核能發(fā)展對保障安全，實現(xiàn)“碳達峰、碳中和” 目標(biāo)具有重大意義。國家能源局、科學(xué)技術(shù)部編制的 《“十四五”能源領(lǐng)域科技創(chuàng)新規(guī)劃》體現(xiàn)了科技引領(lǐng)、創(chuàng)新驅(qū)動、自立自強的精神，為貫徹“在確保安全的前提下，積極有序發(fā)展核電”的方針提供科技支持。

　　一、安全高效核能技術(shù)

　　核能作為一種清潔能源，在降低煤炭消費、有效減少溫室氣體排放、緩解能源輸送壓力等方面具有獨特的優(yōu)勢和發(fā)展?jié)摿Γ菍崿F(xiàn)“碳達峰、碳中和”目標(biāo)的重要能源組成。近年來核能發(fā)電為以安全、高效、清潔的方式供應(yīng)電力，同時又解決環(huán)境和氣候變化問題，提供了極其現(xiàn)實的選擇。核能能夠現(xiàn)實可靠地供應(yīng)可調(diào)度電力，與發(fā)電波動性強、不易調(diào)度以適應(yīng)電力需求的可再生能源（如風(fēng)能或太陽能）形成很好的補充。核電站既可作為基荷、供應(yīng)可調(diào)度電力，又可參與調(diào)峰響應(yīng)電能需求，在沒有風(fēng)和陽光時，與間斷性的可再生能源（如風(fēng)能或太陽能）形成很好的補充和支撐。

　　截至2021年6月30日，我國在運核電機組51臺，全球第三；我國在建核電站15臺，全球第一；核能發(fā)電量超過法國，全球第二。全球首臺三代核電機組均在中國建成發(fā)電，我國自主設(shè)計的三代核電“華龍一號”，包括出口巴基斯坦的，均已按計劃建成投運。自主設(shè)計的三代核電“國和一號”正按計劃進行建設(shè)。在總結(jié)設(shè)計建設(shè)和運行經(jīng)驗基礎(chǔ)上，吸取新的科技創(chuàng)新成果，“華龍一號”和“國和一號”將不斷優(yōu)化升級，“華龍系列”和“國和系列”將是我國核電建設(shè)的主要機型。我國核電技術(shù)與國際核電大國同處國際先進行列，但核電占比尚只有個位數(shù)，發(fā)展空間寬闊，核電科技研發(fā)需求十分巨大。

　?。ㄒ唬┖四芫C合利用

　　十部委聯(lián)合發(fā)布的《北方地區(qū)冬季清潔取暖規(guī)劃（2017-2021 年）》將核能納入了清潔取暖能源之一，同時還提出“加強清潔供暖科技創(chuàng)新，研究探索核能供暖，推動現(xiàn)役核電機組向周邊供暖，安全發(fā)展低溫泳池堆供暖示范。目前我國城鎮(zhèn)集中供熱燃煤熱電聯(lián)產(chǎn)占48%，燃煤鍋爐占33%，清潔熱源不過4%；清潔供熱、低碳發(fā)展要求取締散煤燃燒和小鍋爐、壓減大型燃煤鍋爐已經(jīng)成為能源結(jié)構(gòu)轉(zhuǎn)型的大趨勢，核電站熱電聯(lián)供具有重要的意義。山東煙臺海陽核電站，通過抽汽供熱，為 7000 多戶居民、約 70 萬平方米的居民提供了源自核能的熱能。據(jù)測算，核能供熱項目首個供暖季（五個月）累計對外供熱 28.3 萬GJ，節(jié)省標(biāo)準(zhǔn)煤 9656 噸，減排煙塵 92.67 噸、二氧化硫 158.9 噸、氮氧化物 151 噸以及二氧化碳 2.41 萬噸，環(huán)保效益顯著；并使海陽核電廠熱效率從36.69%提高3.25%，達39.94%。目前已完成二期供熱工程，為450萬平方米的居民供熱，取代了當(dāng)?shù)?2臺燃煤鍋爐，節(jié)約原煤約10萬噸，減排18萬噸二氧化碳。海陽核電正在加快推進以核電熱電聯(lián)產(chǎn)方式進行的核能供熱，1、2號機組稍加改造后，即可具備3000萬m2供熱能力。隨著后續(xù)機組建成投運，預(yù)計最終可提供超過1億m2供熱能力，供熱半徑達130km，每年可節(jié)約標(biāo)煤約數(shù)百萬噸。

