中國新一代核能用材總體發展戰略研究

干勇，趙憲庚，徐匡迪

（中國工程院，北京 100088）

一、前言

核能主要分為核裂變和核聚變兩類。目前人類可駕馭的可控核裂變技術已用于工程建設核電站，為人類提供清潔能源供應。而核聚變技術還處于研發階段。本文所提到的核能技術主要指的是核裂變技術。

二、我國核能技術的發展現狀

核能技術是國家核心競爭力的標志性技術，是戰略必爭的高科技領域，是軍民深度融合發展的戰略性產業之一。新中國成立以來，我國核能行業從早期的自力更生、艱苦奮斗到近期的創新驅動發展，走出了一條具有中國特色的“引進、消化、吸收、創新、超越”發展路線。我國已經建立自主和完整的核工業體系，尤其是改革開放以來，我國核能技術研究更是呈現出百花齊放的局面。進入21世紀后，我國在引進、消化、吸收世界領先的AP1000和EPR第三代壓水堆核電技術基礎上，自主創新研發了同樣具有世界領先水平的“華龍一號”和CAP1400大型先進壓水堆核電技術，其中“華龍一號”國內示范工程已開工建設，且“華龍一號”還成功出口巴基斯坦，國內外首堆建設進展順利。CAP1400示范工程已經具備開工建設條件；高溫氣冷堆和鈉冷快堆正在積極推進示范工程的建設；中國科學院先導計劃支持下的熔鹽堆和加速器驅動（ADS）次臨界裝置已完成示范工程選址；超臨界水堆、行波堆等核能系統正在加強基礎研究和工程設計[1,2]。

壓水堆是目前全球最成熟的商業核電技術。20世紀80年代，我國核電確定了以壓水堆技術為主的發展路線，迄今我國在運和在建的56臺核電機組中有52臺是壓水堆，在未來一定發展時期內，第三代大型先進壓水堆核電技術將是建設的主力堆型。2016年3月，國家發展和改革委員會、國家能源局聯合發布了《能源技術革命創新行動計劃（2016－2030年）》（下稱《行動計劃》），《行動計劃》將先進核能技術創新放在顯著的位置，明確：當前我國優先發展壓水堆核電站，提高建成運行的第二代壓水堆核電站的安全性和經濟性，引進消化國外第三代壓水堆核電技術，開發以“華龍一號”和CAP1400為代表的具有自主知識產權的第三代壓水堆核電技術，使我國第三代核電技術全面處于國際領先水平，實現系列化發展。總體上，我國核能產業穩步高效發展，已成為世界核能領域的產業和工程中心。在此基礎上，我國將繼續大力推進世界核能科技中心和創新高地建設，使我國早日成為世界核能科技強國。

三、我國核能用材發展的現狀及問題

新一代核能技術聚焦核能發電技術，涵蓋了大型先進壓水堆、模塊式小型堆、高溫氣冷堆、快堆、熔鹽堆、加速器驅動次臨界系統、超臨界水堆、行波堆等。

（一）我國新一代核能用材發展現狀

近十余年，在有關企業的努力下，尤其在大型先進壓水堆和高溫氣冷堆國家重大科技專項和快堆專項的支持下，我國壓水堆、高溫氣冷堆和快堆的核島主設備材料技術取得了巨大進步。以壓水堆為主體的工程堆核島主設備材料技術問題已解決，實現了自主化和大規模產業化。這些工程堆核島主設備材料技術產業鏈布局已完成，顯著提升了我國高端裝備制造業的核心競爭力。

熔鹽堆等處于研究階段堆型的主設備材料技術尚處于工業初試或實驗室研究階段。雖然壓水堆核燃料已實現了本地化批量生產，但包括壓水堆在內的我國所有核反應堆核燃料及材料尚未最終形成自主化，乏燃料后處理過程所需材料技術尚需開展系統的研究。

