□房勇漢 劉 達(dá) 李林蔚 張 明

第四代核能系統(tǒng)包括反應(yīng)堆及其燃料循環(huán)，可簡稱第四代堆。第四代核能系統(tǒng)的概念首先由美國能源部提出，它的主要目標(biāo)體現(xiàn)在可持續(xù)性、安全性、經(jīng)濟(jì)性、防核擴(kuò)散性四個(gè)方面，代表了先進(jìn)核能系統(tǒng)的發(fā)展趨勢和技術(shù)前沿。后來，由包括中國在內(nèi)的十幾個(gè)第四代核能系統(tǒng)國際論壇成員國一致認(rèn)可，開發(fā)鈉冷快堆、超高溫氣冷堆、熔鹽堆、鉛冷快堆、氣冷快堆、超臨界水冷堆等六種第四代反應(yīng)堆系統(tǒng)。鈉冷快堆采用金屬合金型核燃料，燃料置于不銹鋼包殼內(nèi)，以液態(tài)鈉作為冷卻劑，液態(tài)鈉充滿燃料和包殼的縫隙，采用閉式燃料循環(huán)，出口溫度約550℃。超高溫氣冷堆采用包覆型核燃料，石墨作為慢化劑，氦氣作為冷卻劑，可以采用一次循環(huán)和多次循環(huán)方式，堆芯出口溫度達(dá)1,000℃。熔鹽堆采用熔融的氟化鹽作為核燃料，石墨作為慢化劑，熔鹽在一回路中多次循環(huán)，堆芯出口溫度約700℃。鉛冷快堆采用包含238U或超鈾核素的金屬體或氮化物作為核燃料，以鉛/鉍液態(tài)金屬作為冷卻劑，采用閉式循環(huán)，堆芯出口溫度為550℃甚至可達(dá)到800℃。氣冷快堆采用復(fù)合陶瓷型核燃料、包覆顆粒核燃料或錒系混合物型包覆核燃料，以氦氣作為冷卻劑，采用閉式燃料循環(huán)，堆芯出口溫度可達(dá)850℃。超臨界水冷堆采用鈾的氧化物為核燃料，以超臨界水作為冷卻劑，采用一次通過式燃料循環(huán)方式，堆芯出口溫度為510℃甚至可達(dá)到550℃。第四代核能系統(tǒng)是未來低碳排放、高效率的新型能源。第四代堆安全、綠色、經(jīng)濟(jì)運(yùn)行可以為“雙碳”目標(biāo)的實(shí)現(xiàn)發(fā)揮積極作用。

一、第四代堆的研究現(xiàn)狀

(一)在鈉冷快堆研究方面。俄羅斯開展多用途鈉冷快中子研究堆、BN系列鈉冷快堆以及燃料循環(huán)專項(xiàng)計(jì)劃的研究，主要在堆設(shè)計(jì)、新燃料以及相關(guān)裝置和特種同位素生產(chǎn)的研發(fā)，同時(shí)，俄羅斯即將實(shí)現(xiàn)閉式燃料循環(huán)[1]。美國已在20世紀(jì)40年代建成全球首座實(shí)驗(yàn)快堆，已經(jīng)積累了有近50年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，并且已具備示范快堆燃料制造能力[2]。日本擁有大量運(yùn)行快堆的經(jīng)驗(yàn)，近期正攜手美國開發(fā)鈉冷快堆[3]。我國實(shí)驗(yàn)快堆工程(CEFR)已具備發(fā)電能力，目前正在研究CFR-600示范快堆(CDFR)[2]。

