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一、核能发电的理论根源

二、四代核电站
三、核电站堆型比较
四、快堆堆型及两种水堆堆型介绍
五、中国先进研究堆(CARR)
六、中国实验快堆工程(CEFR)


一、核能发电的理论根源 
    1896 年,物理学家亨利·贝克勒尔偶然地把铀盐放在底片上,结果照片上呈现未知原因的雾状现象,由此而发现天然放射性。为了进一步深入研究,皮埃尔和玛丽·居里分析了沥青铀矿,并从中分离出两种强放射性元素钋和镭。很快英国科学家卢瑟福证实了放射性现象与原子核不稳定性有关。1934年,意大利科学家费米用中子轰击铀,并报道说产生了一些新物质。
    1938年,德国科学家奥托·哈恩发现了核裂变现象。当中子撞击铀原子核时,一个铀核吸收了一个中子可以分裂成两个较轻的原子核,在这个过程中质量发生亏损,因而放出很大的能量,并产生两个或3个新的中子。这就是举世闻名的核裂变反应。在一定的条件下,新产生的中子会继续引起更多的铀原子核裂变,这样“一代代”传下去,像链条一样环环相扣,科学家将其命名为链式裂变反应。这一定的条件包括:第一,铀要达到一定的质量,即临界质量;第二,中子的能量要适当,一般是能量为0.025电子伏的“热中子”。 
    链式裂变反应释放的核能叫做核裂变能。如果加以人为的控制,在铀的周围放一些强烈吸收中子的“中子毒物”(主要是硼和镉),使一部分中子还没有被铀核吸收引起裂变时,就先被“中子毒物”吸收,这样就可以使核能缓慢地释放出来。实现这种过程的设备叫做核反应堆。 
    由于战争的爆发,核研究被提上了议事日程。在北美,费米找了一个芝加哥大学废弃的露天运动。檬楹陀税糇槌傻牟牧辖⒘艘桓龇从Χ,它于1942年 12月2日达到临界,费米成功地演示了链式反应可以持续数分钟。此后,美国运用链式反应原理,设计并制造了几座大型反应堆。从1941年开始,美国着手建立用于第一颗原子弹爆炸式链式反应,曼哈顿计划的辉煌以1945年在阿拉莫斯的首爆为标志,随后在广岛和长崎上空进行了爆炸。 

二、四代核电站 

    第一代核电站 
    自上世纪 50年代至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站,如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站,法国的舒兹(Chooz) 核电站,德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂,主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。 

    第二代核电站 
    第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化,以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600-1400MWe的标准化和系列化核电站,以美国西屋公司为代表的Model 212(600MWe,两环路压水堆,堆芯有121合组件,采用12英尺燃料组件)、Model 312(1000MWe,3环路压水堆,堆芯有157盒组件,采用12英尺燃料组件,),Model 314 (1040MWe,3环路压水堆,堆芯有157盒组件,采用14英尺燃料组件),Model 412(1200MWe,4环路压水堆,堆芯有193盒组件,采用12英尺燃料组件,)、Model 414(1300MWe,4环路压水堆,堆芯有193盒组件,采用14英尺燃料组件)、System80(1050MWe,2环路压水堆)以及一大批沸水堆(BWR)均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY,P4,P4′′也属于Model 312,Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。 
    第二代核电站是目前世界正在运行的 433座核电站(2007年12月底统计数)主力机组,总装机容量为3.72亿千瓦。还共有35台在建核电机组,总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后,各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进,在安全性和经济性都有了不同程度的提高。 

    第三代核电站 
    对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)提出了下一代核电站的安全和设计技术要求,它包括了改革型的能动(安全系统)核电站和先进型的非能动(安全系统)核电站,并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计,它们将成为下一代(第三代)核电站的主力堆型。 