（二）我國新一代核能用材發展存在的主要問題

1. 新一代核能用材發展存在的共性問題

我國從核能大國向核能強國邁進的主要標志是形成自主創新的可大規模布置的工程化核能技術，而核能工程化的最關鍵支撐是材料技術。我國目前尚無新一代核能用材的頂層設計和統籌規劃，即沒有國家層面的新一代核能用材發展戰略規劃，嚴重影響了我國核能用材的自主、高效、有序發展。凝聚共識和全局統籌的新一代核能用材發展戰略規劃對我國核能產業盡早實現全面自主化和走向世界具有戰略性意義。

我國同時開展眾多堆型研究，造成核能相關研發力量和資源的分散；同時開展多種方式的第四代堆型研究，并在堆型技術并不十分成熟的情況下急于開展示范工程建設，這必將造成我國非常有限的核工程資源的浪費，也存在潛在的核安全風險。核工程堆技術研究需要巨大的人力和經費投入，應在國家核能發展規劃頂層設計中進行協調，以提高我國核工程人力和經費的使用效率。

我國工程級輻照實驗裝置能力嚴重不足，制約了核島材料、核燃料及包殼材料、增材制造材料的快速發展。

乏燃料后處理過程所需材料尚未系統開展研究?！叭A龍一號”和AP1000等壓水堆核島設備分別采用RCC-M和ASME標準體系，增加了材料研究、設備制造和核安全監管的復雜度和工作量。

2. 工程化建設堆用材存在的主要問題

第三代壓水堆核島主設備結構材料實現了自主化和產業化，但產品質量的穩定性尚需進一步提高。大型先進壓水堆核電站主體材料主要為核島和常規島的關鍵設備結構材料，主要包括反應堆壓力容器、蒸汽發生器、穩壓器、堆內構件、控制棒驅動機構、主管道、主泵、閥門、汽輪機發電機等設備材料。這些材料種類較多，屬于品種多、批量小、性能要求極高的材料，涵蓋碳鋼、低合金鋼、不銹鋼、鋯合金、鈦鋁合金、鎳基合金、高分子絕緣材料等，按品種則有鑄鍛件、板、管、圓鋼、焊材等?？梢詫⒋笮拖冗M壓水堆核電站主體材料分為三大類：一是復雜異形一體化特大型合金鋼鍛件材料。主要包括反應堆壓力容器SA508-3cl.1特大鍛件、蒸汽發生器SA508-3cl.2特大鍛件、常規島汽輪機轉子3.5NiCrMoV特大鍛件。此類材料要求具有合適的強度、優異的低溫韌性以及良好的截面均勻性。制備工藝主要為組織細化與穩定化和低溫韌性提升的熱處理技術、高純凈、高均勻鋼錠冶煉控制技術和復雜異形一體化特大鍛件的鍛造技術。二是異形整體不銹鋼大鍛件材料。主要包括整體鍛造主管道316LN奧氏體不銹鋼大鍛件和壓緊彈簧F6NM馬氏體不銹鋼大型環鍛件。此類材料要求具有足夠的強度、良好的塑性和斷裂韌性，特別是要求具有良好的抗應力腐蝕斷裂能力，以及良好的抗均勻腐蝕能力和焊接性能。核級不銹鋼大鍛件材料制備工藝主要為成分精控及高純凈冶煉控制技術、鍛造防開裂控制技術、內孔加工及彎曲控制技術、組織晶粒均勻及均勻變形控制技術等。三是鎳基耐蝕合金精密管件材料。主要包括蒸發器690合金U形傳熱管，此類材料要求具有良好的抗應力腐蝕斷裂的性能、良好的抗均勻腐蝕能力、良好的加工性能（彎管、脹管等）、良好的制管性能和焊接性能。690合金U形管為制管皇冠上的明珠，其制備工藝主要為高均勻、超純凈冶煉工藝，熱擠壓成型質量控制技術，超長薄壁小口徑管材冷加工技術，超長、薄壁、小口徑管的在線脫脂控制技術，TT（Thermal Technology）熱處理控制技術等。大型先進壓水堆核電站主體材料在服役期內大多承受著高溫、高壓、流體沖刷腐蝕，甚至是強烈的中子輻照等惡劣條件，有些設備材料要求在60年全壽命周期內不可更換。因此對設備材料的性能提出了極其嚴苛的要求，除了如傳統材料要求良好的強韌性匹配、優良的焊接性、冷熱加工性能外，有些材料還要求具有優良的抗輻照脆性、優良的抗腐蝕性和耐時效性能以及優異的截面均質性能。