(二)在超高溫氣冷堆研究方面。美國和日本主要開發(fā)棱柱型反應(yīng)堆。美國能源部開展的“下一代核電站”(NGNP)研究項(xiàng)目最終選擇通用公司參與的棱柱型模塊式反應(yīng)堆(MHTGR)作為美國超高溫堆研發(fā)的目標(biāo)，目前還處于研發(fā)階段[4]；日本擁有研究運(yùn)行HTTR試驗(yàn)堆的大量經(jīng)驗(yàn)，并掌握高溫制氫技術(shù)[4]。俄羅斯主要開展超高溫堆燃料制造技術(shù)研究[4]。中國和南非主要開發(fā)球床型反應(yīng)堆[5]。南非的PBMR項(xiàng)目已被撤回[4]；中國已于2021年底建成全球首座球床模塊式高溫氣冷示范堆核電站，實(shí)現(xiàn)并網(wǎng)發(fā)電[4]。

(三)在熔鹽堆研究方面。俄羅斯正由國家原子能集團(tuán)公司的博奇瓦爾無機(jī)材料研究所開展熔鹽堆燃料及乏燃料處理技術(shù)的研發(fā)，主要包括氟化钚和次錒系元素氟化物的制備、氟化鋰和氟化鈹混合熔鹽的制備以及氚的安全防護(hù)[6]。美國在1965年已建成并滿功率運(yùn)行8 MW熔鹽實(shí)驗(yàn)堆(MSRE),后來停止運(yùn)行；目前，美國和加拿大兩國核監(jiān)管機(jī)構(gòu)已完成一體化熔鹽堆(IMSR)的聯(lián)合技術(shù)評(píng)審[7]。我國20世紀(jì)就開展過熔鹽堆的研究，包括“820工程”“728工程”，并在1971年建成冷態(tài)熔鹽堆，目前主要由上海應(yīng)用物理研究所牽頭開展釷基熔鹽堆的研究，有機(jī)所、高研院、金屬所等參與，已在甘肅武威實(shí)現(xiàn)了機(jī)電安裝以及功率調(diào)試。

(四)在鉛冷快堆研究方面。美國已于21世紀(jì)初重啟鉛冷快堆研發(fā)計(jì)劃。美國的愛達(dá)荷國家工程和環(huán)境實(shí)驗(yàn)室和麻省理工學(xué)院聯(lián)合開展ABR項(xiàng)目，主要研究嬗變處理核廢料；美國阿貢國家實(shí)驗(yàn)室、勞倫斯伯克利國家實(shí)驗(yàn)室和洛斯阿拉莫國家實(shí)驗(yàn)室聯(lián)合開展SSTAR項(xiàng)目，主要研究小型模塊化設(shè)計(jì)；在SSTAR基礎(chǔ)上，美國阿貢國家實(shí)驗(yàn)室開展SUPERSTAR項(xiàng)目，主要研究小型自然循環(huán)鉛冷快堆，并處于國際領(lǐng)先地位；美國西屋公司開展鉛冷示范快堆(DLFR)項(xiàng)目研究，主要驗(yàn)證示范快堆技術(shù)的可行性[8]。俄羅斯主要實(shí)施“突破”計(jì)劃(Proryv Project),目前已基本掌握快堆、氮化物燃料和后處理關(guān)鍵技術(shù)[9]，且正在設(shè)計(jì)和建造BREST300鉛冷快堆及燃料循環(huán)設(shè)施。我國已擁有三座啟明星系列零功率裝置，已分別于2005年、2016年和2019年實(shí)現(xiàn)臨界。

(五)在氣冷快堆研究方面。截至目前，國際上還沒有建造過真正的氣冷快堆，美國開展了300 MW示范電廠和1000 MW商業(yè)電廠的初步設(shè)計(jì)；氣冷快堆實(shí)驗(yàn)堆國際上的研究主要由法國牽頭，其他四個(gè)歐洲國家參與。我國在氣冷快堆方面還沒有系統(tǒng)開展工作。

(六)在超臨界水冷堆研究方面。由前蘇聯(lián)和美國率先提出超臨界流體反應(yīng)堆的概念[10]；日本在超臨界水冷堆方面開展過大量系統(tǒng)性工作[11]；加拿大的研究目前由加拿大核能實(shí)驗(yàn)室(CNL)牽頭，多所科研機(jī)構(gòu)和大學(xué)共同參與[11]；歐盟的研究由德國卡爾斯魯厄研究院(KIT)牽頭，其他十余個(gè)歐洲研究機(jī)構(gòu)參加[11]；中國目前的超臨界水堆設(shè)計(jì)方案已基本具備國際評(píng)審條件[11]。

