楊軍 朱東來 吳幸慈 王蓓琪 徐樂瑾

2018年，第四代反應堆技術，包括次臨界加速器驅動次臨界系統(tǒng)、釷基熔鹽堆、高溫氣冷堆等工程建設進展順利。受國際環(huán)境影響，行波堆進展受到一定阻礙。具有代表性的第三代反應堆AP1000（AP指代advanced passive，1000為百萬千瓦級）與EPR（evolutionary power reactor）均在2018 年內建設完成并發(fā)電，APR1400首堆工程正式獲準建設。隨著部分核電站接近或到達壽期，核設施退役問題也提上日程，相關研究正在進行。總體而言，核能年度科技成果與項目建設進展顯著。

1 第四代反應堆研發(fā)進展

第四代核反應堆國際論壇 Gen-IV Forum（GIF）選定了下列6種堆型為第四代堆的重點關注對象：鉛合金冷卻堆（LFR）、熔鹽堆（MSR）、超常高溫堆（VHTR）、鈉冷快堆（SFR）、氣冷快堆（GFR）和超臨界水冷堆（SC-WR）。

1.1 ADS次臨界加速器驅動次臨界系統(tǒng)

加速器驅動的次臨界系統(tǒng)（accelerator driven subcritical systems，ADS）是由IAEA所承認的第四代核能系統(tǒng)，是基于鉛鉍合金冷卻的次臨界快堆。2018年3月24日，“十二五”國家重大科技基礎設施“加速器驅動嬗變研究裝置（CIADS）”項目的初步設計方案通過評審。建成后它將成為國際首臺加速器驅動次臨界系統(tǒng)（ADS）嬗變研究裝置。

中國科學技術大學和華南理工大學針對加速器驅動次臨界系統(tǒng)中能量可以到達上百MeV甚至GeV的散裂源中子，開發(fā)出自動生成數據庫程序。該程序在設計的能群結構、權重函數等參數基礎上，通過程序自動生成適用于 ADS系統(tǒng)的點狀ACE格式和471群MATXS格式核數據庫 ANDL-ADS（auto-generated nuclear date library for ADS），支持高能中子（能量上限為150 MeV/200 MeV）的截面制作，并可根據需求進行多溫截面的制作。通過不同材料的臨界球、積分泄露率、高能屏蔽等基準例題的測試，初步驗證了ANDL-ADS數據庫的可靠性。

中國科學院高能物理研究所針對加速器驅動次臨界系統(tǒng)注入器i束流調試要求，研究束流的相位和能量高精度測量方法，設計了基于快速電流變壓器（fast current transformer，F(xiàn)CT）信號的相位及能量測量系統(tǒng)。

清華大學核能與新能源技術研究院為優(yōu)化加速器驅動次臨界系統(tǒng)（ADS）靶件束窗形狀設計，研究了 ADS的含黏性力的最速降線問題。用最速降線取代半橢圓的束窗形狀后，流動分離更晚且流道滯止區(qū)更小，有利于提升換熱效率。

西安交通大學針對加速器驅動次臨界系統(tǒng)（ADS）瞬態(tài)問題，采用預估校正改進準靜態(tài)方法（PCQS）處理時空中子動力學方程中的時間自變量，利用蒙特卡羅方法處理相應的空間-角度-能量自變量，重點解決了低次臨界度下模擬計算不穩(wěn)定的問題，驗證了TWGILSeed-Blanket動力學基準問題和小型模擬ADS問題，得到瞬態(tài)過程的功率變化結果，與基于其他方法的程序比較，經初步驗證取得了較好結果，證明了該耦合方法可行。

中國科學院近代物理研究所和中國科學院大學對于具有獨立回路冷卻液態(tài)鉛鉍（liquid lead-bismuth eutectic，LBE）散裂靶的加速器驅動的次臨界系統(tǒng)（AADS）輻射損傷問題進行了計算，為ADS系統(tǒng)LBE有窗靶的回路屏蔽設計提供參考。

中國原子能科學研究院利用252Cf外中子源驅動的ADS啟明星II號次臨界裝置，驗證了理論計算的次臨界度及不同次臨界度下的斷束動態(tài)特性。并使用MCNP程序對啟明星 II進行了裂變率分布的詳細計算分析。根據理論計算的分布規(guī)律，優(yōu)化了實驗測量裂變率分布方案，合理布局了探測器位置。用固體核徑跡探測器開展了啟明星 II快中子能譜區(qū)裂變率分布的實驗測量研究，確定了快中子能譜區(qū)的裂變率分布。測量結果顯示，快中子能譜區(qū)裂變率分布與理論計算結果基本符合。測量結果對ADS次臨界反應堆確定堆芯裂變功率提供了數據參考。