    System 80+虽已通过美国核管会批准,但由于安全系统应用非能动太少,美国已放弃使用。美国西屋公司的AP 1000和法国阿海珐公司(AREVA)的EPR虽都满足第三代核电机组的设计要求,但各有优缺点:EPR的单机功率(约1600 MW)大于AP 1000的单机功率(约1100 MW),但它的能动安全系统比传统的能动安全系统更加复杂,不如AP 1000的非能动安全系统先进。 
    美国西屋公司设计的AP 1000是在其AP 600的基础上发展起来的,已可进行商业化应用。AP 1000是得到美国核管会最终设计批准(FDA)的GEN-Ⅲ+核电站,属于第三代革新型先进PWR(压水堆)核电站。AP 1000通过独特的非能动安全系统设计,使反应堆设计更加简单,堆芯损毁概率可忽略不计,提高了核电站的安全性和可靠性;实行模块化设计与建造,有利于提高核电站建造质量和标准化程度;配备行业最先进的全数字化仪表和控制系统,使核电站的运营更加简便。中国将引进此技术,在浙江三门和广东阳江建造四台核电机组,作为第三代核电自主化依托工程。 
    法国阿海珐公司(AREVA)开发了一种大型的欧洲压水反应堆(EPR),在1995年年中确定作为法国新的标准设计。EPR拥有革新性的设计并且有着所有轻水反应堆中最高的热效率,达到了36%。它有望提供比现有轻水反应堆更低的发电成本,在60年服役年限中核电站利用率可达到92%,属于第三代改进型先进PWR核电站。第一座EPR已在芬兰西南部小岛奥尔基洛托(Olkiluoto)建造并有望于2009 年开始运行。第二座将建造在法国北部城市弗拉芒维尔(Flamanville)。 

    第四代核电站 
    第四代核能系统概念(有别于核电技术或先进反应堆),最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出,始见于1999年6月美国核学会夏季年会,同年11月的该学会冬季年会上,发展第四代核能系统的设想得到进一步明确; 2000年1月,美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会,讨论开发新一代核能技术的国际合作问题,取得了广泛共识,并发表了“九国联合声明” 。随后,由美国、法国、日本、英国等国家组建了“第四代核能系统国际论坛(GIF)”,拟于2-3年内定出相关目标和计划;这项计划总的目标是在 2030年左右,向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统(Gen-IV)。 
    第四代核电合作项目中有6 种设计概念,包括三种快中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆是:带有先进燃料循环的钠冷快堆(SFR,Sodium-cooled fast reactor)、铅冷快堆(LFR,Lead-cooled fast reactor)和气冷快堆(GFR,Gas-cooled fast reactor),三种热中子堆是:超临界水冷堆(SCWR,Supercritical water-cooled Reactor)、超高温气冷堆(VHTR,Very-high-temperature gas-cooled reactor)和熔盐堆(MSR,Molten salt reactor)。这些设计特点都改进了经济性,增强了安全性,使废物和防止核扩散燃料循环最小化。 
    在所有第四代反应堆概念中,钠冷快堆具有最广泛的开发基。、法、俄、日和其他国家已做了大量研究工作。1951年以来,SFR已在8个国家取得了300堆·年以上的运行经验。目前在役的钠冷快堆有俄罗斯的BN-600快堆,法国的250 MW凤凰快堆和印度的40 MW快中子增殖实验堆(FBTR)。 

三、核电站堆型比较 
    我们根据冷却方式的不同将核电站分为两种类型:一是气冷堆,二是水冷堆。其中气冷堆经历了三个发展阶段:天然铀气冷堆、改进型气冷堆、高温气冷堆。水冷堆可分为三种类型:压水堆、沸水堆、重水堆。 

