快堆和我国核能的可持续发展

快堆和我国核能的可持续发展徐銤（中国原子能科学研究院，北京102413）摘要：能源可持续供应是国家稳定、发展和安全的基础。核能是我国能源大家庭中的一员，由于其对环境影响小、安全、可靠、经济性可接受且可大规模应用，正在加速发展。我们预测，核能将发展成为我国的主要能源。基于热中子反应堆核能的大规模利用，必须考虑铀资源的有限性和长寿命高放废物对环境的潜在风险。我国核能发展战略的第二步-快堆，因其易裂变燃料在堆中可增殖和可嬗变高放长寿命核素的特性，实现热堆－快堆匹配闭式核燃料循环可保证核能的可持续发展。作为我国快堆工程技术发展的起步，65MW热功率中国实验快堆已处调试阶段；正在申请800～900MWe的示范快堆项目。在当前压水堆发展计划的基础上，加快快堆及其相关闭式核燃料循环的发展以实现如下三个战略目标：一、2030年前批量建成示范快堆，增加核电容量。二、2050年核电容量发展到240GWe，约佔国家总电力生产的16%。三、2050－2100年实现核能大规模替代化石能源，大大减少CO2的排放。关键词：快堆；核能可持续发展；增殖；嬗变中图分类号：文献标识码：文章编号：1.引言我国国民经济持续高速发展，相应地一次能源的生产也有较快的增长速度。表1列出了2001－2006年我国一次能源生产的发展情况。能源的可持续、安全的供应是国家稳定、发展和安全的保证。核能是我国能源大家庭中新的一员。国内外的经验已证明，它具有安全、可靠、清洁、经济性可接爱且可大规模利用的特点。2006年我国政府已决策2020年将运行40GWe容量的核电，并有18GWe在建。十五年前国家八六三高技术计划能源领域完成的《2050年中国能源需求》、1990年国务院核电办、国家计委、国家科委、能源部、机电部、核工业总公司共同制定“我国核电发展《八五》计划和十年规划纲要之后，国务院核电领导小组组织全国性论证提出的和2005年工程院关于我国未来能源预测的咨询报告中均提出2050年我国核电应发展到约240GWe。佔总电力的比例达到16～20%。我们预测2050－2100年间设想用核能大规模替代化石燃料，减少CO2的排放，则需要数千GWe的核电容量。表1我国一次能源生产年度200120022003200420052006一次能源（亿吨标煤）年增率（％）14.315.26.317.515.020.316.022.310.024.612.02.核能的可持续发展我国是一个发展中的大国，核能的可持续发展不像当今的法国，核电发展到58～60GWe就达饱和。如用人均来计算，我国现在就应有上千GWe的核电容量。所以我国核能的持续发展不仅要走向可观的核电总容量，而且需要极高的增长速度。2.1发展快堆，消除大规模核能应用引起的铀资源匮乏之虞自然界中，易于裂变的只有天然铀中佔0.71%左右的铀-235，而铀-235用于热中子反应堆可获高的中子经济性。对1000GWe的核电站而言，建压水堆只要用建快堆一半铀-235的量就能运行，所以各国发展核能都是从热中子堆开始的。但是压水堆对铀资源的利用率太低：如果燃料一次通过，只能利用铀资源的0.45%左右；若乏燃料经后处理，取出未烧尽的铀-235和由铀-238转换出来的钚再返回堆中利用，且无限次循环，考虑损耗从数学上也只能利用1%左右，而从中子学的角度是难以实现的。正因为此，一座1000MWe压水堆，燃料一次通过，60年寿命总共要消耗10000吨天然铀。大规模发展压水堆应考虑到经济可采铀资源的有限性和可能开采的铀资源实际上存在不确定性。快堆是我国核能发展基本战略中的第二步。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千倍。快堆运行发电时，一方面消耗易裂变燃料，另一方面又生产新的易裂变燃料，而且能所产多于所耗，易裂变燃料得到了增殖，所以快堆又称为快中子增殖堆。在快堆中真正消耗的是铀-238。