歐陽予

（中國核工業(yè)集團(tuán)公司，北京 100822）

先進(jìn)核能技術(shù)研究新進(jìn)展

歐陽予

（中國核工業(yè)集團(tuán)公司，北京 100822）

編者按：核能在我國能源和經(jīng)濟(jì)領(lǐng)域中扮演著越來越重要的角色，當(dāng)前，我國核電建設(shè)進(jìn)入批量化、規(guī)?；l(fā)展階段。本刊記者就核能技術(shù)研究進(jìn)展等話題專訪了核電專家歐陽予院士。

回顧了核能發(fā)電技術(shù)的發(fā)展歷程，介紹了第三代商用核電機(jī)組的發(fā)展目標(biāo)和第四代核能利用系統(tǒng)的研發(fā)進(jìn)展，以及可控?zé)岷司圩兎磻?yīng)堆的發(fā)展前景。

核電機(jī)組；核能；技術(shù)；進(jìn)展

20世紀(jì)50年代，美、蘇等發(fā)達(dá)國家開始競相發(fā)展核電。蘇聯(lián)于1954年建成的5 000千瓦的試驗性原子能電站和美國于1957年建成的9萬千瓦希平港原型核電站，證明了利用核能發(fā)電技術(shù)的可行性，國際上把這些試驗性和原型核電機(jī)組稱為第一代核電機(jī)組。在這些機(jī)組的經(jīng)驗基礎(chǔ)上，20世紀(jì)60年代中期以來，陸續(xù)建成的一些功率30萬千瓦以上的如壓水堆、沸水堆、重水堆等核電機(jī)組，不僅進(jìn)一步證明了核能發(fā)電技術(shù)的可行性，也證明了核電在經(jīng)濟(jì)性上能與火電、水電相競爭。70年代，石油漲價引發(fā)的能源危機(jī)，促進(jìn)了核電的發(fā)展，核電發(fā)展的速度遠(yuǎn)大于火電和水電。目前世界上正在商業(yè)運(yùn)行的400多座核電機(jī)組，絕大部分是在這段時期建成的，稱為第二代核電機(jī)組。

雖然從幾十年的經(jīng)驗來看，核電是一種安全清潔的能源，但是1979年發(fā)生的三哩島核事故和1986年發(fā)生的切爾諾貝利核事故給公眾和核電投資者帶來很大的負(fù)面影響，以致核電站建設(shè)在20世紀(jì)八九十年代進(jìn)入了低潮期。當(dāng)時，法國、日本、韓國和我國仍堅持發(fā)展核電的方針，美國雖然在80年代撤銷了不少擬建的核電項目，但仍對核能進(jìn)行認(rèn)真的研究。美國能源部和電力研究院的研究結(jié)果認(rèn)為，根據(jù)核電已有的經(jīng)驗和技術(shù)水平，能夠設(shè)計出新一代的核電機(jī)組，使它的安全性和經(jīng)濟(jì)性都有顯著提高，它的安全性能夠為公眾和核電投資者所信任，它的經(jīng)濟(jì)性具有參與市場競爭的能力。于是，美國電力研究院于80年代出臺了“先進(jìn)輕水堆用戶要求”文件，即URD文件（Utility Reguirements Document）[1]，對核電的安全性和經(jīng)濟(jì)性提出了一系列定量的指標(biāo)要求。之后，歐洲各國電力界也提出了“歐洲用戶對輕水堆核電站的要求”，即EUR文件（European Utility Requirements）[2]，表達(dá)了與URD文件相同或相似的看法。國際原子能機(jī)構(gòu)也對其推薦的核安全法規(guī)（NUSS系列）進(jìn)行了修訂補(bǔ)充，進(jìn)一步明確了對防范和緩解嚴(yán)重事故，提高安全可靠性和改善人因工程等要求。

