核能是滿足能源供應、保證國家安全的重要支柱之一。核能發電在技術成熟性、經濟性、可持續性等方面具有很大的優勢，同時相較于水電、光電、風電具有無間歇性、受自然條件約束少等優點，是可以大規模替代化石能源的清潔能源。目前核能主要用于發電，只有少數反應堆應用于核能供熱和海水淡化。隨著技術的發展，尤其是第四代核能系統技術逐漸成熟和應用，核能有望超脫出僅僅提供電力的角色。
核能利用國內外現狀及優勢
核能是滿足能源供應、保證國家安全的重要支柱之一。全球發電總量中，核能發電比例為 10.4%，截至 2019 年 3 月，全球有 449 座商用核動力反應堆在 30 個國家運行，總裝機容量達 396 GW，在建核電機組 55 座，在建核電機組裝機容量 57 GW。此外，還有大約 240 座研究堆運行在 56 個國家，180 座動力堆為大約 140 艘艦船、潛艇提供著動力。
核能發電在技術成熟性、經濟性、可持續性等方面具有很大的優勢，同時相較于水電、光電、風電，具有無間歇性、受自然條件約束少等優點，是可以大規模替代化石能源的清潔能源。根據中國核能行業協會統計，截至 2018 年 12 月31日，我國投入商業運行的核電機組 44 臺（不含我國臺灣地區），總裝機容量 44.6 GW，在建的核電機組 11 臺，總裝機容量 11 GW。
2018 年 1—12 月，我國核電機組累計發電量為 2 865.11 億千瓦時，占總發電量的 4.22%。核電設備平均利用小時數為 7 499.22 小時，設備平均利用率為 85.61%。與燃煤發電相比，核能發電相當于減少燃燒標準煤 7 646.8 萬噸，減少排放二氧化碳 20 034.6 萬噸，減少排放二氧化硫 65.0 萬噸，減少排放氮氧化物 56.6 萬噸。
在確保安全的基礎上高效發展核電，是當前我國能源建設的一項重要政策，對保障能源供應與安全、保護環境、實現可持續發展具有十分重要的意義。國家發展改革委、國家能源局在《能源發展“十三五”規劃》中明確了“十三五”時期我國能源發展的路徑和重點任務，提出努力構建清潔低碳、安全高效的現代能源體系。國家發展改革委、國家能源局《能源技術革命創新行動計劃（2016—2030 年）》也明確提出我國將繼續深入實施創新驅動發展戰略，完善核能領域科技研發體系，支持小型模塊化堆、第四代核能系統、核能制氫等領域的科研工作，使核能為建設“美麗中國”貢獻更多力量。
核能利用的優勢
從能源效率的觀點來看，直接使用熱能是更為理想的一種方式，發電只是核能利用的一種形式。隨著技術的發展，尤其是第四代核能系統技術的逐漸成熟和應用，核能有望超脫出僅僅提供電力的角色，通過非電應用如核能制氫、高溫工藝熱、核能供暖、海水淡化等各種綜合利用形式，在確保全球能源和水安全的可持續性發展方面發揮巨大的作用。
核能制氫與化石能源制氫相比具有許多優勢，除了降低碳排放之外，由于第四代核反應堆可以提供更高的輸出溫度，生產氫氣的電能消耗也更少。目前，工業生產中約 20% 的能源消耗用于工藝熱應用，高溫工藝熱在冶金、稠油熱采、煤液化等應用市場的開發將很大程度上影響核能發展。用核熱取代化石燃料供暖，在保證能源安全、減少碳排放、價格穩定性等方面具有巨大的優勢，也是一個重要的選項。
目前，全球飲用水需求日益增長，而核能用于海水淡化已被證明是滿足該需求的一個可行選擇，這為缺少淡水的地區提供了希望。核能海水淡化還可用于核電廠的有效水管理，提供運行和維護所有階段的定期供水。
第四代先進核能系統的特點及國際研究現狀
未來核能的發展趨勢之一是小型模塊化反應堆（SMR），其電功率通常為數十兆瓦到百兆瓦，建設周期短、布置靈活、適應性強、選址成本低。此外，SMR 還可以節約資金成本，并降低環境和金融風險。
