我国核能技术创新进入加速期

从引进国外技术，到消化吸收和诞生自主品牌，中国核电的创新之路正在提速。

日前，中国自主品牌核电ACP100和CAP1400先后通过国际原子能机构反应堆通用技术审查（GRSR），加上此前已经通过该审查的ACPR1000+（概念设计）和ACP1000，中国先进三代压水堆技术均已满足IAEA关于先进核电技术最新设计安全要求，几乎都拿到了参与国际竞争至关重要的一枚印章。

“创新是中国核电发展的主旋律，也是‘十三五’期间的主要任务。提高我国核电产业自主创新能力，突破三代技术的瓶颈，是中国核电批量化规模化发展的需要，也是中国核电走出国门，提高国际竞争力的必由之路。”中国核能行业协会专家委副主任徐玉明日前在重庆举行的“核应急技术装备发展供给侧与需求侧技术交流会”上做出如是论述。

徐玉明指出，要加强科技创新、自主创新、原始创新，全面掌握并不断优化三代核电技术，开展先进核电技术研发和工程化验证，从核电大国不断迈向世界核电强国。

资料显示，上世纪90年代以后，世界各大核电供应商通过改进和研发形成了多种三代核电堆型。在压水堆方面，诞生了美国的AP1000，法国的EPR，韩国的APR1400、俄罗斯的VVER1000和VVER1200，以及日法合作的Atmer-1等。这些先进的堆型通过采用非能动系统、增加安全系列、设置完善的严重事故预防和缓解措施、增强对外部事件的防御能力提高了核电的安全性，也通过增大容量、简化设计、延长设计寿命和换料周期等手段提高了核电的经济性。

目前，除了韩国的APR1400已实现并网，上述其他堆型基本都处于建设阶段。业内分析指出，未来5-15年，URD（美国《先进轻水堆用户要求文件》）和EUR（《欧洲用户要求文件》）仍然是先进压水堆设计需要全面参考的依据。福岛核事故之后，IAEA、西欧和中国进一步提高了对未来新建核电的安全要求，主要包括：提高纵深防御独立性、增强包括多重失效在内的超设计基准事故应对能力、实际消除大量放射性释放从而减缓场外应急需求，增强内部和外部事件防护能力等。

中国核学会日前发布的《核科学技术学科发展报告（2014-2015）》显示，未来提高核电安全的总体思路和方向包括：保证四道屏障的完整性（尤其安全壳完整性）、保证五层纵深防御的有效性、采用耐事故燃料元件、先进堆芯设计、提高安全措施的可靠性、放射性废物最小化、采用先进的智能仪控系统、延长操作员不干预时间和厂外支持时间，加强严重事故堆芯熔融机理研究，实际消除大规模放射性释放，增强固有安全性，最终目标是在技术上实现或者不需要厂外应急。

“我国核与辐射安全法规标准依据IAEA的安全标准制定，与世界接轨，并持续改进、不断提高。福岛事故后，我国安全改进行动要求与国际保持一致，并得以全面实施。” 《核科学技术学科发展报告（2014-2015）》指出。

“作为成熟的，已经处于建造并能够出口的压水堆机型，华龙一号和CAP1400在满足国内、国际安全标准上毋庸置疑。持续的技术改进和创新，是要从根本上避免严事故发生，保证反应堆安全，以及实现‘实际消除大规模释放的可能性’。” 一位业内专家向记者表示，“此外，模块化小堆技术正是压水堆创新研发的集中体现，国内企业在这方面正在积极推进。”

除了压水堆，我国在快堆、高温气冷堆、熔盐堆、超临界水堆、加速器驱动次临界系统（ADS），以及核聚变研究、混合聚变堆方面目前均有不同程度进展。

信息显示，随着实验快堆建成，下一步我国将依据“实验快堆、示范快堆和商用快堆”三步走发展策略稳步推进，预期将于2025年建成示范快堆CFR600。在此之前，需完成相关研究和关键设备研制。此外，在高温气冷堆示范工程基础上，将继续开展60万千瓦高温气冷堆总体设计并力推产业化，以及进行超高温气冷堆技术预研等。而超临界水堆基础技术研究已经完成，下一步将进行关键技术攻关，全面掌握设计技术和设计方法，完成工程试验堆研究设计。

同时，中科院在熔盐堆和ADS研究领域已经形成规划：在熔盐堆方面，钍铀循环核数据、结构材料、后处理技术等基础研究主要展开。预计2030年左右，我国全面掌握钍基熔盐堆系统（TMSR）设计技术，基本完成工业示范堆建设，并发展小型模块化熔盐堆技术，进行商业化推广；ADS研究已经从基础研究向工程实施阶段过渡，若得到国家及时稳定的支持，有望在2022年左右基本完成乏燃料循环利用验证、ADS燃烧器原理样机等阶段性工作，引领国际核裂变创新发展。