    气冷堆:重新崛起后难以打开市场 
    气冷堆是指用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆。用二氧化碳冷却的石墨气冷堆,曾在核电站的发展中占领先地位,但很快就让位于轻水堆,并将逐渐退出反应堆的历史舞台。目前关于气冷堆的研究,越来越集中在用氦气冷却的高温气冷堆上。然而高温气冷堆技术上比较复杂,造价高,一时还难以推广。 
    天然铀气冷堆原称镁诺克斯堆。以金属天然铀为燃料,二氧化碳为冷却剂。它的堆心由精纯的石墨块堆砌而成。在石墨砌体中有许多装有棒状燃料元件的通道,以便加压的冷却剂流过,将堆内的热量带出。为了改善传热,燃料元件包壳上带有许多肋片。从堆心出来的热气体在蒸汽发生器中将热量传给二回路内的水以产生蒸汽,然后借助于循环风机将二氧化碳冷却剂压送回堆心。整个堆心包容在一个钢制或预应力混凝土的压力壳内。第一座天然铀气冷堆电站是1956年开始运行的英国卡德蒙尔核电站。这种堆型的最大优点是采用价廉易得的天然铀;缺点是功率密度低,堆心体积大,造价高,同时受金属铀和镁合金许用温度的限制而使冷却剂的出口温度只能达到400℃左右。因而所产生的蒸汽参数较低,核电站的热效率仅为30%左右。因此,在60年代末便不再建造此种堆了。 
    改进型气冷堆 (AGR):为了提高冷却剂的堆心出口温度和蒸汽发生器传热效率,从而提高二回路的蒸汽参数和热效率,将燃料元件的包壳改用不锈钢,燃料改用二氧化铀。由于采用这些材料会使堆内的有害中子吸收增大,因此需将二氧化铀中的丰度提高到2~3%,即使用低浓铀燃料。其堆心结构与天然铀气冷堆类似,但蒸汽发生器布置在反应堆四周并一起包容在预应力混凝土压力壳内。二氧化碳冷却剂的堆心出口温度为 650℃左右。英国自1965年起已建造了14座改进型气冷堆,装机容量8658MWe。 
    高温气冷堆用氦气作冷却剂,石墨作慢化材料,采用包覆颗粒燃料和全陶瓷的堆芯结构材料。采用氦气作为冷却剂以替代二氧化碳是因为氦气传热性能好。高温气冷堆具有三个优点:①安全性好。高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。美国电力研究所(EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10-5/堆·年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型,其估计的堆芯熔化概率低于10-7/堆·年,远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒,每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳,两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm,包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中,制造成直径为6cm的球形燃料元件。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内,实验表明,在1600℃的高温下加热几百小时,包覆颗粒燃料仍保持其完整性,裂变气体的释放率仍低于10-4。②燃料循环灵活。核燃料转换比高和燃料的燃耗深。高温气冷堆不仅可以使用高浓铀+钍燃料,也可使用低浓铀燃料。燃料的燃耗深度可达10万兆瓦/比。因此燃料的经济性好,燃料成本低。 ③发电效率可提高。模块式球床型高温气冷堆采用了余热非能动载出的特性,虽大大地增强了安全性,但是其单堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高温气冷堆可以提供950℃的高温氦气,充分利用其高温氦气的潜力获得更高的发电功率是提高其经济竞争力的主要发展方向。氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的主要发展方向。 
    水冷堆:压水堆核电站是主流 
    压水堆核电站以浓缩铀为燃料,以普通水作为慢化剂。浓缩铀棒内发生裂变反应,产生热量,主回路的水与燃料棒相接触就被加热。热水进入蒸汽发生器,此处二回路系统的水再通过管束与之相接触而转化为蒸汽,蒸汽推动汽轮发电机发电。然后在蒸汽进入凝汽器由外界河水或海水进行冷却,这个系统中反应堆主系统被隔离在压力容器里并与运行汽轮发电机的回路系统完全分离,从而提高安全水平并便于运行。 
    沸水堆又叫轻水堆,沸水堆核电站工作流程是:冷却剂(水)从堆芯下部流进,在沿堆芯上升的过程中,从燃料棒那里得到了热量,使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物,经过汽水分离器和蒸汽干燥器,将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部,它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机,造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。 
    沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力(约为70个大气压)下,水通过堆芯变成约285℃的蒸汽,并直接被引入汽轮机。所以,沸水堆只有一个回路,省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器,因而显得很简单。轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单,尺寸较。旒垡驳土,燃料也比较经济,具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀,目前采用轻水堆的国家,在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外,轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。 

    重水堆则主要是由加拿大原创开发的专门用于核能发电的压力管式重水反应堆,也叫CANDU(坎杜)堆。第一座示范CANDU堆于1962年建成并投入运行。CANDU机组大部分建在加拿大,近年来发展到韩国、阿根廷、罗马尼亚和中国等6个国家。我国大陆已建成和在建共有11台核电机组,其中秦山三期核电站的两台机组采用CANDU堆,其余都用压水堆。 
    目前的重水堆核电站所使用的冷却水是重水,在新一代先进重水堆设计中,冷却水将采用轻水,而重水的用途只限于作慢化剂,因而绝大部分重水可以省掉。以重水作为慢化剂可以减少中子的浪费,因此重水核电站可以天然铀作为燃料,而无须建设浓缩铀厂。重水堆采用不停堆换料运行方式,省去了轻水堆每年一次的停堆换料时间,有利于提高电站的利用率,目前,在全世界运行的核电站中,重水堆电站的年容量因子最高。 
    重水堆核电站的工作流程是:燃料产生的裂变热量传输给流过燃料通道的加压重水冷却剂,冷却剂通过闭合回路将热量带到蒸汽发生器,将热量传输给轻水。轻水沸腾产生蒸汽,驱动汽轮机和与其相连的发电机,使发电机发电。蒸汽离开汽轮机后冷凝成水,并返回到蒸汽发生器进行再循环。 