從切爾諾貝利核事故至今，世界上400多座核電機(jī)組又積累了8 000多堆·年的運(yùn)行經(jīng)驗而沒有發(fā)生重大事故。這說明，20多年來擁有核電站的各國所采取的改進(jìn)措施，包括改進(jìn)機(jī)組性能和提高安全文化等措施是行之有效的，使核電的安全性和經(jīng)濟(jì)性進(jìn)一步得到提高。但是，仍有一些問題是公眾和投資者所關(guān)心的，需要繼續(xù)尋求更佳的解決方法，如：

（1）如何進(jìn)一步降低堆芯熔化和放射性向環(huán)境釋放的風(fēng)險，使發(fā)生這類嚴(yán)重事故的概率減至極小，以消除社會公眾的顧慮；

（2）如何進(jìn)一步減少核廢物（特別是強(qiáng)放射性和長壽命核廢物）的產(chǎn)量；如何減少對人員和環(huán)境的劑量影響；

（3）如何降低核電站每單位千瓦的造價和縮短建設(shè)周期，提高機(jī)組熱效率和可利用率，加長壽期，以進(jìn)一步改善其經(jīng)濟(jì)性。

美國URD文件、歐洲EUR文件和國際原子能機(jī)構(gòu)NUSS建議法規(guī)第二版，主要就是從這些目標(biāo)出發(fā)而提出的要求。國際上通常把滿足URD文件或EUR文件的核電機(jī)組稱為第三代核電機(jī)組。第三代核電機(jī)組應(yīng)能在2010年前進(jìn)行商用建造和推廣。

與此同時，為了從更長遠(yuǎn)著想，力圖從根本上確定核能利用的必要性、可行性和可持續(xù)性，以美國為主的一些國家已經(jīng)聯(lián)合起來進(jìn)行第四代核能利用系統(tǒng)的概念設(shè)計和研究開發(fā)工作，爭取在2030年左右能夠商用建造。

1 第三代核電機(jī)組的發(fā)展目標(biāo)

第三代核電機(jī)組的設(shè)計原則，是在采用第二代核電機(jī)組已積累的技術(shù)儲備和運(yùn)行經(jīng)驗的基礎(chǔ)上，針對其不足之處，進(jìn)一步采用經(jīng)過開發(fā)驗證可行的新技術(shù)，以顯著改善其安全性和經(jīng)濟(jì)性，滿足URD文件或EUR文件和NUSS建議法規(guī)的要求。統(tǒng)觀各國已提出的設(shè)計方案，有下列特點：

1）在安全性上，應(yīng)有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施，以達(dá)到下列指標(biāo)要求。

堆芯熔化事故概率≤1.0×10-5堆·年（即每座反應(yīng)堆每一年運(yùn)行出現(xiàn)此類事故的概率不大于十萬分之一）；

大量放射性釋放到環(huán)境的事故概率≤1.0× 10-6堆·年（即每座反應(yīng)堆每運(yùn)行一年出現(xiàn)此類事故的概率不大于百萬分之一）；

核燃料熱工安全余量≥15%。

2）在經(jīng)濟(jì)性上，要求能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭（我國的提法是要求能與脫硫煤電相競爭）。

機(jī)組可利用率≥87%；

設(shè)計壽命為60年；

建設(shè)周期不大于54個月。

3）采用非能動安全系統(tǒng)。

利用物質(zhì)固有的重力、流體的對流、蒸發(fā)擴(kuò)散等天然原理，設(shè)計不需要專設(shè)電源或其他動力源驅(qū)動的安全系統(tǒng)，以便在應(yīng)急情況下自然冷卻反應(yīng)堆和帶走堆芯余熱。這樣，既使系統(tǒng)簡化，設(shè)備減少，又提高了安全可靠性和經(jīng)濟(jì)性。這是革新型的重大改進(jìn)。

