近年來，我國核電技術快速發展，已進入世界核電技術第一方陣。不久前，中國核能行業協會發布的《中國核能發展報告2024》藍皮書顯示，截至目前，我國在建核電機組26臺，總裝機容量3030萬千瓦，在建數量和裝機容量均保持世界第一。我國正有序部署以“華龍一號”“國和一號”為代表的自主第三代核電技術。與此同時，中國在第四代核電技術多個技術方向上取得了突破性進展。
“華龍一號”壓力容器
一、裂變核電技術的演進過程
裂變核電技術發展至今已經到了第四代，其安全/可持續性/經濟性在不斷提高，其發展演進過程為：
第一代核電技術：1950s-1960s期間，美蘇英法等國建造一代堆，主要是試驗性和原型反應堆，希平港原子能發電站，是世界上第一座商用核電站。于1957年實并網發電，開啟了人類和平利用核能的年代。
第二代核電技術：1960s末期，和第一代反應堆相比，裝機容量不斷增加，主要堆型有壓水堆、沸水堆、重水堆等，它們在進一步證明核能發電技術可行性的同時，使核電的經濟性也得以證明：可與火電、水電相競爭。以美國西屋公司為代表的Model系列、System80(1050MWe，2環路壓水堆)以及一大批沸水堆(BWR)均可劃入第二代核電站范疇。以國內來說，大多也屬于第二代核電，如我們熟知的秦山、田灣機組，不過在福島事故之后，相應地得到了改進。
第三代核電技術：主要是先進輕水堆，包括先進壓水堆和先進沸水堆，其特點是采用非能動安全系統或先進的能動安全系統以提高安全性。第三代核電技術問世以后，受到全球核電用戶的普遍關注，包括中國在內的一些核電業主已經選用或準備選用更安全、更經濟的第三代核電技術進行新的核電機組建設。田灣核電站是中國和俄羅斯技術合作項目，采用2臺單機容量106萬千瓦的俄羅斯AES-91型壓水堆核電機組，也是我國“九五”計劃開工的重點核電建設工程之一。
第四代核電技術：由“第四代核能系統國際論壇”(GIF)提出的能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防核擴散問題的第四代核電核能系統，在國際上，第四代核能系統一共有六種堆型，包括氣冷快堆、鉛冷快堆、鈉冷快堆、熔鹽堆、超臨界水堆和高溫氣冷堆。我國在2012年12月9日重新開工建設的自主研發世界首座具有第四代核電特征的高溫氣冷堆核電站在位于中國東部沿海山東省榮成市的華能石島灣核電廠就屬于第四代核電技術。
華能石島灣核電廠
壓水堆占中國核電主導堆型，中長期開發第四代核電站。根據國家原子能機構披露的核電站情況，在建的26座核電站全為壓水堆。我國核能發展近中期目標是優化自主第三代核電技術;中長期目標是開發以鈉冷快堆為主的第四代核能系統，積極開發模塊化小堆、開拓核能供熱和核動力等利用領域;長遠目標則是發展核聚變技術。
二、海洋核動力的應用與需求
我國面臨海上戰略威懾，發展先進海洋國防裝備是突破“島鏈”封鎖的重要途徑之一，而實現能源在海洋裝備中的持續穩定供給、海洋能源綠色低碳轉變及海洋各領域關鍵技術突破均需要能源的技術革新。除軍事應用外，深海觀測網、海底采礦車、深海空間站等海洋裝備的發展也離不開海洋核動力能源供給。海洋核動力作為一種具有極高能量密度的能源，可為海洋裝備提供持續穩定的能源動力，在民用和國防領域均有突出優勢。
海洋核動力的應用場景
