1. 引言
核能在1954年首次被用于发电。70年来，核电发展经历了第一代、第二代、第三代核电技术，安全性、经济性都日趋完善。第一代核电技术是最早期的原型堆电站，第二代核电技术是在此基础上开发的商用核电站，第三代核电技术是对安全提出更高要求的轻水堆核电站，采用非能动安全系统[1]。第四代核能系统是创新开发出的新一代核能系统，在可持续性、经济性、安全与可靠性、防止核扩散与实物保护等方面有明显的先进性[1]。
目前，核能占全球发电量的近10% (WANO, 2024) [2]。从世界范围来看，各主要核电国家的核电占比分别为美国18.2%、法国62.6%、英国14.2%、俄罗斯19.6%、加拿大12.9%、韩国30.4%、中国5.0%等[3]。在净零排放目标和大国竞争背景下，各国积极制定振兴和壮大核能工业的国家战略，采取多项措施，推动核能发展。第四代核能系统具有安全可靠性高、废物产生量小、燃料利用率高、经济性好、用途广泛及防止核扩散的特点，已成为主要核电国家研发的热点。
根据IAEA (国际原子能机构)和NEA (经济合作与发展组织核能署)联合发布的《Uranium 2022: Resources, Production and Demand》，全球铀资源总量共791.75万吨，澳大利亚铀资源储量占28%、独联体国家占27%、美洲占15%、非洲占18%、中国占4%。目前第三代核电对于铀资源的利用效率较低，且发展潜力不足。为实现铀资源的高效利用，我们应切实加大第四代核能系统的研发力度，提高核能的经济性和竞争性，积极安全有效发展核电[4]。
本世纪以来，世界范围内的能源和资源紧缺日益严重，温室效应等环境问题更加突出，稳定可持续且对环境友好的能源受到各国的广泛关注。核能能够助力能源结构清洁低碳转型，已成为第二大清洁、可调度基荷能源。为到本世纪中叶实现电力行业的净零排放，能源格局需要发生根本性的变化[5]。第四代核能系统不仅能用于发电，还可用于制氢、海水淡化、区域供热等，使核能在能源安全利用、满足多行业能源需求等方面发挥更大作用[1]。
2. 技术特点
2000年，美国、英国和法国等10个国家就研发四代堆达成国际合作框架，创立“第四代核能系统国际论坛(GIF)”[6]。2002年底，GIF发布了技术路线图，提出了六种满足新一代核能标准的反应堆类型：超高温气冷反应堆(VHTR)、超临界水冷反应堆(SCWR)、熔盐反应堆(MSR)、气冷快中子反应堆(GFR)、钠冷快中子反应堆(SFR)和铅冷快中子反应堆(LFR) [6]。第四代核能系统的主要特点见表1。
Table 1. Major characteristics of the generation Ⅳ nuclear energy system
表1. 第四代核能系统主要特点
堆型 |
中子谱 |
冷却剂 |
出口温度/℃ |
燃料循环方式 |
钠冷快堆(SFR) |
快 |
钠/共晶钠钾合金 |
550 |
闭式循环 |
超高温气冷堆(VHTR) |
热 |
氦气 |
900⁓1000 |
一次通过 |
超临界水冷堆(SCWR) |
热/快 |
超临界水 |
510⁓625 |
一次通过/闭式循环 |
气冷快堆(GFR) |
快 |
氦气/超临界二氧化碳 |
850 |
闭式循环 |
铅冷却堆(LFR) |
快 |
铅/铅铋合金 |
480⁓800 |
闭式循环 |
熔盐堆(MSR) |
热/快 |
氟化物盐/氯化物盐 |
700⁓800 |
闭式循环 |
2.1. 钠冷快堆
钠冷快堆是一种采用熔融钠或共晶钠钾合金作为冷却剂的快中子增殖反应堆，是一种很有前途的第四代核能系统[7]。钠冷快堆是目前世界上运行经验最丰富的第四代核能系统，全球累计运行超过400堆年。钠冷快堆的主要结构如图1所示。
Figure 1. Schematic diagram of sodium-cooled fast reactor
图1. 钠冷快堆结构示意图
钠冷快堆铀利用率高，可以实现闭式燃料循环。钠冷快堆的冷却剂一般是液态钠，其高导热系数有利于传热、低中子慢化能力有利于核反应进行，是冷却剂的良好选择。钠冷快堆一般在常压下运行，但需要提供无氧和封闭的环境，防止腐蚀及避免钠与空气和水发生反应。
2.2. 超高温气冷堆
