作者：别叫姜总叫姜工——老气横秋技术男

1.2.6气冷堆（含气冷快堆）

气冷堆的发展大致可分为四个阶段：早期气冷堆(Magnox)、改进型气冷堆 (AGR)、高温气冷堆(HTGR) 和超高温气冷堆（VTHR）。

早期气冷堆（Magnox）的代表是英国在1956年建成的电功率为5万千瓦的卡特霍尔（Calder Hall）气冷堆电站。这种气冷堆采用石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，天然铀为燃料，镁诺克斯（Magnox）合金为燃料棒的包壳材料，故这种堆又称为镁诺克斯气冷堆。初期这种堆型被用来生产钚，50年代中期以后开始成为发电用的商用动力堆。到70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国相继建造和运行了36座镁诺克斯型堆，总装机容量达到820万千瓦。这种堆型运行情况良好，可利用率高，对核能早期进入商用化市场起了很大作用。

为提高反应堆的热工性能，英国发展了改进型气冷堆（AGR），反应堆仍采用石墨作慢化剂，CO2气体作冷却剂，但用不锈钢代替镁诺克斯合金作为燃料的包壳材料，改进后CO2的出口温度从400℃左右提高到670℃。1963年在英国温茨凯尔（Windscale）建造了电功率为3.2 万千瓦的原型堆，从1976年至1988年，运行的改进型气冷堆共有14座，总电功率为889万千瓦。

高温气冷堆（HTGR）则采用化学惰性和热工性能好的氦气为冷却剂，以全陶瓷型包覆颗粒为燃料元件，用耐高温的石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，使堆芯出口氦气温度达到750℃甚至更高，不仅可用来发电，而且在高温工艺热方面也有广泛的应用前景。模块式高温气冷堆（MHTGR）则是一种特殊的高温气冷堆，其主要特征是具有固有安全特性，在任何事故情况下都能够安全停堆。

而第四代核能系统国际论坛（GIF）主推的超高温气冷堆（VTHR）则是高温气冷堆（HTGR）的进一步发展，其反应堆出口温度比HTGR更高，达到1000℃或以上，对所用燃料和材料提出了更高要求，实现制氢的工艺设计也需要研发创新。

我国目前重点发展的是模块式高温气冷堆（MHTGR）。

模块式高温气冷堆按燃料元件的形状可分为两种：球床型高温气冷堆、棱柱型高温气冷堆。棱柱型高温气冷堆采用棱柱形燃料元件，如美国圣符伦堡核电厂、日本HTTR试验堆。棱柱燃料因为有固定形状，避免了球床燃料的内部状态(如高温热点)难以探测、难以预测、难以控制的问题，但棱柱燃料也有在高温下可能变形肿胀从而堵塞流道的问题。德国、南非和我国的高温气冷堆则为球床型，具有不停堆换料的独特优点。而技术路线的选择往往是综合考虑下的反复权衡，两种技术路线各有利弊。

球床型高温气冷堆早期发展最好的是德国，1960年，在西德由鲁道夫·舒尔滕（RudolfSchulten）主持，球床型高温气冷堆开始实际的工程设计与建设。鲁道夫·舒尔滕的反应堆叫做联合实验反应堆（AVR），1967年建成并网发电，电功率为1.5万千瓦。30万千瓦的THTR型反应堆是由AVR型改进的，在1985年到1988年运行，且核燃料生产在当时已经形成了工业规模。

1986年切尔诺贝利事件后，西德对核电开始有疑虑，AVR也受到严格的监督。1988年发生了一个小事故（燃料球卡在出口），在处理的过程中释放了很少量的放射性尘埃（燃料球的外壳不够强，以致破裂），但是当时的民情已经不容许任何放射性灾害，于是AVR被关闭，德国政府花了26年来清理现场并检讨整个经验，到2014年才发布报告。

鲁道夫·舒尔滕原本已经准备开建下一代的球床型高温气冷堆，叫做HTR-MODUL，其改进的重点是针对AVR的几次事故（70年代的事故被遮掩到2000年代才发现）重新设计反应室出口和燃料球；新燃料球在1988年正要开始试产，结果全部生产线被迫作废。我国有极佳的先见之明，在1970年代末就已经从清华派了学者和学生去参加鲁道夫·舒尔滕的团队，团队被解散之后，我国以极低的价格买下了知识产权的执照和图纸（南非也买了技术和图纸，但是没有什么大进展，2010年正式放弃），并且把燃料球生产线带回清华。

1995年中国版的HTR-MODUL（改称HTR-10）在清华校园开建，2000年建成并网，电功率为1万千瓦。

球床型高温气冷堆的结构极其简单，基本上就是一个大漏斗里装了几十万个燃料球（见图1-13），既没有中子减速剂，也没有中子吸收棒，完全不须在压力容器使用机械装置。这是因为所有的功能都集中到燃料球本身，停机靠的是物理性质而不是工程手段。冷却环路用的是氦，因为氦的腐蚀性和放射吸收性都是零。既然氦不会吸收放射性，理论上就可以用主回路直接驱动汽轮机，从而获得更高的热效率。但是在750℃下用氦气推动的汽轮机此前没有现成的应用，必须从头开发，因此清华团队选择了采用二回路来推动汽轮机的方案，这也避免了燃料球破裂后，放射性尘埃污染汽轮机的危险。如此一来，球床型高温气冷堆的真正技术难关就完全集中到燃料球本身。

图1-13：HTR-10高温气冷堆示意图

不同的球床型高温气冷堆堆视设计功率需求决定放多少个燃料球；一般是几十万个。每个燃料球直径为60mm，最外层是5mm厚的强化石墨；中心的馅儿直径50mm，由八千个燃料粒和石墨混合而成（见图1-14）。石墨是很好的中子减速剂和热导体，并且可以耐热到2800℃；而高温气冷堆受核物理的天然限制，压力容器温度不可能超过1600℃，一般工作温度在950℃左右。燃料粒直径为0.92mm，由四个保护层包裹直径0.5mm的二氧化铀燃料而成。石墨和氦都不会吸收放射性，所以燃料球用完后，本身就是辐射防护体，可以直接装箱掩埋，无需另外的机械或化学处理；不过废料总体积会增加。

