(中國核工業(yè)集團(tuán)有限公司，北京　100822)

1　中國核電發(fā)展現(xiàn)狀

我國核電在運(yùn)核電廠已達(dá)到38臺，總發(fā)電功率超過3 700萬千瓦，在建機(jī)組18臺，總裝機(jī)容量2 100萬千瓦，到2020年我國在運(yùn)核電廠預(yù)期將達(dá)到5 800萬千瓦，占世界第二位。

正如中國工程院、法國科學(xué)院及法國國家技術(shù)院給國際原子能機(jī)構(gòu)的報告中所寫：“就所有民用核能活動而言，可以認(rèn)為法國和俄羅斯在當(dāng)下全球領(lǐng)先。同時，中國在核電站建設(shè)方面正在取得重大突破，是未來潛在的領(lǐng)先國家之一?！?/p>

我國核電充分吸收了國際核電發(fā)展的經(jīng)驗和教訓(xùn)，并采用當(dāng)前最先進(jìn)的技術(shù)，遵循最高的安全標(biāo)準(zhǔn)，堅持自主創(chuàng)新，不斷改進(jìn)，并擁有技術(shù)先進(jìn)、實(shí)力強(qiáng)大的裝備行業(yè)，以支撐中國核電建設(shè)?？梢哉f，中國核電具有“后發(fā)優(yōu)勢”。

我國最早引入和開發(fā)三代核電技術(shù)，遵循國際最高安全標(biāo)準(zhǔn)，完全滿足美國“電力公司要求文件”(URD)和歐洲國家的“歐洲電力公司要求”(EUR)，堆芯損壞概率(CDF)小于十萬分之一，大量放射性釋放概率(LRF)小于百萬分之一。

我國率先在三門、海陽引進(jìn)、建設(shè)首批4臺AP1000先進(jìn)壓水堆核電廠，同時在臺山建設(shè)2臺EPR1700先進(jìn)壓水堆核電廠。我國自主研發(fā)的三代核電包括CAP1400和“華龍一號”，其中“華龍一號”正在福建福清、廣西防城港和巴基斯坦卡拉奇順利建設(shè)，并積極準(zhǔn)備進(jìn)入英國市場。

“華龍一號”是在我國具有成熟技術(shù)和規(guī)?；穗娊ㄔO(shè)及運(yùn)行的基礎(chǔ)上，通過優(yōu)化和改進(jìn)，自主設(shè)計建設(shè)的三代壓水堆核電機(jī)組。它滿足先進(jìn)壓水堆核電廠的標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范，其主要特點(diǎn)有：1)采用標(biāo)準(zhǔn)三環(huán)路設(shè)計，堆芯由177個燃料組件組成，降低堆芯比功率，滿足熱工安全余量大于15%的要求；2)采用能動加非能動的安全系統(tǒng)；3)采用雙層安全殼，具有抗擊大型商用飛機(jī)撞擊的能力；4)設(shè)置嚴(yán)重事故緩解設(shè)施，包括增設(shè)穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)，非能動氫氣復(fù)合裝置，以及堆腔淹沒系統(tǒng)，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)；5)設(shè)置濕式(文丘里)過濾排放系統(tǒng)，以防止安全殼超壓；6)設(shè)計基準(zhǔn)地面水平加速度為0.3g；7)全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。

2　持續(xù)提高核電的安全性

我國和國際上都在進(jìn)行提高核電的安全性研究，主要有從設(shè)計上實(shí)際消除大規(guī)模放射性釋放，保持安全殼完整性，嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解(包括：嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，極端自然災(zāi)害預(yù)防管理導(dǎo)則)，耐事故燃料(ATF)研究以及先進(jìn)的廢物處理和處置技術(shù)的開發(fā)和應(yīng)用。

國際上安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)都要求新建反應(yīng)堆應(yīng)滿足下列安全目標(biāo)：

(1)必須實(shí)際消除出現(xiàn)堆芯熔化、導(dǎo)致早期或大量放射性泄露的事故；

(2)對可能發(fā)生的堆芯熔化嚴(yán)重事故，必須保證只需對公眾在一定地域/時期內(nèi)采取有限保護(hù)措施(無需永久遷居、無需緊急撤離、無需長期限制食品消費(fèi))；

(3)在外部事件方面，傾向于將大飛機(jī)蓄意撞擊考慮進(jìn)去。

三代核電站在研發(fā)時考慮到了上述安全目標(biāo)，其特征如下：

(1)第三代核電站使高壓堆芯熔毀的頻率降低10倍以上；

(2)反應(yīng)堆設(shè)有在堆芯熔毀時收集熔融物的堆芯捕集器，以及其其他安全及嚴(yán)重事故緩解設(shè)施;