1.2 TMSR釷基熔鹽堆

釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)（thorium molten salt reactor nuclear energy system，TMSR），是6種第四代先進核能系統(tǒng)之一，包括釷基核燃料、熔鹽堆、核能綜合利用3個子系統(tǒng)，具有高固有安全性、核廢料少、防擴散性能和經濟性好等特點。2018年12月29日，在上海市核學會成立 40周年紀念大會暨學術報告會上，中國科學院先進核能創(chuàng)新研究院院長徐洪杰在題為《釷基熔鹽堆的昨天、今天和明天》的報告中表示，選址于甘肅省武威市民勤縣的釷基熔鹽實驗堆，已取得國家核安全局頒發(fā)的《選址審查意見書》。目前正按計劃開展實驗堆建造許可證申請、實驗堆工藝設備加工制造、園區(qū)配套設施建設等。

中國科學院上海應用物理研究所等單位結合云計算平臺具有彈性資源調度、敏捷運維等優(yōu)點，提出一種分層級、模塊化的釷基熔鹽堆（thorium-based molten salt reactor，TMSR）核能系統(tǒng)云仿真平臺系統(tǒng)架構。仿真運行測試結果表明，TMSR云仿真試驗平臺可在整個軟件生命周期內敏捷、高效地為用戶按需提供TMSRSF1仿真資源，可實現(xiàn)仿真系統(tǒng)快速、靈活地部署和重構。該所基于自行研制的熔鹽浸滲實驗裝置，采用靜態(tài)熔鹽浸滲試驗方法，測試TMSR候選核石墨T220在不同壓強下的熔鹽浸滲量，并研究了溫度、時間對T220、NBG-18及IG-110石墨材料熔鹽浸滲行為的影響。此外，該所為研究管殼式熔鹽空氣換熱器U型管彎管段受空氣沖擊誘導振動響應特性，采用單管雙向流固耦合方法進行仿真，證明了單管雙向流固耦合方法分析換熱管流致振動問題的可行性。中國科學院上海應用物理研究所及中國科學院大學開展了六角形燃料組件熔鹽冷卻先進高溫堆瞬態(tài)分析和安全評估，基于指數變換和六角形節(jié)塊展開法，開發(fā)了三維時空動力學程序TCORE3D-HEX，為釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)設計提供了可靠的分析和評估工具。他們同時采用RCN程序分析了不同燃料鹽對于啟堆和增殖性能的影響，為提高釷鈾轉換性能，對堆芯結構和慢化棒設計進行了優(yōu)化與分析通過對燃料鹽和堆芯結構的優(yōu)化研究，在慢化熔鹽堆上實現(xiàn)了釷鈾增殖能自持運行；并針對深燃耗模式下 ZrH慢化熔鹽堆釷鈾轉換性能的分析，可為 ZrH慢化的新型熔鹽堆設計提供參考。

南京航空航天大學基于熔鹽堆分析程序MO-REL2.0對釷基熔鹽堆（TMSR）初步堆芯設計方案進行了穩(wěn)態(tài)計算分析，結果表明：燃料流動對緩發(fā)中子先驅核的分布影響較大，并導致169×105反應性損失；隨燃料在外部回路中滯留時間的增加，keff降低，80 s后趨于平穩(wěn)；TMSR具有負的入口燃料溫度系數，具有固有安全性。

1.3 高溫氣冷堆

高溫氣冷堆是中國具有自主知識產權的第四代反應堆技術。中國自 20世紀70年代開始高溫氣冷堆技術的基礎研發(fā)，并建成了10 MW高溫氣冷實驗堆（HTR-10）。中國首座高溫氣冷堆示范工程燃料裝卸系統(tǒng)已經安裝完畢并開始調試，這也是核電站建成發(fā)電前的關鍵環(huán)節(jié)之一。作為國家重大科技專項，高溫示范工程2012年12月9日開工建設，計劃于2019年底前后建成發(fā)電。

2018年10月31日，哈爾濱電氣有限公司（哈電集團）制造的、助力國家四代核電自主化的“大國重器”——全球首臺高溫氣冷堆蒸汽發(fā)生器在哈電集團（秦皇島）重型裝備公司順利通過驗收，即將運往高溫氣冷堆核電站示范工程華能石島灣核電站。這臺蒸汽發(fā)生器是國家科技重大專項、全球首臺套，擁有完全自主知識產權。