图1-14a：高温气冷堆球形燃料元件

高温气冷堆最重要的特点是实现了核电站的固有安全，即绝不熔堆。这一特性来自一个很特别的核物理现象：裂变产生的快中子和石墨原子核碰撞之后，损失动能，成为慢中子；而其它铀235原子核吸收慢中子而引发新的裂变的机率随温度增高而减小（温度越高中子速度越快），在1000℃以上减小得很快，温度升高到1600℃以上，链式反应就基本停止了。所以高温气冷堆停机时只须要把主氦风机关掉，让压力容器温度升高到1600℃以上即可。这时铀即便发生熔化，因为它被包在燃料粒里，也不会泄露。既然关掉主氦风机是停堆的正常操作，那么在天灾或故障时主氦风机失去电力供应停转也就没什么大不了的。

石岛湾高温气冷堆是我国第一座球床型高温气冷堆示范电站，也是“世界首台具备第四代核能系统安全特性的商用核电机组”。之所以说“具备第四代核能系统安全特性”，是因为GIF定义的超高温冷堆(VHTR)出口温度要达到1000℃及以上，如果严格按照这个标准，石岛湾的球床型高温气冷堆(出口温度为750℃)是算不上四代反应堆的，但除了出口温度的问题，其安全性确实达到了VHTR的标准。话说回来，目前石岛湾球床型高温气冷堆出口温度已经达到750℃，未来发展成1000℃的超高温气冷堆技术的难度并不是很大。

石岛湾高温气冷堆采用双机并联，总电功率为20万千瓦，于2012年12月正式开工建设。

图1-15：石岛湾高温气冷堆

我国功率更大的60万千瓦球床型高温气冷堆使用6个反应堆模块连接1台蒸汽机轮机的设计方案（见图1-16），每个反应堆模块热功率为25万千瓦，机组的热功率将达到150万千瓦，电功可达65.5万千瓦，发电效率43.7%。43.7%的发电效率是什么概念呢?三代压水堆机组之一的AP1000发电效率32.7%（也有资料称是36.8%）；中国实验快堆发电效率38.2%，虽然60万千瓦球床型高温气冷堆热功率和电功率数据并非首屈一指，但考虑到提高效率的难度非常大，43.7%的效率已经很高了。

图1-16：6机并联的60万千瓦高温气冷堆模型图

高温气冷堆还有进一步提高发电效率的潜力。根据二回路能量转换装置的匹配方式不同，高温气冷堆可以分为三种回路系统：蒸汽循环系统、气体间接循环系统和氦气直接循环系统。目前我国的60万千瓦高温气冷堆方案采用的是其中热效率最低的蒸汽循环系统，后两种循环系统还能进一步提升机组热效率。 尤其是氦气直接循环系统将堆芯出口的高温一次氦气直接送入氦气透平发电机组，这是最理想的一种循环方式，能充分发挥高温堆的高温潜力，提高发电效率。不过，要实现还有很多技术难题未解决（南非采用该方案，最终因材料问题未能成功）。

除了在发电效率上性能卓越，高温气冷堆还具有非常好的固有安全性，共有四道放射性实体屏障：包覆燃料颗粒、石墨燃料元件、一回路压力边界和反应堆建筑物包容体。其核岛厂房不同于压水堆的安全壳，没有密封和承压要求。高温气冷堆的燃料元件采包覆燃料颗粒构成的全陶瓷型球形燃料元件，在1620℃以下基本可以包容所有裂变产物，完全包容气体裂变产物，同时还有比较完善的衰变热非能动载出统。由于不会产生燃料大范围损坏、堆芯熔化的严重事故情况，所以高温气冷堆理论上可以不专门设置三代轻水堆都有的严重事故管理规程，甚至可以取消厂外应急措施。

除了上述优点，由于高温气冷堆的蒸汽参数与燃煤电厂一致，高温气冷堆核电站的常规岛可以很好地利用我国现有成熟的火电技术和建造能力，具有较好的经济性，并对改变中国以发电主的现状有积极作用。此外，高温气冷堆还能为核能制氢、冶金、化工等领域提供高温工艺热。

高温气冷堆的缺点是功率密度低，以我国石岛湾高温气冷堆为例，在反应压力容器比压水堆的大很多的情况下，单机功率只能做到10万千瓦，而最新的EPR压水堆单堆功率已经达到165万千瓦了。

气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）是第四代核能系统国际论坛(GIF)定义的三种快中子反应堆之一，采用氦气冷却、闭式燃料循环，和液态金属冷却快堆一样可实现铀238的高效转化和锕系核素的处理。除堆芯结构外，气冷快堆与高温/超高温气冷堆(HTGR/VHTR）的回路原理（见图1-17）和用途基本相同，冷却剂出口温度将达到850℃，同样可以用来发电、热能制氢或其它需要大量热量的工业过程。

图1-17：气冷快堆回路原理图

气冷快堆是第四代核能系统中唯一没有运行经验的堆型，到现在为止还没有一座气冷快堆建成。

2017年4月，欧盟委员会在其网站发布消息称，欧盟第七框架研发计划（FP7）核裂变专项下的ALLIANCE项目已完成气冷快堆示范项目ALLEGRO建设的可行性报告，评估了基于第四代核能系统要求的反应堆设计，并分析其环境影响、选址条件和许可证等问题。项目目标为支持ALLEGRO最终在中欧（捷克、匈牙利、波兰及斯洛伐克中的一国）实现建设与运营。

ALLIANCE项目制定了ALLEGRO研发路线图，包括目前各领域的关键研发主题，以及进入运营阶段后的研发重点。此外，项目组还发布了ALLEGRO示范堆作为欧盟研发基础设施的法律框架报告，并撰写了安全分析报告、国家及区域层面的支持措施建议等。欧盟计划在未来十年内在中欧四国某地部署商用气冷快堆，以促进其能源与应对气候变化目标的实现。

