先进小型反应堆技术现状及未来发展趋势研究

陈仁宗 王冠

【摘 要】随着我国工业化进程的不断深入，能源需求呈刚性增长和多元化发展，小型反应堆尤其是第四代液态金属冷却小型堆由于安全性、经济性和移动性等优势具有广阔的应用前景。本研究通过调研目前小型堆的市场需求与当前三代轻水冷却小型堆的技术特点，论证了发展小型堆的必要性与三代轻水冷却小型堆在核燃料利用方面的局限性。在此基础上，进一步调研四代小型堆的技术特点与研发现状，并在安全性、经济性与应用前景三方面对四代小型堆与三代小型堆进行对比分析，得出四代液态金属冷却小型堆较轻水冷却小型堆更为安全，具有固有安全特性的结论；在经济性方面，可以采用闭式燃料循环，总投资成本更低；在应用前景方面，可以更好适应边远地区核动力系统、航空航天核动力系统、军事核动力平台以及其他方面的发展需求。

【关键词】小型反应堆；市场需求；第三代反应堆；第四代反应堆

中图分类号： TL41 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）03-0015-004

Current Status and Development Tendency of Advanced Small Reactors

CHEN Ren-zong1 WANG Guan2

（1.Institute of Nuclear and New Energy Technology， Tsinghua University， Beijing 100084， China；

2. China Nuclear Industry Huajian Asset Management LTD.， Beijing 100123， China）

【Abstract】With the development of industry in China， energy demand keeps increasing monotonically and develops towards diversification. Small reactors， especially the Generation IV liquid metal cooled small reactors have broad application prospect due to the advantages on safety， economy and mobility. This study summarized the market demand of small reactors and the technological features of Generation III light water cooled small reactors， and demonstrated the necessity of developing small reactors and the limitation of Generation III light water cooled small reactors on the utilization efficiency of nuclear fuel. Then the technological features and status of Generation IV small reactors were summarized， and the performances of Generation III and IV small reactors on the safety， economy and application prospect were compared. It was indicated that Generation IV liquid metal cooled small reactors featured with inherent safety are safer than Generation III light water cooled small reactors. Generation IV liquid metal cooled small reactors based on closed nuclear fuel cycle are more economical than Generation III light water cooled small reactors due to low cost of investment. Furthermore， Generation IV liquid metal cooled small reactors are suitable for the application in remote areas， aerospace， and military fields.

【Key words】Small reactor； Market demand； Generation III reactor； Generation IV reactor

1 小型反应堆研究背景

根据国际原子能机构的定义，输出电功率在300 MW以下的反应堆称为小型反应堆[1]。随着核能的发展，新一代核电在安全性、经济性、用途广泛性和选址灵活性等方面提出了更高的发展要求。而先进小型反应堆在这些方面均具有突出的优势，符合第四代核能系统发展的要求，因此受到了国际核能界的高度關注。

目前小型反应堆设计研究涉及到各种堆型，根据冷却剂类型分类，小型反应堆可以分为水冷堆、气冷堆、液态金属冷却堆和熔盐堆。与传统大中型反应堆相比，小型反应堆具有以下优点：1）模块化设计和建造，具有良好的经济性；2）可组装成一体化堆，方便运输，解决相对孤立系统的用电问题，增强防止核扩散能力；3）拥有非能动余热排出系统等一系列非能动安全系统，显著提高了反应堆的安全性。

作为大中型核电机组的有益补充，小型反应堆具有比三代压水堆更高的安全性和更短的建造周期以及良好的经济性和应用的灵活性，是适用于多种应用场景的新型核能系统，是解决偏远内陆、海岛等远离主电网地区长期电力供应的有效措施，将为这些地区的经济发展、军事驻防等提供有力保障。

本研究从小型反应堆的市场需求出发，对目前具有第三代和第四代特征的小型反应堆技术现状进行归纳总结，论证了发展小型堆的必要性和三代轻水小型堆在核燃料利用方面的局限性，然后比较分析不同类型的第四代小型反应堆在安全性、经济性以及市场应用上的特点，确定小型铅基冷却快堆具有良好的经济性和广阔的应用前景，并从基础研究、配套法规等方面对小型铅基冷却快堆发展提出针对性的建议。

