核電技術(shù)發(fā)展趨勢(shì)

0 引言

目前作為主要能源的常規(guī)化石燃料儲(chǔ)量有限且對(duì)環(huán)境有污染排放，而太陽能、風(fēng)能、水電等新能源的可裝機(jī)容量有限，只能充當(dāng)補(bǔ)充能源的角色。而核能作為一種清潔安全的能源日益受到重視，尤其如果可控核聚變反應(yīng)可以大規(guī)模應(yīng)用，這將會(huì)從根本上解決人類的能源問題。能源短缺和環(huán)境惡化問題促使人們重新思考核電，世界核電建設(shè)再次升溫，核電技術(shù)開始了新的發(fā)展。

1 第三代核電技術(shù)成為發(fā)展主流

第三代核電技術(shù)是在更高安全性和經(jīng)濟(jì)性要求下出現(xiàn)的新一代先進(jìn)核電技術(shù)，它在經(jīng)濟(jì)上具有與聯(lián)合循環(huán)的天然氣機(jī)組競(jìng)爭(zhēng)的優(yōu)勢(shì)，在能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)方面大量采用經(jīng)過驗(yàn)證的第二代成熟技術(shù)。在安全性方面，第三代核電技術(shù)把設(shè)置預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故作為設(shè)計(jì)核電站必須滿足的條件。

第三代核電技術(shù)中最具代表的是美國(guó)西屋公司的先進(jìn)非能動(dòng)壓水堆（AP1000）。也即是第三代十核電機(jī)組。AP1000利用了更多的非能動(dòng)技術(shù)，利用自然界的固有規(guī)律來保障核電站安全，從根本上革新了核電廠的安全性設(shè)施設(shè)計(jì)：利用物質(zhì)的重力，流體的自然對(duì)流、擴(kuò)散、蒸發(fā)、冷凝的原理在危急事故時(shí)冷卻反應(yīng)堆，帶走堆芯余熱。按非能動(dòng)思想設(shè)計(jì)的核電站，減少了設(shè)備部件，系統(tǒng)簡(jiǎn)單，又大大提高了安全性。

目前世界上核電發(fā)達(dá)國(guó)家在建及擬建的核電站幾乎都采用的是第三代核電機(jī)組，第三代核電技術(shù)已成為當(dāng)今核電發(fā)展的主流。

2 先進(jìn)核能系統(tǒng)——第四代核電技術(shù)

1999年6月，美國(guó)能源部（Department of Energy，DOE）首次提出了第四代核電站的倡議。2000年1月，在美國(guó)的倡議下，美國(guó)、英國(guó)、瑞士、南非、日本、法國(guó)、加拿大、巴西、韓國(guó)和阿根廷共10個(gè)有意發(fā)展核能的國(guó)家，聯(lián)合組成了“第四代國(guó)際核能論壇”（GIF），在發(fā)展核電方面達(dá)成共識(shí)，其基本思想：全世界（特別是發(fā)展中國(guó)家）為社會(huì)發(fā)展和改善全球生態(tài)環(huán)境需要發(fā)展核電；第三代核電還需改進(jìn)；發(fā)展核電必須提高其經(jīng)濟(jì)性和安全性，并且必須減少?gòu)U物，防止核擴(kuò)散；核電技術(shù)要同核燃料循環(huán)統(tǒng)一考慮。

第四代技術(shù)已不僅僅局限于核電技術(shù)，而是提出了更具有整體意義的“核能系統(tǒng)”概念?？梢云诖?，第四代核能系統(tǒng)將會(huì)是具有更好的安全性、經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力，核廢物量少，可有效防止核擴(kuò)散的先進(jìn)核能系統(tǒng)，代表了先進(jìn)核能系統(tǒng)的發(fā)展趨勢(shì)和技術(shù)前沿。

2002年GIF經(jīng)過討論，一致同意開發(fā)以下六種第四代核電站概念堆系統(tǒng)。

2.1 氣冷快堆系統(tǒng)