气冷快堆也是我国唯一没有进行研发的第四代核能系统。

1.2.7液态金属冷却堆-钠冷快堆（含行波堆）

从自然界矿石中直接提取的天然铀中，铀238占99.27%，铀235占0.714%，剩余的是微量的铀234。前面介绍的目前已商运的核电站基本上都是热中子（慢中子）反应堆，以铀235为裂变燃料，在热中子堆中仅有极小一部分的铀238能在裂变反应中被利用，目前天然铀资源的利用率在热堆中的利用率仅为1%~2%，大部分的铀资源（主要是铀238）都被浪费掉了。要从根本上消除目前热中子堆对铀资源的浪费，使包括铀238在内的铀资源在核反应堆中得到充分利用，只能发展以铀—钚燃料循环为基础的快中子反应堆。

快中子反应堆不用铀235，而用钚239和铀238混合燃料。在快堆中，堆心燃料区为易裂变的钚239，燃料区钚239的外围再生区里放置铀238。钚239产生裂变反应时放出来的中子较多，平均每个原子核裂变所放出的中子，除了维持自身链式裂变反应外，还有很多多余的中子被装在外围再生区的铀238吸收，铀238吸收快中子后变成铀239，铀239很不稳定，经过两次β衰变后变成钚239。这样，钚239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀238变成可用燃料钚239，也就是说，在反应堆中一边“烧”掉钚239，又一边使铀238转变成新的钚239。这是快堆与热堆的主要区别，也是快堆的主要优点。

和铀235相反，铀238吸收快中子而不是慢中子，所以在快堆中，为避免中子减速，不能使用对中子产生强烈的慢化作用的水来传递堆芯中的热量，必须使用热传输能力强、慢化作用小的冷却剂。目前快堆常用的冷却剂有钠、铅（或铅铋合金）、氦气，使用钠和铅（或铅铋合金）进行冷却的快堆称为液态金属冷却快中子反应堆。

液态金属冷却的快中子反应堆虽然不像热中子反应堆一样被公众熟知，但是它却有相当长的发展历史。事实上，位于美国爱达荷州的全世界第一座可发电的反应堆EBR-I即使用液态钠钾合金作冷却剂。

由于在钠冷快中子反应堆（Sodium-cooled Fast Reactor，SFR）中，新产生的钚239比“烧”掉的多，核燃料可以增殖（越烧越多），所以目前世界上现有的、正在建造的和计划建造的液态金属冷却堆中，多是钠冷快堆。钠冷快堆也因此又被称为增殖堆或快中子增殖反应堆。

除美国外，日本（常阳堆和文殊堆）、法国（狂想曲号、凤凰号和超级凤凰号）和俄罗斯等国家也都曾建造过钠冷快堆。俄罗斯是目前钠冷快堆技术最先进的国家。其于1973就建成了原型快堆BN-350（位于哈萨克斯坦阿克图(Aktau)，1999年关闭）。其后又分别于1980年和2016年建成了别洛雅尔斯基（Beloyarsk）核电厂3号机组（BN-600型快堆）和4号机组（78.9 万千瓦，BN-800型）两个钠冷快堆机组，这也是目前世界上仅有的2台在运行的钠冷快堆。

中国是世界上第8个拥有钠冷快堆技术的国家。中国实验快堆（钠冷）于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设，2011年7月，中核集团自主设计、建造的中国实验快堆成功并网发电，2012年5月被国家科技部验收。中国实验快堆电功率2万千瓦，采用钠-钠-水三回路设计。除了钠冷却的一、二回路替代了压水堆的一回路外，快堆在工作原理上和压水堆基本一致，钠冷快堆工作原理见图1-18。

图1-18：钠冷快堆工作原理图图1-19：中国试验快堆

由于钠冷快堆能实现钚239的增殖，通过后处理，将钠冷快堆增殖的核燃料不断提取出来，则钠冷快堆电站每过一段时间所得到的钚239还可以再装备一座规模相同的快堆电站，这段时间称为倍增时间。经过一段倍增时间，一座钠冷快堆会变成两座快堆，再经过一段倍增时间，这两座钠冷快堆就变成四座。按照目前的情况，钠冷快堆的倍增时间是三十多年。也就是说，只要有足够的铀238，每过三十多年，钠冷快堆电站就可以翻一番。热中子堆核电站是消耗核燃料生产电能的工厂，钠冷快堆核电站则是可以同时生产核燃料和电能的工厂。利用快堆可以将天然铀资源的利用率由热中子堆的1%~2%提高到60%~ 70%，实现放射性废物最小化，能一举解决铀矿资源枯竭、核材料利用率低和核废料难以处理等问题。

2014年10月，福建霞浦示范快堆工程项目总体规划方案获得国家批准。2017年12月29日，该工程正式开工建设，计划2023年完工。霞浦示范快堆工程采用单机容量60万千瓦的钠冷快中子反应堆（CFR600）。

行波堆则是一种特殊形式的钠冷快堆。和现有钠冷快堆不同的是，行波堆对堆芯燃料进行了特殊的分布排序。其燃烧原理是：核燃料从一端启动点燃（启动点燃端需要浓缩铀或钚），然后缓慢向另一端边增殖边裂变燃烧。启动点燃端最先开始裂变燃烧，同时产生的多余中子将临近区域不能裂变的铀238转化成钚239，当临近区域的钚239达到一定浓度之后，开始和该区域的铀235一起裂变燃烧，同时释放中子促使下一个区域的铀238转化成钚239，而此时启动点燃端或上一个裂变区域已基本燃烧至失去活性。如此，核燃料中的钚239先增殖后燃烧，整个过程如同用火柴点燃一根蜡烛一样，直至核燃料烧尽（见图1-19）。由于燃烧过程伴随着增殖和焚烧的功率峰值移动形成“波动”的物理图像，行波堆因此得名。因为行波堆核燃料一次通过并且深度焚烧（和钠冷快堆一样，铀资源利用率最高可达60％—70％），整个闭式燃料循环在同一个堆内实现，理论上一次装料后，可以自持运行数十年，中间无须换料，且最终卸出的燃料比同等规模压水堆减少80%至90%，基本无需后处理。除最初的启动点燃端需要浓缩铀，其它所有燃烧都可使用天然铀或简单处理的热中子堆乏燃料。因此也不需要大规模的铀浓缩和分离能力。

