第四代核能保障体系介绍

贾小波

（大唐国际发电股份有限公司，北京 100140）

1 第四代核能系统和第三代核电机组的区别

美国于20世纪80年代出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即U R D文件（U t i l i t y Reguirements Document）[1]，对核电的安全性和经济性提出了一系列定量的指标要求。之后，欧洲各国电力界也提出了“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即EUR文件（European Utility Requirements）[2]，表达了与URD文件相同或相似的看法。国际原子能机构也对其推荐的核安全法规（NUSS系列）进行了修订补充，进一步明确了对防范和缓解严重事故，提高安全可靠性和改善人因工程等要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。

2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能国际论坛”（Generation IV International Forum，简称GIF），并于2001年7月签署了合约，共同合作研究开发第四代核能系统（Generation IV System）。GIF 的工作集中在一个或多个第四代核能系统的合作开发和示范方面，这些系统可能具有经济性、安全性和可靠性、可持续性的优点，并且可能在2030年前投入商业使用。GIF提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是：

可持续性：满足清洁空气目标以及提高系统长期可用率和全世界能源生产的有效燃料利用；最大限度地减少核废物和管理核废物以及减少长期管理工作；

经济性：提供优于其他能源的寿期成本；提供可与其他能源项目相比较的财政风险水平；

安全性和可靠性：有很高的安全性和可靠性；堆芯损坏的可能性和损坏程度非常低；消除对场外应急响应的需要；

防扩散能力和实物保护：加强实物保护，以防止犯罪分子转移或盗窃武器可用材料，以及防范恐怖袭击。

配合GIF，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发，它们是：

超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；

熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环；

超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；

钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环（见图1）；

铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；

气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环（见图2）。

第四代核能系统相对第三代来说，是完全革新的新一代核能系统。第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和NUSS建议法规的要求。三代堆突破性的革新技术较少，基本上是在二代的基础上修修补补，采用一些跟随当今技术潮流的新技术。而第四代核能系统是瞄准未来的用户需求，对堆型的根本性创新设计提出了较高的要求，从堆型概念设计开始，从根本上解决目前核电发展过程中遇到的安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散和恐怖袭击等方面的问题。第三代堆基本上都是热中子堆，而第四代只有两种是热中子堆，一种是新概念堆，另外三种是快堆。

目前，第三代的消化、吸收、再创新，最终结果是在第三代的基础上的改进，要满足未来对于核能系统的更高先进性要求，要想在设计理念上的根本性革新突破，仍然需要第四代核能系统作为支撑。

2 国际及国内第四代核能系统研究的进展情况

GIF提出了第四代核能系统初步的工作“路线图”[3]。 认为从现在的概念设想转到商用实施(产业化), 需经四个步骤:

第一步: 可存在性(Viability)研究。明确方案切实可行的关键所在, 并证明其原则上是可行的；

第二步: 性能研究。工程规模的研究开发和优化, 使其性能达到期望的水平；

第三步: 系统示范。建造中等或较大规模的示范系统以验证设计；

第四步: 商用实施。

目前, 世界上不仅限于GIF成员，美国、日本和欧盟都有专门的研究机构和基金负责相关技术的开发和试验，正在逐步开展可存在性和性能研究。以超临界轻水冷却反应堆为例，其高热效率大大提高了核电的经济性和竞争力，因此它的研究也得到了世界主要核技术大国的大力支持，目前已设计出适用于超临界情况下的稳态和瞬态热工水力分析程序，完成了反应堆堆芯、一回路、控制系统、安全系统等的初步设计，同时研究了反应堆运行时15种瞬态、事故工况和LOCA的物理过程和传热情况，提出了热工水力进一步研究的方向在于优化堆芯相关参数，尽力提高冷却剂出口平均温度，以获取更高的热效率[4]。目前尚不能确定究竟哪种堆型系统能成功实现产业化, 但按照GIF对第四代的发展计划, 将在2020年前后选定一种或几种堆型,2025年前后建成创新的原型机组系统示范，大约从2030年起广泛地采用第四代核电机组系统。

中国原子能科学研究院的快堆研究也进入原型堆阶段。在此基础上，瞄准未来先进核能技术的需要，研发具有第四代核能特征的快堆电站，应是我国第四代核能技术研发的重点之一。今后大规模发展核能需要快堆与压水堆匹配发展。作为我国第四代核能技术的研发重点，快堆研发已纳入国家重大项目专项。

超临界水堆在我国刚刚起步，在超临界火力发电机组方面，我国已积累了丰富的经验，超临界水的流动传热研究和高温高压材料的研究也已开展。国内一些大学例如上海交通大学，也开展了超临界压力下的热工水力特性实验和理论研究。

我国在20世纪70年代就开始了高温气冷堆的基础研究，2000年12月建成10 MW高温气冷实验堆HTR-10，目前，电功率为200 MW的高温气冷堆示范电站即将开工建设。因此，发展超高温气冷堆，我国具有很好的基础。