清華大學朱光宇等建立了高溫氣冷堆非能動冷卻系統(tǒng)的數學模型，對冷卻過程中關鍵設備的傳熱傳質過程進行了動態(tài)數值模擬。動態(tài)分析表明，新方案成功地避免了冷/熱沖擊，大幅提高了安全性，冷卻時間也在可接受范圍內。李俊等開展了高溫氣冷堆內含硼碳材料吸濕特性與擴散系數研究。原越等進行了高溫氣冷堆核蒸汽供應系統(tǒng)出口蒸汽溫度的T-S模糊控制方法研究。

1.4 行波堆

行波堆（traveling wave reactor）是一種滿足四代核能技術要求和安全標準的金屬燃料鈉冷快堆，采用鈾鋯合金燃料，換料周期長并可以大量使用貧鈾，機組可利用率設計值高于 90%，具有高效利用鈾資源、減少乏燃料卸出量等優(yōu)勢。微軟公司創(chuàng)始人比爾·蓋茨是行波堆的擁躉，并創(chuàng)立了泰拉能源公司，曾計劃與中核集團合作來發(fā)展行波堆技術。

中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術重點實驗室等單位采用自開發(fā)的MCNP-ORIGEN耦合程序 MCORE對所設計的鈉冷行波堆和駐波堆開展了中子學和燃耗分析；基于 MCORE獲得的功率分布，采用自開發(fā)的鈉冷快堆堆芯穩(wěn)態(tài)熱工水力分析程序SAST對鈉冷行波堆和駐波堆堆芯開展熱工水力分析。對比鈉冷行波堆和駐波堆的堆芯物理特性和熱工水力特性，結果表明：駐波堆在燃耗、最高包殼和燃料芯塊溫度方面具有優(yōu)勢，而行波堆在反應性波動和堆芯冷卻劑出口溫度均勻性方面具有優(yōu)勢。

1.5 快堆

快堆被稱為第四代先進核能系統(tǒng)主力堆型，它可將天然鈾資源利用率從目前的約1%提高至 60%以上，并實現(xiàn)放射性廢物最小化，能一舉解決鈾礦資源枯竭、核材料利用率低和核廢料難以處理等問題。中國是世界上第 8個擁有快堆技術的國家。

2017年12月29日，中國示范快堆工程在福建省霞浦縣土建開工，計劃于2023年建成投產。這是2017年以來國內開工的第一個核電項目，也是2015年以后的首個。中核集團董事長王壽君在開工會上稱，示范快堆工程是國家重大核能科技專項，對于實現(xiàn)核燃料閉式循環(huán)、促進國內核能可持續(xù)發(fā)展，推動地方經濟建設具有重要意義。

2018年6月8日，中核集團與俄羅斯國家原子能集團簽署框架合同，其中包括《中國示范快堆設備供應及服務采購框架合同》。俄羅斯國家原子能集團將協(xié)助中方生產CFR-600快中子示范反應堆用鈾钚核燃料。

中國原子能科學研究院李淞等采用克里金方法研究快堆燃料組件的設計參數，對快堆組件棒束中的流動與換熱兩方面因素對組件熱工水力特性的影響進行了詳細研究。核工業(yè)研究生部張松梅等開發(fā)出具有自主知識產權的鈉冷快堆堆芯子通道分析程序SSC-FR，進行中國實驗快堆（CEFR）全堆芯穩(wěn)態(tài)分析、子通道穩(wěn)態(tài)分析及全堆芯瞬態(tài)分析，并將分析結果與 CEFR運行和設計值進行對比。上海交通大學堯俊等通過對鉛鉍冷卻快堆單盒燃料組件建模，使用商用計算流體力學軟件 STAR-CCM+對不同堵塊參數下的 5個堵流事故工況開展了計算分析。通過對事故后包殼內壁面溫度、子通道中心溫度的軸向發(fā)展和堵塊周圍流場的軸向速度分布進行對比分析，獲得了各種堵塊參數對堵流事故后傳熱惡化、流場性質的不同影響規(guī)律。中國原子能科學研究院反應堆工程技術研究部葉尚尚等針對鈉冷快堆二回路系統(tǒng)的具體結構和運行特點，對中間熱交換器、直流蒸汽發(fā)生器、鈉緩沖罐以及泵、管道等設備和部件建立模型，采用Fortran語言自主編制了二回路系統(tǒng)熱工水力瞬態(tài)分析程序SELTAC。