高溫氣冷堆核島結構材料基本實現自主化，未來超高溫氣冷堆耐熱材料尚未開展研究，蒸發器傳熱管和石墨材料的應用性能研究尚需進一步研究。高溫金屬結構材料是超高溫氣冷堆技術發展的主要瓶頸。目前高溫氣冷堆堆芯氦氣出口溫度為750 ℃，未來超高溫氣冷堆堆芯氦氣出口溫度將提高到900～1000 ℃，相應的蒸汽發生器、堆內金屬構件、氦–氦中間換熱器等耐熱材料均需滿足高溫力學性能和物理性能的要求。鎳基耐熱耐蝕合金作為高溫氣冷堆傾向采用的高溫金屬結構材料，其國產化和自主化研究工作尚未系統開展。我國在早期生產堆和HTR-10階段研發過核石墨，但其尺寸規格、輻照性能、輻照壽命均無法達到目前高溫氣冷堆技術發展要求，目前高溫氣冷堆示范工程HTR-PM采用的是日本東洋炭素的核石墨產品。近年我國核石墨研發已有了新進展，中鋼集團新型材料（浙江）有限公司、方大集團股份有限公司等國內企業正在推進核石墨國產化的工作。

長期以來，我國壓水堆和快堆等核燃料及材料受制于國外，近年我國壓水堆核燃料取得較大進展，基本上可實現自給，但尚未最終實現完全自主化。雖然高溫氣冷堆核燃料基本實現自主化，但產能擴大和性能擴展等問題尚需進一步研究。這些材料研發周期長，需輻照考驗并需反復進行工程驗證。

3. 研發階段堆用材存在的主要問題

熔鹽堆和ADS次臨界裝置核島結構材料初步確定了選材，并開展了工業試制，但材料在工程環境下的適用性尚需系統研究。熔鹽堆構件，包括壓力容器、回路管道、熱交換管等，都須在高溫、熔鹽腐蝕和中子輻照等多重極端環境下長期、穩定、有效工作，很難找到一種滿足上述條件的成熟工程材料，因此結構材料是熔鹽堆研發過程中的一個非常突出的技術難題。20世紀40～60年代，美國橡樹嶺國家實驗室（ORNL）在專門為核動力飛機（ANP）和熔鹽堆項目（MSRE）研發了一種鎳基合金，也是世界上迄今為止唯一在熔鹽堆服役過的結構合金——Hastelloy N 合金。超臨界水堆和行波堆核島選材尚處于實驗室篩選階段，工程化試制尚未開展。

熔鹽堆固態燃料和液態燃料尚處于實驗室研發階段。鉛冷快堆、鈉冷快堆、超臨界水堆和行波堆燃料及包殼材料尚在選材階段。

4. 核能用材發展存在的政策問題

核能材料（核島結構材料、核燃料材料、后處理材料）安全可靠性要求高，需要特殊考核，研發周期長，資金需求量大，需反復進行工程驗證。在現有科研立項（五年計劃）體制下，難以連續完整地開展和完成核能材料的全鏈條研制，以致國產化進程經常半途而廢。同樣的原因也制約了增材制造等新技術與核能材料技術的結合。