3 国内第四代核能系统研发存在问题

（1）尚缺乏产业系统性

当前的第四代研究与实现商业化的研发过程缺少互相支撑和依托，通常是各自干各自的，不能形成有效的产业化链条。从快堆到超临界水堆的研究，在研究所或者高校的层面进行基础性研究是必须的阶段，如何把研究机构和产业应用企业连接起来是关键，目前的研究需要大量的工程验证，而不仅是在实验室做研究。高温气冷堆的研究就面临着示范电站的各种工程实际问题，例如经济性问题、规模放大的工程可实现性问题、设备制造等问题。多种第四代堆型的各自为战，闭门搞研发，则会造成研发、设计、设备制造、工程建造缺乏相互衔接，一遇到实际问题就会面临困境。

（2）缺乏自主创新

面对引进的第二代或者第三代技术，虽然有相当程度的消化和吸收、改进和创新，但是仍然停留在较浅的层面，堆型本身的设计创新能力不足。由于不是我们自己从零开始一步一步试验验证建立的核电系统，对于新一代核能系统缺乏自主研发的信任支撑，一遇到国外新技术核电站产品的冲击，加上市场需求的洪流，以往自主研发创新的基础将再次被淹没。长时间积累的惯性引进思维，束缚了我国核电研发创新。

（3）关注度不够，投入不够

目前中国核电发展关注的焦点在于第三代核能系统的引进吸收，国内核电产业紧紧围绕当前核电建设高潮而进行各项规划和部署，缺少对第四代核能系统的规划和统筹考虑。目前对第四代的关注仅限于专家呼吁阶段。国内的研发资源分散，正赶上被当前核电建设高峰期的巨大商业利益重重包围，翻版现有核电技术任务繁重。对下一代核能系统研发投入的力度远远不够。

我国第三代核电机组可能在2015年可以开始大规模复制，2020年初步实现中长期规划目标。按照目前GIF对第四代的发展计划，第四代核能系统将在2025年建成示范电站，2030年实现商用并广泛推广。到2030年，第一批第三代核电机组刚运行10年左右，核电的市场份额仍然相对较小，加上环境对火电的制约，水电资源有限，社会发展必然需要建设大量新型的核电机组。届时，中国将再次面临选择，是继续建设刚引进吸收的第三代技术堆型，还是紧跟世界步伐使用更先进、更高效、更安全的第四代核能系统。有人可能觉得是二十年以后的事情，不确定性很大，现在不必思考。但是技术的不断革新性进步，采用新技术的核电机组产品不断更新，使得核能系统的应用始终面临选择的过程。如果届时中国不能形成具有自主创新的第四代核能系统产业，历史的一幕将会重演。因此，从现在开始，全面参与第四代的研发，并走出具有自己特色的核电研发应用道路，才能牢牢把握主动权，根据自己的发展需要建设自己的核电站，保障自己的能源战略。

4 关于第四代核能系统从研发到商用的保障体系建议

国家通过招标引进了第三代核电技术，当前正处于第三代机组的技术边学习边建设的高潮时期。在快速推进第三代核电站建设和技术研发的同时，应在第四代核能技术的研发中尽早做出战略部署，统筹长远规划。如何处理好新一代核能系统研发的保障体系问题，已经需要引起重视并切实行动。在先进核电技术上实现自主创新，保障核电的可持续发展，以避免落后于世界核能发展步伐，避免代代需引进，避免再次陷入靠市场换不来核心技术的困境。为此，建议：

（1）制定第四代核能系统开发战略

第四代先进核能系统的开发是一个相对较长的过程，不可能一日建成罗马，需要长期的投入和积累，因此最重要的是首先有一个国家层面的战略部署，制定相应的重大专项规划，政府在其中扮演舵手的角色，应站在全局的角度把握整个研发规划。

回顾中国经历过的第二代核能系统技术引进路线，有收获也走过弯路，曾经多次要统一技术路线，到现在的多种技术路线并存，事实证明了一个长远的核电系统开发规划的重要性，政治因素不能再作为影响核电技术路线的决定性因素，否则损失的是国家整个核电产业的发展方向。

（2）充分利用国内研发资源，建立第四代核能系统研发平台

第四代研发需要与商业应用的实际相结合，需要工程实际的验证和连接，避免研究脱离实际，浪费大量的人力和物力，力争在商业化道路上少走弯路。国家与企业联合组建核能系统开发体系，应考虑电力企业作为开发支撑系统的不可缺少的重要力量，加大企业对研发的投入力度，形成良性的循环。

