發(fā)展快堆技術(shù) 促進(jìn)核電可持續(xù)發(fā)展

1、發(fā)展快堆技術(shù) 促進(jìn)核電可持續(xù)發(fā)展摘要 快堆技術(shù)符合第四代核能系統(tǒng)的發(fā)展目標(biāo)，是促進(jìn)核電可持續(xù)發(fā)展的重要技術(shù)途徑。建議我國(guó)快堆工程技術(shù)采用分三步發(fā)展的方式，以實(shí)現(xiàn)在2030年左右將快堆作為第四代核電重要堆型商用推廣的發(fā)展目標(biāo)。我國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆已進(jìn)入調(diào)試階段，計(jì)劃2009年達(dá)到臨界。建議我國(guó)盡快明確下一階段的快堆工程技術(shù)目標(biāo)，研究加快發(fā)展的實(shí)施途徑，加大對(duì)快堆核能系統(tǒng)技術(shù)的研發(fā)。To Develop Fast Reactor Technologies and Promote Sustaining Development of Nuclear powerZHOU Peide, XU Mi, WAN Ga

2、ngAbstract: Fast reactor technologies can meet the development objective of the fourth generation nuclear energy system. They are an important approach to promote sustaining development of nuclear power. We propose that the fast reactor engineering technology in our country should be developed in 3

3、steps in order to realize the development objective with fast reactors as the fourth generation important commercial type of nuclear power in about 2030. Currently, the experimental reactor in the country has entered a debugging phase. According to the plan, it will reach a critical phase in 2009. W

4、e propose that in our country, we should clearly define the technical objective for fast reactors in the next phase as soon as possible, study the implementation approach to speed up the development and strengthen research and development of technologies for fast reactor nuclear systems.1  快堆技術(shù)

5、符合第四代核能系統(tǒng)的發(fā)展目標(biāo)積極發(fā)展核電產(chǎn)業(yè)，是我國(guó)實(shí)施能源多元化戰(zhàn)略、優(yōu)化能源結(jié)構(gòu)、加強(qiáng)環(huán)境保護(hù)、進(jìn)而保障能源安全現(xiàn)實(shí)可行的舉措。我國(guó)目前核電裝機(jī)約0.09億千瓦，計(jì)劃2020年核電裝機(jī)達(dá)到0.4億千瓦。根據(jù)中國(guó)工程院在2005年所做的預(yù)測(cè)，2050我國(guó)發(fā)電總裝機(jī)為16.5億千瓦,核電裝機(jī)為2.5億千瓦,核電份額約占16%。核電在我國(guó)有很大的發(fā)展前景。核電大規(guī)模發(fā)展將會(huì)遇到鈾資源匱乏和長(zhǎng)壽命放射性廢物的環(huán)境影響之憂(yōu)，快堆技術(shù)和閉式燃料循環(huán)技術(shù)是解決這兩個(gè)問(wèn)題的最現(xiàn)實(shí)可行的技術(shù)途徑。根據(jù)我國(guó)鈾資源狀況，輔助從國(guó)外進(jìn)口一部分鈾資源，采用壓水堆和快堆匹配發(fā)展的閉式燃料循環(huán)路線，可以使我國(guó)實(shí)現(xiàn)核電的

6、裝機(jī)規(guī)模在2050年達(dá)到2.5億千瓦的目標(biāo)。因此，發(fā)展快堆技術(shù)對(duì)保持核電可持續(xù)發(fā)展具有十分重要的戰(zhàn)略意義。目前國(guó)際上快堆的發(fā)展已納入先進(jìn)核能系統(tǒng)的發(fā)展體系?？於鸭夹g(shù)是第四代核能系統(tǒng)的主要技術(shù)內(nèi)容。第四代核能系統(tǒng)（Gen-IV）概念最先是在1999年6月召開(kāi)的美國(guó)核學(xué)會(huì)年會(huì)上提出的。美國(guó)、法國(guó)、日本、英國(guó)等國(guó)家在2000年組建了第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇（GIF）。第四代核能系統(tǒng)研發(fā)總目標(biāo)是，計(jì)劃在2030年之后向市場(chǎng)上提供具有良好經(jīng)濟(jì)性和安全性、廢物易于管理和處理、具有防止核擴(kuò)散特性的先進(jìn)核能系統(tǒng)。2000年5月，第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇的成員國(guó)根據(jù)第四代核能系統(tǒng)的目標(biāo)，選擇了6種系統(tǒng)作為進(jìn)一步研究

