核电前沿技术

第二节　核电前沿技术

一、核电发展史

1942年12月2日，美国芝加哥大学的费米领导他的团队成功完成了第一座原子核反应堆的首次自持链式反应实验。人类从此走上探索利用核能技术提供日常能源的道路。

1954年，苏联建成电功率为5000千瓦的实验性核电站；1957年，美国建成电功率为9万千瓦的希平港原型核电站。这两个核电站的建成拉开了核电站开发与建设的序幕。经过几十年的发展，核电技术已由第一代走到第四代。不仅如此，围绕着核燃料的稳定供应、核废料的安全处置等问题，新的技术方向也在不断涌现。从第一代到第四代，推动核电技术不断向前发展的动力主要源自安全。

鉴于原子弹爆炸所产生的巨大放射性污染，人们担心核电站也存在类似的威胁，对核能产生装置在运行过程中产生的各种放射性核素的辐射问题十分关注。因此，安全问题贯穿了核电技术发展的始终。中国从20世纪70年代发展第一代核电技术伊始，就十分注重安全性问题。

因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，20世纪七八十年代是核电工业的黄金年代。国际原子能机构提供的数据显示，世界核电站的新增速度在1985年达到顶峰。目前，世界上商业中运行的400多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。随着第二代核电技术的发展，除了安全性之外，人们也开始考虑经济性问题。这两个问题也是第三代核电技术要致力解决的主要问题。

1986年切尔诺贝利事件使新建核电站数量直线下降。因为旧核电站退役的缘故，1998年的核电总装机容量甚至出现了负增长。

进入21世纪后，随着全球气候变化，核电作为一种清洁能源的优势开始凸显，对有减排压力的国家来说，核电站建设又有了一个新的理由。自2004年开始，核电复兴的浪潮渐渐成形。全世界现有数十座用于发电的核动力堆正在建设，预计2010年至2020年期间，全球将会建设更多的核电站。正是核电站大规模建设和核废料处理的双重压力，催生了以快堆为代表的第四代核电技术，而其主旨就是要解决核电的可持续发展问题。

第四代核电技术包括6种堆型，分别是钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超临界水堆、熔盐堆和超高温堆，其中快堆就占了3种。中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快堆——中国实验快堆属于钠冷快堆。

核电站

钠冷快堆是所有堆型中的“种子选手”，已建成的有18座。其余的堆型尚停留在技术研发阶段。

二、快　堆

（一）热堆

国际原子能机构最新统计数据显示，截至2010年5月，全世界共有438座反应堆在运行。这些反应堆绝大多数是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。热堆消耗的主要核燃料是铀235。自然界中铀235的蕴藏量仅占0．71%，其余绝大部分是铀238，占99．2%。按照中国核电发展规划，2020年中国在役核电机组将达到70座以上，装机容量将达到70吉瓦，占总装机容量的5%以上。据估计，到2030年中国核电比例将达到约10%；2050年将可能超过400吉瓦，比目前全世界核电装机容量的总和还要多。这将给核燃料供应带来极大挑战。如果继续采用热堆技术，240吉瓦压水堆运行60年就需要240万吨天然铀，而全世界每千克130美元以下的铀资源不足500万吨。

（二）快堆

为了更合理地利用有限的核燃料资源，目前正在研究快堆（即快中子增殖反应堆）。快堆使得裂变产生的快中子，除维持链式反应外，还有一部分被铀238吸收。铀238吸收中子后变成铀239，而铀239是不稳定的，经过β衰变，变成钚239，从而生产出可裂变的核燃料。这种反应堆每消耗一个铀235或铀238原子核，平均能生成多于一个的钚239原子核。

快堆技术之所以能够破解铀资源短缺难题，是因为这种反应堆的燃料不是铀235，而是钚239。钚239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀238变成可用燃料钚239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料会越烧越多，快速增殖。

国际原子能机构提供的数据显示，发展快堆，可以将铀资源的利用率提高到60%～70%。这也使得贫铀矿有了开采价值，世界上可采的铀资源将提高1000倍。

压水堆核燃料在燃烧之后，会产生具有高放射性的乏燃料，其处置需要大量资金。不过，如果将乏燃料进行处理，放入快堆中回收利用，放射性物质的衰变期将从几百万年变为两三百年，同时还能大大减少核废物处置量，由此降低乏燃料储存的长期风险。

中国实验快堆

三、未来先进核裂变能

核能长期持续发展的主要瓶颈是废料处理和燃料稳定供给。近来，中国科学院针对这些核心问题，提出了以建立加速器驱动的次临界系统（ADS）嬗变系统和钍基核能系统为最终目标的“未来先进核裂变能”战略性先导科技专项。

这一项目，就是瞄准了核燃料的稳定供应和核废料的安全处置两大关键问题。

（一）钍基核能系统

未来先进核电站要满足核燃料多样化的要求。与铀238类似，钍232也是潜在的核燃料，它吸收一个中子后转变为易裂变的铀233。因此核燃料循环有铀—钚循环和钍—铀循环两种。与现有的核电前沿技术相比，基于钍—铀循环的钍基核能系统具有许多突出优势。