2018年4月26日，美國能源部（DOE）和法國原子能與替代能源委員會（CEA）簽署兩份意向聲明，分別涉及進一步加強鈉冷快堆研發(fā)合作和啟動人工智能研發(fā)合作。法國目前正在開發(fā)先進鈉冷科技工業(yè)示范堆（ASTRID）技術。600 MWe的Astrid原型堆將于2025年前后投運，后續(xù)還將推出1500 MWe的系列機組。這種反應堆將使用以貧鈾和钚制成的混合氧化物（MOX）燃料。2018年5月，荷蘭的核服務公司NRG與瑞典Lead-Cold公司進行為期數年的合作，對瑞典先進鉛冷反應堆進行安全分析。2018年9月，俄羅斯國家原子能公司（Rosatom）的子公司 AEM 技術公司宣布完成多用途鈉冷快中子研究堆（MBIR）的關鍵焊接工作。

1.6 超臨界水冷堆

超臨界水冷堆（SCWR）是入選GIF 6種第四代堆型中唯一的水冷堆型。與常規(guī)水冷堆相比，超臨界水冷堆具有機組熱效率高、系統(tǒng)簡化、主要設備和反應堆廠房小型化、核燃料利用率高等優(yōu)點。中國超臨界水冷堆技術發(fā)展建議的總體目標為：2025—2030年完成百萬千瓦級超臨界水冷堆核電站標準設計，基本具備建造商業(yè)化超臨界水冷堆核電站的條件。

華北水利水電大學等單位基于類三角形堆芯子通道超臨界水傳熱不均勻性試驗，建立了棒徑為8 mm、柵距比為 1.2～1.4的超臨界水冷堆（SCWR）類三角形堆芯子通道物理模型，對通道內超臨界水傳熱不均勻性進行了研究，同時分析了超臨界壓力區(qū)子通道傳熱軸向與周向不均勻性。華北電力大學、中國核工業(yè)集團等研究機構以超臨界水堆換熱關系式為基礎，利用模糊數學中貼近度的概念，并引入變異系數法確定各影響因素的權重。比較了確定工況與各經驗公式適用范圍的貼近程度，獲得了該工況下最為適用的經驗關系式。結果表明，采用Hamming貼近度、Euclid貼近度及最大最小貼近度等 3種方法的計算結果基本一致，模糊數學中貼近度的應用，為超臨界水堆的流動換熱問題提供了一種可以在已知關系式的基礎上，做出針對特定工況的最優(yōu)關聯(lián)式選擇方法，使計算結果更加精確。

同時以中國超臨界水堆（CSR1000）為研究對象，參考日本超臨界輕水堆恒壓啟動系統(tǒng)和超臨界鍋爐機組啟動方式，編制了CSR1000超臨界水堆恒壓啟動分析程序。計算結果表明，CSR1000采用恒壓啟動，高壓補水箱質量流量先增大后減小，主給水泵流量先減小后增大；第一流程包殼溫度高于第二流程包殼溫度，兩個流程的包殼最高溫度都低于安全限值1260℃；第一流程、第二流程冷卻劑通道和慢化劑通道線功率密度在堆芯功率達到50%后都趨于穩(wěn)定。CSR1000采用恒壓啟動方式不僅能夠滿足超臨界水堆機組啟動快速靈活，而且還可以高效平穩(wěn)地達到安全運行要求。

大連理工大學杜鑫等針對超臨界水冷堆堆芯六邊形子通道內強制對流的傳熱及熵產行為，采用結構化六面體網格，利用商業(yè)軟件 CFX進行數值分析。

2 核電站建設進展

2018年是核電機組豐收的一年。田灣核電站的3號和4號機組、陽江核電站5號機組、三門核電站1號和2號機組、海陽核電站1號機組和臺山核電站1號機組紛紛建成投產，核電裝機容量增加884.5萬kW。其中三門核電站1號和2號機組、海陽核電站1號機組和臺山核電站1號機組采用國際品牌的第三代核電技術，為全球最先進的核電技術，設計壽命為60年，可利用率為90%以上。同時通過延長換料周期、提升機組容量、提高核電設備國產化率和降低建造成本等措施降低造價和運行費用，與計入環(huán)境成本后的火電電價相比具備潛在的競爭力，更低于需要國家補貼的太陽能和風能等可再生能源的上網電價。在安全性能方面，高壓堆芯融毀的概率降為上一代的1/10以下，反應堆設有堆芯捕集器以在堆芯融毀時收集熔融物，并且有其他安全及嚴重事故緩解設施，使操作員有足夠時間采取必要的干預行動。在安全殼上設置濕式卸壓過濾排放系統(tǒng)以防止安全殼超壓受損與消除剩余風險。因此即使發(fā)生像日本福島的核事故時，附近大范圍的居民無需撤離，也無需擔心食物受到污染，只需短時間隱蔽。此外，第三代核電站對環(huán)境和生態(tài)的長期影響近乎其微。國產第三代核電技術的代表“國和一號”（CAP1400）于山東榮成石島灣的國核示范電站的一期工程也于2018年正式獲批。