7、和發(fā)展的候選對(duì)象，這六種第四代核能系統(tǒng)的名稱(chēng)和特性見(jiàn)表1。系統(tǒng)中文名稱(chēng)系統(tǒng)英文名稱(chēng)堆芯中子能譜鈉冷快堆系統(tǒng)Sodium-Cooled Fast Reactor System(SFR)快譜鉛冷快堆系統(tǒng)Lead-Cooled Fast Reactor System (LFR)快譜氣冷快堆系統(tǒng)Gas-Cooled Fast Reactor System(GFR)快譜超高溫堆系統(tǒng)Very-High-Temperature Reactor System(VHTR)熱譜超臨界水冷堆系統(tǒng)Supercritical-Water-Cooled Reactor System(SCWR)熱譜熔鹽堆系統(tǒng)Molten

8、Salt Reactor System(MSR)熱譜這六種反應(yīng)堆堆型就堆本身而言，它們已有的技術(shù)基礎(chǔ)是不一樣的，其中技術(shù)最成熟的是鈉冷快堆（SFR）。美、俄、英、法、日、德、印等國(guó)已經(jīng)建造過(guò)功率10MWt1200MWe,堆型包括實(shí)驗(yàn)堆、原型堆和經(jīng)濟(jì)驗(yàn)證性堆等類(lèi)型的總共18座鈉冷快堆，積累了約300堆·年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。且原型快堆BN-350，Phenix，PFR，BN-600和經(jīng)濟(jì)驗(yàn)證性快堆SPX1都進(jìn)行類(lèi)似商業(yè)運(yùn)行，其中Phenix和BN-600仍在運(yùn)行中。創(chuàng)新型反應(yīng)堆和燃料循環(huán)國(guó)際計(jì)劃（INPRO）是由國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）于2000年發(fā)起的另一個(gè)下一代先進(jìn)核能系統(tǒng)的國(guó)際研發(fā)項(xiàng)目

9、。目前已有二十幾個(gè)成員國(guó)，我國(guó)也是成員國(guó)之一。該計(jì)劃在目前階段主要開(kāi)展基于快堆及其閉式燃料循環(huán)的聯(lián)合評(píng)價(jià)研究，主要是評(píng)價(jià)快堆及基于快堆的燃料循環(huán)對(duì)核能可持續(xù)發(fā)展的作用和能力，并擬在下一階段開(kāi)展以快堆技術(shù)為主的合作研發(fā)。盡管已有近30個(gè)國(guó)家在INPRO和GIF的合作項(xiàng)目框架下共同對(duì)下一代核能系統(tǒng)研究了四五年時(shí)間，至今尚未有任何第四代堆型的完整設(shè)計(jì)，但是已經(jīng)對(duì)第四代提出了比較明確的定性目標(biāo)和技術(shù)發(fā)展內(nèi)容及框架性研發(fā)倡儀。對(duì)于先進(jìn)核能系統(tǒng)，GIF在可持續(xù)性、經(jīng)濟(jì)性、安全性及可靠性，防核擴(kuò)散和實(shí)體防衛(wèi)等方面提出了8條具體目標(biāo)要求。我國(guó)正在開(kāi)發(fā)鈉冷快堆技術(shù)。我國(guó)鈉冷快堆的技術(shù)選擇，以及戰(zhàn)略目標(biāo)與第四代先