四、快堆堆型及两种水堆堆型介绍 

    钠冷快堆(SFR)SFR是用金属钠作冷却剂的快谱堆,采用闭式燃料循环方式,能有效地管理锕系元素和铀-238的转换。这种燃料循环采用完全锕系再循环,所用的燃料有两种:中等容量以下(150~500MWe)的钠冷堆,使用铀-钚-少量锕元素-锆金属合金燃料;(500~1500MWe)的中等到大容量钠冷堆,使用MOX燃料。前者由在设施上与反应堆集成为一体的基于高温冶炼工艺的燃料循环所支持;后者由在堆芯中心位置设置的基于先进湿法工艺的燃料循环所支持。两者的出口温度都近550℃。一个燃料循环系统可为多个反应堆提供服务。 

    钠在98℃时熔化,883℃时沸腾,具有高于大多数金属的比热和良好的导热性能,而且价格较低,适合用作反应堆的冷却剂。但是,金属钠的另外一些特性,又使得在用液态金属钠作快堆冷却剂的同时带来许多复杂技术问题。这些特性包括:钠与水接触发生放热反应;液态金属钠的强腐蚀容易造成泄漏;钠在中子照射下生成放射性同位素;钠暴露在大气中,在一定温度下与大气中水分作用会引起着火。钠的这些特性给钠冷快堆设计带来许多困难,因此,钠冷快堆设计要比压水堆设计复杂得多。这些可以通过反应堆结构及选材来解决。 

    SFR是为管理高放废物、特别是钚和其它锕系元素而设计的。这个系统的重要安全特性包括热力响应时间长,到冷却剂发生沸腾时仍有大的裕量,主系统运行在大气压力附近,在主系统中的放射性钠与发电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统,等等。随着技术的进步,投资成本会不断降低,钠冷快堆也将能服务于发电市场。与采用一次通过燃料循环的热谱反应堆相比,SFR的快谱也使得更有效地利用可用的裂变和增殖材料(包括贫铀)成为可能。 

    由于具有燃料资源利用率高和热效率高等优点,SFR从核能和平利用发展的早期开始就一直受到各国的重视。在技术上,SFR是Gen-IV6种概念中研发进展最快的一种。美国、俄国、英国、法国和日本等核能技术发达国家在过去的几十年都先后建成并运行过实验快堆,通过大量的运行实验已基本掌握快堆的关键技术和物理热工运行特征。我国在国家863高技术项目基金的支持下近十几年来也开展了相当规模的实验和理论研究。 

    二台气冷快中子堆项目已在美国兴建,第一个在宾州的纽约县,是一个40兆瓦的实验氦气冷却,石墨减速的反应堆,从1967年至1974年运行。另一个是在科罗拉多州的圣堡,它从1979年到1989年运行,在一个较高的温度下燃烧铀,钍燃料,产生330兆瓦的热功率。圣堡的燃料组件为六边形截面,其能量密度低,即使失去了主要的冷却剂也不会导致反应堆堆芯的立即过热。该反应堆因堆芯损坏,已关闭。这试验电站在1996年被改建为燃用天然气的联合循环电厂。 

    在建的其它示范气冷快中子堆技术,包括日本的石墨减速快中子高温气冷试验堆(HTTR),在1999年达到30 MWth满负荷。它使用细长和六角形燃料组件,和球状颗粒床核反应堆(PBR)设计不一像。测试表明,核堆芯的温度已达到制氢所需的高温。 
另外,由南非公用事业Eskom公司设计的300 MWth球床模块化反应堆(PBMR )采用闭式循环燃气轮机电力转换系统正在开发中。 

    最后,俄罗斯一个财团的研究机构与通用原子公司合作正在设计30-300 MWth燃气轮机模块化氦反应堆(GT-MHR )。整个的GT–MHR核电站(图3)基本上是载于两个相互关联且设在地下混凝土保护壳内的密封的压力容器组成。GT-MHR堆芯正在设计中,它能使用任何各种各样的核燃料(包括钍/高浓缩铀和钍/U-233),它甚至可以把武器级或反应堆级钚燃料转换成电能。 

    铅冷快中子反应堆( LFR )是一个快中子流核反应堆的设计,用于电力和制氢生产,以及锕系元素处理。LFR所具备的三个关键技术方面是它使用了铅的冷却,长长的弹药筒堆芯的使用寿命为 15年至20年,以及其模块化和小尺寸(潜在的适应它的部署在小电网区,或在偏远地方)。 

