徐 銤

（中國原子能科學研究院，北京 102413）

快堆和我國核能的可持續(xù)發(fā)展①

徐 銤

（中國原子能科學研究院，北京 102413）

我國核能發(fā)展戰(zhàn)略的第二步——快堆，因其易裂變?nèi)剂显诙阎锌稍鲋澈涂涉幼兏叻砰L壽命核素的特性，實現(xiàn)熱堆－快堆匹配閉式核燃料循環(huán)可保證核能的可持續(xù)發(fā)展。作為我國快堆工程技術(shù)發(fā)展的起步，65 MW熱功率中國實驗快堆已處調(diào)試階段。在當前壓水堆發(fā)展計劃的基礎(chǔ)上，加快快堆及其相關(guān)閉式核燃料循環(huán)的發(fā)展以實現(xiàn)如下三個戰(zhàn)略目標：（1）2030年前批量建成示范快堆，增加核電容量；（2）2050年核電容量發(fā)展到240 GW，約占國家總電力生產(chǎn)的16%；（3）2050－2100年實現(xiàn)核能大規(guī)模替代化石能源，大大減少CO2的排放。

快堆；可持續(xù)發(fā)展；增殖；嬗變

我國國民經(jīng)濟持續(xù)高速發(fā)展，相應的，一次能源的生產(chǎn)也有較快的增長速度。表1列出了2001－2006年我國一次能源生產(chǎn)的發(fā)展情況。

能源的可持續(xù)、安全的供應是國家穩(wěn)定發(fā)展的重要保證。核能是能源大家庭中的新成員，它具有安全性、可靠性、清潔性、經(jīng)濟性，可以大規(guī)模利用。我國已決定到2020年，核電運行裝機容量將達到4 000萬千瓦，在建裝機容量將達到1 800萬千瓦。1990年，國務院核電辦、國家計委、國家科委、能源部、機電部、中國核工業(yè)總公司等共同制定了我國核電發(fā)展“八五”計劃和“十年規(guī)劃綱要”，隨后，國務院核電領(lǐng)導小組組織全國性論證，提出了2050年我國核電將發(fā)展到約240 GW，占總發(fā)電量的16%～20%。未來，核能將大規(guī)模替代化石燃料，進而減少CO2的排放。

表1 我國一次能源生產(chǎn)Table 1 Primary energy production in China

1 核能的可持續(xù)發(fā)展

我國是發(fā)展中國家，對能源需求很大，所以不僅需要大量的核能作為能源保證，而且核能增長速度也要加快。

1.1 發(fā)展快堆，消除大規(guī)模核能應用引起的鈾資源匱乏之虞

天然鈾中，易于裂變的鈾-235只占0.71%左右。對于1 000 GW的核電站，建壓水堆只要用建快堆一半鈾-235的量就能運行，所以各國發(fā)展核能都是從熱中子堆開始的。但是壓水堆對鈾資源的利用率太低，如果燃料一次通過，只能利用鈾資源的0.45%左右；若乏燃料經(jīng)后處理，提取出未燒盡的鈾-235和由鈾-238轉(zhuǎn)換出來的钚，再返回堆中利用，且無限次循環(huán)，考慮損耗，從數(shù)學上也只能利用1%左右，而從中子學的角度是難以實現(xiàn)的。

所以，一座1 000 MW壓水堆，燃料一次通過，60年壽命總共要消耗10 000 t天然鈾。大規(guī)模發(fā)展壓水堆，應考慮到可采鈾資源的有限性和可采鈾資源實際上存在的不確定性。

快堆是我國核能發(fā)展基本戰(zhàn)略中的第二步?？於阎幸鹆炎冩準椒磻闹凶悠骄俣缺葻嶂凶佣训闹凶涌焐锨П?。快堆運行發(fā)電時，一方面消耗易裂變?nèi)剂?，另一方面又生產(chǎn)新的易裂變?nèi)剂?，而且能達到所產(chǎn)多于所耗，易裂變?nèi)剂系玫搅嗽鲋常钥於延址Q為快中子增殖堆。在快堆中真正消耗的是鈾-238。

發(fā)展快堆，燃料無限次循環(huán)，從理論上可將鈾資源的利用率提高到100%?？紤]到燃料后處理和制造中的損耗，如圖1所示，利用率可達60%～70%。比起發(fā)展壓水堆，鈾資源的利用率可提高60～70倍，甚至130～150倍。