　　核電站海水淡化：利用二回路低壓缸抽汽經(jīng)換熱生成120℃~100℃熱水（中間介質(zhì)），以熱水為動力，采用低溫閃蒸技術(shù)，通過——多效蒸餾、多級閃蒸兩套獨立的海水淡化裝置，生產(chǎn)95℃熱淡水8t/h，耗電量：1.5kWh/t淡水，熱效率82%。所生產(chǎn)的熱淡水可為居民供熱，同時為缺水地區(qū)提供淡水。

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　　由于放射性物質(zhì)主要保存在燃料元件內(nèi)部，要“從設(shè)計上實際消除大量放射性物質(zhì)釋放”，最佳選擇是將事故序列中止在燃料元件破損之前。現(xiàn)有的三代核電主要在安全系統(tǒng)的改進上提升核電站的安全性，核電燃料發(fā)展新概念——耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel），提供更長的事故應(yīng)對時間、緩解事故后果，在盡量不降低經(jīng)濟性的前提下提高電站安全性、特別體現(xiàn)在燃料的事故安全性能上。主要表現(xiàn)在降低堆芯（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，進而從根本上提升核電站的安全性，簡化核電站的系統(tǒng)，提高核燃料的燃耗，降低核燃料的費用，提高核電站的可利用率，有利于進一步提高核電的經(jīng)濟性。

　?。ㄈ┤斯ぶ悄茉诤穗娬緫?yīng)用—智慧核電建設(shè)

　　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。落實新一代人工智能在核能行業(yè)發(fā)展，需深入并廣泛應(yīng)用以工業(yè)機器人、圖像識別、深度自學(xué)習(xí)系統(tǒng)、自適應(yīng)控制、自主操縱、人機混合智能、虛擬現(xiàn)實智能建模等為代表的新型人工智能技術(shù)。

　　人工智能應(yīng)用將提高核電運行安全性，例如“數(shù)字孿生”（Digital Twin），就是將實體對象以數(shù)字化方式在虛擬空間“復(fù)制”，模擬其在現(xiàn)實環(huán)境中的運行軌跡。利用數(shù)字孿生技術(shù),可以對實體核電站和孿生核電站的數(shù)據(jù)進行交換分析,促進核電站的運行管理和監(jiān)測, 指導(dǎo)操作員操作和事故處理，更好地確保反應(yīng)堆運行安全。

　　人工智能和大數(shù)據(jù)的應(yīng)用將加強核電關(guān)鍵系統(tǒng)和設(shè)備的自動運行監(jiān)控，及時發(fā)現(xiàn)異?；蚬收希崆斑M行預(yù)防性維修，從而提高系統(tǒng)設(shè)備的可靠性，核電站運行的可利用率和經(jīng)濟性。

　　對人不可達區(qū)域進行機器人維修，減少工作人員的受照劑量。核工業(yè)機器人要求：① 耐高輻照、耐高溫、耐腐蝕性液體和氣體，特別是攝像頭、集成電路器件等；由于人員不能接近，機器人，包括機器人系統(tǒng) ② 需有高度的可靠性，自診斷能力，自動識別故障并采取相應(yīng)的應(yīng)對措施，即具備必要的人工智能；在發(fā)生核事故時核設(shè)施附近的環(huán)境非常復(fù)雜，③ 機器人需能自動識別、爬行或水潛的能力。核工業(yè)機器人和機器人系統(tǒng)的開發(fā)并為嚴(yán)重事故處理、核電站退役創(chuàng)造技術(shù)條件。

　　二、模塊化小型反應(yīng)堆（SMR）技術(shù)