图1-20：行波概念图（右侧表示核燃料燃烧过程，黄色表示燃烧区，绿色为待燃烧区）

行波堆概念最早于1958年提出，微软公司创始人比尔·盖茨在2006年了解到行波堆技术后，资助美国泰拉能源公司开展行波堆相关的研究，并亲自到中国、日本为行波堆的科研寻找合作伙伴。比尔·盖茨在中国期间与国家能源局、中核集团、 中广核集团、国家核电技术公司、中国战略与管理研究会等单位进行了接触，最终泰拉能源选择了和中核集团合作。2017年3月，比尔·盖茨在北京会见了中核集团时任董事长王寿君，泰拉能源与中核集团签署了合作文件。

图1-21：泰拉能源行波堆结构图

2017年09月29日，中核集团分别成立中核行波堆投资(天津)有限公司和中核河北核电有限公司两家公司。中核行波堆投资(天津)有限公司负责行波堆自有资金项目的投资管理。中核河北核电有限公司负责行波堆核电机组的建设、运营和管理。

迄今为止，全球还没有建造真正的TWR。泰拉能源公司借鉴美国快堆，特别是金属燃料快堆的经验，提出了工程上可以实施的行波堆技术方案和路径，于2015年底完成了TWR600原型堆的堆芯概念设计，于2017年底完成了TWR300示范堆的堆芯概念设计。

据《科技日报》2018年3月报道，按照中核集团和泰拉能源的行波堆技术开发路线，2020年代中期将完成行波堆30万千瓦示范堆的设计与建设，开发金属燃料本地化生产线，实施商业化市场推广；2030年左右，完成60万千瓦行波堆开发与建设，实施商业化市场推广；2030年代中期，完成120万千瓦行波堆开发与建设，实施商业化市场推广。

但中美行波堆的合作在其后受到了贸易风波的影响。2020年8月21日，中核集团下属上市公司中国核电发布公告称，由于美国泰拉能源根据美国政府的要求单方终止了行波堆技术合作，中国核电决定解散并注销相关公司。中国核电认为，中美合作开发该技术并推进项目落地的合作基础已经丧失，中核行波堆投资(天津)有限公司及中核河北核电有限公司设立目的已无法实现。

1.2.8液态金属冷却堆-铅冷快堆

铅冷快堆（Lead-cooled fast reactor，LFR）则是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆。由于各国液态金属冷却堆的发展早期主要以具有军事用途的钠冷快堆为主，因此直到20世纪90年代国际上关于铅冷快堆的研究工作才开始日渐增多。目前俄罗斯、美国、欧盟等国家的铅冷快堆技术较为成熟。GIF铅冷快堆系统指导委员会选择美国小型自然循环铅冷快堆SSTAR、欧洲铅冷系统ELSY、俄罗斯中型铅冷快堆BREST-OD-300作为铅冷快堆的主要参考堆型。

铅冷快堆和钠冷快堆原理基本相同，在回路设置方面略有差异，见图1-22。

图1-22：铅冷快堆原理图

铅冷快堆和钠冷快堆相比有很多优势：

首先，铅基材料和钠相比，化学活性低，遇水和空气不发生剧烈反应，不会像钠冷快堆那样发生钠火事故；

其次，铅基材料的沸点比钠高，也避免了像钠冷快堆那样引入正的空泡反应；

最后，铅基材料的热膨胀性比钠好，一回路自然循环能力强，具有更好的非能动安全特性。

但是铅冷快堆也存在以下缺点：

第一，腐蚀问题。Fe、Cr和Ni等钢材料会溶解于铅基材料中，使得反应堆的结构材料和机械泵叶片遭受严重的腐蚀。腐蚀作用还会产生氧化物杂质，这些杂质可能会堵塞冷却剂通道，引发堵流事故。腐蚀问题苏联和美国在20世纪50年代开始研究用于潜艇驱动的铅铋反应堆时就发现了，美国人没能解决这个问题，于是在20世纪60年代停止了铅铋快堆的研究计划；而苏联通过大量的工程实践，通过控制冷却剂中的氧浓度能使钢材表面形成一层致密的氧化膜，有效缓解了铅基冷却剂的腐蚀问题。

第二，钋-210问题。铅基材料经过中子辐照，会产生钋-210。钋-210是一种剧毒物质，具有挥发性和放射性，半衰期138天，极大地增加了铅基反应堆的运行和维修难度。

第三，在较低的温度下，液态铅基材料会发生凝固作用，铅的凝固和熔化过程产生的收缩和膨胀作用将会对堆内部件和燃料棒包壳造成一定的损坏。当然钠冷快堆也面临这样的问题，但钠熔点低这个问题相对较容易解决。目前常通过设置辅助加热系统等方式来保证液态金属反应堆在换料和停堆时冷却剂处于液态，通过采用长寿命堆芯的方式来减少甚至取消换料和停堆操作。

第四，铅冷快堆不能进行核燃料增殖。铅的密度约为钠的12.37倍，但表征载热能力的密度与比热容之乘积却仅为钠的1.45倍，而且由于保护结构材料的需要，铅的工作流速不能大于2.5ｍ/s，所以其载热能力受到很大限制。为了保留较好的堆芯体积比功率和把燃料组件表面温度控制在合理范围内，在铅冷快堆中不得不增加堆芯内铅的流通截面，将元件棒间距与棒径之比P/D由钠冷快堆中常见的1.2增至1.8，铅冷快堆的P/D值增为1.8后，相关计算表明，其中子物理性能明显下降，失去了核燃料高速增殖的优点（堆芯增殖比略大于1），基本上仅可维持核燃料自持循环。不过这一点也不能算是缺点，从防止核扩散的角度看，这反而有利于铅冷快堆的大范围推广。

