论文部分内容阅读
摘 要：该文综述了四代核电技术（高温堆）的发展现状和技术特点，对中国高温气冷堆的产业化提出了建议，供政府及相关行业集团公司等参考。
关键词：四代核电 高温堆 产业化 进展
中图分类号：TL249 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2015）08（b）-0046-03
Abstract：The author reviewed the development of generation IV nuclear power technology --Temperature Gas Cooled Reactor（HTR） . Some The advice of industrialization of HTR in China was proposed.The article can give some advice for the government and relevant company.
Key Words：Nuclear Power Technology of Generation IV； HTR； Industrialization； Progress
目前，世界上运行和建设的核电技术主要是第二代、三代技术。从第二代核电技术演化而来的第三代核电技术在安全性和操作的简便性方面有了明显的改进[1]。但在经济性、安全性、废物处理、防核扩散和公眾接受性等方面仍然存在一些局限性[2-3]。
“更安全、更高效”是核能利用永恒的目标。美国核学会于1999年提出第四代核电技术概念。目前，共推出6种四代核电技术的堆型，即三种快中子堆和三种热中子堆[4-8]。三种快中子堆是：钠冷快堆（SFR， Sodium-cooled fast reactor）、铅冷快堆 （LFR， Lead-cooled fast reactor）和气冷快堆（GFR， Gas-cooled fast reactor）；三种热中子堆是：超临界水冷堆（SCWR， Supercritical water-cooled Reactor）、超高温气冷堆（VHTR， Very-high-temperature gas-cooled reactor）和熔盐堆（MSR， Molten salt reactor）。“超高温气冷堆”以现有高温气冷堆技术为基础，反应堆出口温度达到1000 ℃，可以更好地适应未来制氢技术的工艺热要求。当前高温气冷堆冷却剂出口温度已经达到950 ℃，实现1000℃出口温度在技术上是切实可行的。因此，（超）高温气冷堆是最有前途和最快投入使用的四代核电技术[9-12]。
随着我国国民经济的持续稳定发展，能源需求日益增长。能源已成为我国经济、社会发展的重要制约因素。突出的环境问题和有限的能源资源总量，迫切要求发展清洁安全的替代能源。核能是一种可以大规模替代化石燃料的清洁能源。从我国的能源供求情况来看，21世纪核能将在我国能源体系中发挥重要作用。我国核电产业的长远发展也要立足于先进的自主化核电技术，有必要积极推进先进堆型研发工作，特别是球床模块式高温气冷堆（以下简称“高温堆”）的研究、开发与运用[1]。
1 我国高温堆技术发展概况
我国的高温堆技术研究起步于20世纪70年代。1986年，10MW高温气冷实验堆（HTR-10）被列为国家863计划重点项目。1995年，HTR-10正式开工建设，于2000年建成并首次临界，2003年实现满功率运行并网发电，成为全球首座球床模块式高温气冷堆，确立我国在该领域的世界领先地位。2003年以来中国核工业建设集团公司与清华大学合作开展高温堆技术产业化工作，完成了大量基础性工作。2006年高温堆被列入国家科技重大专项，双方合作承担了重大专项的科研任务，共同参与200 MW的高温堆示范工程的投资建设，进一步巩固我国在该领域的国际领先地位。在此基础上，通过进一步深化产学研合作机制，双方共同开展商用高温堆技术的开发和推广工作。截至目前，已经完成高温堆热电联产机组方案研究以及反应堆压力容器运输和现场制造、多模块运行和控制专题，正在准备接受国家主管部门组织的技术审查[5-6]。