第四代先進核能系統主要包括高溫氣冷堆、鈉冷快堆、熔鹽堆、超臨界水堆和鉛冷快堆，而顛覆傳統設計的小型模塊化第四代核反應堆，因其具備固有安全性高、核燃料可循環、物理防止核擴散和更優越的經濟性等特點，成為核能研發和投資的熱點。例如，美國和加拿大近年陸續成立了十幾家新型核能公司，包括加拿大地球能源（Terrestrial Energy）、美國泰拉能源（TerraPower）等，并已經開始與電力公司和國立研究機構合作，推進小型模塊化第四代核反應堆的示范應用。
第四代核能系統主要特征是經濟性高、安全性好、廢物產生量小，并能防止核擴散。而核能制氫、高溫工藝熱利用、核能供暖、海水淡化等非電應用則是第四代核能系統的主要應用目標。
作為下一代先進核能系統，針對第四代核能技術的發展，第一屆“第四代核能系統國際論壇（Generation IV International Forum，GIF）”于 2002 年提出了第四代核電的 6 種堆型和研究開發路線圖。2012 年 11 月在圣地亞哥、2015 年 5 月在日本分別舉辦了第二、三屆研討會。第四屆 GIF 研討會于 2018 年 10 月16—17 日在法國巴黎舉行，議題包括第四代核能系統發展的驅動因素、第四代核能系統演示和部署的創新和研發支持、從研究到項目示范、從示范到市場化 4 個方面。GIF 也與國際原子能機構（IAEA）保持著長期的合作關系。第 11 屆 GIF-IAEA 創新型反應堆項目（INPRO）對接會議于 2017 年 2 月在奧地利維也納舉行，議題涵蓋了核能經濟、安全、物理保護、防止擴散評估方法、通用先進反應堆技術信息交換等方面的合作，預計未來將擴展到其他領域，如先進反應堆的特殊安全要求，先進反應堆的未來市場條件/要求（如與可再生能源的整合）等。
釷基熔鹽堆核能系統
釷基熔鹽堆核能系統（TMSR）是第四代先進核能系統 6 個候選之一，包括釷基核燃料、熔鹽堆、核能綜合利用 3 個子系統。釷基核燃料儲量豐富、防擴散性能好、產生核廢料更少，是解決長期能源供應的一種技術方案。
熔鹽堆分為液態燃料熔鹽堆（MSR-LF）和固態燃料熔鹽堆（MSR-SF），后者也被稱為氟鹽冷卻高溫堆（FHR）。熔鹽堆使用高溫熔鹽作為冷卻劑，具有高溫、低壓、高化學穩定性、高熱容等熱物特性，并且無須使用沉重而昂貴的壓力容器，適合建成緊湊、輕量化和低成本的小型模塊化反應堆；熔鹽堆采用無水冷卻技術，只需少量的水即可運行，可用于干旱地區實現高效發電。熔鹽堆輸出的 700℃ 以上高溫核熱可用于高效發電，同時由于其使用高化學穩定性和熱穩定的無機熔鹽作為傳蓄熱介質，非常適合長距離的熱能傳輸，從而大幅度降低對于核能綜合利用的安全性顧慮，可以實現大規模的核能制氫，同時為合成氨等重要化工領域提供高品質的工藝熱，進而有效緩解碳排放和環境污染問題。
保證反應堆的安全可靠運行是核能發展中最重要的先行目標。作為第四代核能系統，熔鹽堆具有很高的固有安全性，堆內工作環境為近常壓，極大地降低了主容器、堆內構件及安全殼等的承壓需求，一些在水堆內發生的事故將可以得到避免，如大破口及雙端斷裂事故、管道破口導致的冷卻劑閃蒸噴發現象等。熔鹽的沸點高至 1 400℃ 左右，而堆內運行溫度在 700℃，安全閾值很高：當溫度超過設定值時，反應堆底部的冷凍塞會因過高溫自動熔化，摻混了核燃料的熔鹽流入應急儲存罐與中子反應區分離，核反應隨即終止。熔鹽可作為反應堆的一層安全屏障，溶解滯留大部分裂變產物，特別是氣態裂變產物（如 Cs-137、I-131 等）；熔鹽化學穩定性高，不與其他物質作用，防止了新的衍生事故發生，可在很大程度上降低事故后的環境影響。熔鹽堆可以在線后處理，是能夠高效利用釷的唯一堆型。熔鹽堆可靈活地進行多種燃料循環方式，如一次利用、廢物處理、燃料生產等，不需要特別處理而直接利用鈾、釷和钚等所有核燃料，也可利用其他反應堆的乏燃料。
核能利用研究現狀