纯铅冷快堆和铅铋快堆相比，首先纯铅的沸点较铅铋合金高，这意味着纯铅冷快堆能够在更高的温度条件下运行，具有更高的发电效率；高熔点还容易在设备发生小泄漏时形成自封，阻止铅的继续泄漏；纯铅与铅铋合金相比，钋-210的产生率更低，腐蚀效应更小，价格也更便宜。纯铅在中子辐照下产生的放射性剧毒物质钋-210比铅铋合金产生的小2-3个量级，大大降低了反应堆运行和维护的难度。纯铅的腐蚀性比铅合金低，Fe、Cr、Ni在铅中的溶解率小于铋；铋的价格远比铅高，铅冷快堆的建造成本明显低于铅铋快堆的成本。因此从长远来看铅冷快堆最终的发展目标肯定是纯铅冷快堆。不过因为反应堆运行温度必须要高于冷却剂熔点，而铅铋合金的熔点比纯铅低（200℃左右），所以相比于纯铅堆，铅铋堆可以在较低的温度下运行。虽然更高的运行温度一定程度上意味着更高的发电效率，但对堆内设备和高温结构材料可靠性的要求也更高了，这就决定了铅铋快堆在目前比铅冷快堆具有更强的工程可行性。

因为铅冷快堆和钠冷快堆相比互有优劣，因此我国在大力布局钠冷快堆的同时并没有放弃铅冷快堆的发展。

2009年，中国科学院开始研究基于铅/铅铋冷却的加速器驱动的次临界系统。2011年，中科院启动战略性先导技术专项“未来先进核裂变能-ADS嬗变系统”研究项目进行研究， ADS是Accelerator Driven subritical System（加速器驱动次临界系统）的缩写，并将中国铅基反应堆(CLEAR)列为候选堆型，开始部署我国在铅基快堆方面研究工作。中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队在该项目的支持下，针对CLEAR全面开展研发工作，计划通过研究实验堆CLEAR-I (热功率1万千瓦)、工程演示堆CLEAR-II (热功率10万千瓦)、商用原型堆CLEAR-III (热功率100万千瓦)三期实现商业应用。2016年3月，中国科学院核能安全技术研究所•FDS团队铅冷快堆冷却剂技术取得突破，建成中国首座纯铅冷却剂实验回路。该回路基于FDS团队在高温液态重金属领域十余年的研发经验，克服了结构材料选型、高温不透明流体测量、氧浓度测控等系列技术难题，运行温度可超600℃，具备开展铅冷快堆结构材料腐蚀、冷却剂热工安全特性及反应堆关键设备验证的能力，可为铅冷快堆设计与研发提供工程经验。除此之外，中科院合肥物质科学研究院和中科院工程热物理研究所分别搭建了KYLIN铅铋冷却实验回路和高温高压液态铅铋合金-氦气流动换热综合实验平台LELA，并进行了相关的实验研究。

与此同时，国内相关涉核高校、研究单位和企业也开始推进铅冷实验平台的搭建和实验开展。华北电力大学作为国内涉核高校，对铅冷快堆也进行了相关研究。在与企业的合作中，华北电力大学总结ELSY和BREST-OD-300等概念堆型的设计经验，提出了热功率为70万千瓦的铅冷快堆概念堆型。而中核集团原子能院研发的我国首座铅铋合金冷却反应堆零功率装置——启明星Ⅲ号则在2019年10月实现了首次临界，并正式启动我国铅铋堆芯核特性物理实验，这被视为我国在铅铋堆堆芯关键技术上取得的里程碑式重大进展。

1.2.9熔盐堆

熔盐堆（Molten Salt Reactor，MSR）是利用流动的熔盐为载体，将核燃料熔于载体熔盐，进而形成堆芯循环流动的液态燃料反应堆。熔盐堆可使用不同的燃料，包括铀235和钚239和铀233，而钍基熔盐堆（Thorium Molten Salt Reactor，TMSR）则是熔盐堆的主要堆型，被认为是未来最安全的反应堆技术之一。目前在研的熔盐堆基本都是钍基熔盐堆，采用熔盐—熔盐—氦气三回路循环，和钠冷快堆的回路设置有点类似，其回路原理见图1-23。

图1-23：熔盐堆回路原理图

压水堆源于美国海军的核动力潜艇，熔盐堆的雏形则源于美国空军的核动力飞机。1946年5 月28日，美国空军启动核能飞行器推进(Nuclear Energy for the Propulsion of Air-craft，NEPA)工程，1951 年5月代之以ANP(Air-craft Nuclear Propulsion)计划，核动力轰炸机中计划采用4个核动力涡轮发动机，由熔盐堆反应产生的热能取代喷气发动机内的燃料燃烧提供动力，可连续飞行数周时间。

美国橡树岭国家实验室(ORNL)承担了ANP计划中核能引擎反应堆的研发任务，于1954年建成第一个熔盐堆实验装置ARE(Aircraft ReactorExperimen)，热功率为0.25万千瓦，燃料为NaF-ZrF4-UF4混合物。ARE成功运行了1000个小时，运行最高温度达到882℃，展示了很好的稳定性以及易控制性。

战略弹道导弹的迅速发展使核动力轰炸机研发失去了军事应用价值，熔盐堆于上世纪60年代研发转向民用。橡树岭国家实验室在ARE 的基础上进行了革命性的改进，于1965年建成了热功率0.8万千瓦的液态燃料熔盐实验堆（Molten-Salt Reactor Experiment，MSRE）, MSRE成功运行了将近5年，通过大量实验研究证实了7LiF-BeF2-ThF4-UF4可以成功用于熔盐增殖堆，具有非常好的辐射稳定性；石墨作为慢化剂与熔盐相容；哈氏合金Hastelloy N（一种以镍、钼、铬等元素组成的镍基高温合金）可成功应用于反应堆容器、回路管道、熔盐泵、换热器等部位，腐蚀被控制在较低水平。