近年来，国外密切关注中国高温气冷堆技术的发展。美国能源部橡树岭国家实验室在2009年针对中国高温气冷堆发展发表了研究报告，肯定了中国在高温堆技术发展方面取得的成绩，认可技术发展潜力和国际市场前景，认为高温堆技术是中国独有的优势，相关技术的突破将使中国核电技术领先世界10年以上。2014年9月，在IAEA第58届理事会大会期间，中国高温堆技术交流论坛在IAEA总部成功举办，进一步提升我国高温堆技术的国际影响力[6]。
2 我国高温堆技术主要特点[5]
我国高温堆技术是国际公认的具备第四代先进核能系统特征的反应堆技术，它是以石墨作慢化剂，采用惰性气体氦气作为冷却剂，使用包覆颗粒和石墨构成的球形燃料元件，配备耐高温的全陶瓷堆芯结构，并可以通过模块式组合，实现能源厂的灵活布置。
2.1 主要安全特点
高温堆具有固有安全性，即在任何事工况下，包括丧失所有冷却的情况下，不采取任何人为的和机器的干预，反应堆都能保持安全状态。
（1）采用先进的耐高温燃料元件。
UO2颗粒由碳化硅和石墨层层包覆并弥散在半径3cm的石墨球中。裂变产物在高达1200℃的高温状态下才开始在颗粒内缓慢迁移，达到2100℃包覆层才开始热分解。基于固有安全设计以及较大的负反应温度系数，在任何运行工况和事故情况下最高温度不超过其安全限值1620℃，确保裂变产物有效包容，不会导致放射性大量释放的严重后果。
（2）采用全陶瓷堆芯结构。
高温堆堆芯周围全部由石墨和碳砖材料构成，该区域内没有金属部件，极耐高温的石墨堆内构件熔点在3000℃以上，因此，反应堆的热容量和热惯性较大，从而有效提高了反应堆运行的安全性。 （3）非能动余热排出系统设计。
高温堆细长的压力容器以及较大的石墨堆腔有利于堆芯余热的均匀排出。堆芯余热通过压力容器外壁利用热辐射原理传递给水冷壁，再由水冷壁、空冷器以自然循环的方式将热量传递给最终热阱—空气。余热排出过程利用最普遍的自然规律，不需要依靠任何外部动力。
（4）设置两套独立的停堆系统。
高温堆设置了两套独立的停堆系统，除了采用传统的控制棒以外，还充分利用球形燃料元件的几何特征，设置了吸收球停堆系统，通过吸收燃料球使反应堆进入次临界状态，确保反应堆可靠停堆。
2.2 其他技术特点
（1）不停堆换料设计。
球形燃料装卸系统能够实现燃耗深度的在线监测，并实现反应堆不停堆换料，从而有效提高机组可利用率。
（2）反应堆工作参数高。
目前，高温堆已经具备7Mpa、750℃的氦气出口参数以及13.9Mpa、571℃的蒸汽出口参数，基于现有技术仍然具有较大的提升空间。
（3）采用模块式设计。
高温堆功率密度低、系统简单，通过模块式组合可以实现核电厂的灵活布置，可以建设不同装机容量的核电机组。
3 高温堆技术产业化发展建议
目前，我国已基本形成高温堆推广、投资、设计、采购、建造和运营管理能力。高温堆产业联盟雏形已经形成。2013年以来，中国核工业建设集团公司已经在国内多个省份和地区开展了高温气冷堆厂址选择和前期工作，相关厂址开发工作稳步推进，特别是江西瑞金项目取得了显著进展，江西省发改委复函同意开展项目前期工作，项目初可研工作正在有序开展。高温堆技术产业化发展已经进入关键阶段[13-14]。
从我国核电产业长远发展以及自主发展出发，有必要加快高温堆技术产业化步伐。从我国资源禀赋、能源布局和负荷分布的实际状况出发，有必要加快高温堆技术商用推广进程。具体建议如下[5][15]。
3.1 加大自主核电技术产业化政策支持力度
我国高温堆技术的成长历程也是国家对自主化核能技术给予持续支持的过程。历经“863计划”、核能开发科研、国家科技重大专项的大力支持，我国在高温堆技术领域取得了长足发展，保持并巩固了国际领先地位。核电中长期发展规划、能源发展“十二五”规划中明确提出自主核能技术的发展目标和发展路径，进一步保障了政策的延续性。在国家政策支持和引导下，高温堆自主核电技术产业化已经上升为国家行为。