超高温气冷堆是一种采用石墨作为慢化剂、氦气作为冷却剂的热中子反应堆，是由低温气冷堆发展而来的[8]。超高温气冷堆因其可以用于制氢等综合利用领域，被各国广泛关注并积极参与研究。超高温气冷堆的主要结构如图2所示。
Figure 2. Schematic diagram of very high temperature gas-cooled reactor
图2. 超高温气冷堆结构示意图
超高温气冷堆可以模块化生产，热效率高，有良好的固有安全性。目前面临着几方面的技术难点，如：反应堆采用棱柱形或球形燃料，需要加强核燃料对事故的抵御能力；因其运行在较高的温度下，需要更好的耐高温材料等。
2.3. 超临界水冷堆
超临界水冷堆是一种以超临界水作为冷却剂的高温高压反应堆，它运行在水的热力学临界点(374℃, 22.1 MPa)之上[9]。超临界水冷堆是GIF确定6种堆型中唯一的水冷堆，是水堆技术未来的发展方向。超临界水冷堆的主要结构如图3所示。
Figure 3. Schematic diagram of super-critical water-cooled reactor
图3. 超临界水冷堆结构示意图
超临界水冷堆的热效率高；运行中超临界水没有相变，可采用直接循环来简化设备，有良好的经济性和安全性。后续研究需要进一步分析超临界状态下水的热力学参数与传热系数，研究耐高温耐腐蚀的包壳、结构材料来保证超临界水冷堆的安全运行等[10]。
2.4. 气冷快堆
气冷快堆是一种采用气体作为冷却剂的快中子反应堆，同时具有快堆可持续性和高温气冷堆经济性的特性[11]。气冷快堆的主要结构如图4所示。
Figure 4. Schematic diagram of gas-cooled fast reactor
图4. 气冷快堆结构示意图
气冷快堆一般采用惰性气体氦气作为冷却剂，氦气的化学稳定性好，不会发生相变，可以工作在高温情况下[11]。气冷快堆采用闭式燃料循环能实现铀资源的持续利用并减少核废物的产生，使用高温惰性气体来进行堆芯冷却可以提高热转换效率，允许更高运行温度的同时无腐蚀和冷却剂的活化。目前面临着几方面的技术难点，如：因快中子通量对压力容器的辐照效应需使用更耐辐照的材料，低热惯量导致堆芯在失去强迫冷却后升温过快，低压状态下需要提供强迫对流等[12]。
2.5. 铅冷快堆
铅冷快堆是一种采用熔融铅或铅铋合金作为冷却剂的快中子反应堆，可在高温和接近大气压的条件下运行，由于没有中间回路使铅冷快堆在小型化方面具有明显的优势[13]。铅冷快堆的主要结构如图5所示。
铅冷快堆的热效率高，有优良的中子学性能和低化学活性特性，有良好的经济性和固有安全性[14] [15]。铅冷快堆的主冷却剂一般是液态铅，铅具有屏蔽γ射线和在温度600℃时滞留碘与铯的能力。目前面临着几方面的技术难点，如：要防止在高温高流量条件下铅对结构钢的腐蚀效应，克服铅的不透明及高熔点导致堆内构件的检查、检测和装卸料的困难等[16] [17]。
Figure 5. Schematic diagram of lead-cooled fast reactor
图5. 铅冷快堆结构示意图
2.6. 熔盐堆
熔盐堆是一种采用高温液态熔盐作为冷却剂的反应堆[18]。熔盐堆使用石墨作为慢化剂，可以将裂变燃料、可裂变燃料和裂变产物溶解在高温熔盐中。熔盐堆的主要结构如图6所示。
Figure 6. Schematic diagram of molten salt reactor
图6. 熔盐堆结构示意图
熔盐堆有很好的传热性能和安全性能，燃料利用率高、循环灵活。熔盐堆有较强的核不扩散能力，长寿命、高放射性的乏燃料产物少。熔盐堆有一个在线处理系统，该系统可以去除某些裂变产物，并在不关闭反应堆的情况下向熔盐中添加更多燃料[18]。目前面临着几方面的技术难点，如：需开发镧系元素与锕系元素的在线分离技术，氦气等气体的导出及防止氚元素的生成，需要更好的耐高温材料等。
3. 研究现状
3.1. 钠冷快堆
中国实验快堆(CEFR)是一座热功率为65 MW的池式钠冷快堆，由中国原子能科学研究院建造和运营。它是中国历史上第一座快堆，于2010年首次达到临界状态，并在2014年实现满功率运行72小时[19]。2017年中国示范钠冷快堆(CFR600)在福建霞浦开建，它是一座热功率为1500 MW、电功率为600 MW的池式快堆。