氣冷快堆（Gas-cooled Fast Reactor，GFR）系統(tǒng)是快中子潛氦冷反應(yīng)堆，采用式燃料循環(huán)，燃料可選擇復(fù)合陶瓷燃料。它采用直接循環(huán)氦氣輪機(jī)發(fā)電，或采用其工藝熱進(jìn)行氫的熱化學(xué)生產(chǎn)。參考反應(yīng)堆是288 MW的氦冷系統(tǒng)，出口溫度為850℃。

2.2 鉛合金液態(tài)金屬冷卻快堆系統(tǒng)

鉛合金液態(tài)金屬冷卻快堆（Lead- cooled Fast Reactor，LFR）系統(tǒng)是快中子譜鉛（鉛/鉍共晶）液態(tài)金屬冷卻堆，采用閉式燃料循環(huán)，以實(shí)現(xiàn)可轉(zhuǎn)換鈾的有效轉(zhuǎn)化，并控制錒系元素。燃料是含有可轉(zhuǎn)換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物。

2.3 熔鹽反應(yīng)堆系統(tǒng)

熔鹽反應(yīng)堆（Molten Salt Reactor，MSR）系統(tǒng)是超熱中子譜堆，燃料是鈉、鋯和氟化鈾的循環(huán)液體混合物。熔鹽燃料流過堆芯石墨通道，產(chǎn)生超熱中子譜。MSR系統(tǒng)的液體燃料不需要制造燃料元件，并允許添加钚這樣的錒系元素。錒系元素和大多數(shù)裂變產(chǎn)物在液態(tài)冷卻劑中會(huì)形成氟化物。熔融的氟鹽具有很好的傳熱特性，可降低對(duì)壓力容器和管道的壓力。參考電站的功率水平為1 000 MW，冷卻劑出口溫度為700～800℃，熱效率高。

2.4 液態(tài)鈉冷卻快堆系統(tǒng)

液態(tài)鈉冷卻快堆（Sodium-cooled Fast Reactor，SFR）系統(tǒng)是快中子譜鈉冷堆，它采用可有效控制錒系元素及可轉(zhuǎn)換鈾的轉(zhuǎn)化的閉式燃料循環(huán)。SFR系統(tǒng)主要用于管理高放射性廢棄物，尤其在管理钚和其他錒系元素方面。該系統(tǒng)由于具有熱響應(yīng)時(shí)間長(zhǎng)、冷卻劑沸騰的裕度大、一回路系統(tǒng)在接近大氣壓下運(yùn)行，以及該回路的放射性鈉與電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統(tǒng)等特點(diǎn)。因此安全性能好。

2.5 超高溫氣冷堆系統(tǒng)

超高溫氣冷堆（Very High Temperaiure Reactor，VHTR）系統(tǒng)是一次通過式鈾燃料循環(huán)的石墨慢化氦冷堆。該反應(yīng)堆堆芯可以是棱柱塊狀堆芯（如日本的高溫工程試驗(yàn)反應(yīng)器HTTR），也可以是球床堆芯（如中國(guó)的高溫氣冷試驗(yàn)堆HTR-10）。VHTR系統(tǒng)提供熱量，堆芯出口溫度為1 000℃，可為石油化工或其他行業(yè)生產(chǎn)氫或工藝熱。該系統(tǒng)中也可加入發(fā)電設(shè)備，以滿足熱電聯(lián)供的需要。參考堆采用600 MW堆芯。

2.6 超臨界水冷堆系統(tǒng)

超臨界水冷堆（Super Critical Watcr-cooled Reactor，SCWR）系統(tǒng)是高溫高壓水冷堆，在水的熱力學(xué)臨界點(diǎn)（374℃，22.1 MPa）以上運(yùn)行。超臨界水冷卻劑能使熱效率提高到輕水堆的約1.3倍。該系統(tǒng)的特點(diǎn)是：冷卻劑在反應(yīng)堆中不改變狀態(tài)，直接與能量轉(zhuǎn)換設(shè)備相連接，因此可大大簡(jiǎn)化電廠配套設(shè)備。燃料為鈾氧化物。參考系統(tǒng)功率為1 700 MW，運(yùn)行壓力為25 MPa，反應(yīng)堆出口溫度為510～550℃。