在当前国际形势下，我国面临由能源大国向能源强国转变的历史机遇，为此，能源“走出去”、核电“走出去”上升为国家战略。“十二五”时期，习近平主席、李克强总理在出访欧洲、拉美等国家时，着重推介中国核电技术及高速铁路，促成一系列双边、多边合作，我国正式加入核电技术输出国行列。凭借完全自主知识产权、设备国产化、固有安全三大优势，高温堆成为落实“走出去”战略的首选堆型。
然而，任何能源系统从研发到工业应用都存在一个产业化和标准化的过程，这个过程离不开国家政策的持续支持，尤其是代表一国工业水平的核电技术。为加快实现以自主研发为支撑的设计、制造、建造、运行自主化，有效缩短高温堆技术工业标准化进程，尽早为高温堆技术海外开拓提供参考电站，建议将国内60万千瓦高温堆核电站列为商用示范工程，建议国家能源主管部门参考已有的良好实践，引导高温堆产业联盟的建设和发展。
3.2 加紧开展相关核安全法规的研究工作
我国当前的核安全法规和导则主要是针对二代、三代压水堆的，如《HAF101核电厂厂址选择安全规定》规定如下：规划限制区无万人以上城镇，10 km内无10万人以上城镇；40 km内无100万人以上城镇；2 km内无着火源；4 km内无航线经过；10 km内无机场、无爆炸源、无危险液体库和危险气云源；30 km以内无军事目标；又如《GB6249-2011核动力厂环境辐射防护规定》中规定非居住区为500 m，规划限制区为5 km，应急计划区中烟羽应急计划区为4～8 km，食入应急计划区为30-50 km。针对安全要求最为严格的工业体系，我国核安全法规对核电选址提出了泛用性、包络性的标准。
针对安全性更高的反应堆堆型，在核安全法规研究方面已经形成了良好实践。以自主研发为支撑，针对具备非能动安全特性的低温核供热堆制定并颁布了相关核安全法规、导则，如《HAF J0059低温核供热堆厂址选择安全准则》和《HAF J0061低温核供热堆核事故应急准备安全准则》中规定：非居住区为半径250 m，规划限制区半径为2 km，应急辐射监测区为5 km（厂内应急）。我国针对不同堆型的安全特征，创造性地提出了差异化的厂址要求和环境相容性要求。
四代核电技术，如高温气冷堆、快堆等是在安全性、废物处理和防核扩散方面取得重大革命的新一代先进核电技术。特别是高温堆具有固有安全特性，不需要设置核应急区域。相关研究成果表明：高温堆仅需在距离反应堆2.5km处设置检测设备，其它相关的非居住区、规划限制区等可以差异化对待。但是，目前国家对四代核电技术厂址要求与二代、三代压水堆相同，造成对四代核电技术发展的限制，特别是对于高温堆热电联产的限制。
建议围绕厂址选择、核应急等领域及时研究、提出适合高温堆、快堆等四代核电技术的法规和导则，科学平衡反应堆的安全性和经济性，以利于四代核电技术的发展。鉴于高温堆具有固有安全特性，有必要圍绕高温堆核电站内陆建设开展人口分布、水文条件、地质条件开展相关的课题研究。
3.3 加强核能综合利用产业政策研究工作
我国是少数几个一次能源以煤为主的国家，煤炭占我国一次能源总消费70%左右。根据物质守恒定律，碳消耗必然导致等量的碳排放，由此，现有的能源结构给温室气体减排带来了巨大压力。此外，化石资源既是储量有限的不可再生资源，又是宝贵的化工原料，纯粹作为燃料利用较为可惜。据统计，全球范围内60%的能量是以热能的形式消耗的，开发安全、清洁、高效的替代能源，积极推进核能综合利用，对于减少温室气体排放、提高资源利用效率具有重要意义。 高温堆是现有各类反应堆中工作温度最高的堆型，也是目前唯一能够提供高温工艺热的核能系统。目前，高温堆已经具备750 ℃的氦气出口温度以及571 ℃的蒸汽出口温度，高温工艺热可以广泛应用于氦气透平高效发电、煤的气化液化、石油化工、稠油热采等领域。未来，随着超高温气冷堆的开发，可以广泛应用于核能制氢、直接还原炼钢、油页岩提炼等领域。