俄罗斯在钠冷快堆的研究和建设方面处于领先地位。其位于别洛亚尔斯克的BN-800快堆经过最新换料后，是世界上首座全堆芯装载MOX燃料的快堆。世界上最大的多用途钠冷快中子研究堆——MBIR (Mnogotselevoi Bistrii Issledovatelskii Reaktor)已进入安装阶段，预计2027年投入实际运行，它支持铅测试、铅铋测试、反应堆实验等方面的研究。2024年5月，俄罗斯联邦自然资源监督局批准BN-1200钠冷快堆的计划。
美国对钠冷快堆有近50年的运营经验。美国通用电气日立公司与泰拉能源公司于2021年合作，开展为美国能源部设计建设多功能钠冷快中子试验堆(VTR)计划。2023年12月，美泰拉能源公司和阿联酋核能公司签署合作，合作探索Natrium技术，它包含34.5万千瓦钠冷快堆和熔盐储能模块两个功能模块。
除此之外，印度、法国、日本、韩国等国也在钠冷快堆研究方面制定了计划，如：印度的卡尔帕卡姆原型堆(PFBR)，于2024年3月启动装料[20]。各国钠冷快堆的运行情况见表2。
Table 2. Operation of Sodium-cooled fast reactor
表2. 钠冷快堆运行情况
国家组织 |
已退役 |
运行中 |
已开发/在建中 |
俄罗斯 |
FR-5/10、BN-350 |
BOR-60、BN-600、BN-800 |
MBIR、BN-1200 |
美国 |
FFTF、SEFOR、EBR-II、
FERMI、LAMPRE |
- |
VTR |
法国 |
Rapsodie、Phenix、SPX-1 |
- |
ASTRID |
中国 |
- |
CEFR |
CFR600 |
印度 |
- |
FBTR |
PFBR |
日本 |
MONJU |
JOYO |
DFBR、CFBR |
3.2. 超高温气冷堆
超高温气冷堆在最初的技术路线图中的出口温度设在1000℃以上，但由于目前技术能力不够成熟，并通过分析市场需求，确定了堆芯出口温度在700℃⁓950℃左右的技术路线，用于发电和工艺热应用。全球运行、设计阶段的高温气冷堆见表3。
2023年12月，中国山东华能石岛湾高温气冷堆示范电站正式投入商运，标志着中国在四代堆研发和应用领域上已处于世界领先水平。清华核院积极推进高温气冷堆的优化设计，并完成了更大规模的HTR-PM600高温气冷堆初步设计方案。
日本有丰富的超高温气冷试验堆运行经验，并掌握高温制氢技术。日本高温试验堆(HTTR)是一个石墨慢化氦气冷却的30MW反应堆，1998年11月达到第一临界，并于2001年满功率运行。值得关注的是2010年它在950℃下表现出稳定的热量超50天，并于2021年重启运行[21]。日本正在开展高温气冷堆新项目GTHTR300，这是一种多用途模块化反应堆，计划2030年实现商业化。
Table 3. High-temperature gas cooled reactors in operation and design
表3. 全球运行、设计阶段高温气冷堆
国家组织 |
项目名称 |
堆型 |
热功率 |
所处阶段 |
中国 |
HTR-PM |
球床堆 |
250 MW |
运行 |
HTR-10 |
球床堆 |
10 MW |
运行 |
日本 |
HTTR |
棱柱堆 |
30 MW |
运行 |
GTHTR-300 |
棱柱堆 |
600 MW |
设计 |
美国 |
Xe-100 |
球床堆 |
200 MW |
设计 |
俄罗斯/美国 |
GT-MHR |
棱柱堆 |
600 MW |
设计 |
俄罗斯 |
MHR-T |
棱柱堆 |
600 MW |
设计 |
MHR-100 |
棱柱堆 |
215 MW |
设计 |
法国 |
SC-HTGR |
棱柱堆 |
625 MW |
设计 |
韩国 |
NHDD |
棱柱堆 |
200 MW |
设计 |
印度尼西亚 |
RDE |
球床堆 |
10 MW |
设计 |
英国 |
U-Battery |
棱柱堆 |
10 MW |
设计 |
美国、俄罗斯、法国、英国、南非、韩国、加拿大等多国在研究高温气冷堆领域取得了一定的进展，如：美国X-Energy公司提出了Xe-100球床堆超高温气冷堆设计方案；俄、美联合开发模块式高温气冷堆GT-MHR，俄罗斯提出了用于制氢的多模块高温气冷堆MHR-T和以热电联产为主的小型化高温气冷堆MHR-100；法国法马通提出了SC-HTGR棱柱型超高温气冷堆设计方案等。