4）單機(jī)容量進(jìn)一步大型化。

研究和工程建造經(jīng)驗表明，輕水堆核電站的單位千瓦比投資是隨單機(jī)容量（千瓦數(shù)）的加大而減少的（在單機(jī)容量為150萬～170萬千瓦）。因此，歐洲法馬通、德國電站聯(lián)盟聯(lián)合設(shè)計的EPR機(jī)組額定電功率約160萬千瓦，已在芬蘭中標(biāo)。美國西屋公司和燃燒公司也出于經(jīng)濟(jì)性的考慮將原單機(jī)容量65萬千瓦的AP600型機(jī)組發(fā)展成為約110萬千瓦的AP1000型機(jī)組。日本三菱提出的NP-21型壓水堆核電機(jī)組的電功率為170萬千瓦，俄羅斯也正在設(shè)計WWER型第三代核電機(jī)組功率為150萬千瓦，日本東芝和日立提出了電功率為170萬千瓦沸水堆ABWR-Ⅱ的概念設(shè)計。

5）采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)。

國外近年來新建成投產(chǎn)的核電機(jī)組，如法國的N4、英國的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了數(shù)字化儀控系統(tǒng)。經(jīng)驗證明，采用數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)可顯著提高可靠性，改善人因工程，避免誤操作。世界各國核電設(shè)計和機(jī)組供應(yīng)商提出的第三代核電機(jī)組無一例外地均采用整體數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)。我國10 MW高溫氣冷試驗堆和田灣核電站均已采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)。

6）施工建設(shè)模塊化以縮短工期。

核電建設(shè)工期的長短對其經(jīng)濟(jì)性有顯著影響。因此，新的核電機(jī)組從設(shè)計開始就考慮如何縮短工期。有效辦法之一就是改變傳統(tǒng)的把單項設(shè)備逐一運(yùn)往工地安裝方式，向模塊化方向發(fā)展：以設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)化和設(shè)備制造模塊化的方式盡可能在制造廠內(nèi)（條件較工地好）組裝好，減少現(xiàn)場施工量以縮短工期。美國和日本聯(lián)合建設(shè)的ABWR機(jī)組已成功地采用了這種技術(shù)。美國AP1000也將采用模塊化設(shè)計、建造技術(shù)，據(jù)稱其工期可縮短為48個月。德國、美國、南非正在研究設(shè)計的高溫氣冷堆，也是向模塊化方向發(fā)展。

目前，國際上開發(fā)的第三代核電堆型都是熱中子堆，如壓水堆、沸水堆、高溫氣冷堆。因為目前還只有熱中子堆能有把握在近期實現(xiàn)商用化，我國已明確第三代核電的堆型是電功率百萬千瓦級以上的壓水堆。就壓水堆來說，國際上比較成熟的大型核電機(jī)組有AP1000、EPR和System80+三個型號，System80+雖已經(jīng)美國核管會批準(zhǔn)，但美國已放棄不用，因為它的安全系統(tǒng)應(yīng)用非能動太少。美國西屋公司AP1000和法國法馬通公司的EPR雖都滿足第三代核電機(jī)組的要求，但也各有優(yōu)缺點：EPR的單機(jī)功率（約160萬千瓦）大于AP1000的單機(jī)功率（約110萬千瓦），但它的能動安全系統(tǒng)比傳統(tǒng)的能動安全系統(tǒng)更加復(fù)雜，不如AP1000的非能動安全系統(tǒng)先進(jìn)。

2001年4月，美國總統(tǒng)布什在其《能源政策報告》中再次表明了美國政府支持發(fā)展核電的決心，指出發(fā)展核電是美國能源政策的重要組成部分?，F(xiàn)在美國工業(yè)界正在能源部的支持下就比較成熟的壓水堆、沸水堆、高溫氣冷堆中選擇第三代核電的系列發(fā)展堆型，這一工作正在進(jìn)行中。

我國目前已通過國際招標(biāo)和競標(biāo)談判選擇了第三代核電機(jī)組的合作伙伴，也做好了在已掌握的第二代核電技術(shù)的基礎(chǔ)上向前發(fā)展，自主走向第三代核電技術(shù)的準(zhǔn)備。

