近年来，我国核电技术快速发展，已进入世界核电技术第一方阵。不久前，中国核能行业协会发布的《中国核能发展报告2024》蓝皮书显示，截至目前，我国在建核电机组26台，总装机容量3030万千瓦，在建数量和装机容量均保持世界第一。我国正有序部署以华龙一号国和一号为代表的自主第三代核电技术。与此同时，中国在第四代核电技术多个技术方向上取得了突破性进展。

华龙一号压力容器

一、裂变核电技术的演进过程

裂变核电技术发展至今已经到了第四代，其安全/可持续性/经济性在不断提高，其发展演进过程为：

第一代核电技术：1950s-1960s期间，美苏英法等国建造一代堆，主要是试验性和原型反应堆，希平港原子能发电站，是世界上第一座商用核电站。于1957年实并网发电，开启了人类和平利用核能的年代。

第二代核电技术：1960s末期，和第一代反应堆相比，装机容量不断增加，主要堆型有压水堆、沸水堆、重水堆等，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明：可与火电、水电相竞争。以美国西屋公司为代表的Model系列、System80(1050MWe，2环路压水堆)以及一大批沸水堆(BWR)均可划入第二代核电站范畴。以国内来说，大多也属于第二代核电，如我们熟知的秦山、田湾机组，不过在福岛事故之后，相应地得到了改进。

第三代核电技术：主要是先进轻水堆，包括先进压水堆和先进沸水堆，其特点是采用非能动安全系统或先进的能动安全系统以提高安全性。第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些核电业主已经选用或准备选用更安全、更经济的第三代核电技术进行新的核电机组建设。田湾核电站是中国和俄罗斯技术合作项目，采用2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，也是我国九五计划开工的重点核电建设工程之一。

第四代核电技术：由第四代核能系统国际论坛(GIF)提出的能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防核扩散问题的第四代核电核能系统，在国际上，第四代核能系统一共有六种堆型，包括气冷快堆、铅冷快堆、钠冷快堆、熔盐堆、超临界水堆和高温气冷堆。我国在2012年12月9日重新开工建设的自主研发世界首座具有第四代核电特征的高温气冷堆核电站在位于中国东部沿海山东省荣成市的华能石岛湾核电厂就属于第四代核电技术。

华能石岛湾核电厂

压水堆占中国核电主导堆型，中长期开发第四代核电站。根据国家原子能机构披露的核电站情况，在建的26座核电站全为压水堆。我国核能发展近中期目标是优化自主第三代核电技术;中长期目标是开发以钠冷快堆为主的第四代核能系统，积极开发模块化小堆、开拓核能供热和核动力等利用领域;长远目标则是发展核聚变技术。

二、海洋核动力的应用与需求

我国面临海上战略威慑，发展先进海洋国防装备是突破岛链封锁的重要途径之一，而实现能源在海洋装备中的持续稳定供给、海洋能源绿色低碳转变及海洋各领域关键技术突破均需要能源的技术革新。除军事应用外，深海观测网、海底采矿车、深海空间站等海洋装备的发展也离不开海洋核动力能源供给。海洋核动力作为一种具有极高能量密度的能源，可为海洋装备提供持续稳定的能源动力，在民用和国防领域均有突出优势。

海洋核动力的应用场景

航母、巡洋舰、核潜艇、破冰船、商船、浮动核电站等大型海洋装备和海上浮动平台，对核动力系统的体积质量限制较小，而对安全性、经济性、续航能力要求很高。与常规动力相比，核动力航母更受各海洋军事强国欢迎。同时，国际水上海洋核动力装备也由军用向民用拓展，如俄罗斯的核动力破冰船在北极航道开辟和维护方面起到重要作用，海上浮动核电站建设则实现了商业运行。对我国而言，在20世纪70年代实现了核潜艇应用，但目前尚未实现水面核动力舰船的突破。

与此同时，特种水下装备、无人潜航器、海底采矿设备、深海空间站等小型水下移动装备，对核动力系统小型轻量化提出严苛要求，也对机动性、低噪声、运行寿命等提出较高要求。特种水下装备需具备大潜深、高航速、长寿命特点;核动力无人潜航器需能高效执行水下人员及装备运输、水下情报收集、水下测绘、水下侦察、深海打捞、地球物理观测、海底地形详细勘测、海底信息通道控制等任务;深海海底资源开采成为大国能源资源竞争的新形式，核动力海底采矿设备将发挥关键作用;深海观测网、深海预警系统、水下预置系统等水下固定的监测装置，则对小体积、强耐压、长寿命、高可靠性、长期免维护有着特殊的要求。