(3)為操作員在事故下干預(yù)策略(包括：在出現(xiàn)安全殼超壓風(fēng)險時，啟動濕式過濾排放)留出足夠時間采取行動，并做到實(shí)際消除大規(guī)模放射性釋放；

(4)為防止安全殼超壓損傷，設(shè)置安全殼濕式卸壓過濾排放系統(tǒng)(放射性下降2～3個量級)，以消除剩余風(fēng)險。

(5)從而可以做到即使在發(fā)生極其嚴(yán)重的核事故時，核電站附近大范圍居民無需撤離，也無需擔(dān)心食物受到污染，只需短時間隱蔽，不存在長期環(huán)境及生態(tài)影響，符合安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)的安全目標(biāo)。

3　耐事故燃料研發(fā)

3.1　耐事故燃料研發(fā)目標(biāo)

降低堆芯(燃料)熔化的風(fēng)險、緩解或消除鋯水反應(yīng)導(dǎo)致的氫爆風(fēng)險、提高事故下裂變產(chǎn)物的包容能力，最終保證核安全。

3.2　耐事故燃料研發(fā)技術(shù)方向

有三類待選的包殼材料，四種研發(fā)核燃料，整個研發(fā)構(gòu)成一個不斷提高核燃料耐事故性能的路線圖(見圖1)。

圖1　核燃料耐事故性能路線圖Fig.1　Roadmap of the accident tolerant fuel

3.3　國際進(jìn)展

美國西屋公司將于2019年將耐事故燃料的先導(dǎo)組件裝入愛克斯龍電力公司拜倫核電站隨堆考驗。該組件采用硅化鈾芯塊和薄鉻鍍層的鋯包殼組成，而硅化鈾芯塊能提供更高的鈾密度，從而減少換料量。第二階段西屋計劃使用硅化鈾芯塊和碳化硅包殼。

法國阿?，m公司將于2019年將4個新型耐事故燃料棒裝入美國襖格特勒核電站2號機(jī)組號機(jī)組，該燃料棒采用含鉻氧化鈾芯塊和帶有鉻鍍層的鋯包殼，該芯塊有更高的密度，能在失水事故時減少裂變氣體釋放，加強(qiáng)在高溫下抗氧化能力減少氫釋放。下一步將繼續(xù)研究碳化硅包殼。

俄羅斯研究使用同位素改性鉬來替代鋯作為核燃料包殼材料，以提高其安全性。使用同位素分離技術(shù)將92Mo和100Mo含量提高到95%，能獲得與鋯相當(dāng)?shù)奈锢硖匦浴?/p>

4　人工智能在核電的應(yīng)用

2017年7月，國務(wù)院印發(fā)的《新一代人工智能發(fā)展規(guī)劃》(國發(fā)〔2017〕35號)指出，到2020年人工智能總體技術(shù)和應(yīng)用與世界先進(jìn)水平同步。核工業(yè)是高科技戰(zhàn)略產(chǎn)業(yè)，是國家安全重要基石，人工智能的應(yīng)用具有重要意義。

落實(shí)新一代人工智能在核能行業(yè)發(fā)展規(guī)劃，需深入并廣泛應(yīng)用以工業(yè)機(jī)器人、圖像識別、深度自學(xué)習(xí)系統(tǒng)、自適應(yīng)控制、自主操縱、人機(jī)混合智能、虛擬現(xiàn)實(shí)智能建模等為代表的新型人工智能技術(shù)。核電領(lǐng)域人工智能發(fā)展的三階段如圖2所示。

圖2　核電領(lǐng)域人工智能發(fā)展的三階段Fig.2　Three phases of artificial intelligence development on nuclear power

我國大部分核電站已采用全數(shù)字化儀控系統(tǒng)，為人工智能的開發(fā)創(chuàng)造了基礎(chǔ)；我國正在開發(fā)數(shù)字化核電站，以便真實(shí)仿真核電站的實(shí)際情況和運(yùn)行的動態(tài)過程；在這個基礎(chǔ)上就可以預(yù)測事件的進(jìn)程和擬采取的操作措施的有效性，也就是說實(shí)現(xiàn)了某種人工智能的操作指導(dǎo)或事故處理指導(dǎo)。

核電領(lǐng)域人工智能應(yīng)用，將提高核電運(yùn)行的安全性；加強(qiáng)核電關(guān)鍵系統(tǒng)和設(shè)備的自動運(yùn)行監(jiān)控，提高系統(tǒng)、設(shè)備的可靠性；提高核電站運(yùn)行的可利用率，提高經(jīng)濟(jì)性；對人不可達(dá)區(qū)域通過機(jī)器人進(jìn)行維修，減少工作人員的受照劑量；為嚴(yán)重事故處理創(chuàng)造技術(shù)條件；為核電站退役創(chuàng)造技術(shù)條件。