2 第四代核能利用系統(tǒng)的研究開發(fā)

近年來，世界各國提出了許多新概念的反應(yīng)堆設(shè)計和核燃料循環(huán)方案。2000年1月，在美國能源部的倡議下，10個有意發(fā)展核能利用的國家派專家聯(lián)合組成了“第四代國際核能論壇”（Generation Ⅳ Nuclear Energy International Forum, 簡稱GIF），于2001年7月簽署了合約（Charter），約定共同合作研究開發(fā)第四代核能系統(tǒng)（Gen Ⅳ）。這10個國家是：美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷。第四代核能系統(tǒng)開發(fā)的目標(biāo)是要在2030年或更早一些時間創(chuàng)新地開發(fā)出新一代核能系統(tǒng)，使其在安全性、經(jīng)濟(jì)性、可持續(xù)發(fā)展性、防核擴(kuò)散、防恐怖襲擊等方面都有顯著的先進(jìn)性和競爭能力；它不僅要考慮用于發(fā)電或制氫等的核反應(yīng)堆裝置，還應(yīng)把核燃料循環(huán)也包括在內(nèi)，組成完整的核能利用系統(tǒng)。

GIF協(xié)會主要是由各國政府部門支持的科研院所、高等院校和工業(yè)界的專家所組成，自2000年至2002年3年中，先后有100多名專家開過八次研討會，提出了第四代核能系統(tǒng)的具體技術(shù)目標(biāo)，主要是：

（1）核電機(jī)組比投資不大于1 000美元每千瓦，發(fā)電成本不大于3美分每千瓦時，建設(shè)周期不超過3年；

（2）非常低的堆芯熔化概率和燃料破損率，人為錯誤不會導(dǎo)致嚴(yán)重事故，不需要廠外應(yīng)急措施；

（3）盡可能減少核從業(yè)人員的職業(yè)劑量，盡可能減少核廢物產(chǎn)生量，對核廢物要有一個完整的處理和處置方案，其安全性要能為公眾所接受；

（4）核電站本身要有很強(qiáng)的防核擴(kuò)散能力，核電技術(shù)和核燃料技術(shù)難于被恐怖主義組織所利用，這些措施要能用科學(xué)方法進(jìn)行評估；

（5）要有全壽期和全環(huán)節(jié)的管理系統(tǒng)；

（6）要有國際合作的開發(fā)機(jī)制。

GIF于2002年5月在巴黎舉行研討會，選定了6種反應(yīng)堆型的概念設(shè)計，作為第四代核能系統(tǒng)優(yōu)先研究開發(fā)的對象。這6種堆型中，3種是熱中子堆，3種是快中子堆。

屬于熱中子堆的是：

超臨界水冷堆（SCWR，Supercritical water-cooled Reactor）

超高溫氣冷堆（VHTR，Very-hightemperature gas-cooled reactor）

熔鹽堆（MSR，Molten salt reactor）屬于快中子堆的是：

帶有先進(jìn)燃料循環(huán)的鈉冷快堆（SFR, Sodium-cooled fast reactor）

鉛冷快堆（LFR,Lead-cooled fast reactor）

氣冷快堆（GFR,Gas-cooled fast reactor）

現(xiàn)簡要介紹這6種堆型的主要特點。

1）超臨界水冷堆（SCWR）

超臨界水冷堆的工作介質(zhì)水是在超過水的熱力學(xué)臨界點的溫度壓力（374 ℃，22.1 MPa）的狀況下工作，這樣可使電站的熱效率高達(dá)44%～45%，并簡化了配套系統(tǒng)和設(shè)施，反應(yīng)堆的冷卻劑也就是汽輪機(jī)的工作介質(zhì)，不改變相狀，故也無“壓水堆”、“沸水堆”之分。水的壓力約25 MPa，進(jìn)堆時的溫度約280 ℃，出堆時510 ℃以上，可高達(dá)550 ℃，單機(jī)組電功率可達(dá)170萬千瓦。

