自然安全的BREST铅冷快堆

 
4. 自然安全的压水堆核电厂与BREST铅冷快堆核电厂是现代核能体系的最佳组合

现有的各种反应堆按其工作的中子能谱范围，基本上可分为热中子堆与快中子堆两大类，各有其自身的优点和缺点。

从核燃料利用效能来说，在快堆中利用Pu-239可获得最好的增殖效益，但在天然资源中并没有Pu元素的存在，它是在核反应堆的工作过程中由U-238吸收一个中子经衰变转化后形成的。在压水堆中堆芯的转化比约为0.6,石墨堆约为0.8。在热堆中产生的Pu-239一部分就地燃耗，其余部分可在乏燃料后处理过程中提取。如提取的Pu239用于热中子堆装载则燃料利用效能较低，但如果用以装载BREST铅冷快堆则可使堆芯内的增殖比略大于1，无需设单独的增殖层就可以保持核燃料的自持循环。这样，从核燃料有效利用的观点来看，热堆与快堆恰好构成一个天然合理的相互衔接搭配的关系，形成一个统一的体系。尤其是当前压水堆核电站构成了现代核电的主力，到目前为止已积累了超过14000堆年的成功运行经验，先进百万千瓦级压水堆核电厂的可利用率可达到90%，证明它是安全、经济和有利环保的清洁能源项目。只要能够排除严重事故风险，固有安全压水堆核电厂和铅冷快堆核电厂的组合体系今后肯定有广阔的发展空间。由天然铀生产的低浓铀首先可用于装载经济、成熟的压水堆，由其卸料中提取的钚及全部其他长半衰期超铀元素的混合物燃料装载BREST铅冷快堆，在其中实现核燃料的自持循环，这里只要在BREST铅冷快堆堆燃料组件的再制过程中补充相应数量的贫化铀即可保持核电站的长期运行。在百万千瓦级压水堆核电厂中平均每年可提供200kg钚，利用现有可经济开采铀矿总量经压水堆运行后可累计获得1万吨钚，如全部用以装载BREST型铅冷快堆，则可建造总容量为2000GWe的铅冷快堆核电厂。因此，用固有安全压水堆和BREST铅冷快堆两种堆型即可以构建成一个完整的现代核能体系和统一的核燃料循环体系，全面满足对现代核能提出的确定性核安全、无时限的核燃料供应保障、放射性废物减量化及保持自然界的辐射平衡、有效避免核武扩散、经济竞争能力及立足于现有成熟技术等各项要求。

在最近一二十年的核能技术发展成果中，展现了自然安全铅冷快堆具有最大的发展潜力及现实性。在以潜艇技术为基础的BREST铅冷快堆设计中完全体现了自然安全原则，其性能可全面满足对现代核能提出的要求，在国际上引起了越来越多的关注。但非常遗憾的是这一项目至今尚未被正式列入我国的发展规划。我国对铅冷快堆的研究起步较晚，目前基本上还停留在若干单位中进行的概念研究阶段，与国际上已积累起来的理论研究与实践成果差距较大。铅冷快堆的发展，牵涉到许多学科和部门的工作，如果我们一切从头开始，必将事倍功半。如果能利用目前良好的国际环境，以一定的资金和人力投入国际合作，参加最后阶段的工程设计、项目审批、建造及调试工作，在此过程中培养我国掌握全面技术的团队，则可在BREST-300取得成功运行经验之后，以高点起步，较快进入其实际应用阶段，达到事半功倍的效果。

我国从上世纪60年代起对发展钠冷快堆开展了大量工作，经历了早期研究及随后的设计、建造及运行的全过程，积累了很多自己的实践经验。从技术难易程度来说开发自然安全铅冷快堆的难度从整体上说应比钠冷快堆小一些，但在氮化物燃料及其化学后处理和燃料元件再制技术方面需要开展一些新的工作。以我国建设钠冷快堆队伍的实践经验，能够对钠冷快堆与铅冷快堆的优缺点及各自的发展潜力作出全面和准确的评价，也有能力进行铅冷快堆的全面研发工作。我国关于钠冷快堆的三阶段发展计划基本上还是源于早期的结论，在以后的几十年过程中，快堆的技术发展出现了许多原来没有想到的新情况，据此适时调整补充我国快堆的发展规划，将有助于在我国早日建成合理高效的现代核能体系。
 
参考文献

1.        Naturally safe Lead-cooled Fast Reactor for Large-scale Nuclear power
General Editors:Prof.E.O.Adamos,Prof.V.V.Orlov.Moscow 2001

2.        Comparison of Sodium and Lead-Cooled Fast Reactors Regarding Severe Safety and Economical Issues
Kamil Tucek,13th International Conference on Nuclear Engineering, Beijing, china,May 16-20,2005.  ICONE13-50397

3.        Fast Reactor development Program in Russia
Valery Rachkov, International Conference on Fast Reactors and Related Full Cycles FR13,   4-7 March 2013,Paris, France.

4.        Modular Multipurpose Lead-Bismuth Cooled Fast Reactors in Nuclear Power.           Zrodnikov A.V/,etal.2003.
Proceedings of GLOBAL ’3， New Orleans,USA.

5.        发展无严重事故风险核电厂的曙光—AAP完全非能动安全冷却的先进压水堆核电厂  肖宏才 “核科学与工程”杂志，2013年6月。