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user: 3. 部分国家钠冷快堆的发展 3.1. 日本 1967年常阳(Joyo)实验快堆建成，1977年首次达到临界。2003年将功率提高到140 MW，2007年退役。日本原子能机构JAEA计划在2021年重启此核电站。建造常阳实验快堆的最初目的是为了证实FBR(快中子增殖反应堆)的增殖特性、安全性和稳定性，此后为了进一步研究快中子反应堆的特性，常阳堆经过了两次改进。最初的MK-I完成了满功率75 MW的目标。1982年改进为MK-II，在75 MW全功率运行时，常阳堆主流完成了从强制循环到自然循环的平稳过渡 [ 10 ] ，并完成了一系列燃料组件的辐照实验。2003年改进为MK-III [ 11 ] ，改善了整体照射性能，对各种燃料和材料进行了多种不同程度的辐照实验，引入次量锕系元素与燃料共同参与闭式循环。 文殊(Monju)是1991年建成的280 MW原型快堆，采用UO 2 -PuO 2 作为燃料。1994年首次达到临界，1995年在操作测试过程中发生钠泄露严重事故导致其停堆，2010年重新启动。作为商业化原型反应堆， Table 1 Constructed SF reactor type power thermal/elec MWt/MWe fuel country notes BOR-60 experimental， loop 55/10 oxide Russia 1969~ BN-600 demonstration， pool 1470/600 oxide Russia 1980~ BN-800 experimental， pool 2100/864 oxide Russia 2014~ FBTR experimental， pool 40/10.6 carbide India 1985~2030 PFBR demonstration， pool 1250/500 oxide India (2017) CEFR experimental， pool 65/20 oxide China 2010~ Joyo experimental， loop 140/~ oxide Japan 1978~2007 maybe restart 2021 Monju prototype， loop 714/280 oxide Japan 1994~1996，2010~ BOR-60 experimental， loop 55/10 oxide Russia 1969~ BN-600 demonstration， pool 1470/600 oxide Russia 1980~ 表1. 已建钠冷快堆 文殊有以下任务： 1) 进行辐照测试实验，获取燃料和材料照射的重要数据。 2) 研究在燃烧钚和铀混合氧化物过程中的增殖性能。 3) 验证系统及各种设备的安全稳定性能。 4) 建立钠处理技术的经验。 日本和法国计划于2019年完成600 MW Astrid示范快堆的基础设计，包括整个电厂系统、堆芯捕集器、抗震结构和反应堆压力容器结构 [ 12 ] 。在参加法国Astrid钠冷示范快堆发展计划的同时，JAEA在其快堆循环技术FACT发展项目中称，预计在2025年左右建成示范快堆JSFR，旨在实现快堆的安全可靠、经济竞争力，使快堆迅速商业化。 JSFR的技术优势主要有以下几点： 1) 燃料元件采用混合氧化物为核心燃料(其中包括次要锕系元素)，同时采用可承受高辐照剂量和耐高温的ODS (Oxide Dispersion Strengthened)覆盖层钢来实现高燃耗降低燃料的成本 [ 13 ] 。 2) 非能动停堆系统(SASS) [ 14 ] [ 15 ] 用于事故工况下反应堆的安全停堆，增强安全性，防止ATWS (Anticipated Transient without Scram)造成的堆芯安全事故。 3) 燃料组件中设置内部管道结构，在发生堆芯熔融事故时增强对熔融燃料的排放，同时限制堆芯在高温情况下的反应性能。 4) 采用紧凑型反应堆容器，为容器的上部设置狭缝结构(UIS)，使燃料装卸装置与伸缩臂可以在这个区域内移动，节省空间。 3.2. 俄罗斯 原型快堆BN-600(功率为1470 MWt/600 MWe)于1980年2月达临界，4月首次并网送电，次年12月达到满功率运行。2010年达到设计寿命30年，并已延长其寿命至2020年，并且，俄罗斯有进一步延长5年寿命的计划 [ 16 ] 。BN-600是俄罗斯所有核电机组中运营和生产记录最佳的核电站，近年来主要使用浓缩氧化铀为17%~26%的MOX为核燃料，为俄罗斯的快堆发展贡献颇高 [ 17 ] [ 18 ] 。 BN-800是在BN-600的技术基础上建成的，2014年6月实现首次临界，2015年12月10日并网。BN-800的主要任务之一是掌握铀–钚混合燃料和闭式燃料循环技术 [ 19 ] [ 20 ] 。反应堆中约有200 kg的次要锕系元素，BN-800对这些次要锕系元素的处理为BN-1200提供操作经验和技术解决方案。BN-800与BN-600相比有以下改进：在BN-800反应堆装置和动力机组中全面引入了许多新的原则性方案，主要是进一步提高BN型钠冷机组的安全性水平。反应堆既能使用MOX燃料，也能使用其他先进混合铀–钚燃料(氮氧化物、金属燃料)，还能变换各种屏蔽组成。因此，反应堆中可以获得各种增殖水平 [ 19 ] 。 BN-1200是OKBM Afrikantov公司下一步的第四代反应堆设计目标，俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)表示将在2019年做出有关建设首台BN-1200钠冷快堆机组的决定，预计将在2025年前后投入商业运行。