发展快堆，燃料无限次循环，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，亦如图1所示，利用率可达60－70%。比起单单发展压水堆来，对铀资源的利用率提高60－70倍，甚至130－150倍。钚在快堆中有好的中子经济性，压水堆生产的钚最适于作快堆的燃料。铀-235给压水堆装料，压水堆生产的钚给快堆作初装料，快堆自已增殖，通过闭式循环，将天然铀充分的利用，这是一个自然的完美匹配，通过这一配合将为国家提供几乎取之不尽的、持久供应的裂变核能。所以我国核能发展的基本战略是热堆－快堆和聚变堆。2.2发展快堆，焚烧和嬗变热堆运行生产的高放长寿命核素，消除环境之忧核能的发展除掉应考虑核燃料是否能支撑大规模核电装机容量发展的问题，还应考虑乏燃料中的长寿命核废物的问题。表2列出了压水堆核电站运行时产生的长寿命核废物。表2压水堆长寿命核废物产量[2-5]类别核素半衰期产额（kg/GWea）AB次量锕系核素(MA)Np-2372.1106a14.14.2Am-2414.3103a2.222.9Am-2437.3103a2.854.1Cm-242162.8d0.22.0Cm-24418.1a0.828.5Cm-2458.51030.03长寿命裂变产物(LLFP)Tc-992.1105a2626I-1291.6107a6.36.3注A：PWRUO2装料，燃耗33MWd/kgB：PWRMOX装料，燃耗33MWd/kg这些长寿命废物要衰变三、四百万年才能降到与天然铀相当的放射性毒性水平。随着核电装机容量的增长，次量锕系核素MA和长寿命裂变产物LLFP的积累是对环境的潜在威协。必须妥善处置，最好的办法是将它们嬗变掉。快堆是以快中子运行的堆，这些MA在快堆中可以当裂变燃料烧掉，国外研究[2-5]指出，一座1000～1500MWe大型快堆，可以嬗变掉5～10座同等功率的压水堆所产生的MA，对LLFP可在快堆反射层中建立高通量热中子区辐照嬗变掉。加速器驱动次临界系统（ADS）嬗变能力更强，它实用后可使深埋废物量大为减少。3建议的快堆发展规划钠冷快堆在我国是一种全新的核工程技术，为减低工程发展中的技术经济风险，建议的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（CDFR），大型增殖经济验证性快堆（CDFBR），继而商用推广，见表3。在CDFR之后，考虑了两种可能性，一是参与我国核电容量的发展，即可模块化、一址多堆地推广CDFR型电站，称为CCFR-B增殖堆核电站，另一种可能性是如果MA分离技术、在快堆中嬗变MA和长寿命裂变产物的经验已足够,如ADS技术尚未成熟，便一址多堆地推广CDFR，称为CCFR-T焚烧堆核电站。图2给出了用批量600MWe快堆焚烧2020年和2030年压水堆分别发展到32和50GWe产生的MA量的降低趋势。800～900MWeCDFR将有更高的焚烧效率.表3我国快堆发展战略研究快堆热功率/电功率（MW）设计开始建造开始建成1．CEFR2．CDFRCCFR3．CDFBRCCFBR65/202000－2250/800－900n×2000－2250/800－9002500-3750/1000-1500n×2500-3700/1000-1500199020072015201520202001201220232021202520102018203020282032图2MA嬗变战略图3预计的我国电力发展（除核电外的数据取自工程院2005关于我国能源发展咨询报告）所以第一个战略目标是2020年前建成800～900MWe中国示范快堆核电站，2030一址多堆地推广运行，如5～6座800～900MWe的商用快堆电站。大规模发展核电，如达到百GWe或以上，现实的解决途径是压水堆－快堆匹配发展并实现闭式燃料循环。如果（1）我国压水堆2020年和2030年至少分别发展到40GWe和60GWe。（2）大型增殖快堆采用铀钚锆三元合金，其燃料循环参数如表4所示。（3）适时配套闭式核燃料循环。