钚在快堆中有好的中子經(jīng)濟性，壓水堆生產(chǎn)的钚最適于作快堆的燃料。鈾-235作為壓水堆裝料，壓水堆生產(chǎn)的钚作為快堆初裝料，快堆自己增殖，通過閉式循環(huán)，將天然鈾充分地利用，這是一個自然的完美匹配，所以我國核能發(fā)展的基本戰(zhàn)略是熱堆——快堆——聚變堆。

1.2 發(fā)展快堆，焚燒和嬗變熱堆運行生產(chǎn)的高放長壽命核素，消除環(huán)境之憂

核能的發(fā)展除應考慮核燃料是否能支撐大規(guī)模核電裝機容量發(fā)展的問題，還應考慮乏燃料中的長壽命核廢物的問題。表2列出了壓水堆核電站運行時產(chǎn)生的長壽命核廢物。

這些長壽命廢物要衰變?nèi)陌偃f年才能降到與天然鈾相當?shù)姆派湫远拘运健?/p>

隨著核電裝機容量的增長，次量錒系核素（MA）和長壽命裂變產(chǎn)物（LLFP）的積累會對環(huán)境產(chǎn)生潛在威脅，必須妥善處置，最好的辦法是將它們嬗變掉。

圖1 鈾資源的利用率與轉(zhuǎn)換比或增殖比的關(guān)系[1]Fig.1 Relation of uranium utilization rates with converter or breeding ratio

快堆是以快中子運行的堆，這些MA在快堆中可以當裂變?nèi)剂蠠?，國外研究[2-5]指出，一座1 000～1 500 MW大型快堆，可以嬗變掉5～10座同等功率的壓水堆所產(chǎn)生的MA，對LLFP可在快堆反射層中建立高通量熱中子區(qū)輻照嬗變掉。加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)（ADS）嬗變能力更強，它實用后可使深埋廢物量大為減少。

表2 壓水堆長壽命核廢物產(chǎn)量[2-5]Table 2 Long-lived nuclear wastes produced by PWR

2 建議快堆發(fā)展規(guī)劃

鈉冷快堆在我國是一種全新的核工程技術(shù)，為降低工程發(fā)展中的技術(shù)經(jīng)濟風險，建議我國快堆工程發(fā)展分為三步：中國實驗快堆（CEFR），中國示范快堆（CDFR），大型增殖經(jīng)濟驗證性快堆（CDFBR），繼而商用推廣，見表3。

在CDFR之后，考慮了兩種可能性，一是參與我國核電容量的發(fā)展，即可模塊化、一址多堆地推廣CDFR型電站，稱為CCFR-B增殖堆核電站；另一種可能性是如果MA分離技術(shù)、在快堆中嬗變MA和長壽命裂變產(chǎn)物的經(jīng)驗已足夠,如ADS技術(shù)尚未成熟，便一址多堆地推廣CDFR，稱為CCFR-T焚燒堆核電站。圖2給出了用批量600 MW快堆焚燒2020年和2030年壓水堆分別發(fā)展到32 GW和50 GW產(chǎn)生的MA量的降低趨勢。800～900 MW CDFR將有更高的焚燒效率。

所以第一個戰(zhàn)略目標是2020年前建成800～900 MW中國示范快堆核電站，2030年一址多堆地推廣運行，如5～6座800～900 MW的商用快堆電站。

表3 我國快堆發(fā)展戰(zhàn)略研究Table 3 A study on the fast reactor development strategy in China

圖2 MA嬗變戰(zhàn)略Fig.2 Transmutation strategy

圖3 預計的我國電力發(fā)展Fig.3 Envisaged electricity capacity development in China

圖4 估計的國家總電力裝機與快堆總裝機的發(fā)展Fig.4 Estimated installed capacity of the total electric power and fast reactor

大規(guī)模發(fā)展核電，如達到100 GW以上，現(xiàn)實的解決途徑是壓水堆－快堆匹配發(fā)展并實現(xiàn)閉式燃料循環(huán)。如果（1）我國壓水堆的裝機容量2020年和2030年至少分別發(fā)展到40 GW和60 GW。（2）大型增殖快堆采用鈾钚鋯三元合金，其燃料循環(huán)參數(shù)如表4所示。（3）適時配套閉式核燃料循環(huán)。