2018年投產的核電機組中值得一提的是：（1）田灣核電站的3號和 4號機組是中國核電建設在日本福島核事故后第一個獲準開工的項目；（2）三門核電站1號機組是全球首座發(fā)電的AP1000（先進非能動壓水堆）；（3）臺山核電站1號機組是全球首座發(fā)電的 EPRTM（歐洲壓水堆）。

2.1 田灣核電站

田灣核電站位于江蘇省連云港市連云區(qū)，是中國與俄羅斯迄今為止最大的技術經濟合作項目，由中國核工業(yè)集團（中核集團）旗下的江蘇核電有限公司負責建設和運營。廠址可規(guī)劃建設8臺百萬千瓦級壓水堆核電機組。1—4號機組采用俄羅斯VVER-1000型核電機組，滿足國際三代核電安全要求；5號和6號機組采用中核集團自主M310＋改進機型；7號和8號機組擬采用俄羅斯先進的 VVER-1200三代核電機組。俄式VVER系列核反應堆的燃料組件的截面為六角形的，不同于美式的正方形。蒸氣發(fā)生器的管路是平行于地面的，不同于美式壓水堆的垂直于地面，而且包殼的成分也不同。田灣核電站 1號和 2號機組分別已于2007年5月17日和8月16日投入商業(yè)運行，2018年12月22日 3∶17，4號機組也通過商業(yè)運行的考核。3號和4號機組的額定容量為1126 MW，核島由俄方負責設計和供貨，常規(guī)島與電廠輔助設施設備國產化率達到 98%。5、6號機組于2015年12月、2016年9月相繼開工建設，計劃于2020年和2021年投入商業(yè)運行。2018年6月8日，在中國國家主席習近平和俄羅斯總統(tǒng)普京的共同見證下，中、俄企業(yè)在北京人民大會堂簽署了《田灣核電站七、八號機組框架合同》和《徐大堡核電站框架合同》。兩個框架合同總價值為36.20億美元。

2.2 陽江核電站

陽江核電站位于廣東省陽江市東平鎮(zhèn)，為中廣核集團的成員單位，其5號機組于2018年7月12日21時順利完成168 h示范運行。陽江核電五號機組是中國首個滿足第三代核電主要安全指標的自主品牌核電機組，采用 ACPR1000的技術路線，在 CPR1000＋的基礎上實施安全技術改進。五號機組安全級 DCS（核電站數字化儀控系統(tǒng)）采用中國廣核集團下屬廣利核公司自主研發(fā)的“和睦系統(tǒng)”，是國內首臺具有自主產權的國產化核級DCS平臺系統(tǒng)，實現(xiàn)了核電站的神經中的中國制造。

2.3 三門核電站

中核集團旗下的三門核電站位于浙江省臺州市三門縣，采用AP1000，是美國西屋電氣公司設計的非能動型壓水堆核電技術，額定容量1250 MW。其一號機組于2018年6月30日16∶48并網發(fā)電，為全球首臺發(fā)電的AP1000核電機組。2018年9月21日 3∶57順利完成168 h滿功率連續(xù)運行考核，為中國第一臺建成的第三代核電機組。2號機組于2018年8月24日17∶22首次并網成功，并于 2018年11月5日21∶47通過滿功率連續(xù)運行的考核。兩臺機組因此正式投入商業(yè)運行。在AP1000三代核電自主化依托項目上，機組核島設備國產化率逐步提升，關鍵材料研制成功，比原國外采購價格下降了30%～50%。

2.4 海陽核電站

海陽核電站位于山東海陽市核電裝備產業(yè)園區(qū)邵家莊村南，由國家核電技術公司、山東省國際信托股份有限公司、煙臺藍天投資控股有限公司、華能核電開發(fā)有限公司、中國國電集團公司和中國核能電力股份有限公司出資設立，由山東核電有限公司負責設計、建設及運營管理，共規(guī)劃建設6臺百萬kW級壓水堆機組。一期工程 1號和 2號機組為1250 MWAP1000核電機組。1號機組于2018年10月22日22∶12通過168 h滿功率連續(xù)運行考驗。

