快堆，助我国实现核电可持续大规模发展

　　“首先发展快中子堆的国家将在核能事业中得到竞争的利益”，20世纪40年代，美国著名物理学家费米的这样一句论述使得中国核工业集团公司实验快堆核电站技术首席专家徐銤开始了与快堆结缘的45年。
　　
　　“1公斤铀-235裂变产生的能量相当于2700吨煤燃烧释放的能量，从完整生产链能耗角度来看，核电的二氧化碳排放是最低的，太阳能、风能等新能源都要比它高得多”，谈到未来大规模的能源解决途径，徐銤认为核能虽不能说是唯一的出路，也可算是最好的选择之一。而在实现核能的诸多路径中，他始终对快堆情有独钟。在接受记者专访时，已经74岁的徐谈起快堆时的兴奋之情溢于言表：“快堆可以使可裂变的燃料越烧越多，也就是所产多于所耗，这在常规能源中是不可能的”。
　　
　　随着中国首座自主研发的实验快堆成功并网发电，徐銤对于中国快堆未来的发展充满了信心：“发展快堆，不仅对于实现我国核能可持续大规模发展具有重大的战略意义，而且对于我国步入先进能源技术领域也具有十分重要的意义”。
　　
　　“以我为主”的自主性创新
　　
　　记者：在中国首座实验快堆中，自主创新占到怎样的比例?
　　
　　徐：中国实验快堆是我国建造的第一座快中子反应堆，在发展之初就确定了“以我为主”的方针。但作为国家中长期科技发展规划前沿技术重点目标和“863”计划重大项目，它的建设是一个艰难的自主创新过程。
　　
　　1986年，当“863”计划应运而生之时，快堆项目就被列入“863”计划能源领域反应堆主题项目。中国原子能科学研究院从此开始了设计和建造中国实验快堆的前期技术研究。1995年12月，由国家计委和国家科委联合批准工程立项。1997年8月，被国家科委批准为“863”计划重大项目。2006年，快堆作为前沿技术列入国家中长期科技发展规划。2007年12月，国家科技部和国防科工委联合批复，确定了中国实验快堆工程“十一五”的建设目标及项目经费和工程投资。国家科技部、国防科工局和中核集团公司3家共同出资，总经费25.03亿元。
　　
　　事实上，我国快堆的研究工作则开始得更早。早在1965年，中国原子能院前身的一部分——194所就向国家提出“中国也要发展快堆技术”的建议。但由于种种原因，研究一直停留在科研层面，没有进入实质性工程工作。并且投入不足，缺乏大设备、大台架，我国的基础科研工作也不如国外规模大，程度深。
　　
　　1993年，我们完成了中国实验快堆的概念设计，感觉快堆工程经验不够，便决定向俄罗斯快堆单位进行技术咨询，部分采用俄罗斯快堆设备和系统技术方案以减少国内的科研费用和验证时间。此后，俄罗斯专家为我们做出了22个子系统的技术设计，在这期间我们采取了平行设计的方式，通过验算、验收，学习了俄方相关系统的设计经验，参考后，实现了设计自主性。
　　
　　此后全厂218个系统的初步设计均由我们自己完成，并于1997年审查通过。2004年，我们又独立完成了全部施工设计。这是一个真正的“以我为主”、自主研发的过程，当然其中也是尽可能在合理的代价范围之内借助国际经验。
　　
　　因此，我们很感谢俄罗斯专家的指导，学习到很多工程经验，但不管怎么说这个堆还是我们自己设计建造的，是一个完全自主研发的产物。
　　
　　由于缺乏充足时间进行考验，我们在一些关键的安全级设备上采取了引进的方式。根据目前统计，实验快堆设备和材料的国产化率已经超过70%，其中包括非常核心的堆本体、核级钠、非燃料堆芯组件等。如果考虑到项目从预研到建安、调试、运行的全过程，实验快堆的国产化率更高。对于已开始概念设计的1000兆瓦示范快堆，快堆工程部还将努力提高国产化率。
　　
　　通过项目实施，我们新编标准及技术标准150多个，申报专利162项，获得专利授权89项，预计最终将获得成果200多项。
　　
　　作为第一座快堆，要达到如此高的国产化率，所面临的技术难度和经费难度很大。但由于实验快堆是自主研发，自主设计，我们自己掌握核心技术，使设备的投资控制在最佳水平。
　　
　　高国产化率的另外一个收获是：通过实验快堆项目的实施，我们已经在国内形成了基本配套的快堆工程技术体系。这为下一步建设自主知识产权的大型快堆电站打下很好的基础。
　　
　　记者：那么高国产化率是否会影响实验快堆的安全性?