煤的气化液化是提高煤炭资源利用效率、提高能源利用清洁程度的新途径，但其本身也属于能源密集型产业。将高温堆作为替代能源应用于煤的气化液化，有利于实现清洁能源的清洁生产过程；氢能是国际公认的战略性能源，氢能与核聚变一同被喻为引导未来能源革命的新能源。随着超高温气冷堆技术的开发与应用，可以形成出口温度高达1000 ℃的清洁热源，实现高温热解制氢。目前，美国、日本、韩国、法国等国家均已将开发高温堆制氢技术列为中长期发展目标，通过立法、鼓励研发等手段给予政策支持。
为有效减少温室气体排放、积极兑现减排国际承诺以及抢占战略性清洁能源发展的制高点，建议将核能综合利用纳入相关规划并支持开展相关课题研究。
3.4 支持配套产业发展和配套服务输出
核级石墨是高温堆的慢化材料、中子反射材料以及燃料元件的结构材料，与其它石墨产品相比，其制作工艺较为复杂，目前主要依赖进口。国外只有少数几家企业实现核级石墨的产业化。HTR-10和高温堆示范工程所用核级石墨全部从日本进口。国内仅有少数企业开展核级石墨研究，但尚未实现产业化。
高温堆示范工程球形燃料元件生产线2014年底生产线全面建成，预计2015投产。该生产线是全球首条工业规模的球形燃料元件生产线，每年将为高温堆示范工程提供30万个球形燃料元件，仅能满足示范工程燃料元件的需求量。未来，国内国际商用高温堆核电站的建设对球形燃料元件的需求将大大提升，急需提前统筹布局燃料供应能力建设。
当前，新兴核电国家正在积极准备引进安全高效的核电技术，部分国家“起步晚，起点高”，坚持最高核安全标准，但是，这些国家又往往是核工业体系不完善的国家。为了向这些国家提供系统的商业化解决方案，未来将面向国际市场提供核燃料供应、乏燃料回收、核电站运行、技术支持、人员培训等配套服务。
为突破自主核电技术在关键材料上的瓶颈，建议支持核级石墨国产化并配套相关产业政策。为保障国内国际商用高温堆的燃料供应，建议统筹纳入核电发展规划并支持开展能力建设。为全面落实核电“走出去”战略，建议在自主核电技术输出、成套设备出口的同时开展配套服务输出，建议尽早开展与之相关的课题研究工作。
参考文献
[1]王大中.我国能源前景与高温气冷堆[J].核科学与工程，1993，13（4）.
[2]胡亚蕾.核电先进堆型与我国核电发展[J].中国工程科学，2005（11）：102-106.
[3]陈伟，张军，李桂菊.核电技术现状与研究进展[J].世界科技研究与发展，2007（5）：81-86，106.
[4]符晓铭，王捷.高温气冷堆在我国的发展综述[J].现代电力，2006（5）：70-75.
[5]王寿君.加快建造60万千瓦高温气冷堆核电站[J].中国核工业，2013（3）：18.
[6]何佳闰，郭正荣.钠冷快堆发展综述[J].东方电气评论，2013（3）：36-43.
[7]伍浩松.俄罗斯完成BREST-300铅冷快堆的工程设计[J].国外核新闻，2014（9）：14.
[8]张炎.世界快堆现状[J].国外核新闻，2006（7）：15-22.
[9]张锐平，张雪，张禄庆.世界核电主要堆型技术沿革[J].中国核电，2009（4）：371-379.
[10]肖泽军，陶伟.国际超临界水冷堆研发现状[J].中国核工业，2014（6）：46-49.
[11]程旭，刘晓晶.超临界水冷堆国内外研发现状与趋势[J].原子能科学技术，2008（2）：167-172
[12]Yamaji A， Kamei K， Oka Y， et al. Improved core design of the high temperature supercritical-pressure light water reactor [J]. Annals of Nuclear Energy， 2005， 32（7）：651-670.
[13]沈蘇，苏宏.高温气冷堆的特点及发展概况[J].东方电气评论，2004（1）：50-54.
[14]田嘉夫北.高温气冷堆技术开发需要改进和创新[N].2010-08-02.
