发展快堆技术，保证核能可持续发展

徐 銤

（中国原子能科学研究院，北京 102413）

编者按：快堆，作为第四代核能系统的首选堆型之一，受到了世界主要核电国家的高度重视。发展快堆，不仅对于实现我国核能可持续大规模发展具有重大的战略意义，而且对于我国步入先进能源科技领域也具有十分重要的意义。为了揭开快堆神秘的面纱，本刊专访了中国实验快堆总工程师、中国核工业集团公司快堆核电技术首席专家徐銤院士。

《中国核电》：我国自主研发、设计、建造的中国实验快堆于2011年7月21日已经成功实现并网发电，请您介绍一下什么是快堆，它与压水堆有什么区别？

徐銤：快堆，是“快中子反应堆”的简称，是由快中子维持裂变链式反应的反应堆。它是世界上第四代先进核能系统的首选堆型之一，代表了第四代核能系统的发展方向。

快堆中引起裂变链式反应的中子平均速度比热中子堆的中子快上千倍。快堆运行发电时，一方面消耗易裂变燃料，另一方面又产生新的易裂变燃料，而且产生的易裂变燃料多于消耗的易裂变燃料，这就使易裂变燃料得到了增殖，所以快堆又称为“快中子增殖堆”。

快堆与现在运行的压水堆最大的区别是：压水堆消耗的核燃料是铀-235，而快堆真正消耗的核燃料是铀-238。天然铀中，易裂变的铀-235只占0.71%左右，而铀-238占到99%以上，可见，天然铀中可以直接用做核燃料的易裂变核素铀-235非常少。目前，压水堆对铀资源的利用率较低，只有1%左右，而快堆可以将利用率提高很多。

《中国核电》：请您谈谈发展快堆的重要意义。徐銤：发展快堆主要有两方面重要意义：一是保证了铀资源长期稳定的供应，二是可以焚烧和嬗变掉压水堆乏燃料中的长寿命高放废物，减少废物量，保护了环境。

目前，世界上有400多座核电厂。一座百万千瓦级的压水堆核电厂，如果燃料一次通过，60年寿期总共要消耗大约1万吨天然铀。大规模发展压水堆，应该考虑到可开采铀资源的有限性和可开采铀资源实际上存在的不确定性。发展快堆，核燃料可以无限次循环，从理论上可将铀资源的利用率提高到100%。考虑到燃料后处理和制造中的损耗，利用率最终可达60%～70%。比起单单发展压水堆，对铀资源的利用率提高了60～70倍，甚至130～150倍。所以说，发展快堆，能够消除大规模核能应用引起的铀资源匮乏之虞。

此外，随着核电的大规模发展，核电厂卸出的乏燃料将逐渐增多。一座百万千瓦级的核电厂每年要卸除大约30吨的乏燃料，这些乏燃料中含有次锕系核素和长寿命裂变产物。这些物质的积累会对环境产生潜在威胁，必须妥善处置，最好将它们嬗变掉。而快堆是以快中子运行的堆，这些次锕系核素在快堆中可以当裂变燃料烧掉，国外研究表明，一座1000 MW大型快堆，可以嬗变掉5～10座同等功率的压水堆所产生的次锕系核素，长寿命裂变产物可在快堆反射层中建立高通量热中子区辐照嬗变掉。所以说，发展快堆，焚烧和嬗变压水堆运行产生的乏燃料中的长寿命高放废物，能消除影响环境之忧。

《中国核电》：快堆有如此重要的意义，请您介绍一下世界快堆的发展情况。

徐銤：快堆发展与压水堆发展基本上是同时起步的，自1946年美国建成世界上第一座热功率为25 kW的克莱门汀（Clementine）快堆，至1994年日本建成电功率为318 MW文殊（Monju）原型快堆，全世界总共建成过21座快堆，包括实验快堆、原型快堆和经济验证性快堆（又称示范快堆）。目前，有3座快堆正在建造之中，包括俄罗斯电功率为800 MW的BN-800商用快堆、印度电功率500 MW原型快堆（PFBR）和我国热功率为65 MW的中国实验快堆（CEFR）。