對于高運行溫度的第四代先進核能系統，現階段較為成熟的熱功轉換系統主要包括蒸汽輪機系統（基于朗肯循環）以及閉式循環燃氣輪機系統（基于閉式布雷頓循環）。相比較傳統蒸汽循環，高溫條件下的熱循環發電系統，能夠更充分地利用 700℃ 以上核能系統的高品質熱量，實現高效發電。蒸汽輪機系統技術發展已有百年以上，成熟度最高，但其系統較為龐大和復雜，在運行維護過程中需要不斷補充循環水，因此在水資源匱乏的地區不宜采用。
目前，火力發電常用的蒸汽輪機功率等級均在 300 MW 以上，多采用超臨界及超超臨界機組，溫度范圍 538℃—610℃，壓力范圍 24—32 Mpa，效率約41%—44%。700℃ 超臨界是蒸汽輪機現階段發展的瓶頸，因耐高溫高壓材料問題很難在短時間內突破且成本昂貴。
閉式循環燃氣輪機系統特別適用于中高溫熱源，進而獲得較高的熱功轉換效率，具有熱源靈活、工質多樣性的技術優勢。相比蒸汽輪機，閉式循環燃氣輪機功率密度大，因而尺寸小、投資少；并且由于可以少用水，在選址上具有很大靈活性。20 世紀中期，以空氣為工質的閉式循環燃氣輪機曾廣泛應用于發電領域，技術成熟度較高。后隨著高溫核能概念的興起，氦氣輪機獲得了極大的重視，并完成了非核領域的工業示范。
針對出口溫度為 700℃ 以上的第四代先進核能系統，常用工質閉式布雷頓循環燃氣輪機性能比較如下：氣體工質（氦氣、氮氣、空氣或混合工質）閉式循環燃氣輪機熱效率可接近 40%，超臨界二氧化碳工質效率可接近 50%。但從技術成熟度來看，超臨界二氧化碳輪機目前還處于中試階段，缺乏工業示范驗證，而且其高溫材料問題也是技術難點。
核能制氫
第四代核能反應堆制氫方面的研究，其核心都是基于高溫堆的工藝熱。從核反應堆的角度來看，熔鹽堆、超高溫氣冷堆等出口溫度都超過 700℃，所提供的工藝熱都可以滿足高溫制氫過程，其系統效率和反應堆能提供的熱能溫度有很大的相關性。目前核能制氫主要有兩種途徑：熱化學循環制氫和高溫電解制氫。
熱化學循環制氫
熱化學循環制氫是通過水蒸氣熱裂解的高溫熱化學循環過程來制備氫氣。這一過程中主要利用反應堆提供的高溫熱，在上百條熱化學循環路線中，主要有 I-S 循環、Cu-Cl 循環、Ca-Br 循環、U-C 循環等可以與四代堆相匹配的技術路線。 I-S 循環制氫效率受溫度影響較大，在 900℃ 以上效率可超 50%，但隨著溫度降到 800℃ 以下，效率急劇下降。同時也需指出的是，熱化學循環是一個典型的化工過程，其工藝的規模化放大還存在一定風險；同時，高溫下的強腐蝕性對材料和設備也提出了較高的要求，生產廠房的占地面積也較大。因此，熱化學循環制氫技術主要挑戰在于優化技術路線、提高整個過程的效率、解決反應器腐蝕等問題。
目前日本原子能機構完成 I-S 循環制氫中試，制氫速率達到 150 L/h；清華大學建立了實驗室規模 I-S 循環實驗系統（60 L/h），并已實現系統的長期運行。
高溫電解制氫
高溫電解水蒸氣制氫氣（HTSE）以固體氧化物電解池（SOEC）為核心反應器，實現水蒸氣高效分解制備氫氣。由于高溫電解制氫技術具有高效、清潔、過程簡單等優點，近年來受到國內外研究者及企業的重視，已經成為與核能、風能、太陽能等清潔能源聯用來制氫的重要技術。
因高溫電解制氫技術可與核能或可再生能源結合，用于清潔燃料的制備和二氧化碳的轉化，在新能源領域具有很好的應用前景。此外，由于可再生能源（如風能、太陽能、水能等）有很大的波動性，并且受地域的限制，在傳輸上遇到很大困擾，而利用高溫電解制氫技術為可再生能源的能源轉化和儲存提供了重要途徑，是未來新型能源網絡中不可或缺的重要組成。