　　SMR被設(shè)想用于小型電力或能源市場，特別是長距離輸電到不了的邊遠地區(qū)或孤立電網(wǎng)，對于這些用戶，大型反應(yīng)堆是不可行的。SMR可以滿足更廣泛用戶和應(yīng)用靈活的發(fā)電需求，包括取代退役的化石發(fā)電廠，為發(fā)展中國家或偏遠地區(qū)和離網(wǎng)地區(qū)提供小型電力的熱電聯(lián)產(chǎn)，以及實現(xiàn)混合核能/可再生能源系統(tǒng)。高度創(chuàng)新的SMR可以提供新的解決方案，進一步提高靈活性、推廣分布式發(fā)電。要切實滿足市場需求，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：包括固有安全特性，模塊化設(shè)計（根據(jù)需要單個或多個反應(yīng)堆模塊的集成），多功能用途（供電、供熱、海水淡化），工廠集成，整體運輸，整體安裝等；以及其它先進技術(shù)的應(yīng)用，諸如高性能燃料，燃耗增加，膨脹和裂變氣體釋放量有限；耐事故燃料，能承受高溫不熔化，發(fā)生事故時防止或限制氫的產(chǎn)生；改進的堆芯內(nèi)儀表，準(zhǔn)確性更高，減少設(shè)計分析和運行保守性；數(shù)字化技術(shù)和人工智能的應(yīng)用；低壓回路系統(tǒng)采用新型復(fù)合材料以取代鋼材；采用高機械性能和抗?jié)B性能的先進混凝土等，均可明顯提升小型模塊化反應(yīng)堆在經(jīng)濟上的競爭力。與間歇性風(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)計完全獨立于安裝地點的解決方案得到證實，有可能使核電工程在短短的2-3年內(nèi)完成，它們可以成為滿足市場需求、從而為能源轉(zhuǎn)型作出貢獻的最佳選擇。以下給出我國正在開發(fā)的各類小型堆：

　　（一）多功能模塊化小堆

　　ACP100是由中國核工業(yè)集團公司（CNNC）開發(fā)的模塊化壓水堆設(shè)計，旨在產(chǎn)生125 MW（e）的電力。ACP100基于現(xiàn)有的壓水堆技術(shù)，采用非能動動安全系統(tǒng)；通過自然對流冷卻反應(yīng)堆。ACP100將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）主要部件安裝在反應(yīng)堆壓力容器（RPV）內(nèi)。ACP100是一種多用途動力反應(yīng)堆，設(shè)計用于發(fā)電、加熱、蒸汽生產(chǎn)或海水淡化，適用于能源或工業(yè)基礎(chǔ)設(shè)施有限的偏遠地區(qū)。

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　　海上浮動核電站是將小型核反應(yīng)堆和船舶結(jié)合，使核電移動化。一般采用小型核反應(yīng)堆，安全性高。浮動核電站可為海洋平臺提供能源，包括：電力、蒸汽、熱源，并可進行海水淡化，以供給海上平臺淡水等，為海洋開發(fā)提供支持。浮動核電站還可為孤立海島、封閉海灣提供電力和能源。

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　　移動核反應(yīng)堆將建成100千瓦和1兆瓦兩種，該電站可以在公路、鐵路、海上或空中安全快速移動，并能快速設(shè)置和關(guān)閉，以支持沙漠地區(qū)、邊遠地區(qū)、無人區(qū)的各種任務(wù)。

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　　池式低溫供熱堆系統(tǒng)簡單，主要包括反應(yīng)堆系統(tǒng)、一回路系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)、余熱冷卻系統(tǒng)、換料及乏燃料貯存系統(tǒng)、輔助工藝系統(tǒng)。熱量經(jīng)兩次熱交換后進入熱網(wǎng)，確保放射性物質(zhì)不進入熱網(wǎng)。泳池式低溫供熱堆固有安全性好，泳池?zé)崛萘看螅词共徊扇∪魏斡酂崂鋮s手段，1800多噸的池水可確保堆芯不會裸露，即使沒有任何干預(yù)，也可實現(xiàn)26天堆芯不熔毀；抗外部事件能力強，水池全部埋入地下，避免因自然原因及人為原因造成重要設(shè)備損壞而發(fā)生核事故； 易退役，放射性源項小，僅為常規(guī)核電站的百分之一，且系統(tǒng)簡單，退役時間短；環(huán)保效益顯著，一座400MWt的低溫供熱堆可替代32 萬噸燃煤，或16000萬立米的天然氣。

　　池式低溫供熱堆還可以進一步發(fā)展，例如冬季供暖夏季供冷，在用戶端設(shè)置溴化鋰吸熱式制冷機，就可為用戶提供冷凍水；生產(chǎn)同位素或單晶硅中子摻雜；利用退役燃煤熱電聯(lián)供廠址建設(shè)池式低溫供熱堆，既減少了投資，又保持熱網(wǎng)供熱。

　　三、新一代核電技術(shù)

　　核能的廣泛利用必然要考慮到核資源的優(yōu)化和充分利用。十五年前，第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）發(fā)起了有關(guān)未來核能系統(tǒng)的聯(lián)合研究。中、法、韓、日、俄、美、歐盟之間由此展開了積極合作。GIF提出了六大領(lǐng)域的技術(shù)目標(biāo)和相關(guān)評估指標(biāo)：可持續(xù)性、經(jīng)濟性、安全與可靠性、廢物最小化、防擴散和實體保護。六類最有前景的核系統(tǒng)被選中，其中兩類為氣體（氦）冷卻反應(yīng)堆，另兩類是液態(tài)金屬（鈉、鉛合金）冷卻堆，還有一類超臨界水冷堆，最后一類是熔鹽冷卻堆。