航母、巡洋艦、核潛艇、破冰船、商船、浮動核電站等大型海洋裝備和海上浮動平臺，對核動力系統的體積質量限制較小，而對安全性、經濟性、續航能力要求很高。與常規動力相比，核動力航母更受各海洋軍事強國歡迎。同時，國際水上海洋核動力裝備也由軍用向民用拓展，如俄羅斯的核動力破冰船在北極航道開辟和維護方面起到重要作用，海上浮動核電站建設則實現了商業運行。對我國而言，在20世紀70年代實現了核潛艇應用，但目前尚未實現水面核動力艦船的突破。
與此同時，特種水下裝備、無人潛航器、海底采礦設備、深海空間站等小型水下移動裝備，對核動力系統小型輕量化提出嚴苛要求，也對機動性、低噪聲、運行壽命等提出較高要求。特種水下裝備需具備大潛深、高航速、長壽命特點;核動力無人潛航器需能高效執行水下人員及裝備運輸、水下情報收集、水下測繪、水下偵察、深海打撈、地球物理觀測、海底地形詳細勘測、海底信息通道控制等任務;深海海底資源開采成為大國能源資源競爭的新形式，核動力海底采礦設備將發揮關鍵作用;深海觀測網、深海預警系統、水下預置系統等水下固定的監測裝置，則對小體積、強耐壓、長壽命、高可靠性、長期免維護有著特殊的要求。
總結起來，對海洋核動力發展應包括小型輕量、長壽高效、安全可靠、靈活機動和低噪聲等五大需求。不同于陸上核電站，海洋核動力受空間尺寸、排水量等因素的限制，核心要求表現為小型化和緊湊化;海洋核動力的長壽命主要指堆芯壽命長，即反應堆一次裝料后滿功率運行使用的時間足夠長，要減少海洋核動力裝置在運行使用期間的換料次數，增加海洋核動力裝置的使用率與服役時間;在遠洋、深海、無人的復雜環境條件下，不具備進行核動力系統大修所需相關條件，因此海洋核動力的安全可靠事關海洋核動力裝置既定任務的完成以及整個裝置和人員的安全;海洋裝備在海洋洋流及海域態勢多變的復雜條件下航行，需要具有快速調節動力系統輸出功率的能力，這對反應堆提出了快速啟停和升降功率的要求;新一代水下核動力裝置較多采用新型電力驅動推進器代替傳統螺旋槳及減速齒輪箱，低噪聲是水下核動力系統的重要性能指標。
三、鉛基堆海洋核動力
鉛基堆海洋核動力采用液態鉛或鉛合金等鉛基材料作為一回路系統的主冷卻劑，是第四代核能系統的六種參考堆型之一(分別為氣冷快堆、鉛冷快堆、鈉冷快堆、熔鹽堆、超臨界水堆和高溫氣冷堆)。鉛基冷卻劑具有優良的中子物理、熱工水力和化學特性，因而鉛基堆系統表現出固有安全、小型輕量、高效長壽的技術特征。其工作原理為：液態鉛冷卻劑自冷池進入堆芯，吸收堆芯各組件熱量后匯入熱池，經充分攪混后進入主熱交換器的殼側，將熱量傳遞給管側的二回路水后，從換熱器下端的出口窗流出經機械泵驅動重新進入堆芯，從而形成一回路的冷卻劑循環。
鉛基堆系統原理圖
鉛冷快堆采用二回路系統，一回路為一體化池式結構。以中國鉛基研究反應堆CLEAR-I為例，反應堆本體由容器、堆內構件及熱屏蔽層、堆頂蓋、堆頂旋塞及中心測量柱、堆內換料機構、控制棒驅動機構、主泵、主換熱器、堆芯及圍桶、中子源靶等10個主要部件和設備組成。反應堆容器采用雙層池式結構，其內層為主容器，外層為安全容器，主容器作為一回路邊界，包容一回路冷卻劑和覆蓋氣體。堆頂旋塞嵌入堆頂蓋中心，采用雙旋塞組合運動實現精確定位換料。堆內支撐構件承載整個堆芯和圍桶，分隔反應堆冷、熱鉛鉍池，為主換熱器、主泵和堆內換料機提供中下部支撐或約束。二回路加壓冷卻水在循環全程單相運行，從主換熱器流出的水沿二回路管道進入熱交換器，將熱量傳遞給周圍環境的大氣。
鉛基冷卻劑的優點在于：鉛基材料對于中子的吸收和慢化能力弱，反應堆中子經濟性好;鉛基材料的沸點溫度高，鉛的沸點為1740℃，因此具有更高的沸騰裕度和安全性;鉛基材料的化學活性低，與水和空氣接觸不會發生激烈反應。