    铅冷快中子反应堆(LFR) 是DOE-NE所设想的立足于小型可安全运输的自主核反应器(SSTAR )的概念的第四代计划。开发SSTAR的主要任务是将提供增量发电,以满足发展中国家和偏远的无电网连接的社区的用电需要。国际上已经成功地示范了LFR技术。一个主要例子是俄罗斯的布列斯特快中子“增殖”反应堆,它既消耗燃料-钚(反应堆级的),又同时再生它的原材料。布列斯特技术是建立在俄罗斯的40多年的经验。铅-铋冷却的核反应堆已装备在阿尔法级潜艇上。 

    熔盐增殖反应堆 在20世纪60年代,美国开发了一个熔盐增殖反应堆,作为常规的快中子增殖反应堆的初步备用选择。最近的工作重点是研究锂和铍-氟冷却剂与溶解的钍和铀-233的燃料。能源部计划继续协同工作,在将来会与欧洲原子能集团合作研究熔盐反应堆(MSR)的计划。

    超临界水冷式反应堆(SCWR) 超临界水冷式反应堆的常规岛和被动式安全功能和BWR相类似,但是却简单得多,因为冷却剂在核反应堆中并没有相变的阶段。超临界水直接驱动涡轮机,故它没有任何二次蒸汽系统。日本处于领先的地位,正在进行的一项国际努力,目的是要解决最紧迫的材料和系统设计的不确定性等问题,需要证明超临界水冷式反应堆SCWT的技术的可行性。 

    超高温核反应堆(VHTR )/下一代核电厂( NGNP)的主要任务具有生产电力和氢气二个功能。VHTR / NGNP参考系统包括一个氦气冷却,石墨慢化,热中子反应堆。它是采用间接循环来生产电力和氢气,中间换热器供应氢气生产示范设施和燃气涡轮发电机发电。也可提供工艺过程的加热蒸汽,如煤的气化和热电联产。 

    该VHTR已获得了较高的经济印象是它的制氢的生产效率高和安全性和可靠性等级高,由于燃料和反应堆具备固有的安全特征。它也在抗增殖和物理保护方面有良好的评价,和因它采用开放型或直流式的燃料循环,其可持续性的评级为中性。虽然VHTR / NGNP需要进一步研发改进燃料的性能和耐高温材料,它从较早的气冷快中子堆GFR,燃气轮机模块化氦反应堆GT–MHR和球床模块化反应堆PBMR进展中得益。 

    该VHTR/ NGNP ,预计最早可在2015年进行开发。 DOE-NE计划目标是在2030年和其他第四代核堆系统,进行部署和开发,世界上许多核电厂将获得经营许可证或它接近运行届满之日。能源部的核电项目已列入了第四代核堆至2010年规划配合该机构,以确保一切努力的结果都以风险为本。在新项目上,按照科技中立的原则发放运行许可证牌照。 

    VHTR/ NGNP有一个特别的原因。虽然能源部资助的研究分成几个反应堆的概念,VHTR /NGNP已放在首位,因为它是在2005年能源政策法案第641条款提出,第645条款通过12.5亿美元的拨款。指定于2021年前在爱达荷国家实验室,用于设计和建造一个原型NGNP项目。这个原型是预期热效率为48%,生产氢气和电力,使工艺加热与零碳足迹(footprint)得到广泛的应用,如合成煤气生产和燃料煤的液化转换。 

五、中国先进研究堆(CARR)

中国先进研究堆是由中国原子能科学研究院自主研发、设计和建造的。 

  2010年5月,实现首次临界。所谓“临界”,就是核裂变产生出的新中子数量刚好满足反应堆继续裂变的需要,使反应堆铀的链式反应得以恒定的速率持续进行下去的工作状态。 

  中国先进研究堆的建成为我国核科学研究及核技术开发应用提供了一个重要的科学实验平台,也是我国核科学技术研究能力达到较高水平的重要标志。 

  中国先进研究堆占地面积约2.3公顷,反应堆功率为60MWt,重水反射层最高未扰热中子注量率达8×1014n/cm2·s,在同类中子束流研究堆中其主要技术指标位居于世界前列,亚洲第一。 

  中国先进研究堆是一座高性能、多用途、安全可靠的核反应堆装置,并配套相关实验终端。建成后可开展核物理与核化学等基础科学研究,开展中子散射实验、反应堆材料及核燃料考验、中子活化分析等,同时可应用于放射性同位素生产及单晶硅中子掺杂等。 