[15]王迎苏.高温气冷堆核电站在我国的商业化前景[J].中国核电，2008（3）：206-211.
关键词：四代核电 高温堆 产业化 进展
中图分类号：TL249 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2015）08（b）-0046-03
Abstract：The author reviewed the development of generation IV nuclear power technology --Temperature Gas Cooled Reactor（HTR） . Some The advice of industrialization of HTR in China was proposed.The article can give some advice for the government and relevant company.
Key Words：Nuclear Power Technology of Generation IV； HTR； Industrialization； Progress
目前，世界上运行和建设的核电技术主要是第二代、三代技术。从第二代核电技术演化而来的第三代核电技术在安全性和操作的简便性方面有了明显的改进[1]。但在经济性、安全性、废物处理、防核扩散和公眾接受性等方面仍然存在一些局限性[2-3]。
“更安全、更高效”是核能利用永恒的目标。美国核学会于1999年提出第四代核电技术概念。目前，共推出6种四代核电技术的堆型，即三种快中子堆和三种热中子堆[4-8]。三种快中子堆是：钠冷快堆（SFR， Sodium-cooled fast reactor）、铅冷快堆 （LFR， Lead-cooled fast reactor）和气冷快堆（GFR， Gas-cooled fast reactor）；三种热中子堆是：超临界水冷堆（SCWR， Supercritical water-cooled Reactor）、超高温气冷堆（VHTR， Very-high-temperature gas-cooled reactor）和熔盐堆（MSR， Molten salt reactor）。“超高温气冷堆”以现有高温气冷堆技术为基础，反应堆出口温度达到1000 ℃，可以更好地适应未来制氢技术的工艺热要求。当前高温气冷堆冷却剂出口温度已经达到950 ℃，实现1000℃出口温度在技术上是切实可行的。因此，（超）高温气冷堆是最有前途和最快投入使用的四代核电技术[9-12]。
随着我国国民经济的持续稳定发展，能源需求日益增长。能源已成为我国经济、社会发展的重要制约因素。突出的环境问题和有限的能源资源总量，迫切要求发展清洁安全的替代能源。核能是一种可以大规模替代化石燃料的清洁能源。从我国的能源供求情况来看，21世纪核能将在我国能源体系中发挥重要作用。我国核电产业的长远发展也要立足于先进的自主化核电技术，有必要积极推进先进堆型研发工作，特别是球床模块式高温气冷堆（以下简称“高温堆”）的研究、开发与运用[1]。
1 我国高温堆技术发展概况
我国的高温堆技术研究起步于20世纪70年代。1986年，10MW高温气冷实验堆（HTR-10）被列为国家863计划重点项目。1995年，HTR-10正式开工建设，于2000年建成并首次临界，2003年实现满功率运行并网发电，成为全球首座球床模块式高温气冷堆，确立我国在该领域的世界领先地位。2003年以来中国核工业建设集团公司与清华大学合作开展高温堆技术产业化工作，完成了大量基础性工作。2006年高温堆被列入国家科技重大专项，双方合作承担了重大专项的科研任务，共同参与200 MW的高温堆示范工程的投资建设，进一步巩固我国在该领域的国际领先地位。在此基础上，通过进一步深化产学研合作机制，双方共同开展商用高温堆技术的开发和推广工作。截至目前，已经完成高温堆热电联产机组方案研究以及反应堆压力容器运输和现场制造、多模块运行和控制专题，正在准备接受国家主管部门组织的技术审查[5-6]。