堆芯核燃料為氧化鈾芯塊，包殼采用耐高溫的高強(qiáng)度鎳合金或不銹鋼。

據(jù)估算，由于系統(tǒng)顯著簡化和熱效率顯著提高，使電站造價和發(fā)電成本大大降低，造價約為900美元每千瓦，電價約2.9美分每千瓦時。這種創(chuàng)新的設(shè)計仍可大量利用壓水堆和沸水堆已積累的技術(shù)儲備，并可利用超臨界火電站的技術(shù)，但仍有大量的研究開發(fā)工作要取得結(jié)果后才能落實設(shè)計。

2）超高溫氣冷堆（VHTR）

超高溫氣冷堆是在高溫氣冷堆（HTGR）的基礎(chǔ)上發(fā)展起來的。在20世紀(jì)70年代，美國、德國已建成電功率為200～300 MW的高溫氣冷堆核電站，但因經(jīng)濟(jì)上競爭不過輕水堆和技術(shù)上還有些問題不成熟等原因，未能達(dá)到商業(yè)化應(yīng)用。80年代德國推出了模塊式高溫氣冷堆的設(shè)計概念，以模塊式小型化和具有固有安全性為特征，成為國際上高溫氣冷堆技術(shù)發(fā)展走向。美、德、日本、南非等和我國都在積極研究，我國在清華大學(xué)核能設(shè)計研究院已建成10 MW的模塊式高溫氣冷試驗堆。VHTR為小型模塊堆，單堆熱功率600 MW，采用碳化鋯覆蓋的顆粒燃料做成塊狀、針狀或球狀組件。冷卻堆芯的氦氣出口溫度達(dá)1 000 ℃，可用于制氫及石油、化工等工藝過程供熱等，用于發(fā)電，效率可達(dá)50%，在采用鈾/钚燃料循環(huán)改進(jìn)后可使廢物量顯著減小，VHTR具有高度的非能動安全特點。

3）熔鹽堆（MSR）

熔鹽堆的概念設(shè)計在20世紀(jì)60年代末即已提出，它用鈾、钚、鈉、鋯的氟化鹽在高溫熔融的液態(tài)下既做核燃料，又做載熱劑，當(dāng)熔鹽核燃料流入堆芯時產(chǎn)生裂變反應(yīng)釋熱，流出堆芯時載熱出堆，經(jīng)過熱交換器傳出使用，故不需要專門制作燃料組件。熔鹽進(jìn)、出堆的溫度為600～800℃，發(fā)電效率可達(dá)45%～50%，可謂高效。但一系列與開放式熔鹽核燃料相關(guān)的放射性隔離、保護(hù)問題以及熔鹽在高溫下與各種設(shè)備材料之間的相容性等問題的解決，難度甚大。

4）鈉冷快堆 （SFR）

第四代鈉冷快堆采用可有效控制錒系元素和可轉(zhuǎn)換鈾的閉式燃料循環(huán)，鈉在接近大氣壓的壓力下運(yùn)行，在堆出口處溫度約500 ℃，沸騰裕度大。在法、俄兩國已有鈉冷快堆核電機(jī)組能運(yùn)行發(fā)電，但因鈉容易與氧或水發(fā)生強(qiáng)烈的化學(xué)反應(yīng)，因此在工藝系統(tǒng)中要嚴(yán)防鈉與水和空氧接觸而產(chǎn)生爆炸燃燒，這就大大增加了系統(tǒng)和設(shè)備的復(fù)雜性，阻礙了快堆的商業(yè)化實用，如何使快堆系統(tǒng)簡化，運(yùn)行可靠，是第四代快堆的重要研究任務(wù)之一。

鑒于快堆在核燃料利用的優(yōu)越性（熱堆只能利用鈾資源的1%～2%,快堆能利用60%～70%），我國已決定要掌握快堆技術(shù)。按照“863”計劃的安排，正在建設(shè)一座熱功率為65 MW的實驗鈉冷快堆，進(jìn)行實驗研究。