在在第四代核電機(jī)組的研發(fā)中，我國(guó)走在了世界前列。清華大學(xué)10 WM高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆是我國(guó)自主研發(fā)、自主設(shè)計(jì)、自主制造、自主建設(shè)、自主運(yùn)行的世界上第一座具有非能動(dòng)安全特性的模塊式球床高溫氣冷堆，各項(xiàng)技術(shù)指標(biāo)均達(dá)到世界先進(jìn)水平，為商業(yè)化奠定了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。

2012年12月9日，中國(guó)自主研發(fā)的世界首座具有第四代核電特征的高溫氣冷堆核電站在山東省榮成市的石島灣核電站開工建設(shè)。石島灣核電站是中國(guó)擁有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的第一座高溫氣冷堆示范電站，也是世界上第一座具有第四代核能系統(tǒng)安全特性模塊式高溫氣冷堆商用規(guī)模示范電站。高溫氣冷堆將成為我國(guó)未來核能系統(tǒng)的首選堆型之一。

3 可控核聚變發(fā)電

核能包括核裂變能和核聚變能兩種，目前的核能利用一般指的是核裂變能。

核聚變是指兩個(gè)或兩個(gè)以上的輕原子核碰撞結(jié)合生成較重原子核的過程中釋放的能量。太陽就是在不停地進(jìn)行著氫核聚變反應(yīng)，為地球萬物輸送賴以生存的能量。核聚變反應(yīng)釋放的能量比核裂變反應(yīng)釋放的能量大得多。海水中氘的含量為0.034 g/L，1L海水中的氘發(fā)生聚變釋放的能量相當(dāng)于300 L汽油。核聚變能可以認(rèn)為是一種取之不盡用之不竭的能源，這是能從根本上解決人類社會(huì)能源問題的一種能源。當(dāng)然這一切的前提是人類能夠?qū)崿F(xiàn)可控的核聚變反應(yīng)。

什么是可控核聚變呢？一個(gè)形象的比喻就是：可控核聚變＝“把火點(diǎn)著”+“別把鍋燒穿”。實(shí)際上，可控核聚變反應(yīng)一直以來都是全球的研究熱點(diǎn)問題，如今，在實(shí)驗(yàn)室中，要實(shí)現(xiàn)聚變反應(yīng)是一件比較容易的事情，但是作為能源使用需要實(shí)現(xiàn)的可控反應(yīng)至今仍未能實(shí)現(xiàn)。

要實(shí)現(xiàn)可控核聚變反應(yīng)．需要產(chǎn)生具有一定密度，并加熱到l億攝氏度以上的高溫的等離子體，同時(shí)還要維持一段時(shí)間使其能夠發(fā)生聚變，從而輸出聚變能。自20世紀(jì)50年代初開始的可控核聚變反應(yīng)研究，目前具有代表性的成果是激光核聚變和托卡馬克核聚變裝置（環(huán)流器）。

當(dāng)前開展核聚變研究規(guī)模最大的國(guó)際合作項(xiàng)目是國(guó)際熱核實(shí)驗(yàn)堆（International Thermonuclear Experimental Reactor，ITER），這個(gè)計(jì)劃是從1985年開始的，我國(guó)于2006年正式參與該項(xiàng)計(jì)劃。ITER的主要目的是實(shí)現(xiàn)氘氚燃料點(diǎn)火并持續(xù)燃燒，其未來發(fā)展計(jì)劃包括一座原型聚變堆在2025年前投入運(yùn)行，一座示范聚變堆在2040年前投入運(yùn)行。在核聚變能利用還在探索研究路途中，還會(huì)碰到不少困難，但是我們有理由相信，核聚變能的和平利用目標(biāo)一定會(huì)實(shí)現(xiàn)，聚變能最終將會(huì)作為新的能源為人類所用。

參考文獻(xiàn)

[1] 伍賽特.高溫氣冷堆技術(shù)研究及展望[J].節(jié)能,2023,42(10):89-93.

[2] 伍賽特.海上浮動(dòng)式核電站應(yīng)用前景展望[J].能源研究與管理,2019(02):11-14.

[3] 伍賽特.受控核聚變技術(shù)應(yīng)用前景展望[J].上海節(jié)能,2018(12):963-966.