根據(jù)分析，只要2030年左右能批量建成高增殖（鈾钚鋯裝料）快堆CCFBR，則壓水堆給快堆的钚的積累和快堆自身增殖，理論上可以使我國核電在2050年發(fā)展到353 GW容量水平。圖3給出了我國電力裝機的發(fā)展預測，即單獨快堆發(fā)展到201 GW。

所以第二個戰(zhàn)略目標是實現(xiàn)2050年核電裝機容量發(fā)展到約240 GW。

由圖3看出，預計2050年我國總電力裝機容量將達到1 650 GW。發(fā)展高增殖快堆，可使燃料年增率超過10%。理論上，可以在2100年前，實現(xiàn)從2050年全國電力1 650 GW起，年增長率按5%達到的總電力裝機全部由快堆提供（見圖4），顯示了可能對國家減少CO2排放有重大的意義。

表4 快堆燃料循環(huán)參數(shù)[6]Table 4 Parameters of fast reactor fuel cycle

所以我國發(fā)展快堆的第三個戰(zhàn)備目標是2050－2100年用核能大量替代化石燃料，實現(xiàn)減排CO2為目前之半的目標。

3 結(jié)語

我國快堆技術(shù)的發(fā)展，從開始基礎(chǔ)研究到工程發(fā)展的第一步中國實驗快堆已經(jīng)歷了40余年的歷史，選定了實驗快堆、示范快堆，商用快堆一致的主要技術(shù)選擇。中國實驗快堆已具備原型快堆的特征，為后續(xù)快堆打下自主設計、自主建造的基礎(chǔ)。制定的我國快堆發(fā)展目標，包括可持續(xù)性、經(jīng)濟性、安全性、可靠性、環(huán)境要求及防核擴散等目標與國際上第四代先進核能系統(tǒng)是一致的。發(fā)展快堆和閉式燃料循環(huán)與快速發(fā)展的壓水堆匹配起來，一定能實現(xiàn)我國核能的安全、經(jīng)濟、環(huán)境無憂和大規(guī)模的可持續(xù)發(fā)展。

[1] Status of Liquid Metal Cooled Fast BreederReactors[R].TRS.246,IAEA ,1985: 4.

[2] A.N.Shmelev et al. Radio-wastes Transmutation in Nuclear Reactors[R]. IAEA- TECDOC-693, IAEA, 1993:77.

[3] L.Koch, Status of Transmutation[R]. IAEATECDOC-693, IAEA, 1993：13.

[4] H. Sztard et al. Minor Actinides recycling in an EFR type fast neutron reactor[R].IAEATECDOC-692, IAEA, 1993: 25.

[5] T.Mukaiyama, Partitioning and Transmutation research and development program (OMEGA)[R]. IAEA-TECDOC-693, IAEA, 1993: 30.

[6] Fast Breeders, Report of INFCE Working Group 5[R].IAEA VIENNA, 1980: 178.

Fast reactor and sustainable nuclear energy development in China

XU Mi
(China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China)

With fast reactor, the second step of the nuclear energy development strategy in China, thermal reactor-fast reactor matched with closed nuclear fuel cycle will be realized to ensure a sustainable development of nuclear energy, thanks to its unique characteristics as in that the fissile material could be bred and long-lived high radioactive nuclides could be transmuted. As the start up of fast reactor engineering development, the 65MWtChina Experimental Fast Reactor is now under commissioning and testing stage. Based on the recent program of PWR development, it is suggested to quicken the development of fast reactor and related closed nuclear fuel cycle for realization of three strategic targets: (1) to operate CDFR type plants in batches for increasing the nuclear capacity before 2030; (2) to increase the nuclear capacity up to around 240 GW, sharing 16% of the total electric power production in 2050; and (3) to realize the replacement of fossil fuel by nuclear and the decrease of CO2emission in large scale.

fast reactor；sustainable development of nuclear energy；breeding； transmutation

TL43

A

1674-1617(2009)02-0106-05

2008-09-14

徐 銤（1937—），男，江蘇揚州人，研究員，從事反應堆工程和安全研究。

①：本文系2008年核能行業(yè)協(xié)會年會交流報告，后經(jīng)補充修改。