中国快堆应有一席之地  快堆是世界上第四代先进核能系统的主力堆型，代表了核能的发展方向。它与其它装置组成的核燃料闭式循环系统，可使铀资源利用率由现在1%左右提高到60%以上;还可使长衰变周期核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化，造福子孙后代。快堆有这么多明显的优势，为什么问世者寥寥无几?原因有多方面。有大家对快堆优劣势的认识差异，有对其技术难度的评估差异以及其所带来的安全、经济上的考量，关键还有对其迫切性的估量。统观上述问题，对中国来说，现在应该是快堆核电启动的一个大好机会，核能发展计划中应该有快堆发展的一席之地。快堆核电应该有所作为了。

“成熟”的新兵

      用“起大早赶晚集”来形容快堆是很贴切的，快堆被公认为四代堆的主力堆型之一，但与其它几个四代堆型很明显不一样的地方是其悠久的历史。早在1946年世界首个快堆就诞生在美国，在这之后世界各国陆续有22个堆投入运行，共积累了300多堆年的运行经验。更值得一提的是这些反应堆不仅仅是实验堆，中间还不乏一些“大块头”。其中1985年投入运行的法国“超凤凰”，1200MWe的容量即使在今天也不算小;而俄罗斯的BN600原型快堆核电站已稳定运行了34年，平均负荷因子超过了70%，积累了丰富的快堆运行经验，为快堆树了一个最好的样板。在此基础上优化和完善的BN800商用示范快堆目前已完成物理启动，预计年底并网发电，俄罗斯在快堆研发方面确实是走在了世界前列。法国、日本在快堆发展过程所碰到的问题，对世界快堆在技术难题的攻克方面也起到了极大的正面意义。有经验支撑，比一些还在概念阶段的四代技术在底气上就足了很多，走上示范或商业推广道路就会简单很多。世界第四代反应堆堆型发展情况如表1所示。

“一席之地”有支撑

      1.核燃料经济性开采有时间期限

      核燃料在自然界的贮量是有限的。目前，全球已探明铀资源(开采成本低于130美元/kgU)总量为532.72万tU，2010年全球核电装机容量375GW，年度核电铀消耗量6.3875万tU。

      随着核电的发展，铀资源越来越紧缺，铀资源稳定供应将是一个可能的制约因素，因此在一定时候增加一些快堆份额，是降低这种风险最佳的选择。

      2.快堆及其闭式燃料循环技术

      为了解决铀资源利用瓶颈问题，国际原子能机构于2000年发起“创新型反应堆和燃料循环国际计划(INPRO)”，旨在通过研发新型反应堆，建立核燃料循环体系来充分利用核能资源，并实现核废物的最少化，使核能可持续发展。我国为其成员国之一。快堆及其闭式燃料循环技术是指从压水堆中卸出的乏燃料经过后处理厂处理，回收燃料Pu和U，经过MOX燃料厂制成快堆的燃料再循环利用，同时快堆的乏燃料(包括增殖产生的Pu)经过后处理厂处理后，由MOX燃料厂制成压水堆的燃料再循环利用。快堆与压水堆匹配发展，会大大提高铀资源的利用率，无核燃料匮乏之虞。快堆及其闭式燃料循环技术如图1所示。

      3.从核燃料供应角度快堆不可替代

      我国的核燃料供应面临着更严峻的形势。而经过我们更多堆年的生产，存在于乏燃料中大量可用的核材料又会被搁置不动，除了产生高额的处置费外，一个良性的核燃料闭式系统是核电能够与其它能源竞争的主要手段。世界各国正在联合研发的聚变堆离商业化还有一段很长的路要走，这中间，快堆可以起到承上启下、不可缺少的核能发展第二步关键作用。

      4.从示范堆研发到商用堆到大规模推广需要时间

      众所周知，快堆从示范到商用也是需要时间的。

      示范快堆的建设期用6年时间并不保守，很多核电示范项目比这还长，加上3年左右的前期，一般认为，运行投产1~2年可基本判断此示范项目是否值得推广，再按每年平均6~8个机组推广，在中国要达到与压水堆规模匹配也需要很长的时间。所以，从图2中我们不难发现，若要维持核能的份额，那么现在应该开始行动了。

      5.实施快堆战略三部曲

      中国实验快堆是快堆发展三部曲——实验、示范、商用堆的第一步，现在实验快堆已取得了成功，并在2011年通过了国家验收，继续实施国家战略，完成第二步示范快堆就摆上了议程。如果停留在这个阶段不再发展，不仅无法将以前的投入产生更大的生产力，更难以保护一支难得的人才队伍。若产生断层，那带来的损失将是无法估量。从世界范围来看，对快堆比较感兴趣的国家，几乎都是有较大的核能计划但核资源相对较弱的国家。我国也应该属于该行列。
 