MSRE的成功运行充分证明了液态熔盐堆运行的稳定性和安全性，是迄今为止唯一一个液态燃料反应堆，也是唯一一个成功利用铀233运行的反应堆。研究表明熔盐堆具有非常独特而优异的民用动力堆性能，可以用铀基核燃料，更适合于钍基核燃料，利用液态熔盐堆技术理论上可以实现完全的钍铀燃料闭式循环。1970年代，橡树岭国家实验室完成了热功率225万千瓦增殖熔盐堆(Molten Salt Breeder Reactor， MSBR)的设计。但由于上世纪70年代正是冷战的高潮，发展核武器的重要性远远大于发展民用核能，在核能研究规模整体收缩的背景下，美国政府选择了适合生产武器用钚、具有军民两用前景的钠冷快堆，放弃了更适合钍铀燃料循环、侧重于民用的熔盐堆。1973 年之后，虽然橡树岭实验室进行了一些后续研究，但由于失去资金支持，熔盐堆被打入冷宫近三十年。

美国MSRE的巨大成功和适用于钍基核燃料的特点引起我国科学界和政府的高度重视。我国研发的第一个核电堆型就是钍堆，20世纪60年代末，上海原子核研究所（现上海应用物理研究所）即开展了铀233 提纯工艺研究。20世纪70年代起，在张家骅（我国原子核物理学家）的领导下，上海原子核研究所进行了长达二十年的“钍铀核燃料循环研究”。中国第一个自主研发的核电站秦山一期当时甚至有采用熔盐堆的打算，上海“728 工程”于1971年建成了零功率冷态熔盐堆并达到临界。但后来的结果是“728 工程”采用了在核潜艇中已经有一定经验的压水反应堆。自此，世界范围内熔盐堆研发的国家行为几乎停止。

直到2002年第四代核能系统技术路线图推出，熔盐堆这个几乎被遗忘的技术才再次成为热门研究课题。这次“咸鱼翻身”并不让人意外，因为熔盐堆的优势几乎是显而易见的。熔盐堆的优势主要有以下几个方面：

（1）熔盐冷却剂具有热容量大（氟化物熔盐体积热容量比加压轻水高25%，几乎是液态钠的5倍）、传热性能好、运行温度高和系统压力低等诸多优点，使得反应堆能够在高温（700℃）常压下运行，不需要轻水堆的厚壁压力容器，既能获得更高的能量转换效率，又保证有更高的安全性。热容量大和无需压力容器的特点也使得熔盐堆适合建成紧凑、轻量化和低成本的小型模块化反应堆。

（2）熔盐燃料反应堆有固有安全特性。由于燃料本身就是熔化的，无需专门制作固体燃料组件，节省了加工费用，也不存在堆芯熔化风险，避免了其他堆型可能产生的最坏事故；熔盐冷却剂中没有水，产生蒸汽或氢气爆炸的概率为零，即便发生破口事故，熔盐在环境温度下也会迅速凝固，防止事故进一步扩展；熔盐常温时为固态，避免了因泄漏而导致大量的核污染，对生物圈和地下水位线的防护没有那么严苛，因此熔盐堆也适合地下建造，将反应堆建造在地表以下，上面覆盖有护肩，既避免了恐怖袭击、飞机坠落、龙卷风等威胁，又防止事故发生对生物圈的影响；熔盐堆底部设计有冷冻塞，当熔盐堆内温度超过预定值时，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，使核反应瞬间终止。

（3）液体燃料熔盐堆无需其他反应堆所用的燃料元件，这不仅降低了研制费用，也避免了最为担心的燃料元件破损或熔融引起安全的风险。且可实现在线加料以及在线后处理，避免了大量的燃料储备。

（4）功能多样性及灵活性。熔盐堆输出的700℃以上高温除用来发电外，在工业热应用、高温制氢以及氢吸收二氧化碳制甲醇方面都有广泛的应用前景（见图1-24）。

图1-24：基于熔盐堆的核能综合利用前景

（4）适合干旱地区建设。熔盐堆可适用于传统的蒸汽式朗肯循环，但尤其适合布雷顿循环。采用布雷顿循环时发电时，工质可以是氦气或氮气，发电效率高达45%-50%，且无需水冷，只要少量的水即可运行，可在干旱地区实现高效发电。

（5）熔盐堆核废料放射性周期短。核废料中长寿命放射性废物主要来源于锕系核素，虽然钍堆与铀堆裂变产物相近，但是锕系谱的成分相差较大；钍铀循环卸出的核废物，其放射性在500年内可降至天然铀矿石水平以下，因此可将其近地表处置，而无需挖洞深埋。有利于生态环境，亦缓解了永久地质储存带来的压力，处理成本也会大幅降低。

（6）钍资源储量优势。地球上已探明的钍资源的储量是铀的3到4倍（至少）。我国目前已知的钍矿就超过28万吨，仅在白云鄂博主东矿，钍的储量就已达到22.42万吨。以目前的用电量来估算，现有的钍资源至少可以支持全球一千年的用电量。因此，在核聚变技术实现之前，发展利用钚239的钠冷快的同时堆坚持发展利用钍的熔盐堆，两为备用，也是解决核燃料长久供应问题的一条途径。

（7）可有效利用核资源和防止核扩散。熔盐堆可不需要特别处理而直接利用铀、钍和钚等所有核燃料，也可利用其他反应堆的乏燃料，还可利用核武器拆解获得的钚。由于熔盐堆不使用或只使用少量的浓缩铀，且钍232增殖为核武器级钚239需要吸收7个中子，概率极其微小，因此熔盐堆中生产的钚239 也非常少，不能为核武提供有效的原料，所以可有效地防止核扩散。

目前我国正在引领国际熔盐堆的研究。2011年，中科院围绕国家能源安全与可持续发展需求，部署启动了首批中科院战略性先导科技专项（A类）“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统(TMSR)”，计划用20年左右的时间，在国际上首先实现钍基熔盐堆的应用，同时建立钍基熔盐堆产业链和相应的科技队伍。专项依托中科院上海应用物理所，上海有机所、上海高研院、长春应化所、金属所等10家院内外科研单位参与。