5）鉛冷快堆（LFR）

鉛冷快堆系統(tǒng)用在高溫下的液態(tài)鉛或鉛-鉍合金冷卻，采用閉式燃料循環(huán)，以實施鈾的有效轉(zhuǎn)化利用并控制錒系元素。堆芯壽命長達(dá)15～30年，有利于防核擴(kuò)散。燃料是含有可轉(zhuǎn)換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物燃料，液態(tài)金屬靠自然循環(huán)對流冷卻，在堆出口處溫度為550 ℃。若要用以制氫或石油化工工藝，則應(yīng)將出口溫度提高到800 ℃，本堆具有高度的非能動安全性能。

與鈉冷快堆比較，鉛的化學(xué)性質(zhì)惰性，比較穩(wěn)定，但鉛的熔點偏高，與別的金屬材料相容性較差等問題，需要研究解決。

6）氣冷快堆（GFR）

氣冷快堆系統(tǒng)用氦氣冷卻，采用閉式燃料循環(huán)。高溫（850 ℃）氦氣直接驅(qū)動氦汽輪機(jī)發(fā)電，采用布雷頓循環(huán)，熱效率可達(dá)48%。也可用于制氫或其他工藝供熱。通過綜合利用快中子譜與錒系元素的完全再循環(huán)，可將長壽命高放射性廢物的產(chǎn)量降至最低，并提高鈾資源的利用率。但氦的傳輸熱的能力遠(yuǎn)不如液態(tài)金屬，如何將功率密度很高的堆芯熱量用氦帶出，是一難題。此外，大功率的氦汽輪機(jī)也還有待研制成功。

參加GIF 10個國家的專家對上述6種核能利用系統(tǒng)的研究開發(fā)工作大綱和分工合作進(jìn)行了研究協(xié)調(diào)，提出了初步的工作“路線圖”（Roadmap），認(rèn)為，從現(xiàn)在的概念設(shè)想轉(zhuǎn)變成商業(yè)實施（產(chǎn)業(yè)化），需要經(jīng)過四個步驟的工作：

第一步：可存在性（Viability）研究。研究明確要使該方案切實可行的關(guān)鍵所在，并證明其原則上是可行的。

第二步：性能研究。工程規(guī)模的研究開發(fā)和優(yōu)化，使其性能達(dá)到期望的水平。

第三步：系統(tǒng)示范。建造中等或較大規(guī)模的示范系統(tǒng)以驗證設(shè)計。

第四步：商用實施。

目前，GIF 10個國家的參加單位只對第一步和第二步做了初步安排和分工，尚未安排第三步和第四步。目前尚不能確定究竟哪種堆型系統(tǒng)能成功實現(xiàn)產(chǎn)業(yè)化，但按照GIF對第四代的發(fā)展計劃，將在2020年前后選定一種或幾種堆型，2025年前后建成創(chuàng)新的原型機(jī)組系統(tǒng)示范，如果在原型機(jī)組上能成功地顯示這種創(chuàng)新技術(shù)在安全性和經(jīng)濟(jì)性上的優(yōu)越性，確實能與其他能源的發(fā)電機(jī)組競爭，那么大約從2030年起就可廣泛地采用第四代核電機(jī)組系統(tǒng)，而在那時，現(xiàn)在正在運(yùn)行的第二代核電機(jī)組均將達(dá)到60年壽期（批準(zhǔn)延壽后）的退役年限。

國際原子能機(jī)構(gòu)除了贊同GIF的Gen IV倡議外，也在2001年倡議開始了“INPRO”國際項目（International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles——創(chuàng)新型反應(yīng)堆和燃料循環(huán)國際項目），目前已參加INPRO項目的有：中國、法國、俄羅斯、歐盟、印度、西班牙、加拿大、荷蘭、土耳其等。INPRO的工作不是具體設(shè)計某種型號的反應(yīng)堆和燃料系統(tǒng)，其主要任務(wù)是：

