238吸收并且形成铀239，铀239通过连续衰变能够转化为钚239。通过此裂变发生方式，在钚239发生裂变产生能量的同时，铀238能够吸收快中子变成燃料用钚239，实现了钠冷快堆的增殖嬗变功能，采用适当增殖比的快中子反应堆，能够将铀资源利用率从现有的普通热堆不足1%提高到约60%-70%甚至更高，从根本上解决了目前二代改进堆和三代堆的乏燃料后处理问题，在对环境的友好保护和对能源结构的持续优化上起到重要作用。 俄罗斯BN－600、BN－800型反应堆已商业运行，120万千瓦的设计工作已完成，计划2030年建设；法国先进钠冷快堆设计工作预计2019年完成。中国实验快堆2011年已经并网运行。 （2）高温气冷堆（VHTR）：  图9 高温气冷堆结构示意图 早在上个世纪70年代，清华大学核能与新能源技术研究院就开始了高温气冷堆的研究并于建造了我国第一座10兆瓦高温气冷实验堆(HTR．10)。HTR．PM以HTR．10为原型堆设计建造，具有安全性高、系统简单、功率设计灵活等特点；同时我国拥有模块式高温气冷堆技术的自主知识产权，HTR．PM主要设备(如主氦风机、反应堆压力容器、燃料元件等)也大多数由我国自主研发制造，根据目前的研发进展，设备国产化可达95％，这些因素保证了模块式高温气冷堆技术在对外输出中的巨大优势。HTR．PM的建成，不但标志着我国模块式高温气冷堆技术的成功商用，而且对我国建设其他高温气冷堆核电站项目具有重要指导意义。 已有高温气冷堆技术，包括美国桃花谷（Peach Bottom）和圣符仑堡（Fort Saint-Vrain）核电站、德国AVR和社尚温堆（THTR）原型堆、日本的高温实验堆（HTTR）和中国的高温气冷实验堆（HTR－10）中国20万千瓦高温气冷堆示范项目正在建设中。 （3）超临界水冷堆（SCWR）：  图10 超临界水冷堆结构示意图 在六种第四代新型核能反应堆中，超临界水冷堆是唯一以轻水做冷却剂的堆型，它结合了超临界火电技术和水冷堆技术的革新设计，具有高焓升，低流量等优势；与沸水堆相似采用直接循环方式，无蒸汽发生器，直接推动汽轮机做工，从而使系统变得更加紧凑简单；由于超临界水气水两相混合，在堆芯内正常运行时无相变，避免了沸腾引起的危机，堆芯不会出现烧毁现象；为了保证反应堆安全稳定运行，该堆采用了非能动安全系统，因此超临界水冷堆具有很好的安全特性。 欧盟、加拿大、日本、中国和俄罗斯完成超临界水冷堆的开发 ，如欧盟的HPWLR方案,加拿大的CANDUSCWR方案，日本的Super LWR 和Super FR方案等。中国提出了具有自主知识产权的中国百万千瓦级超临界堆（CSR1000）设计方案，2025 ~2030年将基本具备建造商业化超临界水冷堆核电站的条件 。 （4）铅冷快堆（LFR）：  图11 铅冷堆结构示意图 铅冷快堆，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。 俄罗斯正在开展SVBR-100铅铋反应堆和铅冷反应堆BREST-OD-300的研发建造工作；美国开展了小型模块化铅冷反应堆SSTAR的研究，铅铋自然循环小型模块化反应堆G4M；中国建成了规模最大，性能参数国际领先的实验装置群，提出并设计了小型化“核电宝”。 （5）熔盐堆（MSR）：  图12 熔盐堆结构示意图 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1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。 熔盐堆的研究发展始于20世纪40年代由美国橡树岭国家实验室（ORNL）开展的航空用核动力项目，以及后续的核动力飞行器项目，该项目的早期概念是液态燃料熔盐反应堆，其中的核燃料可以采用U235、U233、Pu239等氟化物。