　?。ㄒ唬┾c冷快堆（SFR）

　　在這些被選中的反應(yīng)堆系統(tǒng)中，幾乎所有的GIF合作國都認(rèn)為使用MOX燃料的先進鈉冷快堆（SFR）在本世紀(jì)投入商用的可能性最大。我國已建成鈉冷快中子實驗堆，正在建設(shè)600MWe（CFR600）鈉冷快中子示范核電站。CFR600將設(shè)計為采用MOX燃料的池式快堆；其熱功率為1500MW，電功率為600MW；一回路中有兩個環(huán)路，二回路的每個環(huán)路有8個模塊化蒸汽發(fā)生器；三回路是安裝了一個汽輪機的典型水-蒸汽系統(tǒng)；蒸汽的參數(shù)為14MPa、480℃；反應(yīng)性控制由兩套停堆系統(tǒng)、一套獨立補充停堆系統(tǒng)實現(xiàn)；一套非能動余熱導(dǎo)出系統(tǒng)與熱池相連；CFR600將在2025年以前建成。CFR600的目的是示范燃料閉路循環(huán)，為大型鈉冷快堆制定標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范。

　　開發(fā)快堆的主要目的是增殖核燃料，使鈾238裂變或?qū)⑵涓咝У劓幼兂深?39（Pu239）、緩解天然鈾資源可能的短缺。鈉冷快堆燃料具有更高的燃耗，使其在堆中停留的時間達到熱堆中的兩倍，也降低了乏燃料中次錒系核素的含量；鈉冷快堆還可設(shè)計用來嬗變長壽命核素，以及镅等超钚元素。

　　在啟動鈉冷快堆系列項目前，需要解決此類反應(yīng)堆的布置、掌握相應(yīng)的燃料閉式循環(huán)等很多科學(xué)、技術(shù)問題。要解決的主要難題是對钚含量較高的鈉冷快堆MOX乏燃料進行工業(yè)化后處理，將周轉(zhuǎn)期縮短為幾年。為此國際上正在研究用金屬燃料替代MOX燃料，以提高燃料的增殖比；研究干法后處理技術(shù)，以克服濕法后處理所帶來的難題；以及快中子反應(yīng)堆、干法后處理、金屬燃料制備的集成化布置（或稱一體化鈉冷快中子堆核能系統(tǒng)），以縮短燃料轉(zhuǎn)運的距離和時間。

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　　我國于20世紀(jì)70年代中期開始研發(fā)高溫氣冷堆，HTR-10高溫氣冷堆實驗堆于20世紀(jì)90年代建成。作為國家科技重大專項的200兆瓦HTR-PM示范核電站已進入裝料調(diào)試。HTR-PM示范電站由兩個球床反應(yīng)堆模塊組成，外加一個210 MWe的汽輪機組。反應(yīng)堆堆芯入口/出口的氦氣溫度分別為250/750℃，蒸汽發(fā)生器出口的蒸汽參數(shù)為13.25 MPa/567 ℃。2005年，一條原型燃料元件生產(chǎn)線在清華大學(xué)核研院（INET）建成，每年可生產(chǎn)10萬個燃料元件。此后，一個具備年產(chǎn)30萬個燃料元件產(chǎn)能的燃料元件廠在中國北方的包頭建成。

　　2014年GIF更新的第四代技術(shù)路線圖顯示，超高溫氣冷堆可在700 ℃到950 ℃（未來還可能超過1000 ℃）的堆芯出口溫度范圍內(nèi)供應(yīng)核熱和電力。新技術(shù)路線進一步提升反應(yīng)堆出口氦氣溫度達1000℃，采用氦氣透平循環(huán)，提高熱效率；同時 使核能生產(chǎn)延伸到為工業(yè)提供高溫工藝熱，包括利用核能的高溫制氫，以提高制氫的效率。核能制氫（nuclear production of hydrogen）就是將核反應(yīng)堆與采用先進制氫工藝的制氫廠耦合,進行氫的大規(guī)模生產(chǎn)。為此要研究先進的制氫工藝，諸如：正在發(fā)展的新技術(shù)———熱化學(xué)循環(huán)工藝(S-I 、HyS 、Cu-Cl 等)。