近年来，国外密切关注中国高温气冷堆技术的发展。美国能源部橡树岭国家实验室在2009年针对中国高温气冷堆发展发表了研究报告，肯定了中国在高温堆技术发展方面取得的成绩，认可技术发展潜力和国际市场前景，认为高温堆技术是中国独有的优势，相关技术的突破将使中国核电技术领先世界10年以上。2014年9月，在IAEA第58届理事会大会期间，中国高温堆技术交流论坛在IAEA总部成功举办，进一步提升我国高温堆技术的国际影响力[6]。
2 我国高温堆技术主要特点[5]
我国高温堆技术是国际公认的具备第四代先进核能系统特征的反应堆技术，它是以石墨作慢化剂，采用惰性气体氦气作为冷却剂，使用包覆颗粒和石墨构成的球形燃料元件，配备耐高温的全陶瓷堆芯结构，并可以通过模块式组合，实现能源厂的灵活布置。
2.1 主要安全特点
高温堆具有固有安全性，即在任何事工况下，包括丧失所有冷却的情况下，不采取任何人为的和机器的干预，反应堆都能保持安全状态。
（1）采用先进的耐高温燃料元件。
UO2颗粒由碳化硅和石墨层层包覆并弥散在半径3cm的石墨球中。裂变产物在高达1200℃的高温状态下才开始在颗粒内缓慢迁移，达到2100℃包覆层才开始热分解。基于固有安全设计以及较大的负反应温度系数，在任何运行工况和事故情况下最高温度不超过其安全限值1620℃，确保裂变产物有效包容，不会导致放射性大量释放的严重后果。
（2）采用全陶瓷堆芯结构。
高温堆堆芯周围全部由石墨和碳砖材料构成，该区域内没有金属部件，极耐高温的石墨堆内构件熔点在3000℃以上，因此，反应堆的热容量和热惯性较大，从而有效提高了反应堆运行的安全性。 （3）非能动余热排出系统设计。
高温堆细长的压力容器以及较大的石墨堆腔有利于堆芯余热的均匀排出。堆芯余热通过压力容器外壁利用热辐射原理传递给水冷壁，再由水冷壁、空冷器以自然循环的方式将热量传递给最终热阱—空气。余热排出过程利用最普遍的自然规律，不需要依靠任何外部动力。
（4）设置两套独立的停堆系统。
高温堆设置了两套独立的停堆系统，除了采用传统的控制棒以外，还充分利用球形燃料元件的几何特征，设置了吸收球停堆系统，通过吸收燃料球使反应堆进入次临界状态，确保反应堆可靠停堆。
2.2 其他技术特点
（1）不停堆换料设计。
球形燃料装卸系统能够实现燃耗深度的在线监测，并实现反应堆不停堆换料，从而有效提高机组可利用率。
（2）反应堆工作参数高。
目前，高温堆已经具备7Mpa、750℃的氦气出口参数以及13.9Mpa、571℃的蒸汽出口参数，基于现有技术仍然具有较大的提升空间。
（3）采用模块式设计。
高温堆功率密度低、系统简单，通过模块式组合可以实现核电厂的灵活布置，可以建设不同装机容量的核电机组。
3 高温堆技术产业化发展建议
目前，我国已基本形成高温堆推广、投资、设计、采购、建造和运营管理能力。高温堆产业联盟雏形已经形成。2013年以来，中国核工业建设集团公司已经在国内多个省份和地区开展了高温气冷堆厂址选择和前期工作，相关厂址开发工作稳步推进，特别是江西瑞金项目取得了显著进展，江西省发改委复函同意开展项目前期工作，项目初可研工作正在有序开展。高温堆技术产业化发展已经进入关键阶段[13-14]。
从我国核电产业长远发展以及自主发展出发，有必要加快高温堆技术产业化步伐。从我国资源禀赋、能源布局和负荷分布的实际状况出发，有必要加快高温堆技术商用推广进程。具体建议如下[5][15]。
3.1 加大自主核电技术产业化政策支持力度
我国高温堆技术的成长历程也是国家对自主化核能技术给予持续支持的过程。历经“863计划”、核能开发科研、国家科技重大专项的大力支持，我国在高温堆技术领域取得了长足发展，保持并巩固了国际领先地位。核电中长期发展规划、能源发展“十二五”规划中明确提出自主核能技术的发展目标和发展路径，进一步保障了政策的延续性。在国家政策支持和引导下，高温堆自主核电技术产业化已经上升为国家行为。
