发展快堆技术促进核电可持续发展.doc

发展快堆技术 促进核电可持续发展摘要 快堆技术符合第四代核能系统的发展目标，是促进核电可持续发展的重要技术途径。建议我国快堆工程技术采用分三步发展的方式，以实现在2030年左右将快堆作为第四代核电重要堆型商用推广的发展目标。我国实验快堆已进入调试阶段，计划2009年达到临界。建议我国尽快明确下一阶段的快堆工程技术目标，研究加快发展的实施途径，加大对快堆核能系统技术的研发。To Develop Fast Reactor Technologies and Promote Sustaining Development of Nuclear powerZHOU Peide, XU Mi, WAN GangAbstract: 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 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. We 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 快堆技术符合第四代核能系统的发展目标积极发展核电产业，是我国实施能源多元化战略、优化能源结构、加强环境保护、进而保障能源安全现实可行的举措。我国目前核电装机约0.09亿千瓦，计划2020年核电装机达到0.4亿千瓦。根据中国工程院在2005年所做的预测，2050我国发电总装机为16.5亿千瓦,核电装机为2.5亿千瓦,核电份额约占16%。核电在我国有很大的发展前景。核电大规模发展将会遇到铀资源匮乏和长寿命放射性废物的环境影响之忧，快堆技术和闭式燃料循环技术是解决这两个问题的最现实可行的技术途径。根据我国铀资源状况，辅助从国外进口一部分铀资源，采用压水堆和快堆匹配发展的闭式燃料循环路线，可以使我国实现核电的装机规模在2050年达到2.5亿千瓦的目标。因此，发展快堆技术对保持核电可持续发展具有十分重要的战略意义。目前国际上快堆的发展已纳入先进核能系统的发展体系。快堆技术是第四代核能系统的主要技术内容。第四代核能系统（Gen-IV）概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等国家在2000年组建了第四代核能系统国际论坛（GIF）。第四代核能系统研发总目标是，计划在2030年之后向市场上提供具有良好经济性和安全性、废物易于管理和处理、具有防止核扩散特性的先进核能系统。2000年5月，第四代核能系统国际论坛的成员国根据第四代核能系统的目标，选择了6种系统作为进一步研究和发展的候选对象，这六种第四代核能系统的名称和特性见表1。系统中文名称系统英文名称堆芯中子能谱钠冷快堆系统Sodium-Cooled Fast Reactor System(SFR)快谱铅冷快堆系统Lead-Cooled Fast Reactor System (LFR)快谱气冷快堆系统Gas-Cooled Fast Reactor System(GFR)快谱超高温堆系统Very-High-Temperature Reactor System(VHTR)热谱超临界水冷堆系统Supercritical-Water-Cooled Reactor System(SCWR)热谱熔盐堆系统Molten Salt Reactor System(MSR)热谱这六种反应堆堆型就堆本身而言，它们已有的技术基础是不一样的，其中技术最成熟的是钠冷快堆（SFR）。美、俄、英、法、日、德、印等国已经建造过功率10MWt1200MWe,堆型包括实验堆、原型堆和经济验证性堆等类型的总共18座钠冷快堆，积累了约300堆年的运行经验。且原型快堆BN-350，Phenix，PFR，BN-600和经济验证性快堆SPX1都进行类似商业运行，其中Phenix和BN-600仍在运行中。创新型反应堆和燃料循环国际计划（INPRO）是由国际原子能机构（IAEA）于2000年发起的另一个下一代先进核能系统的国际研发项目。目前已有二十几个成员国，我国也是成员国之一。该计划在目前阶段主要开展基于快堆及其闭式燃料循环的联合评价研究，主要是评价快堆及基于快堆的燃料循环对核能可持续发展的作用和能力，并拟在下一阶段开展以快堆技术为主的合作研发。尽管已有近30个国家在INPRO和GIF的合作项目框架下共同对下一代核能系统研究了四五年时间，至今尚未有任何第四代堆型的完整设计，但是已经对第四代提出了比较明确的定性目标和技术发展内容及框架性研发倡仪。对于先进核能系统，GIF在可持续性、经济性、安全性及可靠性，防核扩散和实体防卫等方面提出了8条具体目标要求。我国正在开发钠冷快堆技术。我国钠冷快堆的技术选择，以及战略目标与第四代先进核能系统的目标要求是一致的。2 制定发展战略 明确下一步工程目标从工程技术上看，世界上快堆已经过实验堆、原型堆、示范堆的完整阶段。在开始阶段提出的快堆科技发展目标主要集中在验证方面，包括快堆的增殖能力、系统的技术可行性和运行可靠性、安全性和可竞争性等的验证。在上世纪90年代中期前，国际上快堆和燃料循环设施的发展和运行结果足以得出结论，即快堆科技发展在开始阶段提出的目标很大程度上已经实现。显然，国际上快堆工程技术已基本成熟，后续技术发展的目标是达到第四代核能系统的要求，实现核能的可持续性发展。快堆预计将作为先进核能系统中的一类核电站在2035年前后开始规模应用。我国快堆发展战略和技术路线的研究自上世纪70年代以来进行过多次。