从五十年后或更远的将来看，什么能源会成为主流能源？ tom zhang，搞控制的核工博士 有的问题情不自禁的不请自来。进核口已经快六年了，目前所里也正好有专门的光伏材料研究室，好吧我室友就是做光伏材料的。 当然我的观点是核能当然是主流能源之一，而光伏则作为辅助性能源应该也会有自己一席之地。 Now here we go. 前言 美欧学者预言，一种建立在信息技术和清洁能源相结合基础上的新一轮革命即将到来。科技革命有两种驱动：一种是社会需求驱动，一种是知识与技术体系内在的驱动。[1] 1. 核能系统 当然从最熟悉的开始咯，题主考虑的既然是五十年后，那么我就不谈目前火热的华龙一号，AP1000，EPR 等等三代堆系统。主要谈一下小型堆系统，四代堆系统中的铅冷快堆系统，为什么不谈终极能源大杀器聚变堆系统，毕竟我做这个，因为五十年后做到商用并成为主流能源，我没有自信，尽管我坚信聚变是人类能源终极解决方案，不过五十年后成功建成示范堆我表示有信心。 图 1 核能进化年代预估 1.1. 模块化小型压水反应堆系统（SMR） 兴起 近二十年，核电站输出功率的优化一直是全球核工业的讨论话题。分为扩容派与缩容派，前者以 AREVA 的 EPR 系列为代表，主张提高堆芯燃料组件数量以期达到规模效应，而安全性能以增加冗余作为手段。 后者以西屋的 AP600 为代表，主张系统简化，降低堆芯功率以提高核电站的经济性与灵活性。美国能源部对先进商用小型轻水堆项目有严格的时间规定，明确把 2016 年通过 NRC 安全审核作为关键目标。很明显，这些指标都是为了在 2017 年左右开始建造示范堆，2020 年左右大规模推广小型轻水堆铺平道路。[2]与此同时，国内核工业大佬，中广核，中核也相继确立了 SMR 在接下来十年的研发商运地位，比如 CGN 的南海海上 SMR，CNCC 的贵州 SMR 项目。这都表明了国内核工业界对 SMR 的态度。 安全性 SMR 大量采用了安全设计的思路，比如在失水事故的应对上，从原来的“失水－注水”的被动策略向“减小失水”的主动原则。先进小型轻水堆普遍采用一体化主回路压力容器结构，取消了主回路各主管道，从根本上消除了由于一回路主管道断裂造成的大破口失水事故；其次大量采用非能动安全设计，通过多种自然循环系统，转移堆芯余热，有效地降低了失水事故后堆芯温升程度和堆芯裸露的可能性。在长期冷却策略上，先进小型压水堆全面采用非能动安全系统，而且系统热阱余量很大，可以在全厂断电的情况下独立工作一个星期以上。[3]因此，先进小型轻水堆的安全性比第三代轻水堆（AP1000、EPR 等）有了数量级的提高（见表 1）。 表1 先进小型轻水堆安全性能的改进 发展设想 SMR & 分布式能源系统，渐行渐近。 分布式能源系统是直接面向用户，按用户的需求就地生产并供应能量，具有多种功能，可满足多重目标的中、小型能量转换利用系统。在分布式能源即将迎来大发展背景下，SMR 供电系统必然会在 50 年后的偏远地区，海上工作平台等大电网触角无法企及的孤岛小电网架构之上找到自己存在的合理性。 1.2. 第四代反应堆系统（仅讨论铅冷快堆系统） 上面讨论了存在于孤岛小电网系统架构之上的 SMR 系统，接下来自然谈一谈大电网下的主流能源——大型商用反应堆系统。可以预见，在现在的三代压水堆统治五十年后，在聚变堆没有突破性进展的情况下，第四代反应堆系统（Gen IV）是会一统核能天下的。图一介绍了核电系统的进化史与进化预测。表二介绍 GIF 力推的六种 GEN IV。其特点无非是固有安全性、经济性和燃料利用可持续性。本文以ELSY（European Lead Fast Reactor）及其后续计划 LEADER（Lead Cooled Fast Reactor Systems）讨论一下铅冷系统 LFR，此两者分别隶属于 FP6 核能研究规划框架和 FP7 核能研究规划框架，时间节点在 2010 年，两者设计理念基本一致。 