高溫電解制氫技術主要包括電解質與電極材料、電解池、電解堆和系統 4 個層面。目前高溫電解制氫技術面臨的主要挑戰包括電解池長期運行過程中的性能衰減問題、電解池的高溫連接密封問題、輔助系統優化問題、大規模制氫系統集成問題。SOEC 是 HTSE 技術中的核心反應器。電解池（堆）中的電極/電解質材料在運行中存在著諸多分層、極化、中毒等問題，是導致系統衰減的重要原因。因此，需要針對 SOEC 工藝的特性，重點攻關電解池材料在高溫和高濕環境下的長期穩定性問題；同時提升 SOEC 單電池生產裝備的集成化和自動化水平，提高單電池良品率和一致性。大力發展千瓦級SOEC 制氫模塊的低成本和輕量化設計，提高規模化集成技術水平，開發電解池堆的分級集成技術。解決了這些問題，就可以使其在經濟上具備一定的競爭力，從而更快進入實際應用領域。
目前，美國、德國、丹麥、韓國、日本和中國等國家都在積極開展相關方面的研究工作。德國 Sunfire 公司和美國波音公司合作，建成了國際規模最大的 150 kW 高溫電解制氫示范裝置，其制氫速率達到 40 Nm3/h。中國科學院上海應用物理研究所在 2015 年研制 5 kW 高溫電解制氫系統基礎上，以及中國科學院戰略性先導科技專項的支持下，于 2018 年開展了 20 kW 高溫電解制氫中試裝置的研制，并計劃于 2021 年建成國際首個基于熔鹽堆的核能制氫驗證裝置，設計制氫速率達到 50 Nm3/h。
海水淡化
淡水和能源資源對于人類社會生存和發展至關重要，是不可或缺的必須條件。海水淡化是獲取淡水資源的一種重要途徑，規模化的海水淡化需要大量的能量消耗。因此未來從環保和可持續發展等角度考慮，基于核能的海水淡化技術將占有越來越重要的位置。
海水淡化技術是利用蒸發、膜分離等手段，將海水中的鹽分分離出來，獲得含鹽量低的淡水技術。其中反滲透法（RO）、多效蒸餾法（MED）、熱壓縮多效蒸餾法（MED—VC）和多級閃蒸法（MSF）是經過多年實踐后認為適用于大規模海水淡化的成熟技術。上述幾種海水淡化技術都是利用熱能或者電能來驅動，因此在技術上都可以實現并適用于與核反應堆耦合。在核反應堆和海水淡化工廠的耦合過程中，需要重點考慮以下 3 個問題：
如何避免淡化后的水被放射性元素影響
如何避免海水淡化系統給核反應堆帶來額外的影響
如何將兩者的規模更合理的匹配起來
過去十幾年來，許多國家對核能海水淡化的技術給予越來越多的關注，IAEA 也在推進核能海水淡化的過程中起到了重要的組織和協調作用。包括中國在內的許多成員國參加了由 IAEA 組織的國際合作研究計劃，提出了各自不同的高安全性核反應堆方案以應用于海水淡化系統。
目前，我國已建和在建的海水淡化系統累計海水淡化能力約為 600 000 噸/天，成本大約為 4—5 元/噸。海水淡化技術正在逐漸走向成熟，隨著成本的不斷降低，其經濟性也在不斷提升。國內核電站大多建于沿海地區，為推動基于核能海水淡化建設提供了更多便利。其中，紅沿河核電站、寧德核電站、三門核電站、海陽核電站、徐大堡核電站、田灣核電站，以及未來的山東榮成示范核電站均采用海水淡化技術為廠區提供可用淡水。在海水淡化的主流技術中，反滲透法具有顯著的節能性，在我國被廣泛推廣和使用。
核能供熱
我國 60% 以上的地區、50% 以上的人口需要冬季供熱。目前的供熱方式主要為集中供熱和分布式供熱；其中，集中供熱主要來自于燃煤熱電聯產或者燃煤鍋爐，每年需要消耗 5 億噸煤炭。為了緩解用煤導致的嚴重環境污染和霧霾天氣，我國部分地區率先開始“煤改氣”“煤改電”的工程，但這也導致了天然氣資源稀缺、電網負擔加重等困難。
核能作為清潔能源，在未來會成為重要的供熱資源。核能供熱的一大優勢就是低碳、清潔、規模化。以一座 400 MW 的供熱堆為例，每年可替代 32 萬噸燃煤或 1.6 億立方米燃氣，與燃煤供熱相比，可減少排放二氧化碳 64 萬噸、二氧化硫 5 000 噸、氮氧化物 1 600 噸、煙塵顆粒物 5 000 噸。
目前核能供熱主要有兩種方式：低溫核供熱和核熱電聯產。20 世紀 80 年代，瑞典的核動力反應堆 Agesta 已經實現了連續供熱，是世界上第一個民用核能供熱核電站的示范。此后，俄羅斯、保加利亞、瑞士等國也開始研發、建造核能供熱系統。我國于 20 世紀 80 年代也開始了核能供熱反應堆的研發；1983 年，清華大學在池式研究堆上實現我國首次核能低溫供熱實驗。
