自然安全的BREST铅冷快堆

　　全覆盖：自然安全原则必须落实到反应堆的全部安全冷却系统，如铅冷快堆的堆芯余热冷却、蒸汽事故紧急排放及安全壳冷却等各安全冷却系统；

　　全方位：自然安全原则必须落实到建造及运营核电厂反应堆的全过程，从选材、系统设计到建造与运行管理；

　　全过程：各安全冷却系统从启动到后续运行都是只依靠自然因素的作用来发挥其全部功能，因而当发生某种事故时相应的安全冷却系统便自然启动并投入运行，立即缓解事故后果，将事故发生后一回路释放的多余能量排入最终热阱，并在全过程中始终都保持对堆芯余热无时限的完全非能动安全冷却能力。

　　上述反应堆的自然安全原则，不只是理想，更不是幻想，而是在已有反应堆技术发展经验的基础上很快能够实现的具体原则，因为在包括从堆芯到最终热阱的整个物理体系内，温度及内能值在堆芯处最高，而在最终热阱处最低，热能由高温处向低温处传递，而内能则由高值区向低值区扩展都是自然规律，这正是在反应堆系统内能够实现自然安全原则的内在依据；通过合理的设计保证堆芯具有足够的负反应性温度系数及载热剂的自然循环冷却能力，并利用随事故发生所必然产生的特征力直接启动相应的安全冷却系统，并把堆芯余热直接传入无所不在、容量无限的大气最终热阱等措施，就综合构成了实现反应堆自然安全原则的全部必要条件。

　　综合上述对BREST铅冷快堆材料选择，以及反应堆布置方案设计特点的介绍，不难看出，BREST铅冷快堆通过材料体系的选择及对堆芯、各系统设备的合理设计，由其内在的固有性能即决定了不存在载热剂大量流失、堆芯失冷或堆功率失控飞升等的可能性，在任何可能的事故条件下都可确保堆芯的完整，使数额巨大的固体放射性物质都可靠地固锁于燃料芯块的栅格内，并由燃料元件棒包壳滞留全部由固体栅格中释放出来的放射性气体，因此，可以确保永不发生堆芯熔毁造成环境污染的严重事故。在BREST铅冷快堆上实现这一切，依靠的只有自然因素是确定无疑的，没有失误概率。
 
3.4  BREST铅冷快堆的燃料循环

　　BREST铅冷快堆的初装料来源于从压水堆乏燃料后处理中所提取的U、Pu及全部其他超铀元素，运行后即可保持CBR=1的自持核燃料循环，在组件再制过程中只需补充加入与Pu消耗量相当的贫化铀即可长期维持继续运行。由于天然铀实际利用价值的提高，使得更贫瘠的铀矿也能够进入可经济开采的范畴，再加上比陆地铀储藏还大1000倍的海洋铀资源，因而为人类社会的可持续发展解决了无时限的核燃料供应保障问题。

　　从三区卸出的乏燃料组件混合在一起进行化学后处理，经组件再制后，三区新燃料组件的成份是完全相同的。因堆芯增殖比只略大于1，因而新组件及乏组件内的可裂变燃料成份变化不大。在化学后处理过程中只提取一般裂变产物，而留下的钚及全部次锕系元素等，在补充与Pu燃耗量相当的贫铀后，即可进行燃料元件再制。目前的氮化物燃料是利用天然氮生产燃料芯块，其中包含的N-14吸收中子后，由N-14（n,p）C-14反应生成C-14，不仅增加了中子的寄生俘获损失，而且也不利于环保。在铅冷快堆实现大规模利用后，可使用对N-15浓缩的氮。分析结果表明，当N-15浓缩度达到80%，则用以生产的氮化物燃料芯块可使堆芯keff增加～2.5%，燃料装载量可减少约10%，足以补偿浓缩N-15的经济付出。

　　BREST铅冷快堆卸料组件的后处理采用熔盐中的电化学工艺，其最终产品为金属态U、Pu及其他次锕系元素的整体混合物，这种金属混合物在下一步适合于采用混合氮化物燃料的低温合成过程进行元件再制。在燃料循环的各个环节中钚与各种强放射性次锕系元素始终呈混合物状态存在，有利于防止核武扩散。由于一般裂变产物在快中子能谱下中子吸收能力不强，所以用电解法只要能去除80%左右裂变产物即能满足要求。但在最终废弃的核废料中去除Pu及其他次锕系元素则应尽量提高效率，使其残留量限制在1%～0.1%范围之内，以使最终存放核废料的放射性在可预见的三百年之内即自然衰减到铀矿本底放射性的水平，恢复自然界的辐射平衡。

　　在电化学及电解工艺处理过程中，不产生放射有机废液，放射性气体排放量也较少，只有氯和Kr-85排入氩气覆盖气体，不会产生通常在水法后处理过程中所排出的C-14和I-129，只产生少量固体废物，对周围环境影响小，化学后处理及元件再制设备体积小，适合于在核电厂范围内与核电设备并列建造，这样还可以减少核燃料在堆外的滞留时间并避免放射性燃料组件的长距离运输。
 
3.5  BREST铅冷快堆核电厂的经济性。

　　目前BREST-300铅冷快堆的首个示范项目尚处于工程设计阶段，预计到2020年才能投入运行，所以现在还难以找到其准确的经济数据。但有一点是显而易见的，即由于贯彻了自然安全原则，所以在电站设计中一回路采用了最简单的常压系统，也不必采用中间回路，更不需要那么多复杂的能动安全冷却及监测保护系统，使电厂的系统设备设计都得到了大幅简化，因而自然安全快中子堆的比投资及其发电成本将低于钠冷增殖快堆和压水堆核电站。另外小型铅铋冷却快中子堆的长燃料运行周期也有助于降低其发电成本。在文献【4】中对多用途小功率铅铋冷却快中子堆核电厂SVBR-75/100、钠冷快堆核电厂BN-800及燃气透平发电站Gas PGU-325进行了经济性能对比。

　　商用规模的BREST铅冷快堆核电厂的经济性应优于SVBR-75/100，因为其单堆功率规模大10多倍，而铅的单位价格只相当于铅铋合金的十分之一。其他一些欧洲及俄罗斯所发表的经济数据，也都预计大功率铅冷快堆核电厂的造价将低于同等功率规模的压水堆核电厂。在BREST铅冷快堆的后续运行过程中不再消耗加浓铀而仅需补充贫化铀，因而还可明显降低发电的核燃料成本。
 
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。