（1）論證說明為了滿足21世紀(jì)經(jīng)濟(jì)發(fā)展對電力的需求，必須發(fā)展核電。

（2）促進(jìn)國際和各國的設(shè)計單位、制造單位和電站業(yè)主通力合作，以設(shè)計和建造具有競爭能力的創(chuàng)新型反應(yīng)堆和核燃料系統(tǒng)，既具有固有安全性，又能防止核擴(kuò)散和核材料丟失。

3 可控?zé)岷司圩兌训那熬罢雇?/h2>

1938年，物理學(xué)家貝特（Bethe）提出了關(guān)于太陽和其他恒星上存在氫原子核聚變的假說，之后物理學(xué)家們很快就證實了：在極高的溫度下，氫、氘、氚和氦-3等輕核確能發(fā)生聚變，而且聚變釋放的能量約為同等質(zhì)量鈾、钚等重核裂變所釋放能量的3～5倍。自然界的輕核資源可以說是取之不盡、用之不竭的。據(jù)估算，海水中總量達(dá)40萬億噸的氘足以滿足人類今后幾十億年對能源的需求。但是，實現(xiàn)可控聚變熱核反應(yīng)的難度非常之大。關(guān)鍵問題是如何把極高溫（至少幾千萬℃以上）的輕原子核約束到一起，使它們產(chǎn)生聚變。我們知道，太陽就是一個巨大的聚變反應(yīng)堆，它的中心溫度約1 500萬℃，壓力約3 000億個大氣壓。太陽之所以有這樣大的高溫高壓，是因為它的質(zhì)量是地球的33萬倍，所以它的物質(zhì)之間的相互引力特別大，足以克服帶正電的氫原子核之間的正電斥力，使四個氫原子核聚合成一個氦原子核，就放出了能量。所以，太陽能本質(zhì)上是核聚變能。但是，在地球上我們就沒有這樣的條件。由于原子核都帶正電，它們相互間的正電斥力遠(yuǎn)遠(yuǎn)大于質(zhì)量引力，所以在地球上只能靠人工條件來實現(xiàn)聚變。多年的研究說明把原子核約束到一起的主要途徑有兩種：磁約束和慣性約束。自20世紀(jì)50年代以來，各國已建成多種類型的試驗裝置200多臺，向上述目標(biāo)前進(jìn)。80年代以來，一些大型托卡馬克（磁約束）裝置取得的試驗成果證明了這些聚變裝置的輸出能量能大于輸入能量，宣告了磁約束受控?zé)岷司圩兊目茖W(xué)可行性已被證實。在此基礎(chǔ)上，歐盟、美、日、俄四方聯(lián)合開發(fā)的國際熱核試驗反應(yīng)堆ITER已于1998年完成了工程設(shè)計，預(yù)期在2020年前建成，其設(shè)計功率為500 MW，等離子體持續(xù)時間大于500 s。如果這樣一座大功率的聚變核反應(yīng)堆能如期建成運(yùn)行，將使聚變發(fā)電的工程可行性得到證實。但要走向經(jīng)濟(jì)的商用化發(fā)電，仍還有一系列技術(shù)問題需要解決，仍有很長的道路要走。國際聚變界認(rèn)為，從“聚變研究”到“聚變經(jīng)濟(jì)”，尚需要50年的時間。但前景是光明的。我國已參加ITER項目，在前沿科技上與國際合作。