5　小型堆的開發(fā)研究——多用途模塊式小型堆

5.1　基本情況

從20世紀(jì)70年代開始，國際上推進(jìn)了創(chuàng)新的中小型反應(yīng)堆(50～300 MW)的研發(fā)，以支持多種應(yīng)用，包括偏遠(yuǎn)位置、未并入鄰近電網(wǎng)的中小型電網(wǎng)、舊燃煤機(jī)組更換、將廢熱用于供熱網(wǎng)絡(luò)的熱電聯(lián)產(chǎn)(集中供熱和工藝熱供應(yīng))、海水淡化、海島開發(fā)、將核電項目逐步引入新的國家。

盡管市場前景廣闊，國外也開展了一些設(shè)計研究，但這些小型模塊化反應(yīng)堆還未能展示出大規(guī)模應(yīng)用的實(shí)用性，主要是由于開發(fā)的進(jìn)展緩慢、經(jīng)濟(jì)方面的原因(單位造價、安裝復(fù)雜、分散和培訓(xùn)成本分散)，還有廠址準(zhǔn)備和部署的延遲。

出于鞏固核能領(lǐng)導(dǎo)地位和能源領(lǐng)域、核技術(shù)方面取得的主要進(jìn)展，在美國能源部的倡議下，近年來，國際上對小型模塊化反應(yīng)堆的興趣越來越強(qiáng)烈。小型模塊化反應(yīng)堆是“游戲改變者”，能夠以高安全水平提供不同的核電聯(lián)產(chǎn)解決方案。

小型模塊化反應(yīng)堆可成為清潔穩(wěn)定的分布式能源，主要是由于其可減少化石燃料使用的需求；分布式能源(可再生能源、智能電網(wǎng)、儲能)；操作機(jī)動、靈活；解決了長期投資項目融資的問題。由于運(yùn)用非能動安全概念的可能性，工廠內(nèi)模塊化建造能力的形成以及“即插即用”概念的運(yùn)用，即發(fā)電站完全在工廠內(nèi)建造，然后運(yùn)到現(xiàn)場接入電網(wǎng)(包括浮動核電站)，大大提升了小堆的競爭力和吸引力。

5.2　國際研發(fā)情況

國際上，45種以上革新型中小型反應(yīng)堆概念和設(shè)計，部署目標(biāo)介于2012年至2030年之間。小堆在美國、歐洲、亞洲的發(fā)展如下：

(1)美國

2011年撥款3890萬美元，用于模塊式反應(yīng)堆取證和商業(yè)化。美國參議院新議案中，將小堆開發(fā)列入了聯(lián)邦政府資助名單。

(2)歐洲

法國：過多地將注意力放在過于復(fù)雜的EPR上，建議阿海琺提供小型的、更廉價的核反應(yīng)堆；

俄羅斯：目前已發(fā)展了VBER150、VBER300、KLT40。

(3)亞洲

東芝：研發(fā)10 MWe小堆，30年內(nèi)不必更換燃料，可供日本3 000個家庭用電；

三菱重工：正在研發(fā)350 MW小堆，目前已完成概念設(shè)計；

日立：和美國通用電氣合作研發(fā)400MW至600 MW的中型核反應(yīng)堆；

韓國：目前開發(fā)了SMART。

5.3　廣泛用途

模塊小型堆具有高參數(shù)，可涵蓋核能發(fā)電、工業(yè)工藝供熱、城市區(qū)域供熱、海水淡化等多種用途所需的熱能參數(shù)要求(見圖3)。

圖3　模塊小型堆堆應(yīng)用Fig.3　Application of the small modular reactors

要切實(shí)滿足市場需求，新的小型模塊化反應(yīng)堆必須真正采用創(chuàng)新理念，絕對不能是目前的第三代反應(yīng)堆的縮小版。創(chuàng)新的設(shè)計可明顯提升小型模塊化反應(yīng)堆在經(jīng)濟(jì)上的競爭力。相對于間歇性風(fēng)電、太陽能發(fā)電、天然氣發(fā)電和用于特定應(yīng)用的柴油發(fā)電機(jī)相比，小型模塊化反應(yīng)堆是有競爭力的。如果類似于“即插即用”、設(shè)計完全獨(dú)立于安裝地點(diǎn)的解決方案得到證實(shí)，它們可以成為滿足市場需求、從而為能源轉(zhuǎn)型作出貢獻(xiàn)的最佳選擇。

要充分吸取核能特殊創(chuàng)新技術(shù)發(fā)展：

(1)高性能燃料

燃耗增加，而膨脹和裂變氣體釋放量有限；耐事故燃料開發(fā)，能承受高溫不熔化，防止鋯水反應(yīng)，從而能在發(fā)生事故時防止或限制氫的產(chǎn)生;

(2)改進(jìn)的堆芯內(nèi)儀表，準(zhǔn)確性更高，可減少設(shè)計分析和運(yùn)行時的保守性;