TMSR先导专项自启动实施后，跨单位组建和发展了一支专业齐全、年富力强、规模约750人的我国钍基熔盐堆科研队伍，建成了覆盖TMSR各领域方向的基础研究实验室和研发试验平台构成的TMSR低放非核(冷)实验基地，形成了完整的学科布局，取得科技研发的突破性进展，整体达到国际先进水平，为TMSR研发奠定了坚实的科学技术基础。

2018 年，我国热功率2MWt（0.2万千瓦）液态燃料钍基熔盐实验堆工程（TMSR-LF1）破土动工，项目位于甘肃省武威市民勤红砂岗工业集聚区。

2018年12月29日，在上海市核学会成立40周年纪念大会上，中国科学院先进核能创新研究院院长徐洪杰透露，我国已在实验室规模全面掌握这一全新领域的核心技术，相关产业链雏形基本形成，预计将于2030年后在全球率先实现商业应用

2020年5月10日，2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆进行基础混凝土浇筑（FCD）。

1.2.10特殊用途的核电站（海上浮动核电站和核能供热）

除了以上介绍的几种核反应堆外，我们再介绍一些比较小众的特殊用途核电站，此类核电站在工作原理上仍属于以上的分类范畴，只是基于特殊的用途开发。本文仅对其中最具代表性的海上浮动核电站和区域供热核电站进行介绍。

海上浮动核电站是一种小型的、可移动式的核电站，其本质就是将陆上核电站的缩小版安装在船舶上，既可为偏远岛屿供应安全、有效的能源供给，也可为远洋作业的海上石油、天然气开采平台提供电力、热力和淡水资源。海上浮动核电站是怎么输电的呢？其实很简单，当要输送电力时，浮动核电站可以停靠在附近的码头上，然后与陆地或海洋平台上的高压电线连接，再打开反应堆发电就可以了。形象的说，海上浮动核电站就是一个大型海上“移动电源，有用电需求时将电站拉过来，不需要便可用船将电站拉走。

海上浮动核电站的设想，目前已由俄罗斯人付诸了实践。为了给俄罗斯远东或北极地带一些边远地区、油气田开发供电，俄罗斯原子能公司2009年开工建造了“罗曼诺索夫院士号”浮动核电站。“罗蒙诺索夫院士”号长140米，宽30米，高10米，排水量21500吨，能配备70名左右船员。在这座“全球最强移动电源”上，装备的两座KLT-40型核反应堆，可输出7万千瓦电功率或30万千瓦热功率，供20万人使用。船上的海水淡化设备则可为居民提供每天24万立方米的淡水。除了为俄罗斯在西伯利亚北部的堪察加半岛威尔尤欣斯基镇提供稳定的清洁电力和饮用水之外，“罗蒙诺索夫院士”号还将为海上石油平台供应电力。而且根据计划，俄罗斯将打造一支海上浮动核电站船队，为大型工业项目、港口城市、海上油气钻探平台提供能源。

图1-25：罗蒙诺索夫院士号海上浮动核电站

我国的海上浮动核电站有中国广核集团（下称中广核）自主研发、自主设计的海上小型堆ACPR50S系列，单堆电功率6万千瓦。2016年11月4日，中国广核集团在深圳召开新闻发布会，中广核与东方电气签署了《“中广核ACPR50S实验堆平台项目”压力容器采购协议》，这意味着广受关注的中广核海上小型堆ACPR50S建设正式启动，这也是国内真正意义上的首座海上核电站开工。

核能供热也并非新概念。早在半个世纪前，北欧就有核能供暖。1964年，瑞典原型核动力反应堆Agesta，在位于斯德哥尔摩郊区的一个岩洞中建成，电功率1.2万千瓦，供热130℃（供水）/70℃（回水），连续供热10年。这是世界上第一个实现民用供热的核电站。

在国内，清华大学1983年利用清华核能所现有的游泳池堆改造后进行了核供热试验，连续两年向所内17000平方米建筑物供热。

2017年，中核集团对位于北京房山的中国原子能科学研究院内的49-2游泳池式轻水反应堆进行供热适应性改造，并于2017年11月21日为院内部分办公大楼供热（供热面积约10000平方米）。这里插一段，49-2游泳池式轻水反应堆(以下简称49-2堆)从1959年开始建造，1964年12月20日首次达到临界，是我国自行设计，建造的第一座反应堆。49-2堆是工程材料试验堆，初期主要用于核潜艇和生产堆燃料元件考验，后期用于结构材料和燃料元件辐照考验，核仪器仪表辐照试验，放射性同位素生产，单晶硅中子掺杂，活化分析，运行人员培训等。2017年11月，中核集团正式宣布：泳池式轻水反应堆49-2堆安全供热满168个小时，具备为原子能院部分办公楼供热、功能演示及实操培训等能力，并正式发布其自主研发、可用来实现区域供热的“燕龙”泳池式低温供热堆（DHR-400）。

与此同时，中广核正携手清华大学共同推进壳式供热堆NHR200-Ⅱ低温供热堆技术示范项目落地。国家电投研发的微压供热堆HAPPY200也于2017年完成总体方案迭代及优化，并进行了候选厂址的调研勘察。

另外，需要说明的是，前面所述的DHR-400、NHR200-Ⅱ、HAPPY200供热堆，一般针对无核电站或距离核电站较远地区的供热而开发。而距离核电站较近的城市则可以利用现有核电站进行核能供热。

2019年11月15日，依托山东海阳核电站的核能供热项目一期工程正式投入商运，向包括山东核电员工倒班宿舍在内的70万㎡的居民小区正式供热，开创了国内核能商业供热的先河，涉及30多个小区的7000余户居民。70万㎡核能供热，据测算每年可节约2.32万吨标煤，减排222吨烟尘、382吨二氧化硫、362吨氮氧化物以及6万吨二氧化碳，相当于减少约5台10吨的燃煤锅炉，对节能减排、改善环境作用显著。2020年11月25日，海阳核电核能供热二期450万平方米供暖项目开工，标志着全国首个零碳供暖城市创建项目正式启动。