2 小型反应堆市场需求

随着我国对能源需求的日益增加，核能作为低排放的绿色能源之一，将成为我国建立低碳发展模式、实现2020年单位国内生产总值二氧化碳排放量相比2005年下降40%～45%目标的重要手段。小型反应堆市场需求如表1所示。小型堆具有低投资成本、容量小、工期短、占地面积小等天然优势，小型堆是替代小功率火电站良好选择，同时在大型核电站建设困难的偏远地区，小型堆也能发挥它工期短、占地面积小的优势，降低材料运输和工程建设的难度。小型堆也可以满足化工园区对电能的多样化要求，并可以替代火电站，实现以小型堆为核心的热电联产、热汽联产等。

表1 小型反应堆市场需求[2]

Table 1 Market demand of small reactors

近年来，随着国力的不断增强，我国不断提出加强海洋建设的要求，一方面是为了开采海洋中潜藏的各类资源，其中以油气为主。另一方面加强我国的海洋国防，满足南海补给基地和岛礁的能源需求。基于小型堆技术的海洋核动力平台可以提供电力、热能、淡水等资源保障，并且以核能发电供电、供应热能或淡水，可根据需要变换供应点，且具有一次装料运行时间长，运行成本低、无有害气体排放、续航力高、海洋环境适应能力强等优点，是海洋油气开采能源供应和岛礁能源供给的最佳选择[3]。

世界上主要发展中国家和新兴工业国家用电需求有限，电网基础设施建设尚不完善，将近75%的发电机组小于500 MWe，同时发展中国家的经济实力有限，无法支撑大型反应堆的建设。2013年，我国提出共建“丝绸之路经济带”和21 世纪“海上丝绸之路”两大倡议[4]，在“一带一路”建设背景下，构建全球能源互联网，关系到未来全球能源格局，已得到越来越多国家的支持和响应。相对大型堆，小型堆系统简化、安全性高、投资成本低，可有效的满足“一带一路”沿线国家对能源的需求。

此外小型堆可应用于航空航天和军事领域，为飞行器和舰艇等提供动力和电源，为军事基地和特殊武器提供能源等。空间核反应堆不仅可以用来产生使飞行器随时升高定位的推力， 更主要的是用来生产飞行器本身所需的电能，而且价格低廉、功率密度大，是目前能满足空间飞行全面要求的唯一动力源[5]。小型堆不受天气影响，也和风和太阳的间歇性无关，相较于常规化石燃料或可再生能源，小型堆更加符合前沿作战基地和偏远作战基地对于能源电力的需求。

3 小型反应堆技术现状

3.1 具有第三代特征的小型堆技术

在现有的小型堆设计中，最为常见的是轻水堆设计。这主要是因为数十年的轻水堆建造及运行经验使得该反应堆拥有技术优势，具有较好的前景。在核蒸汽供应系统设计方面，大部分设计都采用了“一体化”压水堆设计，将一回路的设备集中布置于压力容器中。在经济性方面，轻水堆初始投入较低，总投资也不大，这一特性使得它受到发展中国家的青睐。此外，随着AP1000非能动安全系统的面世及成功推广，“非能动”的理念也被借鉴到现有的小型堆设计中。

国际上主要的小型轻水堆发展情况如表2所示，美国、中国、俄罗斯、法国、日本、韩国和阿根廷等国均提出了独立的小型轻水堆设计方案，绝大部分设计方案处于设计或评审阶段，俄罗斯部分堆型已进入建造或运行阶段。其中，基于核动力破冰船技术的KLT-40s反应堆由俄罗斯Afrikantov OKBM设计，基于该堆型设计建造的Akademik Lomonosov浮动核电站于2007年在圣彼得堡开工建设，2013年两座35 MWe KLT-40s反应堆安装完毕[6]。中国核工业集团公司自2004年开始设计研发我国自主的小型轻水堆ACP100，目前已进入工程设计阶段，ACP100 关键设备及软件均属自主研发，示范工程将在福建莆田市进行建设，预计建设两台100 MWe的ACP100机组[7]。

然而小型轻水堆核燃料利用率较低，若采用一次通过的开式燃料循环，小型轻水堆对铀资源的利用率只有约0.45%。我国已探明铀资源储量不够丰富，若要大力发展核能，则首先应优化铀资源利用，除此之外，随着我国核能的大范围部署，未来的乏燃料处理与管理问题也应该予以重视。