我國早在20世紀(jì)50年代中期就已開始了可控?zé)岷司圩兊难芯俊?002年12月，我國新一代受控核聚變研究裝置——中國環(huán)流二號A（HL-2A）建成開機(jī)，這是繼80年代中型托卡馬克HL-1和90年代改進(jìn)型HL-1M以及合肥超托卡馬克-7號（HT-7）建成并取得重要研究成果之后我國在核聚變領(lǐng)域的新跨越。HL-2A和EAST超導(dǎo)磁約束聚變裝置標(biāo)志著我國聚變研究進(jìn)入大規(guī)模裝置試驗階段，具備了在更高層次上參與國際合作研究與競爭的基礎(chǔ)。隨著激光技術(shù)的發(fā)展，慣性約束研究也有重大進(jìn)展，各國科學(xué)家先后建立了一批幾百焦耳至數(shù)千焦耳級的中小規(guī)模固體激光驅(qū)動器和KrF準(zhǔn)分子激光驅(qū)動器，包括我國的SGⅡ和HEAVEN-1在內(nèi)。專家們認(rèn)為，準(zhǔn)分子激光具有良好的物理特性和較高的能量/價格比，是很有希望的一種驅(qū)動源。

4 結(jié)語

我國現(xiàn)已投產(chǎn)運(yùn)行的11套核電機(jī)組均屬第二代核電機(jī)組。他們在不斷總結(jié)自己的經(jīng)驗，并在參照國際上的核電技術(shù)發(fā)展經(jīng)驗基礎(chǔ)上已做了不少的改進(jìn)，使其技術(shù)經(jīng)濟(jì)指標(biāo)均有相當(dāng)?shù)奶岣?。根?jù)黨中央和國務(wù)院已確定的發(fā)展核電要“采用先進(jìn)技術(shù)，統(tǒng)一技術(shù)路線”的方針，國家各有關(guān)部門正在制定具體實施方案，以期充分利用我國已積累的核電技術(shù)和經(jīng)驗，并充分吸取國際先進(jìn)技術(shù)和經(jīng)驗，通過新的核電工程實踐項目，在較短時間內(nèi)達(dá)到自主設(shè)計和建造百萬千瓦級大型核電機(jī)組的目標(biāo)，并早日進(jìn)入第三代核電機(jī)組發(fā)展階段，創(chuàng)建中國品牌的大型先進(jìn)核電機(jī)組，以更加優(yōu)質(zhì)高速發(fā)展核電。我國已建成的高溫氣冷試驗堆和正在建設(shè)的快中子實驗堆閉式核燃料循環(huán)系統(tǒng)等研究開發(fā)工作，以及積極參與“第四代國際核能論壇”（GIF)，正推動著我國邁向第四代核能利用系統(tǒng)的進(jìn)程。我國在熱核聚變方面取得的研究成果和積極參與國際合作的走向也是令人鼓舞的?？傊?，我國核能利用的發(fā)展前景將越來越廣闊。但這終究是一個長期的、巨大的系統(tǒng)工程，既要解決近期為國民經(jīng)濟(jì)服務(wù)的大量技術(shù)課題，又要為下一步和長遠(yuǎn)發(fā)展進(jìn)行系統(tǒng)的預(yù)研，開展基礎(chǔ)研究和應(yīng)用研究；牽涉到的學(xué)科范圍也十分廣泛和相互交叉。因此，必須遠(yuǎn)近結(jié)合，高瞻遠(yuǎn)矚，全面考慮，統(tǒng)籌安排，認(rèn)真落實，力爭在較短時間內(nèi)能與國際先進(jìn)水平并駕齊驅(qū)。我們相信，在鄧小平理論和“三個代表”重要思想的指導(dǎo)下，在科學(xué)發(fā)展觀的指引和國家的統(tǒng)一規(guī)劃下，經(jīng)過努力，我國核能的開發(fā)利用必將結(jié)出豐碩成果。

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New progress in advanced nuclear energy technology study

OUYANG Yu
(China National Nuclear Corporation，Beijing 100082，China)

The history of nuclear power development, the status of the third generation commercial nuclear power plant, the progress in the forth generation power system study, and the development prospect of controlled thermal nuclear fusion reactor are introduced in this paper.

nuclear power plant; nuclear energy; technology; progress

TL99

A

1674-1617(2009)02-0098-08

2009-04-13

歐陽予（1927—），男，四川樂山人，中國科學(xué)院院士，核反應(yīng)堆和核電專家。