回顾世界快堆发展历程，20世纪70年代后期达到了高潮。美国作为世界发展快堆技术最早的国家，相继建成过7座快堆；法国作为核电强国，先后建成3座快堆；俄罗斯有很好的快堆发展计划，先后建成了3座实验快堆和2座原型快堆电站；英国、德国、日本、印度等国也建成了实验快堆。可以说，快堆技术逐步趋于成熟，钠工艺技术已不再是制约快堆发展的关键技术，快堆已经过实验堆、原型堆和示范快堆的完整阶段，建成的快堆也运行良好。

中国实验快堆外景

目前，世界主要国家对快堆都有较为明确的规划，美国计划在2020年，建成一座电功率为600 MW的先进钠冷快堆（ABR）；法国计划在2020年，建成电功率600 MW的第四代钠冷原型快堆（ASTRID）；俄罗斯正在建造电功率为800 MW的BN-800快堆电站，同时还计划建造电功率百万千瓦级的BN-1200大型商用快堆电站；日本计划于2025年建成电功率为670 MW的示范快堆（DFBR），2030年开始设计电功率为1200 MW的大型商用快堆（JSFR）；印度正在建设的电功率为500 MW的钠冷原型快堆，同时计划在2020年建成5座电功率500 MW的快堆电站；韩国计划在2028年建成电功率为600 MW的钠冷示范快堆。

所以说，世界各国快堆发展的基本思路都是瞄准第四代核电堆型，围绕钠冷快堆及其燃料循环开展工作，以实现核能可持续发展，未来30年，世界快堆发展将会出现新的高潮。

《中国核电》：请您介绍一下我国快堆的发展历程。

徐銤：我国快堆技术的开发始于20世纪60年代中期，前二机部组织了约50人的科研队伍进行基础研究，通过理论和实验研究，从1987年起，快堆技术发展纳入国家“863”高技术计划，成为该计划能源领域的一个重大项目。“863”计划确定了热功率为65 MW实验快堆的工程目标，并为此目标安排了9大课题61个子课题的预研论证课题。

从1992年中国实验快堆项目得到国家批准开始，我国快堆技术的研发进入了以中国实验快堆工程为直接牵引的工程研究、试验验证、设计和建造阶段。该阶段也是我国投入快堆研发力量最为集中、规模最大的阶段。

以中国原子能科学研究院为主，自主完成中国实验快堆主系统的概念设计，通过与俄罗斯的技术设计合作，进一步自主完成了工程初步设计和施工设计。

在中国实验快堆工程开始实施后，共开展设计验证试验项目50多项，包括零功率物理模拟、余热导出、安全系统性能、中规模钠净化和运输、钠火及其监测和消防、钠杂质分析、材料与钠相互作用以及特殊仪表设备关键部件验证等。

中国实验快堆主控室

2000年5月，中国实验快堆开工建设；2002年8月，实现了主厂房封顶；2008年12月，安装结束；2009年，冷态和热态调试完成；2010年7月21日，实现了首次临界；2011年7月21日，成功实现并网发电。

《中国核电》：请您介绍一下我国快堆的发展规划。

徐銤：我国研制的快堆是以钠作为冷却剂的，这在我国是一种全新的核工程技术，为减小工程发展中的技术经济风险，我国快堆工程发展将分为三步：中国实验快堆（CEFR）、中国示范快堆、大型增殖经济验证性快堆，继而商用推广。

我国快堆发展的战略目标是2020年左右建成600～1000 MW中国示范快堆核电站，继而小规模推广，2030年可以推广商用，以防铀资源短缺。

通过中国实验快堆工程的研究、设计、建造，我国将全面掌握钠冷池式实验快堆技术，实现反应堆自主设计、自主建造、自主调试，设备国产化率达到70%，最终实现“建立装置、掌握技术、培养人才、开展实验”的建堆目标。经过快堆建成后的运行和研发，将进一步积累运行和维修经验，验证反应堆、系统和设备性能，进一步验证并优化设计程序、设计方法和设计方案，完善规范标准，进行燃料、材料及设备考验，为下一步快堆电站的建设奠定基础。