在当前国际形势下，我国面临由能源大国向能源强国转变的历史机遇，为此，能源“走出去”、核电“走出去”上升为国家战略。“十二五”时期，习近平主席、李克强总理在出访欧洲、拉美等国家时，着重推介中国核电技术及高速铁路，促成一系列双边、多边合作，我国正式加入核电技术输出国行列。凭借完全自主知识产权、设备国产化、固有安全三大优势，高温堆成为落实“走出去”战略的首选堆型。
然而，任何能源系统从研发到工业应用都存在一个产业化和标准化的过程，这个过程离不开国家政策的持续支持，尤其是代表一国工业水平的核电技术。为加快实现以自主研发为支撑的设计、制造、建造、运行自主化，有效缩短高温堆技术工业标准化进程，尽早为高温堆技术海外开拓提供参考电站，建议将国内60万千瓦高温堆核电站列为商用示范工程，建议国家能源主管部门参考已有的良好实践，引导高温堆产业联盟的建设和发展。
3.2 加紧开展相关核安全法规的研究工作
我国当前的核安全法规和导则主要是针对二代、三代压水堆的，如《HAF101核电厂厂址选择安全规定》规定如下：规划限制区无万人以上城镇，10 km内无10万人以上城镇；40 km内无100万人以上城镇；2 km内无着火源；4 km内无航线经过；10 km内无机场、无爆炸源、无危险液体库和危险气云源；30 km以内无军事目标；又如《GB6249-2011核动力厂环境辐射防护规定》中规定非居住区为500 m，规划限制区为5 km，应急计划区中烟羽应急计划区为4～8 km，食入应急计划区为30-50 km。针对安全要求最为严格的工业体系，我国核安全法规对核电选址提出了泛用性、包络性的标准。
针对安全性更高的反应堆堆型，在核安全法规研究方面已经形成了良好实践。以自主研发为支撑，针对具备非能动安全特性的低温核供热堆制定并颁布了相关核安全法规、导则，如《HAF J0059低温核供热堆厂址选择安全准则》和《HAF J0061低温核供热堆核事故应急准备安全准则》中规定：非居住区为半径250 m，规划限制区半径为2 km，应急辐射监测区为5 km（厂内应急）。我国针对不同堆型的安全特征，创造性地提出了差异化的厂址要求和环境相容性要求。
四代核电技术，如高温气冷堆、快堆等是在安全性、废物处理和防核扩散方面取得重大革命的新一代先进核电技术。特别是高温堆具有固有安全特性，不需要设置核应急区域。相关研究成果表明：高温堆仅需在距离反应堆2.5km处设置检测设备，其它相关的非居住区、规划限制区等可以差异化对待。但是，目前国家对四代核电技术厂址要求与二代、三代压水堆相同，造成对四代核电技术发展的限制，特别是对于高温堆热电联产的限制。
建议围绕厂址选择、核应急等领域及时研究、提出适合高温堆、快堆等四代核电技术的法规和导则，科学平衡反应堆的安全性和经济性，以利于四代核电技术的发展。鉴于高温堆具有固有安全特性，有必要圍绕高温堆核电站内陆建设开展人口分布、水文条件、地质条件开展相关的课题研究。
3.3 加强核能综合利用产业政策研究工作
我国是少数几个一次能源以煤为主的国家，煤炭占我国一次能源总消费70%左右。根据物质守恒定律，碳消耗必然导致等量的碳排放，由此，现有的能源结构给温室气体减排带来了巨大压力。此外，化石资源既是储量有限的不可再生资源，又是宝贵的化工原料，纯粹作为燃料利用较为可惜。据统计，全球范围内60%的能量是以热能的形式消耗的，开发安全、清洁、高效的替代能源，积极推进核能综合利用，对于减少温室气体排放、提高资源利用效率具有重要意义。 高温堆是现有各类反应堆中工作温度最高的堆型，也是目前唯一能够提供高温工艺热的核能系统。目前，高温堆已经具备750 ℃的氦气出口温度以及571 ℃的蒸汽出口温度，高温工艺热可以广泛应用于氦气透平高效发电、煤的气化液化、石油化工、稠油热采等领域。未来，随着超高温气冷堆的开发，可以广泛应用于核能制氢、直接还原炼钢、油页岩提炼等领域。