　?。ㄈ┾Q基熔鹽堆

　　釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)以Li Be Na Zr等的氟化鹽與溶解的U﹑Pu﹑Th等的氟化物熔融混合后作燃料，在600-700℃的高溫低壓下運行，其中LiF﹑NaF﹑BeF2和ZrF4為載體鹽，UF4和PuF3為裂變材料，ThF4和UF4為增殖燃料，吸收中子后產(chǎn)生新的裂變材料U和Pu。熔鹽堆使用低能量的熱中子進行裂變反應(yīng)。熔鹽堆的結(jié)構(gòu)材料（設(shè)備和管道）采用抗高溫抗腐蝕的鎳基合金——哈斯特鎳基合金-N——來制造。熔鹽將堆芯核裂變反應(yīng)所產(chǎn)生的熱量通過中間回路將其傳送到熱電轉(zhuǎn)換系統(tǒng)。

　　我國具有豐富的釷資源，釷基熔鹽堆亦被視為增殖核燃料的一條途徑。為此我國正在研究設(shè)計2MW的試驗反應(yīng)堆和20MWe模塊化釷基熔鹽堆研究堆及科學(xué)設(shè)施。釷基熔鹽堆技術(shù)仍有很多問題有待解決，而且要建立一套以鈾釷循環(huán)為基礎(chǔ)的核燃料循環(huán)工業(yè)體系。

　?。ㄋ模┿U冷快堆

　　鉛或鉛合金中子吸收和慢化能力弱，反應(yīng)堆中子經(jīng)濟性好，使其具有更高的核廢物嬗變和核燃料增殖能力。鉛基材料熔點低沸點高，反應(yīng)堆可以在低壓運行并獲得高出口溫度，避免高壓系統(tǒng)帶來的冷卻劑系統(tǒng)喪失問題，同時可實現(xiàn)高熱電轉(zhuǎn)化效率。鉛基材料化學(xué)穩(wěn)定性高，與空氣和水反應(yīng)弱，可避免起火或爆炸等安全問題。鉛基材料的載熱和自然循環(huán)能力強，可依靠自然循環(huán)排出余熱，大大提高了反應(yīng)堆的非能動安全性。

　　當(dāng)前研究進展：①鉛鉍工藝技術(shù):實現(xiàn)噸級規(guī)模高純鉛鉍合金熔煉；②氧控技術(shù):實現(xiàn)高溫液態(tài)鉛鉍合金中氧濃度在10-8~10-6wt%范圍內(nèi)的穩(wěn)定控制；③燃料組件技術(shù):開展了5不銹鋼包殼管在高溫液態(tài)鉛鉍環(huán)境下的腐蝕、力學(xué)性能實驗，以及液態(tài)鉛鉍腐蝕與中子輻照協(xié)同作用實驗；④不同氧濃度下候選結(jié)構(gòu)材料的腐蝕界面行為研究，分析氧濃度對腐蝕速率的影響及腐蝕機理，以確定CLEAR-I最佳氧濃度運行工況。

　　鉛冷快堆比功率高，體積小，穩(wěn)定性好，是核動力和移動式反應(yīng)堆的可行的選擇。

　　四、乏燃料后處理及放射性廢物處理與處置

　　要實現(xiàn)核燃料的增殖和循環(huán)利用必須開展乏燃料的后處理，首先是壓水堆乏燃料的后處理，我國已建成并投運了乏燃料后處理中間試驗廠，正在建設(shè)示范工程，有關(guān)后處理技術(shù)的各項科研試驗正在進行。

　　放射性廢物的安全管理是發(fā)展核電必須解決的一個關(guān)鍵問題，要做到合理可行盡量低，需要開展大量的科研試驗，比如等離子熔融、蒸汽重整等技術(shù)。處置最終的長壽命放射性廢物需要克服許多重大障礙，深地質(zhì)處置庫是處置此類放射性廢物的公認(rèn)方法。

　　總起來說，《“十四五”能源領(lǐng)域科技創(chuàng)新規(guī)劃》既安排了近期任務(wù)，又考慮了中長期發(fā)展；既涉及到核電、核能利用的各個方面，同時還考慮到核燃料循環(huán)的各個環(huán)節(jié)，包括核廢物的處理和處置。規(guī)劃對基礎(chǔ)研究、共性技術(shù)、大科學(xué)裝置建設(shè)、人才培養(yǎng)等都提出了很好的意見，為“十四五”開局，啟動第二個百年科技創(chuàng)新，建成世界一流的能源領(lǐng)域科技強國作出全面的規(guī)劃。