表 2 GIF 六种 GEN IV Now，let’s go. 总论 LFR 采用液态铅作为主冷却剂以期提高核岛安全性和增殖铀转换其快中子谱，考虑燃料闭式循环，采用长寿期堆芯以提升电厂经济性能；设计堆内自然循环以提高其余热排出能力；反应堆本体采用池式结构以提高其抗震能力。 表 3 实验电厂设计参数[5] 特点 使用紧凑的、容器内的蒸汽发生器（SG）和所有堆内构件都可拆出的简单主回路，从而降低施工难度，提高施工速度。同时，采用池式反应堆结构设计，可以提高堆本体抗震能力。图二图三为ELSY 堆本体设计示意图 图 2 ELSY 堆本体设计示意图 图 3 ELSY 堆本体设计示意图 在惰性气体的保护下进行堆芯燃料操作，提高操作安全性； 堆内 SG 抛弃传统 U 型管设计采用新型螺旋式设计，以提高换热能力和达到堆内自然循环目的； 图四为螺旋式 SG 结构图，表三为 SG 换热能力参数表，图五位换热能力趋势图。【6】 图 4 SG 结构图 表 3 SG 换热能力参数表 图 5 SG 换热能力趋势图 主冷却剂系统 LEADER 或者 ELSY 设计使用 9000 吨液态纯铅作为主冷却剂，其中正常情况下 43%参与热力循环液态铅惰性，不与水和空气发生反应，因此取消了中间冷却剂系统，就发电效率而言可补偿降低堆芯出口温度的影响(比超凤凰钠冷堆低 62K)。也实现了 SG 的反应堆压力容器内部安装结构设计； 铅的沸点达到 1745 摄氏度，有效降低了堆芯出现空泡风险; 液态铅慢化能力弱，中子吸收截面小。从而可以实现较低密度的燃料组件布局，燃料组件布局空间的增大降低了冷却剂水头损失，这一特性在弱泵送能力或者自然循环阶段的冷却剂载热循环过程中显得极为关键。 液态铅与常见燃料包壳材料兼容不反应。 堆芯余热排出能力提升，采用铅冷系统的堆芯余热排出能力如图五所示[7] 图 6 堆芯余热排出能力 结论 铅作为一种高沸点冷却剂所带来的协调作用，不可低估：中子经济、低压系统，安全、简化、经济、防扩散能力等。在 ADS 研究中发现铅具有吸附和抑制裂变产物、特别是某些易挥发裂变产物的能力，可将核电厂对外环境的影响降到最小，从基本上消除核电厂场外应急的需要。[8] 铅的对外部环境、工业基础条件和技术要求有更广泛的适应性。目前我们核电选址在考虑一个地址的时候，第一步就是调出此地所有的记录，比如县志之类的老古董都要拿出来看，是不是在某年某月的某一天发生过重大自然灾害之类的，为何？因为我们现在的核电厂很脆弱！做核电的常常说核电厂址是稀缺资源，怕地震，怕海啸，怕冰冻，自从出了 911，现在还怕大型商用飞机。在 50 年后的将来，高鲁棒性的铅冷系统能让核电厂更刚强。 不过开发的崭新机组（不是新堆型），即使重大设备制造、出厂试验、机组调试过关，仍然不能难断言不会出现其他异常情况；即使安全性能达标，经济性能仍然有待证实。例如，AP1000 提出所谓“主泵运行 60 年不检修”，然后你主泵直接做不出来，这一切不都是“然并卵”？ 2 光伏系统 我没做过光伏，下面说的都是自己的想法。 谈及光伏注意我加了系统二字，毕竟你单纯的弄几块光伏板子晒着太阳，烧点热水洗洗澡，暖暖地板，nonono，这不是五十年后的光伏。五十年后的光伏应该是一个系统，应该是光伏发电 + 蓄电池 + 孤岛电网组成的一个个分布式能源系统。 前几年不敢讲这个思路，为什么，我室友跟我说前几年他们做太阳能薄膜电池用的材料是 3 万 1 克，现在已经到四位数；有朋友做分布式能源，也就是微电网，前几年国家连立法都没有，一团糟，现在立法了，国网自己开始推这个概念；而电池的发展更是像坐上了火箭一样，什么锂电池，燃料电池都快 OUT 了，我师兄本科同宿舍的哥们做铁基电池，什么充电效率，总储能能力，蹭蹭的往上窜，不知道是不是水，就是水人家也水出了 NATURE，评上了教授。