ORNL于20世纪50年代建成了航空核动力试验堆，该实验堆是世界上第一个使用 NaF-ZrF4熔盐系统的熔盐堆，并且以 235UF4的形式存在的核燃料溶解在其中成为燃料盐。该试验熔盐堆在输出功率 2.5MW出口温度 860℃ 的稳定状态下状态下成功运行了100小时。 在20世纪70年代，我国也启动了熔盐堆的工程研究项目“728工程”，并在1972年9月成功建成零功率冷态熔盐反应堆并达到临界。后来由于当时技术经济水平的限制，“728 工程”将开发堆型转向轻水堆，也就是秦山一期。2011 年，“钍基熔盐堆核能系统（TMSR）”启动，该项目是中国科学院的战略性先导科技专项，由中国科学院上海应用物理研究所主要承担，以提高核能安全性、核燃料长期供应及放射性废物最小化为目标，近期目标是设计建成 2MW 液态燃料钍基熔盐实验堆。美，俄，日，法，英相继开展了熔盐堆的研究，中国近期建成了2MW的钍基熔盐堆并在零功率达到临界水平。 （6）气冷快堆（GFR）： 图13 气冷快堆结构示意图 气冷快堆(gas—cooled fast reactor，GFR)系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环。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。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外．其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料(包括贫铀)。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。 由法国和欧洲原子能共同体、瑞士合作推进的实验气冷快堆ALLEGRO设计热功率为75MW，目标是世界实际建造的第一座气冷快堆；俄罗斯正在研究氦冷快堆BGR-1000最新技术方案。 六种方案对比
从表中可以看出六种方案中，气冷快堆，超临界水冷堆，高温气冷堆的压力都极高，小型化存在困难，发生破口后控制难度相对较大。钠冷快堆中的钠金属遇水易燃易爆，密闭性和安全性要求极高。铅铋快堆中铅铋合金对金属侵蚀能力太强，另外铋金属在自然界中存量太少。从发电效率角度考虑，超高温气冷堆和气冷堆更加适合，从小型化考虑，熔盐堆可能更适合。因此，笔者判断在未来气冷堆、高温气冷堆和熔盐堆大概率会从六种方案中胜出。 小型化方面，钍基熔盐堆有以下比较显著的优势： 固有安全性：常温下熔盐是固态，因此当发生破口泄漏事件时，不管是一回路还是二回路，流出的高温熔盐都会迅速地固化，其中放射性物质也同时固化，降低了事故中放射性物质扩散带来的危害，从本质上最大化地保证了设备、区域和人员的安全。并且基于熔盐的这一特性，熔盐堆设计有紧急熔盐排放罐设备，在堆芯过热或者堆芯反应失控的情况下，可以快速将堆芯熔盐排入到紧急熔盐排放罐设备中进行冷却固化。 工作压力低：由于熔盐具有饱和蒸气压低的特性，因此在熔盐堆的设计过程中，不涉及压力容器的设计和制造，提高了系统的运行安全性。灵活便捷的燃料循环特性：一回路中的燃料盐呈液态，从而在保障反应堆正常运行的条件下将一回路中的燃料盐通过在线转运的方式转移至后处理厂进行在线处理脱除裂变产物，实现核燃料的在线循环使用。采用核裂变能作为燃料的反应堆，按照燃料类型可以分为铀基反应堆和钍基反应堆两类，目前核能反应堆基本都是铀基反应堆。而在我国钍资源储量丰富，钍基核燃料具有一些独特的优势：转换效率高、放射性毒性产物相对较低、热膨胀系数低等。 热效率更高：熔盐堆比轻水堆具有更高的热效率，因为它们在700~800℃高温下运行，带有闭环涡轮机的熔盐堆可以达到45%电力转换效率。相比之下，使用传统汽轮机的轻水堆只能达到33% 的效率。 |
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