表2 国际小型轻水堆发展情况概览

Table 2 Summary of international light water cooled small reactors

3.2 具有第四代特征的小型堆技术

3.2.1 小型高温气冷堆

小型高温气冷堆是在高温气冷实验堆和大型示范堆的基础上，为了适应国际社会对反应堆安全性越来越高的要求而提出和发展的。该堆型以小型化和固有安全性为特征，保证在任何事故情况下，依靠反应堆较大的负温度反应性系数和溫升裕度，使反应堆安全停堆；停堆后的余热可以依靠热传导、对流和辐射等自然机理传输到堆外；反应堆功率密度较低，从设计上保证堆芯燃料元件的最高温度限制在其允许的安全温度以下；耐高温的石墨堆芯结构和全陶瓷型的燃料元件避免了发生堆芯燃料元件熔化的危险。其次，由于反应堆规模的小型化，可以采用模块化建造方案，从而降低成本提高经济竞争力。高温气冷堆冷却剂出口温度高，可为工业生产提供过程热，并可用于制氢。

国际上主要的小型高温气冷堆发展情况如表3所示，中国、南非、美国、法国、俄罗斯和日本等国均提出了各自的小型高温气冷堆设计方案，用于发电和提供过程热。我国于1992年开始了高温气冷实验堆（HTR-10）的研发工作[8]，由清华大学承担，并于2003年实现了满功率运行。基于实验堆的科研工作和经验，高温气冷堆商用示范堆（HTR-PM）项目于2001年启动，目前处于建造阶段[9]。

现阶段高温气冷堆存在如下的技术局限性和需要攻克的技术难题：单堆功率较低且无法精确匹配用户需求，堆芯尺寸过大，初装料操作与维护较为复杂，乏燃料后处理困难，存在石墨粉尘和氧化问题[10]。因此，高温气冷堆并不适合向太空领域、海洋能源平台、陆上独立电网等对功率和体积要求较为严格的市场方向。同时，其乏燃料后处理技术不完善也使得其在燃料经济性与在核能的可持续发展方面的作用不如液态金属冷却快堆。

表3 高温气冷模块化小型堆发展情况概览

Table 3 List of high temperature small modular gas cooled reactors

3.2.2 小型液态金属冷却堆

液态金属具有良好的导热性，沸点较高，反应堆可运行于常压状态，堆芯冷却剂出口温度较高，可实现较高的热电转换效率；中子能谱较硬，具有较强的易裂变核素增殖和核废料嬗变能力。液态金属冷却小型堆由于尺寸较小，中子泄漏效应显著，冷却剂空泡价值在整个寿期内均为负，避免了大型商业快堆设计重点关注的正冷却剂空泡系数问题，保证了反应堆的固有安全性。相比钠，液态铅及铅铋合金化学惰性好，与水和空气无剧烈化学反应，对裂变产物中危害较大的放射性碘、铯具有包容性，且其密度随温度变化较为显著，因此铅冷模块化小型堆具有较强的自然循环能力，可设计为自然循环运行模式，并可在反应堆事故停堆工况下，依靠自然循环排出堆芯衰变余热。

国际上主要的小型液态金属冷却堆发展情况如表4所示。目前基于液态铅或铅铋合金冷却剂的小型液态金属冷却堆设计方案包括美国ENHS和STAR、俄罗斯SVBR-100和BREST-OD-300等[10-13]，基于液态钠冷却剂的小型液态金属冷却堆设计方案包括日本4S、美国PRISM和NHPM[14-15]。基于铅基冷却反应堆驱动的核潜艇研发过程中积累的80多堆年运行经验，俄罗斯在小型铅基冷却反应堆研发方面处于领先地位，用于核废料嬗变和闭式燃料循环的BREST-OD-300目前已进入建造阶段。由中国原子能科学研究院建造的中国首座钠冷快堆——中国实验快堆，于2011年7月成功并网发电，标志着我国已掌握先进钠冷快堆的设计建造技术。

由于钠具有化学性质活泼的特点，钠冷快堆发生钠的泄漏将导致钠火和钠水事故等，因此需要额外设计密封回路以及其它系统以防止钠水反应、钠火反应的发生。液态铅或铅铋合金密度较高，对于包壳等结构材料具有较强的腐蚀和冲蚀作用，同时在堆内辐照作用下形成有毒的210Po，因此，铅基冷却反应堆需要增加涂层或氧控等设施减缓腐蚀作用，并设置210Po防护措施。