快中子反應堆系統的共同特點，它為自然資源的充分利用提供了一種新的方式，并極大地減少了長壽命放射性廢物的產量。最終儲藏室中只儲存裂變產物，這樣不僅減小了儲藏室自身的大小，同時提高了最終儲存的安全性，因為需要消除的衰變熱減少了。然而，最明顯的效果是放射性廢物達到較低的天然放射性水平所需的儲存時間縮短了：只需要幾百年，而不是目前技術所需的成千上萬年。
由于采用液態鉛作為冷卻劑，鉛冷快堆有較高的安全性。和其他液體不同，鉛不需要增壓(液態鉛在常壓下的沸點為1743°C);且運行過程中也不會產生氫氣或其他爆炸性氣體。鉛冷快堆使用液態鉛可以在一回路中引入衰變熱排出系統，這些系統的運行符合基本物理定律而且不需要外部電源。即使在極端事故中，預計鉛冷快堆對安全殼外部的環境也不會產生影響，這極大地增加了這項技術的社會可接受度。
鉛與水相比，具有中子吸收截面小、沸點高、熱導率高等特點。鉛的吸收截面比水小，慢化能力更是遠小于水，所以鉛一般用作快堆的冷卻劑;鉛的沸點高，可以消除由于冷卻劑沸騰導致的堆芯裸露問題，有效降低發生堆芯熔化事故的可能性;同時還可以將反應堆設計成常壓系統，避免高壓系統帶來的安全性和復雜性問題;鉛的導熱率高，可以有效提高反應堆的熱傳輸效率，可以使熱傳輸系統和換熱器設計得更加緊湊，提高反應堆的安全性。
鉛和鈉相比，化學活性低，沸點更高，熱膨脹性能更好。鉛與水和空氣不發生劇烈反應，不會像鈉冷快堆那樣發生鈉火事故;鉛的沸點高，也避免了像鈉冷快堆那樣引入正的空泡反應;鉛的熱膨脹性能好，一回路自然循環能力強，具有更好的非能動安全特性。
前蘇聯從20世紀50年代起，成功建造了8艘鉛鉍反應堆驅動的核潛艇，并創造了42節航速的世界紀錄。進入21世紀后，俄羅斯積極推進鉛基反應堆的商業應用，正在開展鉛鉍反應堆SVBR-100(電功率100MW)和鉛冷快中子反應堆BRESTOD-300(電功率300MW)設計建造，計劃分別于2019年和2021年建成發電。美國在1999年正式啟動ATW計劃，計劃利用鉛鉍冷卻的加速器驅動次臨界系統(ADS)進行核廢料嬗變。從2001年開始，美國在能源部第四代反應堆研究計劃的支持下，開展了小型模塊化鉛冷反應堆SSTAR、鉛鉍冷卻嬗變反應堆ENHS、鉛鉍自然循環小型模塊化反應堆G4M等堆型概念。
近年來，隨著先進海洋裝備對核動力的需求更為迫切，小型鉛基堆核動力技術受到更多關注。2018年，俄羅斯發布了“波塞冬”巨型核動力魚雷計劃，該魚雷具有“無限”航程、潛深1000 m、航速100節等優越性能。2019年，俄羅斯發布了第五代“萊卡”級核潛艇設計方案，其功率質量比較壓水堆核動力提高1.5～2.5倍。日本東京工業大學研究團隊設計了基于鉛基堆的水下核電源方案，可用于深海觀測網、深海機器人供電，電功率分別為40kWe、200kWe。
我國鉛基堆研究始于20世紀80年代中后期。在中國科學院戰略性先導科技專項“未來先進核裂變能—ADS嬗變系統”等項目的支持下，鳳麟核團隊牽頭完成了鉛基堆基礎研究和關鍵技術攻關。近年來，我國在小型鉛基堆技術方向取得了顯著進展，形成了多種海洋核動力方案。鳳麟核團隊研發了適配海洋核動力的超小型鉛基堆“核電寶”技術，建造了系列實驗回路裝置群、十兆瓦級“核電寶”工程集成模擬實驗樣機，推動了鉛基堆技術從單項技術驗證到工程集成驗證。
十兆瓦級“核電寶”工程集成模擬實驗樣機
四、海洋核動力成頭等大事，中國能否突破?