1985年8月完成了“1985-2000年和七五快堆发展规划”；1986年7月在核工业部计划司领导下完成了“快中子增殖堆2000年规划的制定”；1989年6月在国家八六三高技术计划能源领域专家委员会的领导下完成了“我国快堆发展战略和技术路线”的编制。近几年，有关部门和专家密切注意国外快堆发展动向，不断对发展战略和技术路线进行再次研究和修改。在参考国外快堆发展战略和技术路线图的基础上，建议我国快堆工程技术发展采用分三步走的战略，见表2。阶段堆名功率（MWe）预计建成时间第一步第二步第三步中国实验快堆(CEFR)中国原型快堆(CPFR)或中国示范快堆(CDFR)中国商用快堆(CCFR)20600900900200920202030左右在2006年发布的中国工程院咨询项目“大型先进压水堆和先进核能系统工程战略研究报告”中，对于快堆技术发展提出了加快发展的建议:“在实验快堆运行和实验研究的基础上，充分借鉴和利用国际上积累多年的快堆技术研究开发和商用快堆建设的成功经验，开展广泛的国际合作，引进必要的技术和设备，从而缩短实现我国快堆商用化所需时间。” 考虑到国内研发条件、工程技术水平和经验积累程度等方面因素，我国各阶段快堆主要技术选择的一致性，特别是中国实验快堆与俄罗斯BN-600原型快堆在技术上的一致性，我国在快堆工程的第二阶段存在直接建设示范快堆的可行性。从国际发展趋势看，由于快堆技术国际交流的增多，以及对快堆技术认识的提升和经验的积累，国际上已逐渐淡化原型快堆和示范快堆的界线，或者说原型堆的功能和示范堆的功能可以通过一个堆来实现。比如印度正在建的是50万千瓦原型快堆，建成之后直接作为示范堆来推广。从俄罗斯原型快堆BN-600与示范快堆BN-800的内在联系看，BN-800保留了原型快堆的可靠性特性，但从燃料循环角度它又有示范堆的特性，并在俄罗斯国内其经济性可达到示范堆要求。因此，对于我国下一阶段是建设原型快堆还是示范快堆需要全面论证。从技术上初步分析，存在在实验快堆之后直接建设示范快堆的可行性。热功率65MW、实验发电功率20MW的中国实验快堆（CEFR）在技术方案选择时已经考虑了便于向下一步快堆电站过渡的问题。其主要技术方案包括堆本体结构，燃料操作系统，主热传输系统流程，重要的辅助系统工艺流程，关键设备和核岛厂房结构等均与已成功运行的俄罗斯60万千瓦发电功率的原型快堆电站（BN-600）类似，其热工参数已接近商用电站的水平。中国实验快堆是BN-600原型快堆的缩小版，在一定程度上，CEFR具有原型快堆的特征。我国有加快发展快堆技术的迫切需求，这是我国核电发展对铀资源的总体需求及供给保障条件，以及燃料循环系统的配套发展要求等决定的。我国压水堆乏燃料商业后处理厂规划在2020年或稍后建成，因此，我国应该在20202030年期间建立起一定工业规模的由压水堆电站压水堆乏燃料商业后处理厂-MOX燃料厂-快堆电站等组成的燃料循环系统，初步形成工业规模的闭式燃料循环体系，奠定核电协调发展的基础。3 加强快堆核能系统工程技术研发对我国而言，为全面自主掌握快堆工程技术，应逐步总结实验快堆设计、建造、运行和维护经验，利用实验快堆这一平台深入开展快堆安全研究、物理和热工水力研究、燃料与材料及设备的考验；应采用跨越式发展方式，引进国外先进技术，争取如期实现2020年的快堆工程技术发展目标，并建成工程规模的闭式燃料循环体系，为我国自主开发大型商用快堆电站技术提供工程平台。根据我国快堆技术的发展目标，为实现我国快堆工程的路线图，需围绕几个方面进行工程技术研发。1）快堆先进核能系统技术平台快堆先进核能系统是国家高技术创新能力的综合体现。快堆先进核能系统的发展不仅涉及到核电堆型配置、核燃料增殖、焚烧长寿命锕系核素等核能可持续发展的根本性问题，还涉及到核能领域其它技术方面的配套发展问题。因此，我国快堆发展必须在核能领域中进行整体规划，以建立起铀、钚燃料闭合循环体系，使我国的核能发展在全局上是一个有机的整体，在具体实施上目标明确、技术可行、政策稳定。总体来讲，快堆先进核能系统技术平台包括三方面:一是与燃料循环有关的技术平台；二是开展快堆技术研究的平台;三是材料和设备国产化的验证技术平台。因此，我国在进行快堆科研开发总体规划时，应围绕快堆先进核能系统进行工程技术研发。* 与燃料循环有关的技术基于快堆的闭合燃料循环包括热堆乏燃料后处理、快堆燃料制备和快堆乏燃料后处理等技术环节，因此与燃料循环有关的技术包括：压水堆乏燃料后处理技术、MOX燃料制造技术、快堆乏燃料后处理技术、次量锕系核素和长寿命裂变产物分离和嬗变技术、高放废物的处理和处置技术。* 开展快堆技术研究的平台技术进行快堆工程技术研究开发需要各种软硬件设施。我国快堆工程技术研究开发体系应包括：快堆技术的基础研究条件、实验快堆电站的运行维护条件、实验快堆应用研究条件、快堆电站的设计条件、快堆电站关键设备的设计和考验条件、快堆电站设计的实验验证条件等。* 材料和设备的国产化技术材料和设备的国产化是自主掌握快堆技术的重要内容。可依靠中国实验快堆国产化设备制造的已有基础，以我国在实施压水堆设备国产化过程中逐步形成的核设备制造能力为支撑，依靠国际合作渠道引进快堆关键设备或部件的设计、制造技术，通过研发、积累、消化、吸收，逐步形成我国快堆设备国产化能力。2）快堆设计和应用研究有关快堆设计技术和应用研究开发，主要包括几个方面:快堆标准规范、数据库和发展规划等研究；运行维护技术与CEFR试验研究；堆芯物理和实验研究；热工水力与安全研究:堆芯组件、燃料及后处理技术研究；快堆结构材料研制与材料辐照后检验研究；结构完