新一代核能系统的研发必须基于中国现有核电产业基础，整合国内研发、设计、设备制造资源，在一个平台上明确分工，统筹规划，建立一个良好的体系。资源的整合模式可以是机构的合并，也可以根据需要由政府牵头，由相关科研院所、企业、政府机构联合成立专门的实体或常设机构，集中当前国内的研发资源，吸取我国大飞机制造、航天工程、聚变堆工程等其他项目的有益尝试和经验教训，做大项目。

组织机构可考虑依托国家相关部委，成立第四代核能系统办公室，其下联合科研院所、大学研究机构、核工程设计院、设备制造企业设立专项工作组，建立沟通和协调机制，由国家拨付和企业投资两种方式提供资金支持。

第四代核能系统办公室主要负责制定我国第四代核能系统从研发到商用的阶段性计划，承担第四代核能系统计划的相关基础概念研究、工程设计研究、工程技术研究、制造工艺设计等的组织实施管理工作。规划重点学科建设和人才培养工作。统一协调国内各个参与单位各项协调工作。

（3）选定两种适合中国国情的第四代堆型

针对当前国际上公认的几种四代堆型，明确研发目标，集中力量摸索出中国自己的第四代道路。堆型要考虑中国的核燃料资源状况，考虑国内研发基础、技术成熟度和堆型本身的优缺点。

积极研发超临界水堆：超临界水堆经济性好，技术基础好，水堆已经积累相对较多的经验，超临界火电技术已经相对比较成熟，工程可实现性较高。在大型压水堆核电站的研发方面，我国已有几十年的历史，具有自主研发30万千瓦和60万千瓦压水堆核电机组的能力。同时进行了从跟踪调研世界先进技术到概念设计、总体设计、设计技术研究、计算机软件开发等一系列的研究与开发活动，已具备了研究开发超临界水堆核电站的基础和能力。因此可以加大投入力度、加快研发步伐，争取能够在国际上保持先进行列。

稳步推进快堆研发进度：在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。在国际上，由于热中子堆是当今核电站的主力堆型，铀资源的利用效率低是热堆的一大弊端，随着铀资源的消耗，国际上对于快堆的需求不断得到关注，快堆是国际上未来核电站的发展方向之一。快堆的技术难度适中，性能研究也有一定的积累，商用也有实际工程借鉴。闭合核燃料循环是快堆核能系统的基础，在重点进行快堆技术研发的同时，应重点开展压水堆乏燃料后处理、MOX燃料制造及快堆乏燃料后处理等技术的研发。发展快堆技术，应根据我国核电发展的需求和应用目标，逐步落实快堆中长期发展规划，明确下一阶段的快堆技术工程目标和实施途径。

逐步开展超高温气冷堆研究：超高温气冷堆可以满足未来对核能制氢和高温工艺热的需求，具有固有安全性好、发电效率高、单一堆功率规模较小、在厂址选择上及电网要求上有灵活性等特点，超高温气冷堆核电站可以作为大型压水堆核电站的补充。熔盐堆、铅冷快堆、气冷快堆的研究均需要进一步调研以确定研发策略。

（4）与国际上发达国家加强沟通与合作，吸取有益经验

在以美国为首，有英国、法国、日本等多个国家参与提出的第四代核能系统开发计划中，明确提出，从未来核电技术的国际化、市场份额和研究开发的资金等角度出发，以往依靠一国单独封闭的技术开发已经不符合时代的需求，希望在第四代核能技术的开发中加强国际合作研究开发和交流，并提出了相应的多边合作研究计划，倡导国际多边合作。与聚变能源的国际合作研究一样，第四代核能系统的开发也是一项国际化的系统工程，核能行业的紧密关联性使得任何一种技术的革新和改进都将对各国的核电发展产生重要影响。

积极开展国际交流与合作，要在自主研发、自主设计的基础上，重点领域要有自己的核心突破，设计理念、整体系统研发设计要自己主导，具体领域的一些技术难度大、国内技术基础薄弱的技术上考虑中外合作的方式。在国际合作中，既要保持自己的路线特色，又要兼顾国际公认的革新性理念，走出适合我国国情的第四代核能系统路线。

5 结束语

我国当前具备跟上世界核电研发水平的实力和机会，当前第四代核能系统正处于国际合作研究的大环境下，正在开展可存在性和性能研究阶段，正是我们介入的好时机。抓住这个切入点，发挥自主创新的潜力，中国就能挤入第四代核能系统俱乐部，与国际核能发展保持同步。

[1] Prepared For Electric Power Research Institute US.Advanced Light Water Reactor Utility Requirements Document[R], 1993.

[2] European Utility Requirements For LWR Nuclear Power Plants[R],1955 DTN, Electricity de France, ENELSPA,KEMANetherland.B.V. Etc.Revision B,November 1995.

[3] 欧阳予. 先进核能技术研究新进展. 中国核电，2009（2）：98-105.

[4] 刘松涛，张森如，张虹. 国外超临界轻水反应堆研究.东方电气评论,2005年6月(19卷第2期)：69-73.