2.5 臺山核電站

臺山核電站位于廣東省臺山市赤溪鎮(zhèn)，臺山核電一期工程是中法兩國能源領域的最大合作項目，由中國廣核集團、法國電力集團（EDF）和粵電集團共同投資組建，由臺山核電合營有限公司負責建設和運營。采用的EPRTM，是德國和法國基于多年核反應堆運轉的經驗共同研發(fā)的第三代核能反應堆，容量比第二代反應堆更大，發(fā)電效率更高，有更多的安全防護系統(tǒng)。其1號、2號機組的單機容量為175萬kW，是目前全球單機容量最大的核電機組。1號機組于 2018年6月29日17∶59并網發(fā)電，為全球首臺發(fā)電的 EPRTM核電機組。2018年12月13日17時完成168 h示范運行，具備商業(yè)運行條件。2號機組預計2019年完工。

2.6 石島灣核電站

2018年11月2日，“國和一號”（CAP1400）示范項目一期工程正式獲得國務院常務會議核準，成為“十三五”期間第一個獲批的第三代核電項目，也是繼2015年國常會核準防城港二期、田灣三期之后再次放行新的量產型機組。“國和一號”是消化吸收 AP1000的技術基礎，具有中國自主知識產權、功率更大的非能動大型先進壓水堆核電機組。示范電站位于山東威海市榮成石島灣，由國家核電技術公司和華能核電開發(fā)有限公司按 75%和25%比例出資成立的國核示范電站有限責任公司建設、管理和運營，擬建設2臺CAP1400型壓水堆核電機組，單機容量140萬kW。

2.7 福清核電站

2018年1月28日，“華龍一號”全球首堆、中核集團福清核電5號機組反應堆壓力容器順利吊裝入堆。2018年3月，由中核集團中國核動力研究設計院研制、上海第一機床廠制造的“華龍一號”全球首堆示范工程——福清 5號核電機組堆內構件通過驗收，正式在國產核電和關鍵設備研制舞臺上亮相。2018年11月15日，中核集團“華龍一號”總設計師邢繼表示，目前國內在建的“華龍一號”示范工程均按預期計劃向前推進，工程安全和質量處于良好受控狀態(tài)，其中，福清核電5號機組有望在2020年建成?！叭绻从媱澩懂a，這將是全球核電史上首個按工期投產的新研發(fā)項目首堆機組?！?/p>

“華龍一號”核電技術，是由中國兩大核電企業(yè)中核集團和中國廣核集團（下稱中廣核）在中國 30余年核電科研、設計、制造、建設和運行經驗的基礎上，合作研發(fā)設計的先進百萬千瓦級壓水堆核電技術，也被稱為“中國自主研發(fā)的三代核電技術路線”。目前，國內共有兩個廠址的 4臺“華龍一號”機組開工，分別為中核集團福建福清5號和6號機組和中廣核廣西防城港3號和4號機組。在海外，巴基斯坦卡拉奇核電 2號和 3號機組的進展與國內示范工程進程相當。

截至2018年底，中國在運核電機組達到46臺，裝機規(guī)模4280萬kW，位列全球第3；中國在建核電機組共11臺，總裝機容量1098萬kW，在建規(guī)模繼續(xù)保持世界第1。

3 核退役進展

迄今為止，全球大約有 250多座研究堆、110多座商業(yè)動力反應堆、100座鈾礦冶設施、48座實驗或原型反應堆和多個核燃料循環(huán)設施已停止運行，其中一些正在退役或已經被完全拆除。根據反應堆的設計壽命推測，全球預計將面臨退役的反應堆有：2020—2030年約183座，2030—2040年約 127座，2040年以后約89座。

根據國際原子能機構（IAEA）的有關建議，核設施的退役策略有3種：（1）立即拆除，在核設施安全關閉后盡快（一般在 5年內）對部件和場址進行拆除和去污，適用于前處理核設施、后處理廠、核技術利用設施和中小型研究堆；（2）延緩拆除，將核設施在保證安全條件下封存若干年，待其放射性水平低至一定程度后再進行拆除工作，適用于核電站、生產堆和大型研究堆；（3）封固埋葬，把核設施整體或主要部分處置在其現(xiàn)在位置或核設施邊界范圍的地下，讓其衰變到審管控制允許釋放的水平，其實質是把核設施場址變成了近地表處置場。以上 3種策略各有優(yōu)缺點，不同的核設施，應根據設施類型、特性和放射性水平，優(yōu)選退役策略。如對于反應堆的退役，特別是核電站的退役，由于反應堆的堆芯中包容著90%以上的放射性物質，并且大部分為短壽命核素，堆芯延緩拆除有利于減少工作人員的受照劑量，因此，優(yōu)選延緩拆除；而對于核燃料循環(huán)的前段設施和后處理廠，由于污染核素的半衰期長，延緩拆除幾十年對降低工作人員受照劑量來說受益不大，因此建議采用立即拆除。