10、進(jìn)核能系統(tǒng)的目標(biāo)要求是一致的。2  制定發(fā)展戰(zhàn)略 明確下一步工程目標(biāo)從工程技術(shù)上看，世界上快堆已經(jīng)過(guò)實(shí)驗(yàn)堆、原型堆、示范堆的完整階段。在開(kāi)始階段提出的快堆科技發(fā)展目標(biāo)主要集中在驗(yàn)證方面，包括快堆的增殖能力、系統(tǒng)的技術(shù)可行性和運(yùn)行可靠性、安全性和可競(jìng)爭(zhēng)性等的驗(yàn)證。在上世紀(jì)90年代中期前，國(guó)際上快堆和燃料循環(huán)設(shè)施的發(fā)展和運(yùn)行結(jié)果足以得出結(jié)論，即快堆科技發(fā)展在開(kāi)始階段提出的目標(biāo)很大程度上已經(jīng)實(shí)現(xiàn)。顯然，國(guó)際上快堆工程技術(shù)已基本成熟，后續(xù)技術(shù)發(fā)展的目標(biāo)是達(dá)到第四代核能系統(tǒng)的要求，實(shí)現(xiàn)核能的可持續(xù)性發(fā)展?？於杨A(yù)計(jì)將作為先進(jìn)核能系統(tǒng)中的一類(lèi)核電站在2035年前后開(kāi)始規(guī)模應(yīng)用。我國(guó)快堆發(fā)展戰(zhàn)略和技

11、術(shù)路線的研究自上世紀(jì)70年代以來(lái)進(jìn)行過(guò)多次。1985年8月完成了“1985-2000年和七五快堆發(fā)展規(guī)劃”；1986年7月在核工業(yè)部計(jì)劃司領(lǐng)導(dǎo)下完成了“快中子增殖堆2000年規(guī)劃的制定”；1989年6月在國(guó)家八六三高技術(shù)計(jì)劃能源領(lǐng)域?qū)＜椅瘑T會(huì)的領(lǐng)導(dǎo)下完成了“我國(guó)快堆發(fā)展戰(zhàn)略和技術(shù)路線”的編制。近幾年，有關(guān)部門(mén)和專(zhuān)家密切注意國(guó)外快堆發(fā)展動(dòng)向，不斷對(duì)發(fā)展戰(zhàn)略和技術(shù)路線進(jìn)行再次研究和修改。在參考國(guó)外快堆發(fā)展戰(zhàn)略和技術(shù)路線圖的基礎(chǔ)上，建議我國(guó)快堆工程技術(shù)發(fā)展采用分三步走的戰(zhàn)略，見(jiàn)表2。階段堆名功率（MWe）預(yù)計(jì)建成時(shí)間第一步第二步 第三步中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆(CEFR)中國(guó)原型快堆(CPFR)或中國(guó)

12、示范快堆(CDFR)中國(guó)商用快堆(CCFR)20600900 90020092020 2030左右在2006年發(fā)布的中國(guó)工程院咨詢(xún)項(xiàng)目“大型先進(jìn)壓水堆和先進(jìn)核能系統(tǒng)工程戰(zhàn)略研究報(bào)告”中，對(duì)于快堆技術(shù)發(fā)展提出了加快發(fā)展的建議:“在實(shí)驗(yàn)快堆運(yùn)行和實(shí)驗(yàn)研究的基礎(chǔ)上，充分借鑒和利用國(guó)際上積累多年的快堆技術(shù)研究開(kāi)發(fā)和商用快堆建設(shè)的成功經(jīng)驗(yàn)，開(kāi)展廣泛的國(guó)際合作，引進(jìn)必要的技術(shù)和設(shè)備，從而縮短實(shí)現(xiàn)我國(guó)快堆商用化所需時(shí)間。” 考慮到國(guó)內(nèi)研發(fā)條件、工程技術(shù)水平和經(jīng)驗(yàn)積累程度等方面因素，我國(guó)各階段快堆主要技術(shù)選擇的一致性，特別是中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆與俄羅斯BN-600原型快堆在技術(shù)上的一致性，我國(guó)在快

