中国快堆的“三步走”战略
来源：中国能源报
进入新世纪，国际核能复苏，多国开始大力发展核电。出于能源需求和二氧化碳减排的双重考虑，核电在我国被历史性地推向前沿。而考虑到核电可持续发展及安全、环保需要，快堆技术被广泛看好。经过早期基础科研、项目预研和设计建造，我国第一座工程规模的快堆——中国实验快堆即将建成并网发电，标志着我国正式跨入快堆国家行列。
我国快堆工程技术通过采用“实验堆、示范堆、商用堆”三步走的发展战略，可以实现在2025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。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。
四代核能系统的典型代表
目前我国核电装机约1100万千瓦，计划2020年核电装机达到7000万千瓦，核电在我国发展前景光明。但大规模发展将遇到铀资源不断减少和长寿命放射性废物不断累积两大问题，而快堆技术和闭式燃料循环技术正是解决这两个问题最现实可行的技术。因此，采用压水堆、快堆和后处理匹配发展的闭式燃料循环路线，我国可以实现核电中长期发展目标。
快堆是第四代核能系统的首选技术，目前国际上已将其纳入先进核能系统的发展体系。第四代核能系统研发的总目标是计划在2030年左右，向市场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（GIF）成员国选择了6种系统作为第四代核能系统进一步研究和发展的候选对象，其中技术最成熟的是钠冷快堆。美、俄（苏）、法、日、印等国先后已建造21座钠冷快堆，堆型涵盖实验堆、原型堆和经济验证性堆，积累了约350堆年的运行经验。
此外，国际原子能机构于2000年发起了另一个下一代先进核能系统的国际研发项目——创新型反应堆和燃料循环国际计划（INPRO），目前已有包括中国在内的二十几个成员国。该计划主要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。
目前，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进行研究，虽然还没有任何第四代堆型的完整设计，但已经对其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。而且，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。我国正在开发的钠冷快堆技术从技术选择、战略目标及与第四代先进核能系统的目标要求都高度一致。
制定战略明确目标
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。开始阶段提出的快堆科技发展目标，主要集中在包括快堆增殖能力、系统的技术可行性和运行可靠性、安全性和经济可竞争性等验证方面。上世纪九十年代中期，国际上快堆和燃料循环设施的发展和运行结果足以证明，开始阶段提出的目标很大程度上已经实现。所以，后续技术发展的目标是达到第四代核能系统的要求，实现核能可持续性发展，因此预计快堆将作为先进核能系统中的一类核电站在2030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七十年代以来进行过多次。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：第一步，2011年建成中国实验快堆；第二步，2022年建成中国示范快堆；第三步，2025年左右，快堆实现商用推广。
中国工程院2006年发布的咨询项目—“大型先进压水堆和先进核能系统工程战略研究报告”对快堆技术发展提出了加快发展的建议。同时，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的因素，以及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原型快堆和BN-800商用示范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。从发展趋势看，国际上已逐渐淡化原型快堆和示范快堆的界线，即原型堆的功能和示范堆的功能可以通过一个堆来实现。
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。但从技术上初步分析，具备在实验快堆之后直接建设示范快堆的可行性。中国实验快堆在技术方案选择时已考虑了便于向下一步快堆电站过渡的问题，其主要技术方案所包括的堆本体结构、燃料操作系统、主热传输系统流程、重要辅助系统工艺流程、关键设备和核岛厂房结构等均与大型快堆电站类似，热工参数已接近商用电站水平。
考虑到铀资源的国情及核电长远发展，我国压水堆乏燃料商业后处理厂规划在2020年左右建成。因此，应该在2020-2030年间建立起一定工业规模的由压水堆乏燃料商业后处理厂、MOX燃料厂和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。
固有安全保障规模发展
长期以来，核能形成了一整套确保安全的理论和方法，其中绝大部分被证明是行之有效的，如纵深防御原则、单一故障原则、多样性原则等。也强调所有的核反应堆必须具备三大安全功能：停堆、余热导出和放射性包容。并用堆芯熔化概率和大规模放射性释放来表征反应堆的总体安全性。在第四代核能系统的四个指标中，安全性赫然在列，并被特别强调。第四代核能系统要求能够做到无需厂外应急或大幅度减低厂外应急的需要。福岛核事故带来的关键教训恰恰是第四代核能系统在安全方面最为关注的问题。
快堆是典型的低压系统。作为冷却剂的钠在常压下的沸点为870℃，而其工作温度为530℃左右，因此冷却剂无需加压便可获得300℃以上的裕度。同时液态金属钠的导热率是水的100倍。把整个一回路置于一个大型容器内的一体化池式快堆设计，使快堆避免了压水堆最为担心的LOCA事故（一回路冷却剂丧失事故）；同时，堆内大量的钠和钢结构件又提供了一个中间热阱，可以起到平抑事故工况下温度峰值的作用。
此外，快堆采用了非能动事故余热排出系统，系统的运行完全靠自然对流，无需泵等需要电力供应的设备。这使得反应堆在失去所有交流电的情况下（包括应急柴油发电机），也能可靠地把余热从堆内导出去，确保堆芯冷却不被烧毁。
在放射性包容方面，快堆也有其独特优势。首先，快堆在反应堆主容器底部设置了堆芯熔化收集器，即使在堆芯烧毁的情况下，熔融的燃料也会被保留在堆内并获得良好冷却，这一特性保证了严重事故情况下一次压力边界的完整性。其次，快堆典型的工作压力在1个大气压左右，冷却剂没有失压闪蒸汽化的问题，使其在任何情况下都不会发生安全壳内压力突增的情况，即快堆可以较容易地实现放射性物质的包容。所以，它不会发生由单一原因造成的几道放射性包容屏障均损坏的情况。一座经过良好设计和建造的快堆，可以实现在任何可信的条件下都无需厂外应急，事故的影响仅限制在厂区之内，公众也不必因反应堆的事故而撤离。
技术进步保能源安全
福岛核事故提醒我们要深入研究极端地质灾害的影响、核电站严重事故的发展及缓解，在确保安全的前提下高效发展核电，以此保障国家的能源需求。而实现这一目标最有效和直接的手段就是核能的技术进步。
实际统计数据表明，在正常运行时快堆对周围环境的影响比热中子堆低大约一个数量级，这使快堆在内陆厂址和群堆厂址有优越性。而快堆能大幅度提高铀资源利用率的特点又能实现我国核电的可持续发展，同时促进国家战略性新兴产业的发展。通过数十年的研发和积累，尤其是通过国家“863”高科技计划中“中国实验快堆”项目的实施，我国目前已掌握快堆绝大多数核心技术，在国内形成了基本配套的工业体系。在充分借鉴压水堆经验、同时开展有效国际合作的情况下，我国完全可以按照“实验堆、示范堆、商用堆”三步走的快堆发展战略，在2022年左右建成具有自主知识产权的百万千瓦示范快堆电站CFR-1000，并在2025年左右实现商用化。
（作者张东辉，为中国核工业集团公司中国原子能科学研究院快堆总经理、研究员）