全球核工業(yè)在退役多種類型核設施方面積累了不少經驗。美國共有 32座動力反應堆、16座實驗/研究堆已經關閉，采用延緩拆除和立即拆除相結合的策略執(zhí)行退役計劃。美國核管會要求所有核電站停止服役關閉后，封存時間不超過 60年。根據美國能源信息署的消息，位于新澤西州 Forked River的費城以東50 km處的Oyster Creek核電廠于2018年9月17日正式退役。該電站為裝機625 MW的單機通用電氣沸水反應堆，于 1969年12月1日首次上線，是美國現(xiàn)有最古老的商業(yè)核電站。

英國有 29座反應堆已停止運行，其中25座是具有石墨調節(jié)劑的第一代Magnox堆。核設施的退役將產生大量的放射性廢物，由于英國缺乏廢物處置廠，因此核電站退役采用延緩拆除策略，將Magnox堆封存 100年后最終進行拆除。2018年7月2日，英國核退役管理局（NDA）宣布，NDA將于 2019年接管鎂諾克斯公司（Magnox Ltd.），加之前段時間NDA收回了塞拉菲爾德（Sellafield）的管理，這意味著NDA管理和控制了英國約85%的核退役和去污活動。2018年7月，英國 Mag-nox核退役公司首次將蛇臂機器人Laser Snake用于激光切割英國溫弗里斯（Winfrith）的 Dragon反應堆強放射性堆芯。同時，英國林肯大學的計算機科學團隊創(chuàng)造了機器學習算法，用以增加機器人在核科學技術幾個關鍵領域的能力，包括用機器人進行廢物搬運、實施退役和場址監(jiān)測等。這些機器人的使用使得核設施退役更加智能化。

法國已有 9座核電站關閉，需要退役的反應堆（包括動力堆和實驗堆）和核燃料循環(huán)設施采用局部拆除和全部拆除策略。針對游泳池式反應堆、核燃料循環(huán)工廠、用于燃料循環(huán)各工序中的設備及包裝放射性產品用的熱室，一般采用短期內全部拆除的策略；針對反應堆，短期內部分拆除，僅留反應堆堆芯作延緩拆除；針對厚度和性能不佳的材料或設備，宜盡快拆除。目前，法國電力公司（EDF）正在對比熱伊、希農和圣洛朗 3座核電廠的 6座第一代石墨氣冷堆進行退役，該退役工作將持續(xù)至2100年。2018年6月26日，法國電力公司（EDF）和法國威立雅公司（Veolia）簽署合作協(xié)議，將開展核退役和廢物管理合作，研發(fā)用于氣冷堆拆解和放射性廢物玻璃固化的遠程控制（機器人）技術。同期，法國電力公司收購了Oreka系統(tǒng)公司，該公司專門為核設施退役提供數字化 3D模擬技術，可利用3D模擬、沉浸式和虛擬現(xiàn)實以及強大的計算代碼，優(yōu)化對核工業(yè)和核環(huán)境的維護、延壽、拆解等干預措施。

德國有34座研究堆、19座核電反應堆和原型核電堆以及12個核燃料循環(huán)設施永久關閉，其中22座研究堆已完全拆除，10座研究堆正在拆除或準備拆除，2座被安全封存。除了德國的 Greifswald核電站采用延緩拆除策略外，核電站退役優(yōu)選立即拆除方案，目前一些已退役的場址已經向公眾完全開放。俄羅斯有 6個民用反應堆正在退役，所采用的退役政策是退役一套機組、建一套新機組，即所謂的“計劃生育”退役政策。日本有13個機組運行超過了設計壽命（30年），踐行關閉后先封存 5～10年后拆除的策略。目前，加拿大已完成 2座研究堆的退役工作（分別位于達爾豪斯大學和阿爾伯塔大學）。2018年7月，加拿大坎杜能源公司（Candu Energy）獲得 Slowpoke-2研究堆退役合同，該研究堆于1981年投運，主要用于中子活化分析。2018年6月，瑞士米勒貝格核電廠獲準退役，這是瑞士首座啟動退役工作的核電廠。該核電廠于1972年投運，具有一座372 MWe沸水堆。