或许五十年后电池储能的发展不一定就是锂电池镍电池甚至也不是铁基电池，但是可以肯定的是电池储能能力必定可以调和光伏系统晚上无法供电的尴尬。我的思路是这样的，光伏的发电效率和经济性提高到寻常边区山区百姓家组一个光伏孤岛系统的经济压力就跟安一个 001 电视天线相当；储能系统（看好电池储能）能做到一晚上通宵，洗一晚上热水澡或者 Whatever，总之晚上想用电只要电池没坏就可以尽情用；万一储能电池坏了，孤岛电网也可以智能的接入大电网系统，就是贵一点，但是可以保证基本用电需求，不至于黑灯瞎火洗凉水澡或者感冒了没有开水喝即可。 最后贴一张 19 世纪初人类寻求利用太阳能的古朴图片，与那个时代的人类相比，经历了两次工业革命（即将经历第三次工业革命的）洗礼；经历了 20 世纪初期科学理论井喷的的 2015 年的人类其实正站在技术革命的漆黑黎明守望浩瀚的星空，坚持一下，会是艳阳。 这是一个最好的时代。 参考文献： [1]演讲人：白春礼 时间：2012 年 12 月 30 日 地点：中国科学院大学·科学与人文论坛 [2] IAEA. Status of small reactor designs without on-site refueling．IAEA-TECDOC-1536 [R], Vienna：IAEA, 2007. [3] 王大中，林家桂，马昌文，等. 200 M W 核供热站方案设计[J]. 核动力工程，1993 ，14 (4) ：289-295.（WANG Da-zhong, LIN Jia-gui, MA Chang-wen, et al. Design of 200 MW District Heating NPP [J]. NuclearPower Engineering, 1993, 14(4):289-295. ） [4] 陈培培，周 赟我国发展先进小型轻水反应堆的一些思考 [5] L. Cinotti, C. Fazio, J. Knebel, S. Monti, H. Ait Abderrahim, C. Smith, K. Suh LFR "Lead-Cooled Fast Reactor" UCRL-CONF-221396 FISA 2006 Kirchberg, Luxembourg March 13, 2006 through March 16, 2006 May 16, 2006 [6] Ved Bhatnagar Overview of Overview of EU Activities in P & T Research in the EURATOM 6th th and 7th Framework Programmes 9IEM P&T, Nimes, FR 25-28 Sep 2006 EC, Brussels [7] L. Cinotti, C. F. Smith, J. J. Sienicki, H. Aït Abderrahim, G. Benamati, G. Locatelli S. Monti, H. Wider, D. Struwe, A. Orden The Potential of LFR and ELSY ProjectBook of Abstracts, ICAPP 2007 Nice, France, May 13-18, 2007 Paper 7585 [8] IAEA-TECDOC-1289 Comparative assessment of thermophysical and thermohydraulic characteristics of lead, lead-bismuth and sodium coolants for fast reactors IAEA June 2002 查看知乎原文
