第四代核能介绍

第四代核能介绍
面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。

作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。

然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。

2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，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。

一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：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；三：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；四：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；五：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；六：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。

以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。

相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。

而其中，铅基反应堆备受关注。

铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。

第一，中子经济性优良，发展可持续性好。

铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。

第二，热工特性优良，化学稳定性高，安全性好。

铅基材料具有高热导率、低熔点、高沸点等特性，使反应堆可在常压下运行，同时实现高的功率密度。

铅基材料的高密度也使得反应堆在严重事故下不易发生再临界；较高的热膨胀率和较低的运动粘度系数确保反应堆有足够的自然循环能力；铅基材料的化学性质不活泼，几乎不与水和空气反应，无剧烈化学反应，也几乎消除了氢气产生的可能；铅基材料还与易挥发放射性核素碘和铯形成化合物，可降低反应堆放射性源项。

第三，技术成熟，应用潜力广。

铅基反应堆已经具有近百堆年的运行经验，技术较为成熟；铅基反应堆不仅能够应用于临界核能系统，也是次临界核能系统的主选堆型；由于堆芯的高功率密度等特性，铅基反应堆可实现小型紧凑化，易于在海岛、海洋动力等不同环境中应用。

而铅基反应堆早在上世纪就已经开始研究了。

前苏联从20世纪50年代起，成功建造了 8艘铅铋反应堆驱动的核潜艇，并创造了 42节航速的世界纪录。

进入21世纪后，俄罗斯积极推进铅基反应堆的商业应用，正在开展铅铋反应堆ＳＶＢＲ－100（电功率100ＭＷ）和铅冷快中子反应堆ＢＲＥＳＴ－ＯＤ－300（电功率300ＭＷ）设计建造，计划分别于2019年和2021年建成发电。

美国在1999年正式启动ＡＴＷ计划，计划利用铅铋冷却的加速器驱动次临界系统（ＡＤＳ）进行核废料嬗变。

从2001年开始，美国在能源部第四代反应堆研究计划的支持下，开展了小型模块化错冷反库堆ＳＳＴＡＲ、铅铋冷却嬗变反应堆ＥＮＨＳ、铅铋自然循环小型模块化反应堆Ｇ4Ｍ等堆型概念。

2000年后，欧盟在第五、六、七科技框架计划的持续支持下，已经形成了完整的铅基反应堆发展路线和计划，参与该计划的研究机
构超过20家。

2013年，比利时签订了铅铋冷却的加速器驱动次临界堆ＭＹＲＲＨＡ的工程设计合同，同时欧盟成立财团ＦＡＬ－ＣＯＮ，启动在罗马尼亚设计建造欧洲铅冷示范堆｛ＡＬＦＲＥＤ｝的工作。

此外，日本，韩国都有自己的铅基反应堆计划并已经开展了大量的反应堆研发工作。

2011年，中国科学院正式启动了战略性科技先导专项“未来先进核裂变能——ＡＤＳ嬗变系统”，中国科学院核能安全技术研究所·ＤＳ团队在该项目的支持下，针对铅基反应堆ＣＬＥＡＲ（ＣｈｉｎａＬＥＡｄ－ｂａｓｅｄＲｅａｃｔｏｒ）全面开展研发工作，计划通过研究实验堆ＣＬＥＡＲ－Ｉ、工程演示堆ＣＬＥＡＲ－丨丨、商用原型堆ＣＬＥＡＲ－丨丨丨三期实现商业应用。

目前已在铅基反应堆设计、铅铋回路与氧控技术、关键设备研发、核燃料与材料、安全分析与实验验证等方面取得了显著的进展。

铅基反应堆作为具有重要发展前景的先进核能方向，其技术既可以应用于裂变核能系统，也可以应用于未来聚变核能系统，同时也可以应用于次临界混合核能系统。

通过对铅基反应堆的研究，可以形成一整套在时间上兼顾近、中、远期发展需求，在应用上覆盖聚变技术和裂变技术，在功能上包含能量生产、核废料嬗变、核燃料增殖的可持续发展技术路线。

另外，铅基反应堆在其他国民经济与国家能源战略方面也有诸多应用前景。

第一，可以用于大规模生产氚。

氚是未来聚变堆的启动燃料，而氚在自然界中含量极少。

铅基次临界堆在产氚方面具有显著优势：铅锂材料既可作为氚增殖剂，也可作为冷却剂，从而能够简化产氚反应堆的设计；此外，次临界堆具有固有安全性，能够在保证大规模产氚的前提下不对反应堆的安全性产生影响。