表4 小型液态金属冷却堆发展情况概览

Table 4 Summary of liquid metal cooled small reactors

3.2.3 小型熔盐堆

熔盐堆具有很强的负温度反馈系数和空泡系数，允许自动负荷跟踪运行。温度升高引起熔盐膨胀溢出堆芯，降低反应性。燃料本身是流体，不存在堆芯熔化的可能性。熔盐温度过高时，会熔化预先设计的冷冻塞， 将燃料盐自动排入预先准备的、非能动冷却的、次临界安全的储罐内。熔盐堆中的易裂变材料浓度也可以连续调整，消除过多的剩余反应性，而且无需加入可燃毒物。此外，许多裂变产物在熔盐中都以离子形式存在，与氟元素相结合形成稳定的氟化物留在盐内，其它挥发性或不能溶解的裂变产物，如Xe等，可连续地排出并储存在反应堆回路外部，避免吸收中子而产生中毒效应，提高反应堆的中子经济性。

国际上主要的小型熔盐堆发展情况如表5所示。熔盐堆的概念始于美国橡树岭国家实验室（ORNL）。1965年，ORNL建成了以钍-铀燃料循环为研究目的的MSRE熔盐实验堆[16]，之后又提出了1000 MWe的MSBR熔盐增殖堆概念[17]。美国大力发展以高温气冷堆和熔盐堆技术相结合的先进交叉技术为基础的模块化氟化盐冷却高温堆（PB-FHR），以高温熔融氟化盐作为冷却剂，采用包覆颗粒燃料[18]。目前各国小型熔盐堆设计方案均处于设计阶段，距离工业应用尚有较远距离。

表5 小型熔盐堆发展情况概览

Table 5 List of small molten salt reactors

4 小型反應堆发展趋势

四代小型堆是未来核动力发展的重点，特别是高温气冷堆、液态金属快堆已经具备较好的各种特殊需求的应用条件和商业应用价值。

气冷堆，体积大、热流密度低，需要在线换料，存在乏燃料后处理、换热系统积碳等难题，适合陆上工业园区等需要高温过程热的领域。

相比于高温气冷堆，液态金属快堆具有明显优势：体积小，热流密度高，一体化，模块化，换料周期长，操作维护简单，有希望实现流水线批量生产，可灵活适用于陆、海、空等各种应用需求，因此具有更好的经济性和使用灵活性。

对于钠冷快堆，由于钠的活性太强的弱点，对于运行维护要求太高，在特殊领域：例如航天动力、太空探索等方面，由于钠的密度低，导热性能好的特点，具有较好的应用前景。

对于铅基冷却快堆，由于具有较好的稳定性，不与水和空气发生剧烈反应，因此具有较为广阔的应用前景，例如：海洋核动力平台、舰船核动力、陆地供电供热多功能模块化反应堆（包括固定式和可移动式）等。

综上，小型铅基快堆具有最好的经济性和更广的应用前景，是目前最有前途的核动力选项。铅基快堆已具备较高的技术成熟度，基本解决了铅铋或铅的腐蚀性问题，充分评估了210Po的毒性和防护措施，堆芯的设计方案得到了充分研讨，一回路热工水力研究基本成熟。

小型铅基快堆未来研发的方向包括：

（1）反应堆设计

主要体现在一体化和标准化设计，进而实现工业化流水线生产模式。此外，由于铅基堆具有诸多应用前景，因此，如何设计创新性能源输出接口方式，实现更加灵活、高效、方便的应用，也尤为重要。

（2）严重事故PSA分析及严重事故后经济评估

模块化小型堆具有灵活、多用途的特点，同时对反应堆提出了更高的安全性要求。在核辐射危害没有得到很好的解决前，核泄漏和扩散必须得到高度重视。铅基快堆虽然具有很好的固有安全性特征，但是对于超设计基准的事故必须进行深入研究。目前，对于铅基堆严重事故的研究还很有限，迫切需要基于不同的應用场景，分类研究严重事故的缓解方法和应对放射性物质扩散的技术，并进行综合经济性评估。

（3）制定安全监管法律法规

由于铅基模块化小型堆应用前景的多样性，从而在投入使用时，会面临各种不同的使用场景。目前，世界范围内还没有形成一套专用于小型堆的安全监管法律法规，为了提高效率和安全性，迫切需要制定一套适合小型堆应用的法律法规。

5 结论

本研究从内陆能源供给、海洋开发、“一带一路”国家战略及航空航天和军事用途等方面分析了小型反应堆的市场需求，论证了发展小型反应堆技术的必要性。然后对目前具有第三代特征的小型反应堆技术现状归纳总结后得出，三代小型轻水堆在技术成熟度、安全性和小型化方面具有优势，但对铀资源利用率不高，由此带来的铀资源短缺与乏燃料管理问题不容忽视。然后比较分析不同类型的第四代小型反应堆在安全性、经济性以及市场应用上的特点，确定小型铅基冷却快堆具有良好的经济性和广阔的应用前景，并从基础研究、配套法规等方面对小型铅基冷却快堆发展提出针对性的建议，为我国先进小型反应堆技术的发展提供了重要的参考。

【参考文献】

[1]IAEA. Status of small reactor designs without on-site refueling [R]. IAEA-TECDOC-1536， Vienna， IAEA， 2007.

