葉奇蓁院士對“十四五”能源領域科技創新規劃的核能角度解讀_風聞

為實現“雙碳”目標貢獻核能力量

——“十四五”能源領域科技創新規劃解讀之十二

葉奇蓁

來源：《中國電力報》  中國電力新聞網            時間：2022年5月23日

原文網址：http://www.cpnn.com.cn/news/nytt/202205/t20220523_1515223_wap.html

　　核能發展對保障安全，實現“雙碳”目標具有重大意義。國家能源局、科學技術部編制的《“十四五”能源領域科技創新規劃》體現了科技引領、創新驅動、自立自強的精神，為貫徹“在確保安全的前提下，積極有序發展核電”的方針提供科技支持。

　　一、安全高效核能技術

　　我國核電技術與國際核電大國同處國際先進行列，我國核電總裝機容量全球第二，在建機組數量全球第一，但核電佔比尚只有個位數，發展空間寬闊，核電科技研發需求十分巨大。我國將繼續大力發展核電，同時在核能綜合利用，進一步提高安全性、經濟性和技術水平上開展科研和技術創新。

　　核能綜合利用。十部委聯合發佈的《北方地區冬季清潔取暖規劃（2017~2021）》將核能納入了清潔取暖能源之一。目前我國城鎮集中供熱燃煤熱電聯產佔48%，燃煤鍋爐佔33%，清潔熱源不超過4%；清潔供熱、低碳發展要求取締散煤燃燒和小鍋爐、壓減大型燃煤鍋爐已經成為能源結構轉型的大趨勢，核電站熱電聯供具有重要的意義。

　　核電站海水淡化。利用二回路低壓缸抽汽經換熱生成120攝氏度至100攝氏度熱水（中間介質），以熱水為動力，採用低温閃蒸技術，通過多效蒸餾、多級閃蒸兩套獨立的海水淡化裝置，生產95攝氏度熱淡水8噸/小時，耗電量1.5千瓦時/噸淡水，熱效率82%。所生產的熱淡水可為居民供熱，同時為缺水地區提供淡水。

　　耐事故燃料開發。由於放射性物質主要保存在燃料元件內部，要“從設計上實際消除大量放射性物質釋放”，最佳選擇是將事故序列中止在燃料元件破損之前。現有的三代核電主要在安全系統的改進上提升核電站的安全性，核電燃料發展新概念——耐事故燃料，提供更長的事故應對時間、緩解事故後果，在儘量不降低經濟性的前提下提高電站安全性，主要表現在降低堆芯（燃料）熔化的風險，緩解或消除鋯水反應導致的氫爆風險，提高事故下裂變產物的包容能力，進而從根本上提升核電站的安全性，簡化核電站的系統，提高核燃料的燃耗，降低核燃料的費用，提高核電站的可利用率，有利於進一步提高核電的經濟性。

　　人工智能在核電站應用——智慧核電建設。落實新一代人工智能在核能行業發展，需深入並廣泛應用以工業機器人、圖像識別、深度自學習系統、自適應控制、自主操縱、人機混合智能、虛擬現實智能建模等為代表的新型人工智能技術。

　　人工智能應用將提高核電運行安全性，例如“數字孿生”（Digital Twin），就是將實體對象以數字化方式在虛擬空間“複製”，模擬其在現實環境中的運行軌跡。利用數字孿生技術，可以對實體核電站和孿生核電站的數據進行交換分析，促進核電站的運行管理和監測，指導操作員操作和事故處理，確保反應堆運行安全。

　　二、模塊化小型反應堆技術

　　模塊化小型反應堆（以下簡稱“SMR”），可以滿足更廣泛用户和應用靈活的發電需求，包括取代退役的化石發電廠，為發展中國家或偏遠地區和離網地區提供小型電力的熱電聯產以及實現混合核能/可再生能源系統。以下給出我國正在開發的各類小型堆：

　　多功能模塊化小堆。ACP100是由中國核工業集團公司開發的模塊化壓水堆設計。ACP100基於現有的壓水堆技術，採用非能動安全系統，通過自然對流冷卻反應堆。ACP100將反應堆冷卻劑系統（RCS）主要部件安裝在反應堆壓力容器（RPV）內。ACP100是一種多用途動力反應堆，設計用於發電、供熱、蒸汽生產或海水淡化，適用於能源或工業基礎設施有限的偏遠地區。

　　浮動核電站。海上浮動核電站是將小型核反應堆和船舶結合，使核電移動化。一般採用小型核反應堆，安全性高。浮動核電站可為海洋平台提供能源，包括：電力、蒸汽、熱源，並可進行海水淡化，以供給海上平台淡水等，為海洋開發提供支持。浮動核電站還可為孤立海島、封閉海灣提供電力和能源。

　　移動核電站的開發。移動核反應堆將建成100千瓦和0.1萬千瓦兩種，該電站可以在公路、鐵路、海上或空中安全快速移動，並能快速設置和關閉，以支持沙漠地區、邊遠地區、無人區的各種任務。

　　泳池式低温供熱堆。池式低温供熱堆系統簡單，主要包括反應堆系統、一回路系統、二回路系統、餘熱冷卻系統、換料及乏燃料貯存系統、輔助工藝系統。熱量經兩次熱交換後進入熱網，確保放射性物質不進入熱網。泳池式低温供熱堆固有安全性好，泳池熱容量大，即使不採取任何餘熱冷卻手段，1800多噸的池水可確保堆芯不會裸露，即使沒有任何干預，也可實現26天堆芯不熔燬；抗外部事件能力強，水池全部埋入地下，避免因自然原因及人為原因造成重要設備損壞而發生核事故；易退役，放射性源項小，僅為常規核電站的百分之一，系統簡單且退役時間短。