通常情況下，航空發動機被視為飛機的“心臟”，同樣，海洋核動力技術也被稱為航母心臟，其性能好壞，會直接影響到航母綜合作戰能力。雖然說常規動力裝置是一種更容易實現的航母動力裝置，但相比起來，核動力卻具有很大發展潛力，其不僅續航能力強，還不需要補給游船，所以，核動力已經成為當今大國制造航母的首選。
就拿美國尼米茲級航母為例，其裝有2座A4W壓水堆，每個反應堆都能輸出10000馬力功率，使用年限達到13年。其中，壓水堆被廣泛用于核動力航母建造中，其工作原理較為簡單，類似于鍋爐反復燒開水的模式，期間，核裂變會產生巨大能量，可對第一回路中的水進行加熱、加壓，進而將其水溫維持在不斷加熱卻不沸騰的狀態。之后，這些熱水會進入第二回路完成熱交換，大量蒸汽推動發動機發電，最終為航母提供源源不斷的電力和動力保障。
但是，壓水堆技術簡單，卻有著一大弊端，那就是占用空間太大，其中光管道閥門就達到1200多個，運行時需要60多人同時監控。據悉，美國為改善技術缺陷，耗費了不少精力去縮小壓水堆體積，在這一背景下，“福特”級航母完成改進，其管道閥門數量僅保留200個左右。當然，這也帶來了另一些問題，比如穩定性差、故障頻繁。
在這一方面，中國具有后發優勢。第四代先進核能系統鉛基快堆是以熔融的金屬鉛或鉛鉍合金為冷卻劑的快中子反應堆，采用閉式燃料循環，可在常壓、高溫條件下運行。鉛基快堆具有優良的燃料轉換能力，可以有效地提高鈾、釷資源利用率，極大提高燃料的可持續性，也可以用來焚燒現有輕水堆乏燃料中的長壽命錒系元素，從而更加清潔地利用核能。此外，其惰性和低壓的冷卻劑系統進一步增強了反應堆的安全性。鉛基快堆具備安全、經濟、可持續的優點，是未來先進核能技術的主要發展方向之一。
低溫鉛基堆對結構材料和設備的要求低，現有反應堆技術完全滿足。鉛基堆一回路系統為常壓運行，輔助系統少，以減小體積并提升功率體積比，降低控制難度。參照現有壓水堆技術，二回路溫度可達350 ℃，以獲得更高的過熱度;與蒸汽朗肯循環耦合，顯著提高發電效率，同步發揮技術成熟度高的優勢。
第四代反應堆活動曾主要關注鈉冷快堆，但近年來在應對方法和材料技術方面的新進展表明，流動的液態鉛的腐蝕問題已經能夠被克服，而且由于鉛冷卻劑在安全方面具有明顯優勢，研究者和開發者重新對其產生興趣，世界各地的幾個項目進展都很迅速。由中國多名知名專家組成的專家組表示，中國鉛基堆原型燃料組件及包殼材料實現自主化研發，填補了國內空白。考慮小型水下移動裝備(如無人潛航器、海底采礦設備、深海空間站)對百千瓦級到兆瓦級核動力系統進一步小型輕量化的特殊需求，采用高溫鉛基堆耦合S-CO2發電技術，可進一步降低系統的體積和質量。