1．铀—钚循环

能把铀转化为核燃料钚的铀—钚循环已实现工业规模的生产，现在运行的核电厂均采用铀—钚循环。

以反应堆为中心，核燃料进入反应堆前的制备过程叫做核燃料循环的前段，核燃料卸出反应堆后的处理和处置过程叫做核燃料循环的后段。

核燃料循环的前段大致包含4个环节。第1个环节是铀矿的地质勘探。第2个环节是铀矿石的采冶，包括矿石的开采和铀的提取。第3个环节是铀浓缩，即通过同位素分离，提高铀235的丰度。第4个环节是核燃料棒的制造。经过前面3个环节得到的铀，还须被制成形状、尺寸合乎规范的燃料棒，才能被作为燃料使用。

核燃料循环的后段大致也包含4个环节。第1个环节是乏燃料中间储存。在核电厂反应堆换料过程中卸出的乏燃料，由于具有高放射性活度和衰变热，必须经过相当长时间的冷却存放，才可进行下一阶段操作和处理。第2个环节是乏燃料运输。未辐照核燃料的放射性强度很低，而乏燃料情况完全不同，因此必须考虑运输时的屏蔽和安全等问题。第3个环节是乏燃料的后处理。乏燃料从堆内卸出时，总含有一定量原有的和新生的裂变燃料。提取这些裂变燃料以及其他有用的放射性裂变产物，是乏燃料后处理的主要目的。第4个环节是放射性废物的处理和最终处置。目前对短寿命的低、中放废物采用近地表处置，对长寿命的低、中放废物和全部高放废物采用深地质层埋藏处置。

核燃料组件装入反应堆压力容器

针对核电厂反应堆卸下的乏燃料，目前主要有“一次通过”和“闭式循环”两种处理方式。

“一次通过”方式是指乏燃料经过中间储存冷却一段时间后，作为废物被送入深地质层处置或长期储存的方式。这种方式的优点是概念简单，处理成本可能较低；不会产生高纯钚，核扩散风险低。缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年；铀资源没有得到有效利用。目前世界上选择核燃料“一次通过”方式的国家主要有瑞典、加拿大和西班牙等。美国曾经支持“一次通过”方式，但现在已转向了“闭式循环”方式。

“闭式循环”方式，是指对乏燃料中所含的大部分有用核燃料进行分离回收、循环利用的方式。这种方式费用可能较高，存在核扩散的风险，但提高了铀资源利用率，实现了废物最少化，缩短了地质处置的延续时间。除美国外，采取“闭式循环”方式的国家还有法国、英国、俄罗斯、日本和印度等，中国也采用这种方式。

2．钍—铀循环

核能发电目前是以铀235为主要原料，但铀235含量高的矿藏正在急剧减少。能取代铀235的核燃料之一是铀233，但它在自然界并不存在，得用钍232来制造。

钍232在热中子反应中，可以产生可分裂的铀233；在变更轻水炉的设计时，较为简便。钍矿的蕴藏量也较铀矿丰富，约为铀矿的3～5倍，且较便宜。故采用钍以后，不但可以降低铀的需求量，达到更好的利用率（约提高50倍），减少分离工厂的设立；还可延长反应器的使用年限，降低发电成本。

国际原子能机构大楼

国际原子能机构对钍—铀循环持肯定态度。早在2005年4月，国际原子能机构就有报告指出，钍—铀循环不仅产生低放废料，且消耗低；钍—铀循环转换效率比铀—钚循环更高；钍—铀循环可在更宽的中子谱内进行；钍基核废料的长期和永久储存处理较简单；钍—铀循环有利于更彻底地消耗钚和废料的放射性毒性。

要利用钍—铀循环，开发钍232的核能价值，就必须掌握钍的完整的核数据，深入理解和掌握从钍232到铀233的转换规律，同时要研究适应钍的特点的反应堆。

基于钍—铀循环的钍基核能系统现在还只是处于科研阶段，还有大量的基础工作要做。中国计划在到2015年左右的第一阶段，集中力量加强钍—铀循环和熔盐反应堆技术的基础研究和技术攻关，在此后的2020至2030年前后，力争完成10兆瓦的钍基熔盐原型堆和100兆瓦的示范堆。

（二）ADS嬗变系统

未来先进核裂变能技术的另一目标是要彻底解决核废料的长周期放射性问题。目前国际核能界正致力于发展核的嬗变技术，以便于进一步对分离出来的核废料在经嬗变（使其放射性寿命从数百万年降低到约700年）后再进行地质深埋，从而使人类能够在现有的技术条件下安全处置核废料，消除公众对核废料污染的疑虑。

理论上，快堆和ADS嬗变系统都能嬗变核废料。国际原子能机构研究认为，ADS具有更高的中子余额和更硬的中子能谱，对嬗变更有利，是安全处置核废料最有潜力的工具。根据中国核能可持续发展战略，快堆侧重于核燃料增殖，而ADS更侧重于核废料嬗变，是处理核废料更合理的选择。

在ADS嬗变系统方面，中国科学院初步拟定了三阶段计划，将分别在2016年、2022年和2032年前后，先后建成预研装置、实验装置和示范装置。此后将进入技术转移及商业应用和推广阶段。