3.3. 超临界水冷堆
目前，欧盟、中国、加拿大、俄罗斯、日本等国对于超临界水冷堆的研究还处于概念设计阶段，主要涉及热工水力、材料与水化学等关键技术的研究。各国超临界水冷堆概念设计参数见表4。
Table 4. Super-critical water-cooled reactor conceptual scheme
表4. 超临界水冷堆概念方案
方案代号 |
SCLWR-H |
HPLWR |
SCWR |
SCW-CANDU |
KP-SKD |
SCLWR-H |
国家 |
日本 |
欧盟 |
美国 |
加拿大 |
俄罗斯 |
日本 |
堆结构形式 |
RPV |
RPV |
RPV |
PT |
PT |
RPV |
中子能谱 |
热谱 |
热谱 |
热谱 |
热谱 |
热谱 |
快谱 |
热功率(MW) |
2740 |
2188 |
3575 |
2540 |
1960 |
3893 |
电功率(MW) |
1217 |
1000 |
1600 |
1140 |
850 |
1728 |
效率(%) |
44.4 |
44.0 |
44.8 |
45.0 |
42.0 |
44.4 |
压力(MPa) |
25 |
25 |
25 |
25 |
25 |
25 |
入口/出口温度(℃) |
280/530 |
280/500 |
280/500 |
350/625 |
270/545 |
280/526 |
堆芯高度/直径(m) |
4.2/3.7 |
4.2/- |
4.3/3.9 |
-/4.0 |
5.0/6.45 |
3.2/3.3 |
燃料类型 |
UO2 |
UO2/MOX |
UO2 |
UO2/Th |
UO2 |
MOX |
慢化剂 |
H2O |
H2O |
H2O |
D2O |
D2O |
- |
中国提出了百万千瓦级超临界堆CSR1000的设计方案[22]。欧盟联合中国、加拿大申请“地平线2020”计划ECC-SMART项目，开发小型模块化反应堆(SMR)。日本提出了2种概念方案：一种是热谱式(Super LWR)；一种是快谱式(Super FR) [22]。俄罗斯提出了2种概念设计：一种是单回路直接动力转换系统；一种是双回路间接动力转换系统。
3.4. 气冷快堆
目前，国际上还没有建造过真正的气冷快堆。美国进行了300 MW示范气冷快堆和1000 MW商业气冷快堆的初步设计。ALLEGRO项目于2010年在法国CEA支持下成立，设计热功率为75 MW，用于研究耐高温材料和验证系统安全性。俄罗斯正在研究氦冷快堆BGR1000反应堆装置的概念建议方案。IAEA给出的三种气冷快堆方案见表5。
Table 5. Gas-cooled fast reactor program
表5. 气冷快堆方案
国家组织 |
代表型号 |
冷却剂 |
进展 |
欧盟 |
ALLEGRO |
氦气 |
设计中 |
美国 |
EM2 |
氦气 |
概念设计 |
日本 |
KAMADO FBR |
二氧化碳 |
概念设计 |
3.5. 铅冷快堆
俄罗斯在铅冷快堆工程建设方面处于领先地位：俄罗斯铅铋快堆SVBR-100已完成设计；BREST-OD-300铅冷快堆在2021年2月获得建造许可证，并于2021年6月实现FCD。各国铅冷快堆研究进展见表6。
Table 6. Research progress on lead-cooled fast reactor
表6. 铅冷快堆研究进展
国家组织 |
代表型号 |
进展 |
俄罗斯 |
BREST-OD-300 (铅) |
获得建造许可证开工建设，已FCD |
SVBR-100 (铅铋) |
完成设计，已获得场地许可 |
欧盟 |
MYRRHA (铅铋) |
2018年比利时投资6亿，设计及技术研发 |
ALFRED (铅) |
关键技术研发，现项目已推迟 |
ELFR (铅) |
概念设计 |
美国 |
SSTAR、LFR |
概念设计 |
日本 |
LSPR、PBWFR |
概念设计 |
韩国 |
URANUS |
概念设计 |