安全有保障

      福岛核事故后，对核电安全提出了更高的要求，对快堆的要求也不例外。作为四代堆之一，一般从工程上判断快堆安全性应在压水堆之上。从实验快堆的PSA分析看，其堆芯熔化概率为小于10-6，从俄罗斯方面看完全可以做到堆芯熔化概率为小于10-6，严重事故下大量放射性物质释放至环境的概率小于10-8，与三代核电相比其安全性更高。但需要指出的是我们经历的主要堆型都是压水堆，考虑问题的出发点也基于此，有时会走入一定误区，而实际上也正由于大型快堆运行堆年数与压水堆相比差很多，PSA的准确度也会弱一些。以下几个方面可以更进一步说明快堆固有的安全性：

      没有质能释放。由于常压下钠的沸点超过800℃，无需加压即可以保持液态对堆芯进行冷却，因此快堆对第三道安全屏障要求降低，不要求对反应堆厂房的承压能力，也不需要设置类似压水堆针对这种事故的系统，如安全壳喷淋系统和安全壳事故排放系统，对建造和运行可以省却很多压力。

      没有氢爆担心。由于其冷却剂(金属钠)的特性，冷却剂钠和燃料的不锈钢包壳之间不会产生像压水堆那样的锆水反应，也就不会产生福岛这样的氢爆，更不需设置消氢系统。

      没有事故废水。由于压力低，加上一回路全内置，压水堆最担心的LOCA事故在快堆中得以排除，加上不需要注水冷却，谈不上事故废水一说，也就不用担心现在电视里经常报道的福岛核电这样无休止的放射性废水泄漏，甚至于不得不向海水排放的行为。

      超强的耐热能力。正常运行时，压水堆冷却剂的过冷度只有40℃左右，而快堆有400℃左右，而且快堆一回路采用池式结构，存有近千吨的钠，具有相当大的热容量。同时快堆冷却剂钠的导热能力远远大于水，约为压水堆的150多倍。因此假设在短时间内堆芯失去冷却能力，快堆抗沸能力会是压水堆的几十倍，堆芯不易过热、沸腾。

      简单而长久的余热排放。现在压水堆的二次侧冷却都是在安全壳的外壳上设置水箱，利用水的重力不停地注入蒸发器二次侧，再循环冷却。因为水箱的容积总是有限的，所以它的冷却能力或冷却时间也是有限的，而快堆充分利用钠热容大的特性，不用水，而用空气的烟窗效应就能带走余热，这几乎可以保证其冷却能力可以不受任何制约。快堆事故余热导出系统如图3所示。

      真正非能动停堆系统。在三套停堆系统中，其中一套是真正意义的非能动停堆系统。控制棒利用水力效应悬浮，不管什么原因，只要在一回路冷却剂流量下降情况下(毋需测流量)，依靠重力落入堆芯，将反应堆控制到次临界状态，其可靠性和响应时间的裕度都有很大提高。

      最后坚固防线。当一切控制手段失效，其内置式的堆芯捕集器还可以承担起救命的功能，一方面防止反应堆重返临界，另一方面余热也可以通过系统的自然冷却得以排除。

经济性考量

      快堆的经济性一直是个难题，各国原型快堆电站无不例外，其造价都比较高。即便自主建造，如果加上研发费用其造价也不低，具体可参考表2。

      从资料上看世界各国也有很大差异，印度的就很便宜，因为在没有形成商业开发之前，资料上的保密和统计口径上的差异一直无法避免。快堆的造价从根本上来说与压水堆比应该是有增有减，没有太多的证据可以证明造价会高很多。说快堆造价高的原因主要是三个方面：一是为了减少钠水反应的后果，比压水堆多了一个回路;二是统计口径中把研发费用部分纳入到建造中去;三是导入期非标设备多造成的成本的增加(还有功率相对压水堆会小一些)。

      但不管如何，经济上有竞争性也应是四代核电的一项基本要求，所以排除一些人为的因素，以客观科学的分析，快堆造价是压水堆的1.2~1.3倍左右。快堆的竞争性更确切来说更多来自天然铀价位较高时而不是当前。还有一个理由是，发电只是快堆的一个功能，增殖核燃料，减少长寿命核废物，保护环境的效应以及国防建设的贡献则是难以用金钱来衡量的。

      没有远虑，必有近忧。事关国家重大能源战略的决策，要充分考虑开展的时间和其滞后效应。何况从安全和经济两方面分析，快堆也不存在不可克服的障碍。因此早规划早受益，系统地考虑整个闭式燃料循环的布局，才能使方兴未艾的核能发展真正有一个坚实的基础和可持续的发展。我们相信，只要核能在发展，就应该有快堆的一席之地。(作者系福建福清核电有限公司副总经理)(完)