美不得不低头 中国自主创新核电装备全球领先(图)

　　中国实验快堆于2000年5月开工建设，2010年7月21日首次达到临界。中国成为继美、英、法等国之后，世界上第8个拥有快堆技术的国家。截至2014年12月，中国实验快堆已经累计并网运行438小时，累计发电量超过300万度，累计上网电量超过180万度。

　　高温气冷堆除了具有快堆的特点外，还具有无与伦比的安全性。反应堆燃料元件采用包覆燃料颗粒构成的“全陶瓷型”球形燃料元件，具有在不高于的1,600摄氏度的高温下阻留放射性裂变产物释放的能力，而且堆芯周围全部由石墨和碳砖材料构成，芯结构部件能承受超高温，加上反应堆具有较大的燃料和慢化剂负反应性温度系数，能保证在任何情况下，燃料元件最高温度不超过其安全限值。2014年9月，拥有完全自主知识产权的高温气冷堆核电站示范工程燃料元件生产线已完成安装，由中核北方核燃料元件有限公司负责运营，可每年向石岛湾核电站提供约30万个球形燃料元件。

　　高温气冷堆的核心装备就是主氦风机。反应堆的堆芯和蒸汽发生器传热管组分别装设在压力容器和承压壳内，并由热气导管壳体相连接，构成一回路压力边界，这时候就需要主氦风机提供的氦气进行冷却，使承压壳不承受高温。2014年8月，中国成功研制高温气冷堆核电站示范工程的核心装备——主氦风机试验样机。在工作中，HTR-PM的主氦风机将氦气加压到70个大气压后作为冷却剂，将反应堆堆芯产生的热量带走。目前，在国际上还没有容量相当、结构相似的产品，性能世界领先。

　　另外，高温气冷堆还具有不停堆换料，控制棒和吸收球都可依靠重力下落实现停堆等功能。一旦发生事故，堆芯余热排出不需专设的能动余热排出系统，余热可以借助于导热、辐射和对流等自然机理非能动地传到反应堆压力容器，再由堆舱冷却器载出，大幅提升了反应堆的可靠性。

　　中国高温气冷堆技术研发工作始于上世纪70年代。通过实施国家863计划，清华大学在中核集团的支持下设计建造了10兆瓦实验堆，2003年1月7日实现并网发电。2012年12月9日，由中核工业建承的山东石岛湾高温气冷堆示范工程开工建设，按进度计划将于2017年底建成发电。

　　超临界水冷堆是一种高温高压水冷反应堆，它运行在水的热力学临界点（374°C，22.1MPa）之上。与常规水冷堆相比，超临界水冷堆具有核燃料利用率高、机组热效率高、系统更简化、成本也更低等特点。

　　中国是贫铀国，要持续发展核电，必须选用燃料利用率高的堆型。而超临界水冷堆突出特点是堆芯冷却剂平均密度较低，冷却剂慢化能力低，容易实现超热中子谱或者快中子谱堆芯设计，获得较高的燃料利用率。

　　热效率越高意味着越多的热能可以转换为电能，超临界水冷堆核电机组与常规亚临界轻水堆机组相比，热效率明显提高，可达到45%。

　　更简单的系统意味着更低的建设成本。由于采用简单的直接循环系统，使得核蒸汽供应系统布置紧凑，从而使反应堆厂房小型化，使机组在经济性方面具有比较优势，超临界水冷堆核电机组的造价比高温气冷堆和压水堆分别便宜70%和44%。

　　此外，超临界水冷堆还具有技术继承性好的优点——可充分采用现有压水堆的技术基础；可以充分利用压水堆核电站设计、研发条件以及制造、建造、运行、维护和管理的经验；能充分借鉴超临界火电汽轮机的技术。

　　目前，中国已经具备发展超临界水冷堆反应堆的技术基础。2014年，中国超临界水冷堆技术研发第一阶段（基础技术研究）研发目标已经完成，提出了超临界水冷堆总体技术路线。按照路线图，除已完成的第一阶段外，超临界水冷堆技术路线图中还有四个阶段的发展：2014年-2017年实施技术研发第二阶段；2017年-2021年进行工程技术研发；2019年-2023年进行工程实验堆设计建造；2022年-2025年进行百万千瓦级超临界水冷堆标准设计研究。

　　就中国正在研发、建设的高温气冷堆、钠冷快堆、超临界水冷堆而言，超临界水冷堆具有最好的性价比，而且能继承现有的压水堆和超临界火电汽轮机的技术；钠冷快堆的冷却效果好，能量转换率较高，世界各国大多看好钠冷快堆；高温气冷堆能够提供其它堆型所无法提供的热源，这使得该技术不仅可立足于核电的行列，而且还能够拓宽其应用市场，为核能制氢、冶金、化工等领域提供大量的高温工艺热。目前，三种反应堆还在研发和建设过程中，断言哪一种反应堆最有前途还为时尚早。