第二，可以实现钍资源的高效利用。

我国铀资源相对贫瘠，钍资源相对丰富，加大钍资源的利用对核能的可持续发展尤为重要。

铅基反应堆由于具有良好的中子经济性，有利于钍－铀转化，可以实现钍资源的高效利用。

第三，可以生产二次清洁能源氢。

氢作为一种清洁能源，具有热值高、无污染等特点，当前国际市场上氢的需求量以每年大于8％的速度增长，未来还将可能得到更大规模的应用。

铅冷快堆在较高的温度运行时，较适宜于热化学制氢，核能与氢能的结合将使能源生产和利用的全过程实现清洁化。

目前美国、俄罗斯等国都已经开展了大量铅冷快堆制氢技术研究。

第四，铅基反应堆可以实现海洋开发／小型电网供电等其他方面的应用。

海洋开发一般远离大陆，能源供绐较为不便，而铅基反应堆能量密度高且适合小型化，是海洋开发的理想能源供给平台。

一些电力需求较小的国家或地区，不适合建造大型反应堆，小型反应堆在这些国家或地区具有很好的前景。

铅基反应堆经过60余年的研发，技术基础较为成熟，具备在短时期内大规模应用的潜力。

在中国科学院战略性先导科技专项等项目的前期支持下，我国铅基反应堆的研究已经走上了一条发展的快车道，形成了裂变与聚变技术相互支撑、相互促进的发展模式，能够实现近、中、远期发展的良性过渡，通过不同铅基材料之间的技术共享，实现最优的科研投资回报，可为我国核能科学与技术事业进步、国家能源安全和核能可持续发展做出更大贡献。