韓國的Kori 1號機組是其第一個商業(yè)核電站，由于其40年的延長運營許可證到期，于2017年6月永久關閉；除了該機組外，Kori還有5個核電廠，預計在 2023年至 2051年期間永久關閉。面對日益增長的核退役市場，韓國于 2018年11月16日成立了由20家國營公用事業(yè)公司、建筑公司和智庫組成的咨詢機構（包括韓國水電和核電公司），啟動了一項公私伙伴關系計劃，涉及凈化、反應堆拆除、廢物處理和環(huán)境恢復技術，旨在培育核退役行業(yè)，為進入全球市場鋪平道路。

盡管中國大陸正在如火如荼地新建核電站，但是早期運行的核電站也面臨著延壽或退役。一方面，中國正在建立和完善核電廠運行許可延續(xù)方面的相關標準和技術政策，為核電廠延壽。秦山核電作為中國大陸第一座自主開發(fā)、自行設計、自行建造和運營管理的核電機組，其30萬kW機組自1991年12月15日并網發(fā)電，設計壽命為 30年。2017年12月20日，國家核安全局批準了秦山核電基地 7臺核電機組運行許可證續(xù)證的申請，秦山核電廠 1號機組、秦山第二核電廠1—4號機組和秦山第三核電廠1、2號機組的運行許可證有效期分別延至2021年7月30日、2041年10月8日、2044年1月28日、2050年5月29日、2051年10月19日、2042年7月17日、2043年3月15日；這創(chuàng)建了國內核電站許可證延續(xù)的示范工程，也促進了中國核電機組運行許可證延續(xù)監(jiān)管體系的建立。

另一方面，中國也在積極為核退役做政策和技術儲備。2017年1月，由中國核動力研究設計院組織申報的四川省首個核設施退役及放射性廢物治理工程實驗室成立，主要研發(fā)核設施退役及三廢治理方向的系統(tǒng)設計和設備集成、三廢處理系統(tǒng)技術研發(fā)和工程實施、退役技術與工程實施、三廢處理系統(tǒng)調試、運行、維護和退役專用設備等，旨在掌握國際先進的核設施退役及廢物治理核心關鍵技術。2017年12月26日，中核環(huán)保有限公司成立，主要業(yè)務為后處理廠和 MOX燃料元件廠的科研、設計、建設和運行，核設施退役治理的技術研發(fā)、設計與實施，乏燃料等放射性物質運輸、高中低放處置場的科研、設計、建設和運行等。2018年3月15日在北京召開了《核退役規(guī)范和技術交流會》，會議議題包括“核設施退役和核廢料再處理，以及對環(huán)境安全長期處置的管制和法律框架（規(guī)則、規(guī)范、法律、制度）”“核反應堆（老化）的退役關鍵技術”“對長期儲存中等和高放射性部分（包括轉化，分離，“永久”處理，玻璃化）的控制，處理，處置和儲存技術”“核潛艇（?？吭诟劭冢┡c其核反應堆退役”。作為首屆與德國企業(yè)進行的核退役技術研討會，借鑒了德國在核設施退役領域的先進技術與經驗，探討了具有中國特色的核設施退役實施理論與方法。2018年10月26日，中國和烏克蘭在山東青島合作建立了中烏先楚核能科技有限公司總部及裝備制造、新材料基地，重點對核設施退役和核廢料處理兩大領域的29項國際頂尖技術進行引進轉化并形成自主知識產權，并培養(yǎng)核電退役領域人才，增強中國核能科技水平和核電退役競爭實力。

隸屬于中國臺灣電力公司的金山核電廠 1號機組的運營許可證將于2018年12月到期，并在近幾年開始退役工作；該核電廠的兩座沸水堆（BWR）機組分別于1978年和1979年開始商業(yè)運營。由于乏燃料處置場未落實，金山核電廠的乏燃料將仍留在反應堆堆芯中，即反應堆堆芯和乏燃料池合并，在退役過程中作為乏燃料池進行管理。

4 結論

當前，全球核核能電力與其他形式的新能源、水電以及傳統(tǒng)化石能源呈競爭態(tài)勢。為了爭取核能的可持續(xù)發(fā)展，維持可靠的安全性、燃料的高利用率以及良好的經濟性成為核電發(fā)展的重要目標。2018年，第四代反應堆技術，包括次臨界加速器驅動次臨界系統(tǒng)、釷基熔鹽堆、高溫氣冷堆等工程建設進展順利。第三代反應堆AP1000與EPR均在2018年內建設完成并發(fā)電。核退役技術的研發(fā)和部署建立了中國核工業(yè)“規(guī)劃—設計—建設—運營—退役”的完整產業(yè)鏈。能源結構轉型中的核電發(fā)展存在地區(qū)性差異，但從全球范圍看，核電仍有良好的發(fā)展?jié)摿Α?/p>

（摘自《科技導報》2019年第1期）