二、我國發(fā)展第四代堆面臨的技術(shù)挑戰(zhàn)

(一)在鈉冷快堆研究方面。一是由于鈉冷快堆的設(shè)計(jì)是為了處置高放廢物，使得大量錒系元素能夠再循環(huán)成為研究重點(diǎn)；二是由于采用非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)，需要確保所有設(shè)計(jì)基本初因事件都有非能動(dòng)的安全響應(yīng)；三是因?yàn)殁c與水接觸發(fā)生放熱反應(yīng)且液態(tài)金屬鈉的強(qiáng)腐蝕容易造成泄漏，需要開展在役檢查和維修技術(shù)研究，還包括預(yù)防鈉泄露等的儀器儀表檢測研究；四是高密度鈉作冷卻劑，需要考慮提高抗震設(shè)計(jì)以及嚴(yán)重自然災(zāi)害的應(yīng)急能力；五是存在新型燃料制造等，需要考慮降低投資成本的問題。

(二)在超高溫氣冷堆研究方面。一是在超高溫、高燃耗、高通量情況下，銀和銫高遷徙能力增加了碳化硅層的破損概率，對(duì)燃料設(shè)計(jì)提出了更高的要求；二是在超高溫運(yùn)行環(huán)境下，需要驗(yàn)證石墨的穩(wěn)定性和壽命問題；三是因采用能動(dòng)的安全系統(tǒng)使得安全裕量降低；四是為發(fā)揮高溫氦氣的優(yōu)勢循環(huán)效率使得高性能氦氣輪機(jī)及相關(guān)部件的研發(fā)成為最有潛力方案；五是因高溫高壓的氦氣冷卻使得壓力容器材料、熱利用系統(tǒng)材料的研發(fā)成為重點(diǎn)。此外，還包括適合于高溫運(yùn)行的核電廠配套子項(xiàng)、產(chǎn)氫系統(tǒng)。

(三)在熔鹽堆研究方面。一是熔鹽堆需要在 1,000℃以上高溫、常壓工況下長期、穩(wěn)定工作，需要開展熔鹽燃料理化行為研究，包括錒系和鑭系溶解性等問題；二是由于熔鹽堆中核石墨與燃料鹽直接接觸，為了防止核燃料隨液態(tài)熔鹽透過石墨表面小孔進(jìn)入石墨內(nèi)部，進(jìn)而形成局部熱點(diǎn)并造成石墨損傷，需要開展溶液與結(jié)構(gòu)材料的相容性研究；三是熔鹽堆采用不停堆換料，在線燃料后處理技術(shù)成為難點(diǎn)；四是由于石墨較脆，容易斷裂，需要考慮石墨的密封和穩(wěn)定性問題。此外，還包括氚控制技術(shù)、熔鹽的化學(xué)控制以及儀表和控制研究。

(四)在鉛冷快堆研究方面。一是新型核燃料研發(fā)帶來的材料的兼容性問題研究，包括燃料以及包殼等的研發(fā)；二是含鉛運(yùn)行環(huán)境帶來的腐蝕控制問題研究；三是研究堆結(jié)構(gòu)、支撐和換料的重新設(shè)計(jì)問題；四是核燃料再循環(huán)、再加工和核廢物處理處置研究；五是鉛冷卻劑的在線化學(xué)檢測和控制技術(shù)；六是由于鉛作為冷卻劑，需要開展能量轉(zhuǎn)換技術(shù)研究和能量轉(zhuǎn)換裝置的研發(fā)；七是高密度鉛使得堆體需要重新進(jìn)行抗震設(shè)計(jì)研究。