图1-26：常规压水堆核电站供暖原理图

1.3核电站代数的划分

目前已建和在建的核电机组从技术指标来看，大致可以分为四代，各代之间也有改进的类型。当然，这种划分不是绝对的，不同时期、不同部门和不同专家划分的方法并不完全相同，但总体上大同小异。

1.3.1第一代核电站

第一代核电站属于原型堆核电站，是指在20世纪五六十年代开发的原型堆基础上，苏。美等国建造的单机容量在30万千瓦左右的核电站，如1954年苏联的第一原子能电站、1957华美国的希平港原型核电站，法国舒茨核电站和日本美滨一号核电站。这些核电站的投用证明了利用核能发电在技术上的可行性。由于这代核电站“比较原始”，目前已基本全部退役。我国没有建造过第一代核电站。

1.3.2第二代核电站

第二代核电站主要是实现试验性核电站的标准化，推进核电民用化的进程，以提高经济性。20世纪60年代后期，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成发电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆和石墨水冷堆等核电机组。目前世界上商业运行的400多座核电机组，绝大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。如美国西屋公司的Model212、Model312/314、Model412/414，美国燃烧工程公司（CE）的System80、前苏联/俄罗斯的VVER-1000（早期型号）、法国的CPY（基于Model312技术）、以及一大批沸水堆核电机组（BWR）等。我国自主化设计的秦山一期（CNP300），采用法国M310堆型（CPY的出口型号）的大亚湾核电站，采用CNP600堆型的秦山二期，采用加大拿CANDU-6重水堆的秦山三期，以及台湾地区的核能一厂、核能二厂、核能三厂都属于第二代核电站。

1.3.3第三代核电站

为了总结核电发展的经验和教训，进一步提高电厂的安全性能和运行性能，同时提高电厂经济性，美国和欧洲分别走了两条不同的途径。1983年开始，美国电力研究院(EPRI)在美国核管理委员会(NRC)的支持下，经多年努力，于1990年为第三代轻水堆核电站制定了一个明确完整的用户要求文件(URD)。考虑到逐步走向统一化的欧洲对能源市场的客观要求，为进一步提高轻水堆的竞争力和改进公众及政府对核电的可接受性，欧洲主要电力公司编制了欧洲用户要求文件(EUR)，并于1994年颁布了第一版。EUR 与URD结构上有差异，但主要内容基本相似。

目前第三代核电站的定义主要有两种类型，分别为以美国核电用户要求文件URD和欧洲核电用户要求文件EUR建立的核电站，通常分为以下两种类型：

（1）革新型核电站。采用非能动安全系统，即在成熟技术基础上，采用依靠自然循环的非能动安全性，简化系统、减少设备，既提高安全性，又改善经济性。例如AP1000反应堆、AP1000的中国自主化型号CAP1400反应堆。

（2）改革型核电站。提升了能动安全系统，即在原有设计基础上，增加安全裕量，满足应对严重事故的安全措施，提高安全性。另一方面则通过增加单机容量改善经济性。例如美国System80+、EPR反应堆，中国的华龙一号（HPR1000）、韩国的APR1400等。

俄罗斯根据核电改进的发展潮流，在已成熟批量建造的VVER-1000反应堆的基础上，研究开发了AES-91型（田湾1-4号机组即采用该堆型）和AES-92型反应堆两种设计，都向URD靠拢，基本算得上是准三代堆型。而VVER-1000的更进一步改进革新型号，完全满足第三代核电标准的VVER-1200机组也于2017年2月27日在俄罗斯投入商业运行（新沃罗涅日第二核电厂1号机组）。

另外，由美国通用电气公司和日本东芝公司和日立联合开发的先进沸水堆ABWR也是一款符合第三代核电标准的反应堆，我国台湾地区核能四厂的两台机组即采用该堆型，但该核电站在2014年完工后因反核浪潮而于2015年被直接封存，至今未投用。

而在重水堆方面，2014年中国核能行业协会组织了22位中国核能行业和核能学术界的专家对坎杜能源公司与中核集团联合研发的先进坎度（CANDU）型重水堆（ACR1000）技术进行了技术审查，审查结果认为先进燃料重水堆技术“能够满足最新安全要求和第三代核电技术要求，技术可行、具有良好的安全性”。

1.3.4第四代核电站

2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛(GIF)”，该计划拟在2030年左右能解决核能安全性、经济性、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散和防恐怖袭击等基本问题，具有极强的竞争性和经济性。各国于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能系统(Gen IV)。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国、阿根廷。第四代核能系统开发的目标是要在2030年左右创新地开发出新一代核能系统。它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环包括在内，组成完整的核能利用系统。

GIF在2002年5月于巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型包括4种快中子反应堆、一种热中子反应堆、一种快/热中子两用反应堆，如表1-1所示。

表1-1：GIF选定的六种第四代反应堆

2006年，应GIF政策小组邀请并经我国国务院批准，由科技部牵头组团，外交部、国家原子能委员会等部门和单位参加的中国代表团赴美参加了7月12-13日在华盛顿召开的GIF政策组会议例会，并在会上做中国申请加入GIF的陈述报告。此后，我国于分别于2008年、2009年、2014年、2019年加入了GIF超高温气冷堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、铅冷快堆四个子系统。目前在第四代核反应堆的研究和建造上，目前我国已经走在了世界前列，我国在建的石岛湾高温气冷堆和霞浦示范快堆即分别属于表1-1中的第4和第1种堆型，石岛湾高温气冷堆是目前世界上第一座具有第四代核能系统安全特征的高温气冷堆核电站。另外，我国虽然没有加入GIF的熔盐堆子系统，但从2016年开始，我国一直在引领世界熔盐堆的研发，由中科院等牵头的钍基熔盐堆核能系统试验堆2018年起已经在甘肃省武威市民勤县红砂岗工业集聚区开工建设。