13、堆工程的第二階段存在直接建設(shè)示范快堆的可行性。從國(guó)際發(fā)展趨勢(shì)看，由于快堆技術(shù)國(guó)際交流的增多，以及對(duì)快堆技術(shù)認(rèn)識(shí)的提升和經(jīng)驗(yàn)的積累，國(guó)際上已逐漸淡化原型快堆和示范快堆的界線，或者說(shuō)原型堆的功能和示范堆的功能可以通過(guò)一個(gè)堆來(lái)實(shí)現(xiàn)。比如印度正在建的是50萬(wàn)千瓦原型快堆，建成之后直接作為示范堆來(lái)推廣。從俄羅斯原型快堆BN-600與示范快堆BN-800的內(nèi)在聯(lián)系看，BN-800保留了原型快堆的可靠性特性，但從燃料循環(huán)角度它又有示范堆的特性，并在俄羅斯國(guó)內(nèi)其經(jīng)濟(jì)性可達(dá)到示范堆要求。因此，對(duì)于我國(guó)下一階段是建設(shè)原型快堆還是示范快堆需要全面論證。從技術(shù)上初步分析，存在在實(shí)驗(yàn)快堆之后直接建設(shè)示范快堆的可行性。熱

14、功率65MW、實(shí)驗(yàn)發(fā)電功率20MW的中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆（CEFR）在技術(shù)方案選擇時(shí)已經(jīng)考慮了便于向下一步快堆電站過(guò)渡的問(wèn)題。其主要技術(shù)方案包括堆本體結(jié)構(gòu)，燃料操作系統(tǒng)，主熱傳輸系統(tǒng)流程，重要的輔助系統(tǒng)工藝流程，關(guān)鍵設(shè)備和核島廠房結(jié)構(gòu)等均與已成功運(yùn)行的俄羅斯60萬(wàn)千瓦發(fā)電功率的原型快堆電站（BN-600）類(lèi)似，其熱工參數(shù)已接近商用電站的水平。中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆是BN-600原型快堆的縮小版，在一定程度上，CEFR具有原型快堆的特征。我國(guó)有加快發(fā)展快堆技術(shù)的迫切需求，這是我國(guó)核電發(fā)展對(duì)鈾資源的總體需求及供給保障條件，以及燃料循環(huán)系統(tǒng)的配套發(fā)展要求等決定的。我國(guó)壓水堆乏燃料商業(yè)后處理廠規(guī)劃在2020年或稍后建成

15、，因此，我國(guó)應(yīng)該在20202030年期間建立起一定工業(yè)規(guī)模的由壓水堆電站壓水堆乏燃料商業(yè)后處理廠-MOX燃料廠-快堆電站等組成的燃料循環(huán)系統(tǒng)，初步形成工業(yè)規(guī)模的閉式燃料循環(huán)體系，奠定核電協(xié)調(diào)發(fā)展的基礎(chǔ)。3  加強(qiáng)快堆核能系統(tǒng)工程技術(shù)研發(fā)對(duì)我國(guó)而言，為全面自主掌握快堆工程技術(shù)，應(yīng)逐步總結(jié)實(shí)驗(yàn)快堆設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行和維護(hù)經(jīng)驗(yàn)，利用實(shí)驗(yàn)快堆這一平臺(tái)深入開(kāi)展快堆安全研究、物理和熱工水力研究、燃料與材料及設(shè)備的考驗(yàn)；應(yīng)采用跨越式發(fā)展方式，引進(jìn)國(guó)外先進(jìn)技術(shù)，爭(zhēng)取如期實(shí)現(xiàn)2020年的快堆工程技術(shù)發(fā)展目標(biāo)，并建成工程規(guī)模的閉式燃料循環(huán)體系，為我國(guó)自主開(kāi)發(fā)大型商用快堆電站技術(shù)提供工程平臺(tái)。根據(jù)我國(guó)快堆技