(五)在氣冷快堆研究方面。一是研發(fā)可經(jīng)受高溫和堆內(nèi)輻照考驗(yàn)的燃料、包殼材料和結(jié)構(gòu)材料；二是高性能汽輪機(jī)的研發(fā)以保證高效的氣體熱量傳遞問題；三是由于高溫、高壓、氣體流動(dòng)傳熱帶來的系統(tǒng)安全性問題，包括余熱排出、承壓安全殼的設(shè)計(jì)等。此外，還包括堆芯綜合設(shè)計(jì)和相關(guān)材料的開發(fā)。

(六)在超臨界水冷堆研究方面。一是SCWR的材料因輻照導(dǎo)致的腐蝕、輻解作用和水化學(xué)作用、強(qiáng)度等問題；二是SCWR的安全性問題，包括非能動(dòng)安全系統(tǒng)以及堆芯淹沒事故時(shí)帶來的正反應(yīng)性等安全問題；三是運(yùn)行的穩(wěn)定性及控制問題，包括中子、熱工、自然循環(huán)相耦合的不穩(wěn)定性和功率控制。

三、我國發(fā)展第四代堆的對(duì)策建議

(一)加強(qiáng)基礎(chǔ)研究和共性技術(shù)研究。一是開發(fā)先進(jìn)設(shè)計(jì)、科學(xué)預(yù)測和安全分析工具，用于先進(jìn)核能系統(tǒng)研發(fā)、運(yùn)行維護(hù)和評(píng)價(jià)；二是面向第四代堆，加快并增加試驗(yàn)堆的建設(shè)；三是深入技術(shù)研發(fā)，多方向開展研究，尤其是高溫運(yùn)行、新燃料材料、燃料循環(huán)、機(jī)器智能化、總裝集成、制氫等領(lǐng)域。

(二)積極發(fā)展超高溫氣冷堆技術(shù)，拓展核能綜合利用。一是圍繞高溫氣冷堆未來發(fā)展的關(guān)鍵技術(shù)，積極參與國際合作；二是攻克自主高性能燃料元件制備等關(guān)鍵技術(shù)，關(guān)鍵設(shè)備實(shí)現(xiàn)國產(chǎn)化，實(shí)現(xiàn)高水平科技自立自強(qiáng)；三是開展模塊式高溫堆設(shè)計(jì)建設(shè)經(jīng)驗(yàn)總結(jié)以及高溫堆設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)化；四是努力實(shí)現(xiàn)“熱電氫”多聯(lián)產(chǎn)工業(yè)應(yīng)用；五是建立高溫堆的相關(guān)法規(guī)，加快高溫堆推廣。

(三)加快發(fā)展快堆技術(shù)，建立閉式循環(huán)，使核能可持續(xù)發(fā)展。一是啟動(dòng)一體化快堆科技專項(xiàng)，推進(jìn)核燃料閉式循環(huán)體系的研發(fā)；二是加強(qiáng)濕法后處理技術(shù)攻關(guān)，掌握大批量乏燃料處理技術(shù)；三是努力突破干法后處理關(guān)鍵技術(shù)及裝備研發(fā)，掌握MOX燃料制備技術(shù)；四是努力推動(dòng)國際社會(huì)快堆技術(shù)共同攻關(guān)，推進(jìn)快堆商業(yè)部署。

(四)加大科研投入，加強(qiáng)校企院所合作，積極推動(dòng)第四代堆的研發(fā)。一是加大第四代堆多元化經(jīng)費(fèi)投入，積極推動(dòng)第四代堆研發(fā)上升到發(fā)改委層面；二是全國各高?？蒲性核诟髯灶I(lǐng)域不同堆型都有一定的研究，積極推動(dòng)校企院所協(xié)同創(chuàng)新，不同領(lǐng)域國家實(shí)驗(yàn)室深度參與其中，優(yōu)勢互補(bǔ)，資源有效共享，集中力量，共同推動(dòng)第四代堆的高質(zhì)量落地，推進(jìn)“雙碳”目標(biāo)如期達(dá)成。