四、促進我國新一代核能用材發展的戰略支撐與保障建議

我國同時開展多種堆型研究，造成核能材料、技術研發力量和資源的分散。應加強我國核能技術發展的長遠謀劃和戰略布局，在2030年前堅持大型先進壓水堆第三代核電技術的主體地位，我國第四代核電技術和未來核能技術的研究開發應統籌規劃，有所側重。應加強科學評估，哪些技術處于基礎研究階段，哪些技術處于應用研究階段，如何協調推進，需開展充分論證。為此，提出促進我國新一代核能用材發展的戰略支撐和保障建議[3]。

（一）設立國家新一代核能用材專業指導委員會

設立國家新一代核能用材專業指導委員會，該委員會獨立于電力企業，由責任科學家、分管部門有關領導組成，其主要任務是根據國家核能中長期發展規劃，凝聚行業共識，負責制定國家新一代核能用材發展戰略規劃，在國家規劃層面做到材料先行，從科學、技術、工程、產業四個層面制定新一代核能用材的近、中、遠期發展目標及具體任務，并以五年周期對上述中、遠期發展目標及具體任務做出動態調整，確保我國新一代核能用材持續、有序、高效發展。

（二）設立新一代核能用材國家專項基金或長期穩定支持的專項科技計劃

大型先進壓水堆和高溫氣冷堆國家重大科技專項的實施顯著促進了我國核能材料技術的進步和裝備制造業核心競爭力的提升。設立獨立于電力企業的由國家有關部門運作的國家新一代核能用材發展專項基金或長期穩定支持的專項科技計劃，該基金或科技計劃的資金來源可由國家財政預算、企業和社會融資組成。通過該專項基金或科技計劃支持上述國家新一代核能用材專業指導委員會確定的近、中、遠期發展目標及具體任務的持續、有序、高效開展，保障我國新一代核能用材發展的支撐性、連續性、前瞻性、戰略性和創新性。這也是實現我國核能技術發展戰略規劃的關鍵之一。尤其是在新時代中國“強起來”的特殊國際環境下，通過長期穩定基金或科技專項支持，自力更生，建立具有我國自主知識產權和自主供應保障能力的新一代核能用材體系將越來越重要，對保障我國核工程持續發展具有戰略意義。

（三）創建我國新一代核能用材先進完整標準體系

第三代百萬千瓦壓水堆工程首堆均在我國建設，工程實踐過程中大部分核島主設備材料技術問題是由我國獨立解決或參與合作解決的，積累了寶貴的經驗和教訓。在ASME和RCC-M標準和我國現有能源行業標準基礎上，我國具備創新一整套新一代核能用材先進標準體系的條件。在確保核安全的前提下，兼顧核能材料標準的先進性和經濟性，以適度先進的材料標準規范促進我國核能材料技術及其產品技術的進步和提升，拉升高端裝備制造業的核心競爭能力。形成全國統一的兼顧先進性和成熟性的新一代核能用材完整標準體系（包含材料試驗、表征和評價全過程標準），為我國核能技術盡早走出國門，引領世界核能技術發展奠定堅實基礎。

（四）建設國家層面的共享型工程級輻照實驗裝置

工程級輻照試驗是我國核能用材研發和工程化的制約性瓶頸問題之一。我國應盡快建設國家層面共享型工程級核材料輻照實驗裝置（中心），通過優化和提高裝置效率，加快材料工程化進程，促進材料創新。從長遠看，可考慮把即將到設計壽命期的秦山一期3h105kW核電站反應堆改造成工程級實驗研究堆。

（五）在獨立自主原則下，繼續開展新一代核能用材國際合作

在新的國際環境和形勢下，首先要繼續保持和發揚我國核工業獨立自主、自力更生的精神。同時，在國家統籌規劃的重大核能工程國際合作項目下，要繼續積極開展核燃料材料、乏燃料后處理材料等領域的國際合作。

致謝

衷心感謝團隊全體同志的辛勤勞動和貢獻。