經過多年的研究和發展，在低溫核供熱技術層面已經逐漸形成了池式供熱堆和殼式供熱堆兩種主流類型。池式供熱堆以游泳池實驗堆為原型，殼式供熱堆由目前主流壓水堆核電站技術演進而來。核熱電聯產的最大優勢是節能，實現了能源資源的優化配置，熱電聯產的綜合能源利用率可以達到 80%，具有較高的綜合能源利用率；其缺點是熱電不能同時兼顧，因此需要同核供熱協同形成優勢互補。
近年，核能供熱產業在國內獲得極大的關注。2017 年，由國家發改委、國家能源局、環保部等十部門共同制定的《北方地區冬季清潔取暖規劃（2017—2021 年）》就明確提出，研究探索核能供熱，推動現役核電機組向周邊供熱，安全發展供暖示范。中核集團推出了“燕龍”泳池式低溫供熱堆，中廣核集團和清華大學推出了殼式低溫供熱堆，國家電投提出了微壓供熱堆，上述核能供熱試點目前已經在黑龍江、吉林、遼寧、河北、山東、寧夏、青海等多個省區開展了相關廠址普選和產業推廣工作。
核能供熱戰略布局可以有效解決我國北方多地的缺熱情況。另外，引入大溫差長途輸熱技術后，我國核能供熱將不再受困于遠距離輸熱的限制，核反應堆因此可以安置在核安全距離以外，并為城市提供安全、穩定的熱能。
核能高溫工藝熱利用
合成氨、煤氣化和甲烷蒸氣重整等化工過程都需要 700℃ 以上的高溫熱，這些傳統化工行業的能耗巨大，而對于合成氨、煤液化以及石油裂解產物（如乙烯）的需求正在逐漸增長。面對越來越嚴苛的碳排放要求以及傳統能源資源的日益匱乏，探索新的工業能源供給和耦合十分重要。如果能夠直接利用反應堆產生的高溫熱，可以實現節能 30% 左右，在降低能源消耗總量的同時，提高了核能的經濟性。
以熔鹽堆為代表的第四代核反應堆，其出口溫度可以達到 700℃ 以上。未來可使用反應堆產生的熱可直接作為工業生產過程的熱源，用于天然氣的蒸汽重整、煤的氣化和液化、合成氨、乙烯生產等高耗能領域，而節約下來的化石燃料可以用作化工原料。
高溫工藝熱利用面臨的一個重要挑戰是安全防護及管理和許可問題，需要消除管理者和公眾對于核能和化工耦合利用的擔憂；同時，對于不同類型的工藝熱利用，需要執行新的管理規定，申請新的許可。
展望
2019年5月在日本召開的第27屆國際核工程大會（ICONE27）核能-可再生能源復合能源系統分會上，與會科學家提出基于先進核能系統，結合核能綜合利用技術，打通核能和可再生能源的壁壘，構建面向未來的多能融合新能源體系。
面對未來的能源低碳化需求，核能和可再生能源是實現零碳排放的重要途徑。可再生能源具有資源豐富、清潔、可再生等優點，但是可再生能源的波動性或間歇性導致其與目前的電網基礎設施缺乏良好的兼容性，大規模使用時，需要提供穩定的基荷能源調控電力輸出。核能由于其可持續、高效、可靠，是唯一能夠提供可調度基荷電力的清潔能源。因而構建核能-可再生能源融合的復合能源系統（HES）是實現能源低碳清潔高效利用的重要解決方案。
對于第四代核能系統，可以通過熔鹽傳蓄熱和高溫制氫技術，將核能和可再生能源的優勢充分發揮，協同利用。因此，需要從經濟和能源安全的角度來評估各種清潔能源在全國乃至全球能源體系中的份額，制定合理的技術路線，開展多能融合的核能-可再生能源復合能源系統示范，并實現穩定運行。解決并克服這兩種技術耦合使用時的問題，對于經濟和社會的發展進步具有重要意義，也是目前核能綜合利用發展的重要趨勢。
當前，以華龍一號、AP1000、EPR 等為代表的第三代核能系統已經開始大規模商業應用，可滿足當前和今后一段時期核電發展的基本需要。建議加快以熔鹽堆為代表的第四代核能系統及相關的核能制氫、高溫熱利用等綜合利用技術研發，充分調動國內相關研究機構和企業的優勢力量，加大政策支持和投入保障力度，將相關任務列入國家科技重大專項，落實并建設核能制氫、核能供熱等綜合利用示范項目的建設。