    中国先进研究堆完全自主研发、设计和建造,具有自主知识产权并形成了多项自主创新技术成果。从堆型选择到反应堆设计、调试以及建设组织,全部由中国原子能科学研究院承担。反应堆主要设备的研制,也是由中国原子能科学研究院组织国内相关厂家共同技术攻关完成,设备国产化率达到90%,其中燃料元件、堆本体及堆芯容器、控制棒驱动机构、全数字化的控制及保护系统、反应堆密封操作大厅、装卸料机等技术在国内均为首次研制应用。该项目的实施,不仅提升了我国核反应堆的研发设计水平,也促进了企业设备国产化、建造自主化能力的进步。

六、中国实验快堆工程(CEFR)

中国实验快堆工程属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程,是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内,这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建,总投资达13.88亿元人民币,中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。是国家863计划中投资最大的专案之一。 

    工程总建筑面积43500平方米,包括核岛厂房,核岛专用厂房,汽轮发电机厂房(包括连廊),其中核岛厂房建筑面积36000平方米,地下一层,地上十层,东西长64米,南北宽79.65米,3米厚的筏板座落于砂卵石层上,筏板底标高为-7.7米,反应堆大厅顶盖采用圆形砼拱顶,顶标高为57米。整个厂房均为现浇砼结构,其筏板砼总量14600平方米,钢筋2800吨。围绕建设中国实验快堆的目标,中国原子能科学研究院在"七五"、"八五"开展了多项课题研究,并于"八五"开始工程设计。由于这是国内首次自主研究、设计、建造和管理,与国内在建的核电工程相比,技术更复杂,管理难度更大。 

    在实验快堆建设过程中,以钠为冷却剂,首次将非能动余热倒出系统应用于快堆,正在国际上也是首次。该系统的设计原理式依靠自然对流和自然循环倒出余热,不用阀门和泵,初打开空气冷却器风门为主动动作外,其余全部由非能动原理试验。该系统可以保证在全厂断电、地震和失水三种最严重的事故状态下,将堆芯余热倒出,从而保证反应堆的安全。 

    该实验堆热功率65MW,试验发电功率20MW,共分15个子项、219个系统。1995年底由有关部门批准立项,自1998年10月开始负挖,2000年5月30日浇灌第一罐混凝土,2000年7月18日,国家主席江泽民与俄罗斯总统普京出席《中俄两国政府关于在中国建造和运行快中子实验堆的合作协议》的签字仪式,将中俄两国的快堆技术合作推到国家一级的新高度。2002年8月核岛主厂房封顶,2005年8月11日堆容器首批大型部件吊入反应堆大厅安装。计划于2009年6月建成达到临界,2010年6月试验发电。 

    自1987年快堆项目列入“863”计划以来,获省部级以上科技成果奖36项,获各种荣誉称号50余人次。快堆项目的主要研究手段包括:CEFR堆、30多台套实验台架、较为完整配套的快堆设计、分析软件等。 

    1987年,快堆项目纳入国家“863”计划,核工业部拨专款为快堆技术发展建设了约18000平方米的快堆研究实验设施,包括综合实验楼、钠工艺、热工和安全、部件考验和零功率实验楼等实验设施。在“863”计划中安排有9大课题61个子课题,建成约20台套实验装置和钠回路,开发了设计计算程序,为CEFR工程设计提供了技术基础。1992年,完成概念设计。1995年,委托俄罗斯完成部分系统的技术设计。1997年,完成初步设计。2005年,完成施工设计。1995年12月,CEFR工程立项后,相继完成了厂址四通一平等一系列前期准备工作,于2000年5月开工建设。2008年12月,中国实验快堆完成全部安装转入综合调试,并计划于2009年实现首次临界,2010年实现并网发电。 

    快堆在我国核能利用的战略布局中占有十分重要的地位,按照规划,我国快堆工程发展分三步走,第一步,建造实验快堆,主要目的是积累设计、建造和运行经验,并辐照考验燃料、材料和快堆设备。第二步是设计、建造和运行电功率60万千瓦以上的中国原型或示范快堆,已申报纳入2006-2020国家中长期科技规划,目前已开始设计准备,该堆将于2020年建成运行。 

    第三步是建设100-150万千瓦电功率大型高增殖商用快堆核电站,预计2025年建成,2030-2035年批量建造推广。这样,约25-30万吨天然铀即可支持压水堆-快堆联合发展,实现2050年24000万千瓦或更大核电容量的宏伟目标。快堆核电站进入“壮年期”后将会给国家核能的可持续发展和国家能源供应的安全性做出重大贡献。


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