(3)更加深刻理解堆芯熔融行為，優(yōu)化事故工況下燃料在壓力容器內(nèi)滯留措施;

(4)實(shí)施最新模擬方法，實(shí)時耦合熱工水力和中子計算，可大大提高設(shè)計和運(yùn)行能力;

吸取從其他行業(yè)轉(zhuǎn)來的技術(shù)：

(1)核設(shè)施設(shè)計、采購、建設(shè)和項目管理的數(shù)字化;

(2)低壓回路系統(tǒng)采用新型復(fù)合材料以取代鋼材；

(3)采用高機(jī)械性能和抗?jié)B性能的先進(jìn)混凝土等。

5.4　國內(nèi)外進(jìn)展

中核集團(tuán)開發(fā)了一體化的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)ACP100，反應(yīng)堆一體化布置，內(nèi)置直流蒸汽發(fā)生器，屏蔽式主泵，集成式堆頂結(jié)構(gòu)，非能動安全設(shè)施。半地下布置，出力125 MW。準(zhǔn)備在海南建設(shè)示范工程。如采用耐事故燃料，則可以排除氫爆及堆芯熔化事故(見圖4)。

圖4　ACP100模型圖Fig.4　Model diagram of ACP100

美國開發(fā)的NuScale，采用自然循環(huán)冷卻，鋼安全殼緊貼反應(yīng)堆壓力容器。反應(yīng)堆全地下布置。具有創(chuàng)新型非能動安全系統(tǒng)，當(dāng)故障導(dǎo)致壓力容器內(nèi)部壓力過高時，排放閥自動打開，堆芯冷卻水壓力容器、安全殼和水池構(gòu)成排熱系統(tǒng)，能在事故工況下依靠自然循環(huán)排出熱量，至少30天無需人工干預(yù)。

6　小型堆的開發(fā)研究——低溫核能供熱

6.1　陜西省調(diào)研核能供熱代替燃煤的必要性

由于偏重傳統(tǒng)能源與重化工業(yè)，快速發(fā)展的陜西關(guān)中地區(qū)大氣污染物排放總量長期居于高位，空氣中細(xì)顆粒物( PM2.5 )濃度位居全省前列，年均霧霾天氣日數(shù)居高難下。

據(jù)統(tǒng)計，以西安市為代表的關(guān)中城市2016年上半年優(yōu)良天數(shù)同比減少42天，位居全國74個重點(diǎn)監(jiān)測城市的后位。PM10、PM2.5同比分別上升16.3%和和16.1%，環(huán)境壓力持續(xù)加大。

6.2　泳池式低溫供熱堆

泳池式低溫供熱堆特性包括：

(1)零堆熔

在嚴(yán)重事故情況下，反應(yīng)堆依賴固有負(fù)反饋特性可實(shí)現(xiàn)自動停堆，即使沒有任何干預(yù)，也可實(shí)現(xiàn)26天堆芯冷卻不熔毀。

(2)抗外部事件能力強(qiáng)

水池全部埋入地下，避免因自然及人為原因造成重要設(shè)備損壞而發(fā)生核事故。

(3)零排放(見表1)

表1　燃煤鍋爐、燃?xì)忮仩t及核供熱堆堆排放量Table 1　The emission between Coal-fired boiler,Gas boiler&Nuclear heating reactor

(4)易退役

放射性源項小，是常規(guī)核電站的百分之一，退役徹底，廠址可恢復(fù)綠色復(fù)用。

泳池式低溫供熱堆還可應(yīng)用于利用溴化鋰吸熱循環(huán)制冷，以便在夏季實(shí)現(xiàn)城市供冷，提高供熱堆的利用率；生產(chǎn)同位素；生產(chǎn)醫(yī)用短壽命同位素，如18Fe、99mTc、131I、89Sr、32P、125I等，具有性能優(yōu)良、半衰期合適、方便易得等特點(diǎn)，且供熱堆分布面廣，離城市大醫(yī)院近，便于短壽命同位素運(yùn)輸，為推廣同位素診斷和治療創(chuàng)造有利條件；利用低溫真空閃蒸進(jìn)行海水淡化。

7　結(jié)束語

核電仍是一種相對年輕的技術(shù)，還處于不斷進(jìn)步中。正在建設(shè)的最新一代反應(yīng)堆(三代)的設(shè)計可以保證即使發(fā)生堆芯熔化等嚴(yán)重事故，基本上也不會在核電站之外產(chǎn)生較大的放射性后果。

科技進(jìn)步進(jìn)一步提升核電安全性，其技術(shù)發(fā)展路線已初見端倪，應(yīng)鼓勵其開發(fā)工作。核電的安全確有保證。

核能有廣泛的應(yīng)用前景，它將為人們的低碳綠色生活，提供多種服務(wù)。