总结起来，对海洋核动力发展应包括小型轻量、长寿高效、安全可靠、灵活机动和低噪声等五大需求。不同于陆上核电站，海洋核动力受空间尺寸、排水量等因素的限制，核心要求表现为小型化和紧凑化;海洋核动力的长寿命主要指堆芯寿命长，即反应堆一次装料后满功率运行使用的时间足够长，要减少海洋核动力装置在运行使用期间的换料次数，增加海洋核动力装置的使用率与服役时间;在远洋、深海、无人的复杂环境条件下，不具备进行核动力系统大修所需相关条件，因此海洋核动力的安全可靠事关海洋核动力装置既定任务的完成以及整个装置和人员的安全;海洋装备在海洋洋流及海域态势多变的复杂条件下航行，需要具有快速调节动力系统输出功率的能力，这对反应堆提出了快速启停和升降功率的要求;新一代水下核动力装置较多采用新型电力驱动推进器代替传统螺旋桨及减速齿轮箱，低噪声是水下核动力系统的重要性能指标。

三、铅基堆海洋核动力

铅基堆海洋核动力采用液态铅或铅合金等铅基材料作为一回路系统的主冷却剂，是第四代核能系统的六种参考堆型之一(分别为气冷快堆、铅冷快堆、钠冷快堆、熔盐堆、超临界水堆和高温气冷堆)。铅基冷却剂具有优良的中子物理、热工水力和化学特性，因而铅基堆系统表现出固有安全、小型轻量、高效长寿的技术特征。其工作原理为：液态铅冷却剂自冷池进入堆芯，吸收堆芯各组件热量后汇入热池，经充分搅混后进入主热交换器的壳侧，将热量传递给管侧的二回路水后，从换热器下端的出口窗流出经机械泵驱动重新进入堆芯，从而形成一回路的冷却剂循环。

铅基堆系统原理图

铅冷快堆采用二回路系统，一回路为一体化池式结构。以中国铅基研究反应堆CLEAR-I为例，反应堆本体由容器、堆内构件及热屏蔽层、堆顶盖、堆顶旋塞及中心测量柱、堆内换料机构、控制棒驱动机构、主泵、主换热器、堆芯及围桶、中子源靶等10个主要部件和设备组成。反应堆容器采用双层池式结构，其内层为主容器，外层为安全容器，主容器作为一回路边界，包容一回路冷却剂和覆盖气体。堆顶旋塞嵌入堆顶盖中心，采用双旋塞组合运动实现精确定位换料。堆内支撑构件承载整个堆芯和围桶，分隔反应堆冷、热铅铋池，为主换热器、主泵和堆内换料机提供中下部支撑或约束。二回路加压冷却水在循环全程单相运行，从主换热器流出的水沿二回路管道进入热交换器，将热量传递给周围环境的大气。

铅基冷却剂的优点在于：铅基材料对于中子的吸收和慢化能力弱，反应堆中子经济性好;铅基材料的沸点温度高，铅的沸点为1740℃，因此具有更高的沸腾裕度和安全性;铅基材料的化学活性低，与水和空气接触不会发生激烈反应。

快中子反应堆系统的共同特点，它为自然资源的充分利用提供了一种新的方式，并极大地减少了长寿命放射性废物的产量。最终储藏室中只储存裂变产物，这样不仅减小了储藏室自身的大小，同时提高了最终储存的安全性，因为需要消除的衰变热减少了。然而，最明显的效果是放射性废物达到较低的天然放射性水平所需的储存时间缩短了：只需要几百年，而不是目前技术所需的成千上万年。

由于采用液态铅作为冷却剂，铅冷快堆有较高的安全性。和其他液体不同，铅不需要增压(液态铅在常压下的沸点为1743C);且运行过程中也不会产生氢气或其他爆炸性气体。铅冷快堆使用液态铅可以在一回路中引入衰变热排出系统，这些系统的运行符合基本物理定律而且不需要外部电源。即使在极端事故中，预计铅冷快堆对安全壳外部的环境也不会产生影响，这极大地增加了这项技术的社会可接受度。

铅与水相比，具有中子吸收截面小、沸点高、热导率高等特点。铅的吸收截面比水小，慢化能力更是远小于水，所以铅一般用作快堆的冷却剂;铅的沸点高，可以消除由于冷却剂沸腾导致的堆芯裸露问题，有效降低发生堆芯熔化事故的可能性;同时还可以将反应堆设计成常压系统，避免高压系统带来的安全性和复杂性问题;铅的导热率高，可以有效提高反应堆的热传输效率，可以使热传输系统和换热器设计得更加紧凑，提高反应堆的安全性。

铅和钠相比，化学活性低，沸点更高，热膨胀性能更好。铅与水和空气不发生剧烈反应，不会像钠冷快堆那样发生钠火事故;铅的沸点高，也避免了像钠冷快堆那样引入正的空泡反应;铅的热膨胀性能好，一回路自然循环能力强，具有更好的非能动安全特性。