[2]曹亚丽，王韶伟，熊文彬，等. 小型模块化反应堆特性及应用分析[J]. 核电子学与探测技术， 2014， 34（06）：801-806.CAO Yali， WANG Shaowei， XIONG Wenbin， et al. Characteristics and application analysis of small modular reactors [J].Nuclear Electronics & Detection Technology， 2014， 34 （6） ： 801-806（in Chinese）.

[3]马云甲.构建中国海洋核动力平台产业基地[J].中国军转民，2015，（09）：62-64.MA yunjia. Construction of Chinese ocean nuclear power platform [J].Transfer of military technology to civil use in China， 2015，（9）： 62-64.

[4]国家发展改革委，外交部，商务部.推动共建丝绸之路经济带和21世纪海上丝绸之路的愿景与行动[N].人民日报，2015-03-29（004）.

[5]廖宏图.空间核动力技术概览与发展脉络初探[J].火箭推进，2016，42（05）： 58-65.LIAO Hongtu. Review of space nuclear power technology development [J]. Rocket propulsion， 2016， 42（05）： 58-65.

[6]Kostin V I， Panov Y K， Polunichev V I， et al. Floating power-generating unit with a KLT-40S reactor system for desalinating sea water[J]. Atomic Energy， 2007， 102（1）： 31-35.

[7]宋丹戎，秦忠，程慧平，等.ACP100模块化小型堆研发进展[J]. 中国核电，2017，10（02）：172-177+187.SONG Danrong， QIN Zhong， CHENG Huiping， et al. Research and development of ACP100 small modular reactor [J].Chinese nuclear power， 2017， 10（02）： 172-177+187.

[8]吴宗鑫，经荥清.HTR-10的燃料管理[J].清华大学学报， 2001， Z1， 1-5.WU zongxin， JING xingqing. Fuel management of HTR-10. Journal of Tsinghua University， 2001， Z1， 1-5.

[9]Z. Zhang， Z. Wu， D. Wang， et al. Current status and technical description of Chinese 2 × 250 MWth HTR-PM demonstration plant [J].Nuclear Engineering and Design， 2009， 239（7）： 1212-1219.

[10]Smith C F，Halsy W G， Brown N W， et al. SSTAR： The US lead-cooled fast reactor（LFR）[J].Journal of Nuclear Materials，2008，367（3）：255-259.

[11]Wider H U， Carlsson J， Loewen E. Renewed interest in lead cooled fast reactors[J].The Nonproliferation Review，2002，9（1）：161-171.

[12]Zrodnikov A V， Toshinsky G I， Komlev O G， et al. SVBR-100 module-type fast reactor of the IV generation for regional power industry[J]. Journal of Nuclear Materials，2011，415（3）：237-244.

[13]Matveenko I P， Tsyboulya A M， Maturov G N， et al. Experimental studies of BREST-OD-300 reactor characteristics on BFS facilities[R]. IPPE Report XA0100847，2001.

[14]N. Ueda et al.， 2005. Sodium cooled small fast long-life reactor “4S”[J].Progress in Nuclear Energy， 2005， 47（1） 222-230.

[15]Brian Triplett， Eric Loewen， and Brett Dooies， PRISM： A competitive small modular sodium-cooled reactor[J].Nuclear technology， 2010， 178， 186-200.

[16]Haubenreich P N， Engel J R. Experience with the molten salt reactor experiment[J].Nuclear Applications and technology， 1970， 8（2）： 118-137.

[17]Paul R.Kasten， E.S.Bettis， Roy C.Robertson， Molten-salt reactor program， design studies of 1000 MWe molten-salt breeder reactors， ORNL-3996， Oak Ridge National Laboratory， 1966.

[18]Charles Forsberg， Lin-wen Hu， Per F.Peterson， Todd Allen， Advanced nuclear energy program， fluoride-salt-cooled high temperature reactors（FHRs） for power and process heat， MIT-ANP-143（Rev 0）， 2012.