接下来，介绍另一种未来几十年来可以发展并运用的核能系统——钍基熔盐堆核能系统（TMSR）。

在包钢的尾矿坝，7 万吨钍被当作“下脚料”一样，堆放在1.5 亿吨尾矿中。

可能很少有人知道，钍这种几乎被人“遗忘”的重金属元素也能做核燃料。

这是因为，钍本身并不会像铀 235那样发生裂变，只有用中子轰击它，才能将其转换成铀233 再使用，被称为钍—铀核燃料循环。

据介绍，目前全世界运行的核反应堆绝大多数是热堆，即由热中子引发裂变反应。

热堆消耗的主要核燃料是铀235。

自然界中铀235 的蕴藏量仅占铀蕴藏总量的0.71%，其余绝大部分是铀238，占99.2%。

中科院上海应用物理研究所研究员徐洪杰介绍说：“如果按照国际通用算法，未来30 年核电规模为现在的7 倍，那么铀235 矿将在40 年内用尽。

”和铀相比，钍的优势在于资源丰富。

钍大量存在于地壳表层，目前地壳中钍的探明储量约为铀的3
至4 倍。

在我国，钍铀储量之比约为6:1，已探明的钍工业储备量约为28 万吨，仅次于印度，居世界第二位。

据原包头市稀土研究院院长马鹏起测算，白云鄂博矿区的钍矿资源可支撑中国能源需求5000 年。

钍替代铀，还具有很多优势。

与铀在进入反应堆之前必须经过高浓缩不同，钍是直接可利用的核燃料。

1 吨钍裂变产生的能量抵得上200 吨铀，相当于350 万吨煤炭。

诺贝尔物理学奖获得者、欧洲核子研究中心前主任卡洛·鲁比亚形容，一块拳头大小的钍金属，能为伦敦供电 1 星期。

钍作为核燃料，还可以避免核武器扩散的风险，更加和平地利用核能。

传统铀反应堆产生的核废料中，有大量易于生产核武器的核燃料钚239，存在核扩散的风险。

而科学界公认，钍—铀燃料循环不适于生产武器级核燃料，只能用于产生核能。

钍的诸多优势是取代铀做核燃料的重要原因，也是中科院最终选择将“钍基熔盐堆核能系统（TMSR）”作为首批战略性先导专项之一的理由。

据介绍，“先导专项”定位于解决关系国家全局和长远发展的重大科技问题。

其中，“未来先进核裂变能”专项致力于解决我国乃至世界核能快速发展均面临的“核燃料的稳定供给”和“核废料的安全处置”等严峻挑战。

“熔盐堆被认为是钍资源利用的理想堆型。

”中科院金属研究所高级工程师董加胜介绍说，传统固态反应堆的缺点在于堆反应的复杂性。

堆芯熔毁事故严重时，会导致核燃料坍缩到临界质量而导致泄漏，如乌克兰的切尔诺贝利和日本的福岛泄漏事故。

如果核燃料是液态，所有问题都将迎刃而解，这也是熔盐堆出现的主要原因。

“熔盐堆使用熔融状态的氟化盐携带着核燃料——有点类似地壳里的岩浆，在‘炉子’中燃烧，不断输出巨大的能量。

”徐洪杰说，作为国际第四代反应堆核能系统研究的6 种候选堆型中唯一的液态燃料堆，它具有结构简单、可以在常压下运行、燃料“杂食性”强等优点。

“新炉子”可以做得非常小巧，封入一定的核燃料就能稳定运行数十年，而经过充分燃烧，理论上其产生的核废料将仅为现有技术的千分之一。

熔盐堆还具有诸多安全特性。

当熔盐堆内熔盐温度超过预定值时，设在底部的冷冻塞将自动熔化，携带核燃料的熔盐随即全部流入应急储存罐，使核反应终止。

此外，熔盐堆工作在常压下，操作简单安全。

熔盐堆还可建在地面10 米以下，有利于防御恐怖破坏和战争袭击。

由于冷却剂是氟化盐（同时携带燃料），冷却后就变成了固态盐，这使得核燃料既不容易泄露，也不会与地下水发生作用而造成生态灾害。

“核燃料长期稳定供应、核废物最小化处置、防止核武器扩散，是核能发展面临的‘三大挑战’。

”这也是我国第四代核能系统的预定目标。

相比目前的主流核电技术——第三代反应堆，四代堆包括了核燃料加工技术、反应堆技术和核废料处理技术，所以称为核能系统。

“未来先进核能”先导专项还包括加速器驱动次临界系统（ADS），它是国际公认的最有前景的处置核废料的嬗变技术之一，是未来彻底解决核废料对生物圈危害的重要技术。

中科院金属研究所研究员杨柯说，相对国际上现有两种处理核废料的方式，即一次通过和闭式循环，加速器驱动次临界系统（ADS）可在闭式循环的基础上进一步利用核嬗变反应，将长寿命、高放射性核素转化为中短寿命、低放射性的核素。

“熔盐堆材料大多需在高温、极强腐蚀和中子辐照等多重极端环境下工作，核岛内聚合物也需在辐照的条件下工作，这对材料本身提出了极其严格的要求。

”董加胜说，对燃料盐的包容是研究的难点之一，即使国外商用Hastelloy N 合金，也依然存在长期服役后辐照开裂等诸多问题。

围绕“未来先进核裂变能”先导专项，中科院开展了联合攻关。

包括上海应用物理研究所、兰州近代物理研究所在内的数家科研单位，分别承担了不同的研究课题，金属所承担的两项课题，一是熔盐堆结构金属材料，二是用于ADS 嬗变系统的新型耐高温、抗辐照、抗液态金属腐蚀材料。

金属所副所长张健介绍说，金属所已经研制出具有自主知识产权的GH3535 合金，其耐熔盐腐蚀、抗氧化，以及物理、力学等各项性能，均达到或超过了国外同类合金水平，在纯净度方面具有明显优势。

由于全球新一代核反应堆尚处于研发中，因此，我国通过自主研发、自行设计制造四代堆，能够掌握全部知识产权，保证我国未来的国家能源安全。

“目前，先进核能专项已完成ADS 系统研究装置和2 兆瓦固态燃料钍基熔盐堆的概念设计。

”中科院日前向记者通报了先导专项的研究进展。

但这仅仅只是一个开始，距离“更安全、更清洁、最终也更便宜”的钍反应堆为人类服务还有很长的路要走。

从过去的情况看，每一代反应堆从实验室攻关到进入中试阶段，再到核电站的商业运作阶段，会经历二三十年的漫长过程。

根据中科院制定的“核能中长期发展路线图”，在钍基核能系统方面，我国计划分3 步走：到2015 年，集中力量加强钍铀循环和熔盐反应堆技术的基础研究和技术攻关；在此后的2020 年和2030 年前后，力争完成10 兆瓦的钍基熔盐原型堆和100 兆瓦的示范堆；最终进入商业化用途阶段，预计在2040 年前后。

第四代核能技术的研发除先进的反应堆技术外，还需要相关的配套条件和设施，如设备制造、先进燃料组件制造、后处理以及开展先进反应堆关键技术研究所需的试验平台等。

大力建设第四代核能系统的任务还任重道远。

参考文献：
[1].吴宜灿，FDS团队.第四代核能系统铅基反应堆前景展望[J].科技导报.2015-07-28.
[2].张慧.竞逐第四代核能[J].能源.2014-06-05.
[3].蒋林立.积极发展我国第四代核能技术[J].中国核工业.2009-09-30.
[4].李谨.中国第四代核能技术实现重大突破[N].工人日报.2010-07-22.
[5].程平东.第四代核能与广义洁净核能系统[C].第一届反应堆物理和核材料学术研讨会
论文摘要集.2014-05-01.
[6].杨红义.第四代核能系统国际论坛(GIF)钠冷快堆研发进展[J].中国原子能科学研究院
年报.2010-07-31.
[7].贾小波.第四代核能保障体系介绍[J].中国核电.2010-09-15.
[8].杜铭.第四代核能系统：“钍”里“淘金”[N].经济日报.2014-08-06.
[9].谢文川.我国铅基快中子反应堆研发获重大突破[N].中国电力报.2016-10-01.
[10].朱升云，袁大庆.先进核能系统结构材料辐照性能研究[J].原子核物理评
论.2017-09-20.
[11].木子林.中国第四代核能技术获得突破[J].山西能源与节能.2010-08-15.
[12].佚名.我国第四代核能技术60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案发布[J].水泵技
术.2017-02-28.
[13].曹伟宁.俄罗斯将第四代核能系统研发框架协议延长10年[J].国外核新闻.2015-07-25.
[14].李韡.第四代核能系统技术开发及国际合作[J].国外核新闻.2003-06-30.
[15].徐銤.第四代核能系统和快堆[N].中国核学会2007年学术年会论文摘要集.2007-09-01.
[16].任红霞，杨红义等.第四代核能系统钠冷快堆国际合作研发进展[J].中国原子能科学研究院年报.2015-07-31.
[17].佚名.世界首座第四代核电站重新开工建设[J].华东电力.2013-01-24.。