表4快堆燃料循环参数{6}燃料功率负荷因子铀钚锆合金1GWe0.75堆芯（初装）循环料年净产钚2488kgPu3732kgPu416kgPu燃料循环消耗堆外循环时间1％1a增殖增益系统倍增时间0.5826.2a根据分析，只要2030年左右能批量建成高增殖（铀钚锆装料）快堆CCFBR，则压水堆给快堆的钚的积累和快堆自身增殖，理论上可以使我国核电在2050年发展到353GWe容量水平。图3给出了我国电力装机的发展预测，即单独快堆发展到201GWe。所以第二个战略目标是实现2050年核电容量发展到约240GWe。由图3看出，预计2050年我国总电力装机容量将达到1650GWe。发展高增殖快堆，可使燃料年增率超过10%。理论上，可以在2100年前实现从2050年全国电力1650GWe起，年增率按5%达到的总电力装机全部由快堆提供（见图4），显示了可能对国家减少CO2排放有重大的意义。图4估计的国家总电力装机与快堆总装机的发展所以我国发展快堆的第三个战备目标是2050－2100年间用核能大量替代化石燃料，实现减排CO2为目前之半的目标。4结语我国快堆技术的发展从开始基础研究到工程发展的第一步中国实验快堆已经历了40余年的历史，选定了实验快堆、示范快堆，商用快堆一致的主要技术选择，中国实验快堆已具备原型快堆的特征，为后续快堆打下自主设计、建造的基础，制定的我国快堆发展目标，包括可持续性、经济性、安全性、可靠性、环境要求及防核扩散等目标与国际上第四代先进核能系统是一致的。发展快堆和闭式燃料循环与快速发展的压水堆匹配起来，定能实现我国核能的安全、经济、环境无忧和大规模的持续发展。参考文献[1]StatusofLiquidMetalCooledFastBreederReactors.TRS.246IAEA1985,P.4[2]A.N.Shmelevet.al.,Radio-wastesTransmutationinNuclearReactors,IAEA-TECDOC-693,IAEA,1993,P.77[3]L.Koch,StatusofTransmutation,IAEA-TECDOC-693,IAEA,1993,P.13[4]H.Sztardet.al.,MinorActinidesrecyclinginanEFRtypefastneutronreactor,IAEA-TECDOC-692IAEA,1993,P.25[5]T.Mukaiyama,PartitioningandTransmutationresearchanddevelopmentprogram(OMEGA),IAEA-TECDOC-693,IAEA.1993,P.30[6]FastBreeders,ReportofINFCEWorkingGroup5,IAEAVIENNA,1980,P.178（作者注：此文曾在2008年核能行业协会年会上报告，稍有修改。）文章来源：《中国核电》2009年第二期原子能出版社主办。点击这里以了解更多关于《中国核电》与中国原子能出版社。《中国核电》2009年第二期还包含一下内容：《先进核能技术研究新进展》作者：欧阳予《核电发展要把握好成熟性和先进性之间的关系》作者：李永江《一回路冷却剂净化系统的优化运行》作者：王宇宙《1000MW核电管板纯净钢锻件制造工艺及其性能》作者：邓林涛、刘志颖、王涛《核电厂辐射监测系统技术发展趋势及产品研发思路》作者：刘杰、孙鸣《秦山三期消防运行管理及改进探讨》作者：余霆《WWER-1000堆型安全壳通风放射性监测》作者：谢江山、杨浩然《浅议秦山核电厂技术改造项目管理质优化》作者：董黎东《核电设备公路运输的风险分析与控制》作者：鲍卫东《AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析》作者：郭景任、杨孟嘉《核电产业的国产化和自主化》作者：张兴法《信息资源保障对我国核电发展的重要作用》作者：武洁《世界核电主要堆型技术沿革》作者：张锐平、张雪、张禄庆