煤的气化液化是提高煤炭资源利用效率、提高能源利用清洁程度的新途径，但其本身也属于能源密集型产业。将高温堆作为替代能源应用于煤的气化液化，有利于实现清洁能源的清洁生产过程；氢能是国际公认的战略性能源，氢能与核聚变一同被喻为引导未来能源革命的新能源。随着超高温气冷堆技术的开发与应用，可以形成出口温度高达1000 ℃的清洁热源，实现高温热解制氢。目前，美国、日本、韩国、法国等国家均已将开发高温堆制氢技术列为中长期发展目标，通过立法、鼓励研发等手段给予政策支持。
为有效减少温室气体排放、积极兑现减排国际承诺以及抢占战略性清洁能源发展的制高点，建议将核能综合利用纳入相关规划并支持开展相关课题研究。
3.4 支持配套产业发展和配套服务输出
核级石墨是高温堆的慢化材料、中子反射材料以及燃料元件的结构材料，与其它石墨产品相比，其制作工艺较为复杂，目前主要依赖进口。国外只有少数几家企业实现核级石墨的产业化。HTR-10和高温堆示范工程所用核级石墨全部从日本进口。国内仅有少数企业开展核级石墨研究，但尚未实现产业化。
高温堆示范工程球形燃料元件生产线2014年底生产线全面建成，预计2015投产。该生产线是全球首条工业规模的球形燃料元件生产线，每年将为高温堆示范工程提供30万个球形燃料元件，仅能满足示范工程燃料元件的需求量。未来，国内国际商用高温堆核电站的建设对球形燃料元件的需求将大大提升，急需提前统筹布局燃料供应能力建设。
当前，新兴核电国家正在积极准备引进安全高效的核电技术，部分国家“起步晚，起点高”，坚持最高核安全标准，但是，这些国家又往往是核工业体系不完善的国家。为了向这些国家提供系统的商业化解决方案，未来将面向国际市场提供核燃料供应、乏燃料回收、核电站运行、技术支持、人员培训等配套服务。
为突破自主核电技术在关键材料上的瓶颈，建议支持核级石墨国产化并配套相关产业政策。为保障国内国际商用高温堆的燃料供应，建议统筹纳入核电发展规划并支持开展能力建设。为全面落实核电“走出去”战略，建议在自主核电技术输出、成套设备出口的同时开展配套服务输出，建议尽早开展与之相关的课题研究工作。
参考文献
[1]王大中.我国能源前景与高温气冷堆[J].核科学与工程，1993，13（4）.
[2]胡亚蕾.核电先进堆型与我国核电发展[J].中国工程科学，2005（11）：102-106.
[3]陈伟，张军，李桂菊.核电技术现状与研究进展[J].世界科技研究与发展，2007（5）：81-86，106.
[4]符晓铭，王捷.高温气冷堆在我国的发展综述[J].现代电力，2006（5）：70-75.
[5]王寿君.加快建造60万千瓦高温气冷堆核电站[J].中国核工业，2013（3）：18.
[6]何佳闰，郭正荣.钠冷快堆发展综述[J].东方电气评论，2013（3）：36-43.
[7]伍浩松.俄罗斯完成BREST-300铅冷快堆的工程设计[J].国外核新闻，2014（9）：14.
[8]张炎.世界快堆现状[J].国外核新闻，2006（7）：15-22.
[9]张锐平，张雪，张禄庆.世界核电主要堆型技术沿革[J].中国核电，2009（4）：371-379.
[10]肖泽军，陶伟.国际超临界水冷堆研发现状[J].中国核工业，2014（6）：46-49.
[11]程旭，刘晓晶.超临界水冷堆国内外研发现状与趋势[J].原子能科学技术，2008（2）：167-172
[12]Yamaji A， Kamei K， Oka Y， et al. Improved core design of the high temperature supercritical-pressure light water reactor [J]. Annals of Nuclear Energy， 2005， 32（7）：651-670.
[13]沈蘇，苏宏.高温气冷堆的特点及发展概况[J].东方电气评论，2004（1）：50-54.
[14]田嘉夫北.高温气冷堆技术开发需要改进和创新[N].2010-08-02.
[15]王迎苏.高温气冷堆核电站在我国的商业化前景[J].中国核电，2008（3）：206-211.