我国快堆和第4代先进核能系统

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1、重大核科学工程·中国实验快堆19重大核科学工程重大核科学工程·中国实验快堆19中国实验快堆（CEFR）我国快堆和第4代先进核能系统徐钅米2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。它们的技术基础不同。世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，已积累了350快堆·年的运行经验，工程技术已近成熟；熔盐堆只建过实验堆；其它4种堆型从未建造，其中铅冷快堆仅于20世纪六七十年代建造过类似于铅冷的铅铋冷却潜艇用快堆十一二座，因冷却剂工艺问题，

2、运行并不成功。2001年以来，“第4代”在两个世界性的技术合作组织INPRO（反应堆与燃料循环创新国际计划）和GIF（第Ⅳ代先进核能系统国际论坛）组织下，近30个核能国家参于合作开发，至今尚未有任何“第4代”堆型完整的设计，但已有对“第4代”比较明确的定性目标，即可持续性、经济性、安全性和可靠性及防核扩散和实体防卫。1）可持续性“第4代”的要求是：能提供清洁、可持续的核能，能为世界长期使用和对核燃料实现有效利用；应能处理好核废物，并使核废物量最小化，特别是减少核废物长期管理的负担，从而改进对公众和环境的保护。在各种反应堆堆型中，快中子反应堆是唯一能实现工程意义上燃料增殖的堆型，且能

3、嬗变长寿命核废物核素。我国选择的钠冷快堆采用合金燃料，有最高的燃料增殖能力，不仅能使我国核能可持续发展，且能满足我国核能快速增长的需求，比如，到2050年，可使我国核电发展到240GWe或以上。在我国核能发展的战略研究中，准备用我国原型快堆规模的快堆，一址多堆、模块化建造焚烧堆，以焚烧长寿命次量锕系核素（MA）和嬗变长寿命裂变产物（LLFP）。2）经济性“第4代”的要求是在整个寿期的投资上明显地优于其它能源系统，应在投资风险方面能与其它能源系统不相上下。我国快堆工程发展尚在实验快堆阶段，以后将逐步发展到原型快堆、经济验证性快堆阶段，并力争主要技术选择的一致性，以此减小商用快堆的技术

4、经济风险，并逐步达到优化和简化系统使快堆有好的经济性。实际上，目前已有快堆工程经验的国家正在建造和设计的快堆已有可与当前轻水堆竞争的可能性了。3）安全性和可靠性“第4代”应有更优良的安全性和可靠性，有非常低的堆芯损坏程度，应消除厂外应急的需要。我国钠冷快堆的设计指导思想是充分利用快堆固有安全性和尽量采用非能动安全的工程措施，如对中国实验快堆采用了非能动余热导出系统，对中国原型快堆和经济性验证快堆将会增设非能动停堆系统以应对其可能的正钠空泡效应，保证在任何设计事故下钠不沸腾，堆芯不熔化。计算结果指出，中国实验快堆的堆芯熔化概率已低到每堆·年4×10－7，且设计事故甚至超设计事故下均不

5、需要厂外应急。重大核科学工程·中国实验快堆194）防核扩散和实体防卫“第4代”应保证核武器材料不易被转换和偷盗，并设置为防恐更为严密的实体防卫。我国钠冷快堆选用铀-钚-锆作为中国原型快堆后续燃料和它以后的经济验证性快堆、商用快堆的燃料，在堆的现场完成后处理和元件制造，再进堆运行，免除了厂外运输，易于加强实体防卫；采用一址多堆，易于集中严密防卫，消除分治难于承受的投资负担。从上述可见，我国钠冷快堆的技术选择和目标与“第4代”的目标是一致的，而高增殖能力更切合我国需要。为实现这一目标，我国快堆采用分步发展，且参加INPRO和GIF（GIF政策委员会已接纳我国成为成员国，尚待我国政府批准

6、）的国际合作，与其它钠冷快堆国家共同研究，共享成果，稳妥地达到目标。GIF合作和我国快堆及燃料循环的发展徐钅米应第Ⅳ代先进核能系统国际论坛（GIF）政策委员会主席ShaneJohnson先生的邀请，国家科技部组团赴美参加了2006年7月12—13日在华盛顿召开的GIF政策委员会例会，并做了中国申请加入GIF合作的陈述报告，包括我国快堆技术报告，内容涉及我国快堆技术发展历史、战略研究、中国实验快堆（CEFR）现状、燃料循环考虑及快堆作为先进核能系统目标等。会后，政策委员会正式发来接受中国为正式成员国的函件，目前正等待我国政府正式批准。在GIF10个国家共同制定的第4代先进核能系统的技

7、术规划框架中，确定了钠冷快堆的研究内容，包括：燃料和材料；反应堆系统；电站辅助系统；安全以及设计和评价。我国快堆的发展目标总体上是与第Ⅳ代先进核能系统的目标相一致的，并更能满足我国自身发展的需要。我们应坚持这一发展目标，全面参加GIF的上述合作研究，逐步走向安全、可靠、经济快堆的商用阶段。参与这一合作的有利条件是，我国将运行的CEFR是上述研究内容中燃料、材料研究的重要工具。已为CEFR收集和开发的1套专业齐全的设计计算软件，在这一条件下可参与快堆设计，安全分析和系统