中国对于铅冷快堆的研究，在部分关键技术上已接近或达到国际先进水平，建成了大量的实验平台，但整体仍处于攻关阶段。中国陆续开展堆型设计、铅铋工艺等方面的研究工作，建成了世界上规模最大、参数水平最高的液态铅合金技术综合实验平台和兆瓦级小型铅基堆关键技术集成试验样机，完成了三次多尺度铅铋零功率反应堆试验[13]。
欧盟、美国、日本、韩国等国都在大力推进铅冷快堆的研究工作，提出了各种概念设计。
3.6. 熔盐堆
熔盐堆的发展开始于20世纪40年代，是由美国橡树岭国家实验室(ORNL)开展的航空用核动力项目及后续的核动力飞行器项目[23]，60年代OENL开展的熔盐实验堆(MSRE)将研究从军用航空核动力转向民用[18]。2020年Kairos Power公司KP-FHR设计获得资助，2021年该公司与田纳西管理局达成合作，共同开发Hermes示范堆。
近年来中国对于钍基熔盐堆的研究处于世界前列，甘肃武威2 MW钍基熔盐实验堆(TMSR-LF1)已建成并取得运行许可证。俄罗斯、欧盟、英国、丹麦等国进行了堆型设计等方面的研究，如：俄罗斯Rosatom启动熔盐焚烧堆研发，计划2033年建成10 MW研究堆；欧洲原子能共同体开展了熔盐快堆安全研究，给出了MSFR的完整设计等[24]-[26]。IAEA 给出的几种熔盐堆见表7。
Table 7. Molten salt reactor type
表7. 熔盐堆类型
国家组织 |
代表型号 |
冷却剂 |
进展 |
美国 |
SmAHTR |
氟化物盐 |
设计中 |
LFTR |
氟化物盐 |
概念设计 |
Mk1 PB-FHR |
氟化物盐 |
概念设计 |
ThorCon |
熔盐 |
详细设计 |
法国 |
MSFR |
熔盐 |
概念设计 |
日本 |
MSR-FUJI |
氟化物盐 |
概念设计 |
加拿大 |
IMSR-400 |
氟化物盐 |
设计中 |
4. 安全性
第四代核能系统作为未来核能发展的重要方向，其安全问题备受关注。第四代核能系统在设计上相较于前三代反应堆具有更高的安全标准，通过采用新型冷却剂(液态钠、液态铅、氦气等)、新燃料循环等方式，在根本上提高了安全性[8] [11]。快堆、熔盐堆和高温气冷堆等技术的应用，在提高核燃料利用率的同时，减少了核废料的产生，还能延长燃料的使用寿命，进一步提高了核电的安全可靠性[18] [19]。第四代核能系统充分考虑了先进堆型设计和安全的特性，能够不依靠外部干预实现自我控制，对海洋等外部水资源的冷却依赖性降低，减少了人因失误导致核事故的发生。
5. 总结与展望
第四代核能系统未来将在电力、热力、工艺热应用等多个领域发挥重要作用，有助于实现能源可持续发展，有助于推动核能发展方式和产业模式创新，助力实现“3060”双碳目标。在净零排放目标和大国竞争背景下，以前沿技术发展核能领域新质生产力，掌握第四代核能系统关键技术将获得巨大的竞争利益，但其发展离不开国际社会的共同努力，各国应在竞争中合作，共同实现能源行业新一轮的变革。
目前研究表明，超临界水冷堆和气冷快堆还处于概念设计阶段，在关键技术、材料等方面有待突破。在钠冷快堆方面，国内外具有大量的试验和运行经验，是建造和运行经验最多的堆型[19]。在铅冷快堆方面，俄罗斯铅铋快堆核潜艇的运行经验为示范堆、商用堆的研究提供了经验[13]。在高温气冷堆方面，中国华能石岛湾高温气冷堆示范电站投入商运，是全球首座高温气冷堆商业示范电站。在熔盐堆方面，中国2 MW钍基熔盐实验堆已建成，并取得运行许可证。针对第四代核能系统发展现状，提出了以下几方面建议。
加大科研资金和人才投入，积极发展快堆技术，尽快实现闭式燃料循环。针对钠冷快堆方面，应充分参考全球现有的实践经验，制定明确清晰的核燃料闭式循环技术体系，突破干法后处理关键技术。针对铅冷快堆方面，积极投入基础研究、关键设备和技术、铅铋工艺、燃料和材料等方面的研究工作，验证技术路线的可行性，加快铅冷快堆的产业化建设。
促进研究成果市场化，推动高温气冷堆批量化建设。发展多模块高温气冷堆核电机组，满足市场的需求，实现规模化发展；加快、加大氦气直接透平布雷顿循环研究工作，提高发电效率；进行材料等方面研究，提高高温气冷堆出口温度，实现核能制氢等技术上的应用。
加大熔盐堆科研攻关力度，解决关键技术及重大科技问题。建立以铀钍循环为基础的核燃料循环工业体系，为能源安全利用和双碳目标的实现提供可行的解决方案。
NOTES
*通讯作者。