　　三、新一代核電技術

　　核能的廣泛利用必然要考慮到核資源的優化和充分利用。十五年前，第四代核能系統國際論壇（以下簡稱“GIF”）發起了有關未來核能系統的聯合研究。中、法、韓、日、俄、美、歐盟之間由此展開了積極合作。GIF提出了六大領域的技術目標和相關評估指標：可持續性、經濟性、安全與可靠性、廢物最小化、防擴散和實體保護。六類最有前景的核系統被選中，其中兩類為氣體（氦）冷卻反應堆，另兩類是液態金屬（鈉、鉛合金）冷卻堆，還有一類超臨界水冷堆，最後一類是熔鹽冷卻堆。

　　鈉冷快堆。在這些被選中的反應堆系統中，幾乎所有的GIF合作國都認為使用MOX燃料的先進鈉冷快堆（以下簡稱“SFR”）在本世紀投入商用的可能性最大。我國已建成鈉冷快中子實驗堆，正在建設CFR600鈉冷快中子示範核電站。CFR600將設計為採用MOX燃料的池式快堆；其熱功率為15萬千瓦，電功率為6萬千瓦；一回路中有兩個環路，中間迴路的每個環路有8個模塊化蒸汽發生器；三迴路是安裝了一個汽輪機的典型水蒸汽系統；蒸汽的參數為14兆帕、480攝氏度；反應性控制由兩套停堆系統、一套獨立補充停堆系統實現；一套非能動餘熱導出系統與熱池相連；CFR600將在2025年以前建成。CFR600的目的是示範燃料閉路循環，為大型鈉冷快堆的設計奠定技術基礎，制定標準和規範。

　　開發快堆的主要目的是增殖核燃料，使鈾238裂變或將其高效地嬗變成鈈239，緩解天然鈾資源可能的短缺。鈉冷快堆燃料具有更高的燃耗，使其在堆中停留的時間達到熱堆中的兩倍，也降低了乏燃料中次錒系核素的含量；鈉冷快堆還可設計用來嬗變長壽命核素，以及鎇等超鈈元素。

　　高温超高温氣冷堆。我國於20世紀70年代中期開始研發高温氣冷堆，HTR-10高温氣冷堆實驗堆於20世紀90年代建成。作為國家科技重大專項的20萬千瓦HTR-PM示範核電站已進入裝料調試。HTR-PM示範電站由兩個球牀反應堆模塊組成，外加一個21萬千瓦的汽輪機組。反應堆堆芯入口/出口的氦氣温度分別為250/750攝氏度，蒸汽發生器出口的蒸汽參數為13.25兆帕/567攝氏度。2005年，一條原型燃料元件生產線在清華大學核研院建成，每年可生產10萬個燃料元件。此後，一個具備年產30萬個燃料元件產能的燃料元件廠在我國北方的包頭建成。

　　釷基熔鹽堆。釷基熔鹽堆核能系統以鋰、鈹、鈉、鋯等的氟化鹽與溶解的鈾﹑鈈﹑釷等的氟化物熔融混合後作燃料，在600攝氏度至700攝氏度的高温低壓下運行，其中氟化鋰﹑氟化鈉﹑氟化鈹和氟化鋯為載體鹽，四氟化鈾（鈾235或233）和三氟化鈈為裂變材料，四氟化釷和四氟化鈾（鈾238）為增殖燃料，吸收中子後產生新的裂變材料鈾233和鈈。熔鹽堆使用低能量的熱中子進行裂變反應。熔鹽堆的結構材料（設備和管道）採用抗高温抗腐蝕的鎳基合金——哈斯特鎳基合金-N來製造。熔鹽將堆芯核裂變反應所產生的熱量通過中間迴路將其傳送到熱電轉換系統。

　　鉛冷快堆。鉛或鉛合金中子吸收和慢化能力弱，反應堆中子經濟性好，使其具有更高的核廢物嬗變和核燃料增殖能力。鉛基材料熔點低沸點高，反應堆可以在低壓運行並獲得高出口温度，避免高壓系統帶來的冷卻劑系統喪失問題，同時可實現高熱電轉化效率。鉛基材料化學穩定性高，與空氣和水反應弱，可避免起火或爆炸等安全問題；氧控技術的研究和開發，可穩定控制高温液態鉛鉍合金的腐蝕性能。鉛基材料的載熱和自然循環能力強，可依靠自然循環排出餘熱，大大提高了反應堆的非能動安全性。鉛冷快堆比功率高，穩定性好，是核動力和移動式反應堆的可行的選擇。

　　四、乏燃料後處理及放射性廢物處理與處置

　　要實現核燃料的增殖和循環利用必須開展乏燃料的後處理，首先是壓水堆乏燃料的後處理，我國已建成並投運了乏燃料後處理中間試驗廠，正在建設示範工程，有關後處理技術的各項科研試驗正在進行。

　　放射性廢物的安全管理是發展核電必須解決的一個關鍵問題，要做到合理可行儘量低，儘量降低放射性廢物對環境的排放，需要開展大量的科研試驗，比如等離子熔融和蒸汽重整等技術。處置最終的長壽命放射性廢物需要克服許多重大障礙，深地質處置庫是處置此類放射性廢物的公認方法。（作者系中國工程院院士）

按：《中國電力報》發表的這一系列對“十四五”能源領域科技創新規劃的解讀文章，應該説都是請了我國能源領域各方向頂級人物進行的説明和介紹，權威性、前瞻性都比較強。關心中國能源科技創新的老哥可以找來讀一讀。