　　
　　徐：安全一直是核电发展的第一要求。在实验快堆的方案选择之初，“安全”要求就被放在了首要位置。反应堆的设计首先强调了固有安全性，所有反应堆反馈都设计成负反馈，保证了在一般异常情况下反应堆自行稳定。
　　
　　实验快堆设计了非能动事故余热导出系统，确保在任何工况下反应堆内的余热导出。非能动余热导出系统方案，使中国实验快堆成为世界上唯一采用这一非能动方法导出事故余热的快堆，提高了中国实验快堆的安全性。堆芯的融化概率达到小于1×10-6/堆.年。
　　
　　另外，实验快堆设计上还采用一回路采用池式设计，可以有效缓解事故后果。采用双层堆容器、双层管、备用系统等安全措施也被广泛应用。
　　
　　安全分析结果表明，即使在所能想象的最严重的事故情况下，实验快堆厂外人员和环境也不受影响。有以上这两条，中国实验快堆的安全性基本上达到了第四代先进核能系统的安全技术目标。
　　
　　核能“三步走”迈出第二步
　　
　　记者：我国核能发展一直延续“热堆、快堆、可控聚变堆”三步走战略，请您谈一谈快堆在我国核能中长期发展战略中的地位以及未来将发挥的作用?
　　
　　徐：随着中国经济的持续快速发展，我国能源需求也将保持增长态势。如何为社会经济发展提供稳定有力的能源保障是我们当前面临的严峻问题。从我国当前能源形势来看，石油、天然气资源日益消耗，短缺情况愈发严重，在充分考虑当前国际减排大环境后，清洁能源已经成为下一步发展的首选。
　　
　　在可供大规模使用的清洁能源中，水电经过多年发展，在我国进一步开发的空间不大。在未来的几十年内，核电已经成为最有可能大规模替代煤炭的最好选择之一。
　　
　　但是，核电的大规模发展也要考虑资源问题，就是铀资源的供应。目前压水堆对铀资源的利用率较低，只有1%左右，而快堆可以将利用率提高到60%-70%。
　　
　　核燃料稳定供应的问题不能在核电站建起来之后再考虑，国外的铀资源当然可以利用，但是作为一个大国，我们不可能把能源安全寄希望在外国资源上。
　　
　　此外，随着核电的大规模发展，核电站卸出的乏燃料将逐渐增多。一座百万千瓦级核电站每年要卸出大概30吨的乏燃料，里面含有很多寿命长达几百万年的放射性核素。减少并处置好这些乏燃料对于在保护环境的前提下实现核能的科学发展具有更加重要的意义。
　　
　　由此可见，铀资源长期稳定的供应和减少乏燃料是我国核电大规模发展的两大关键。
　　
　　而快堆则能够同时解决这两个问题。中国核电发展想要克服铀资源的制约因素，关键就在于快堆以及相应的核燃料循环体系的建立。
　　
　　说得通俗一点，压水堆核电站所卸出的乏燃料主要成分为铀-238，不易发生裂变。经过后处理将其中的钚-239、铀-238提出来制成新的燃料，再放入快堆中燃烧，钚-239不断消耗铀-238会嬗变为钚-239，等于又生成了新的核燃料，而且钚-239将所产多于所耗真正体现了增殖堆的含义。
　　
　　同时，通过实施分离嬗变战略，快堆还可以嬗变压水堆核电站所产生的长寿命放射性废物，从而大量降低核废料的体积和毒性，实现放射性废物的最小化。
　　
　　当然，光有快堆是不行的，还需要后处理技术和钚铀燃料元件制造技术。这样以快堆为龙头，以核燃料增殖和嬗变为目的的闭式核燃料循环体系才能建立起来，才能实现提高铀资源利用率和保护环境的目的。
　　
　　记者：1999年法国的“超凤凰”快堆结束运营时，曾在国内掀起轩然大波，请问您如何看待当前国际快堆发展形势?
　　
　　徐：上世纪90年代后，欧美等前期发展快堆的国家，因为经济发展趋缓，人口几乎不增长，经济基础雄厚，有条件进口优质常规能源等因素，核能发展放缓，对于商用快堆的需求并不迫切，因此相关研究工作也出现了停滞。
　　
　　但我们可以发现，其他经济仍处快速发展阶段，同时又面临大量能源缺口的国家，诸如日本、印度、韩国和旨在占领快堆国际市场的俄罗斯，都在积极发展快堆特别是商用快堆。
　　
　　这其中比较突出的就是俄罗斯，它作为除美国外最早发展快堆的国家，目前仍有3座快堆运行;60万千瓦电功率的原型快堆电站运行了30年，已经达到了商用堆的运行水平，其电价比当地煤电更为便宜。
　　
　　而随着世界上建成的热堆运营产生的乏燃料日渐增多，更多的国家希望通过研究快堆对长寿命放射性废料进行处理，使核能变成更加清洁的能源。进入21世纪，美欧核能复苏，选出6种先进的第四代核电堆型，这其中3种是快堆，包括我国正在发展的钠冷快堆。因此，我国快堆建设曲折虽多，但反复的论证和探索也帮助我们坚定地选择了一条成熟的快堆之路。