前苏联从20世纪50年代起，成功建造了8艘铅铋反应堆驱动的核潜艇，并创造了42节航速的世界纪录。进入21世纪后，俄罗斯积极推进铅基反应堆的商业应用，正在开展铅铋反应堆SVBR-100(电功率100MW)和铅冷快中子反应堆BRESTOD-300(电功率300MW)设计建造，计划分别于2019年和2021年建成发电。美国在1999年正式启动ATW计划，计划利用铅铋冷却的加速器驱动次临界系统(ADS)进行核废料嬗变。从2001年开始，美国在能源部第四代反应堆研究计划的支持下，开展了小型模块化铅冷反应堆SSTAR、铅铋冷却嬗变反应堆ENHS、铅铋自然循环小型模块化反应堆G4M等堆型概念。

近年来，随着先进海洋装备对核动力的需求更为迫切，小型铅基堆核动力技术受到更多关注。2018年，俄罗斯发布了波塞冬巨型核动力鱼雷计划，该鱼雷具有无限航程、潜深1000 m、航速100节等优越性能。2019年，俄罗斯发布了第五代莱卡级核潜艇设计方案，其功率质量比较压水堆核动力提高1.5～2.5倍。日本东京工业大学研究团队设计了基于铅基堆的水下核电源方案，可用于深海观测网、深海机器人供电，电功率分别为40kWe、200kWe。

我国铅基堆研究始于20世纪80年代中后期。在中国科学院战略性先导科技专项未来先进核裂变能ADS嬗变系统等项目的支持下，凤麟核团队牵头完成了铅基堆基础研究和关键技术攻关。近年来，我国在小型铅基堆技术方向取得了显著进展，形成了多种海洋核动力方案。凤麟核团队研发了适配海洋核动力的超小型铅基堆核电宝技术，建造了系列实验回路装置群、十兆瓦级核电宝工程集成模拟实验样机，推动了铅基堆技术从单项技术验证到工程集成验证。

十兆瓦级核电宝工程集成模拟实验样机

四、海洋核动力成头等大事，中国能否突破?

通常情况下，航空发动机被视为飞机的心脏，同样，海洋核动力技术也被称为航母心脏，其性能好坏，会直接影响到航母综合作战能力。虽然说常规动力装置是一种更容易实现的航母动力装置，但相比起来，核动力却具有很大发展潜力，其不仅续航能力强，还不需要补给游船，所以，核动力已经成为当今大国制造航母的首选。

就拿美国尼米兹级航母为例，其装有2座A4W压水堆，每个反应堆都能输出10000马力功率，使用年限达到13年。其中，压水堆被广泛用于核动力航母建造中，其工作原理较为简单，类似于锅炉反复烧开水的模式，期间，核裂变会产生巨大能量，可对第一回路中的水进行加热、加压，进而将其水温维持在不断加热却不沸腾的状态。之后，这些热水会进入第二回路完成热交换，大量蒸汽推动发动机发电，最终为航母提供源源不断的电力和动力保障。

但是，压水堆技术简单，却有着一大弊端，那就是占用空间太大，其中光管道阀门就达到1200多个，运行时需要60多人同时监控。据悉，美国为改善技术缺陷，耗费了不少精力去缩小压水堆体积，在这一背景下，福特级航母完成改进，其管道阀门数量仅保留200个左右。当然，这也带来了另一些问题，比如稳定性差、故障频繁。

在这一方面，中国具有后发优势。第四代先进核能系统铅基快堆是以熔融的金属铅或铅铋合金为冷却剂的快中子反应堆，采用闭式燃料循环，可在常压、高温条件下运行。铅基快堆具有优良的燃料转换能力，可以有效地提高铀、钍资源利用率，极大提高燃料的可持续性，也可以用来焚烧现有轻水堆乏燃料中的长寿命锕系元素，从而更加清洁地利用核能。此外，其惰性和低压的冷却剂系统进一步增强了反应堆的安全性。铅基快堆具备安全、经济、可持续的优点，是未来先进核能技术的主要发展方向之一。

低温铅基堆对结构材料和设备的要求低，现有反应堆技术完全满足。铅基堆一回路系统为常压运行，辅助系统少，以减小体积并提升功率体积比，降低控制难度。参照现有压水堆技术，二回路温度可达350 ℃，以获得更高的过热度;与蒸汽朗肯循环耦合，显著提高发电效率，同步发挥技术成熟度高的优势。

第四代反应堆活动曾主要关注钠冷快堆，但近年来在应对方法和材料技术方面的新进展表明，流动的液态铅的腐蚀问题已经能够被克服，而且由于铅冷却剂在安全方面具有明显优势，研究者和开发者重新对其产生兴趣，世界各地的几个项目进展都很迅速。由中国多名知名专家组成的专家组表示，中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化研发，填补了国内空白。考虑小型水下移动装备(如无人潜航器、海底采矿设备、深海空间站)对百千瓦级到兆瓦级核动力系统进一步小型轻量化的特殊需求，采用高温铅基堆耦合S-CO2发电技术，可进一步降低系统的体积和质量。