16、術(shù)的發(fā)展目標(biāo)，為實(shí)現(xiàn)我國(guó)快堆工程的路線圖，需圍繞幾個(gè)方面進(jìn)行工程技術(shù)研發(fā)。1）快堆先進(jìn)核能系統(tǒng)技術(shù)平臺(tái)快堆先進(jìn)核能系統(tǒng)是國(guó)家高技術(shù)創(chuàng)新能力的綜合體現(xiàn)。快堆先進(jìn)核能系統(tǒng)的發(fā)展不僅涉及到核電堆型配置、核燃料增殖、焚燒長(zhǎng)壽命錒系核素等核能可持續(xù)發(fā)展的根本性問(wèn)題，還涉及到核能領(lǐng)域其它技術(shù)方面的配套發(fā)展問(wèn)題。因此，我國(guó)快堆發(fā)展必須在核能領(lǐng)域中進(jìn)行整體規(guī)劃，以建立起鈾、钚燃料閉合循環(huán)體系，使我國(guó)的核能發(fā)展在全局上是一個(gè)有機(jī)的整體，在具體實(shí)施上目標(biāo)明確、技術(shù)可行、政策穩(wěn)定。總體來(lái)講，快堆先進(jìn)核能系統(tǒng)技術(shù)平臺(tái)包括三方面:一是與燃料循環(huán)有關(guān)的技術(shù)平臺(tái)；二是開(kāi)展快堆技術(shù)研究的平臺(tái);三是材料和設(shè)備國(guó)產(chǎn)化的驗(yàn)證技術(shù)平

17、臺(tái)。因此，我國(guó)在進(jìn)行快堆科研開(kāi)發(fā)總體規(guī)劃時(shí)，應(yīng)圍繞快堆先進(jìn)核能系統(tǒng)進(jìn)行工程技術(shù)研發(fā)。* 與燃料循環(huán)有關(guān)的技術(shù)基于快堆的閉合燃料循環(huán)包括熱堆乏燃料后處理、快堆燃料制備和快堆乏燃料后處理等技術(shù)環(huán)節(jié)，因此與燃料循環(huán)有關(guān)的技術(shù)包括：壓水堆乏燃料后處理技術(shù)、MOX燃料制造技術(shù)、快堆乏燃料后處理技術(shù)、次量錒系核素和長(zhǎng)壽命裂變產(chǎn)物分離和嬗變技術(shù)、高放廢物的處理和處置技術(shù)。* 開(kāi)展快堆技術(shù)研究的平臺(tái)技術(shù)進(jìn)行快堆工程技術(shù)研究開(kāi)發(fā)需要各種軟硬件設(shè)施。我國(guó)快堆工程技術(shù)研究開(kāi)發(fā)體系應(yīng)包括：快堆技術(shù)的基礎(chǔ)研究條件、實(shí)驗(yàn)快堆電站的運(yùn)行維護(hù)條件、實(shí)驗(yàn)快堆應(yīng)用研究條件、快堆電站的設(shè)計(jì)條件、快堆電站關(guān)鍵設(shè)備的設(shè)計(jì)和考驗(yàn)條件、快堆電站設(shè)計(jì)的實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證條件等。* 材料和設(shè)備的國(guó)產(chǎn)化技術(shù)材料和設(shè)備的國(guó)產(chǎn)化是自主掌握快堆技術(shù)的重要內(nèi)容?？梢揽恐袊?guó)實(shí)驗(yàn)快堆國(guó)產(chǎn)化設(shè)備制造的已有基礎(chǔ)，以我國(guó)在實(shí)施壓水堆設(shè)備國(guó)產(chǎn)化過(guò)程中逐步形成的核設(shè)備制造能力為支撐，依靠國(guó)際合作渠道引進(jìn)快堆關(guān)鍵設(shè)備或部件的設(shè)計(jì)、制造技術(shù)，通過(guò)研發(fā)、積累、消化、吸收，逐步形成我國(guó)快堆設(shè)備國(guó)產(chǎn)化能力。2）快堆設(shè)計(jì)和應(yīng)用研究有關(guān)快堆設(shè)計(jì)技術(shù)和應(yīng)用研究開(kāi)發(fā)，主要包括幾個(gè)方面:快堆標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范、數(shù)據(jù)庫(kù)和發(fā)展規(guī)劃等研究；運(yùn)行維護(hù)技術(shù)與CEFR試驗(yàn)研究；堆芯物理和實(shí)驗(yàn)研究；熱工水力與安全研究:堆芯組件、燃料及后處理技術(shù)研究；快堆結(jié)構(gòu)材料研制與材料輻照后檢驗(yàn)研究；結(jié)構(gòu)完整性研