俄罗斯政府计划在2030年前新建11台核电机组，包括2台BN-1200机组。BN-1200基于BN-800的设计，更加安全，更加有经济效益，铀的利用率又有所提升 [ 21 ] [ 22 ] ，主要包括几方面的技术革新： 1) MOX的最大燃耗水平在实验燃料组件中由11.8%提升至14%、17%、20% (分别对应平均燃耗水平为90、115、130 MW . d/kg)，降低了燃料组件的后处理成本。 2) 换料周期增加至330天/次，在反应堆运行期间增加了设备的可靠性并减少了维修成本。 3) 将核心燃料的体积分数提高到0.47，相应提高了增殖比，降低了燃耗的损失。 4) 将燃料元件的直径从BN-600，BN-800的6.9 mm增加至9.3 mm，燃料组件尺寸从96 × 2 mm增加为181 × 3.5 mm。 3.3. 美国 美国快堆技术发展较早，技术也相对成熟。但受美国现阶段核能发展战略的制约，目前SFR的研究主要是对早期Prism、EBR技术的改进。 PRISM是通用–日立(GEH)公司在其30多年研发工作基础上开发出的840 MWt/311 MWe创新型小模块化钠冷快堆，其主要技术基于EBR-Ⅱ原型一体化快堆。GEH将和南方核开发公司(SND)共同参与美国能源部(DOE)的先进反应堆发展计划，其中包含Prism的改进设计，特点在于： 1) 与其他快堆的理念不同，目前Prism主要应用于乏燃料的处理。据GEH表示，Prism反应堆技术可用于处理轻水堆产生的大量长寿命放射性核废物。假设全球库存乏燃料中含有17.8万吨核废物，每个家庭年耗电3400 kWh，使用Prism可为全球家庭供电200年 [ 23 ] 。 2) 当燃料在堆内达到辐射损伤极限时，它可以对燃料元件进行融化–精炼(melt-refining)的修整过程，使燃料可以继续使用从而有效的提升了燃耗 [ 24 ] 。 2015年9月，Terrapower公司与中国核工业集团(CCNC)签订一项在中国建设发电功率为600 MWe的原型反应堆TWR的协议，计划于2030年左右建成。TWR概念最早由美国能源部劳伦斯利弗莫尔实验室于二十世纪五十年代提出，目前仍然处于技术设计阶段。TWR通过对堆芯燃料的巧妙布置，核燃料可以从一端富集铀启动点燃，裂变产生后燃烧在原位增殖产生的燃料，形成“行波”。行波拥有自身可持续反应的机制和可以在增殖材料中像波一样传播裂变反应的特点，每年传播速度为几厘米，在后续运行过程中，只需添加天然铀或贫铀就可以维持长时间的运行 [ 25 ] 。 相比于一般快堆的设计概念，TWR主要提倡在不更换燃料的情况下保证长时间的运行。基于这种理念，设计者提出CANDLE燃烧策略，即在堆芯运行寿期内轴向的中子通量密度和功率分布保持恒定 [ 26 ] 。TWR的这种燃耗设计方式使它具有以下优点： 1) 由于径向各点的功率特性不随燃耗变化，对径向功率的控制十分简便，不同燃耗期内的功率控制策略不变 [ 27 ] 。 2) 因为径向各点的功率特性，冷却剂的流量不需要大的变化。 3) 燃料循环方式不同，TWR采用一次通过方式，不进行后处理；并且长的运行寿期使TWR的核废料产生较少 [ 25 ] 。 TWR的以上特性使其成为近乎完美的核能利用装置，燃料深度可达400 GWd/tHM，是现有快堆的3~4倍、压水堆的6~8倍 [ 28 ] 。但是，在实际实施上由于其过高的燃耗对材料和热工设计方面的要求较高，现阶段还未有原型堆建设成功。 3.4. 印度 印度提出核电发展三阶段计划：第一阶段建设重压水堆，装机容量达10 GWe；第二阶段建设钚铀氧化物混合燃料(MOX)增殖快堆，装机容量达275 GWe；第三阶段通过临界反应堆和加速器驱动次临界系统利用印度本土巨大的钍资源 [ 3 ] 。 印度FBTR回路式钠冷实验快堆建于1972年1月1日，使用铀钚碳化物作为燃料，换料周期50天 [ 29 ] 。1985年10月18日达到临界，功率为10.6 MWe/40 MWt。FBTR在运行过程中进行过两次改进：起初FBTR为MK-I：燃料元件组分(70% PuC + 30% UC)。1996年改进为MK-II：燃料元件组分(55% PuC + 45% UC)。2006年在堆芯外围装载MOX燃料(44% PuO 2 + 56% UO ２ )。因其良好运行，寿命延长20年 [ 30 ] 。FBTR用于燃料和材料开发方面的研究照射(如对金属燃料棒进行辐照测试实验)，测试辐射损伤并且进行放射性同位素生产。 基于FBTR运行经验，PFBR池式钠冷示范快堆于2004年启动建设，使用MOX为燃料，拥有40年设计寿命，预定2010年首次临界，电功率达500 MWe。但由于MOX燃料制造困难，快堆首次临界至少推迟至2017下半年 [ 31 ] 。目前快堆已完成建设，正向原子能监管委员会(AREB)申请装填钠，装载燃料，反应堆临界和发电等阶段的许可。PFBR成功运行将会推进燃料制造、乏燃料后处理、废物管理和固化等封闭式燃料处理技术。相比FBTR，PFBR中钚占铀钚的比例只有0.25 (PFBR两种堆芯燃料占比0.7和0.55) [ 32 ] 。 印度计划在FBTR成功运行一年后再建2 × 600 MWe双机组快堆FBR-600 (FBR-1，FBR-2双机组)。再于2030年后建设4座600 MWe功率快堆 [ 33 ] ，相比PFBR，FBR-600主要在堆芯设计上进行改进： 1) 安全性：限制钠空泡反应性低于1$ (PFBR为2.7$)，符合福岛事故后新制定的安全标准，拥有60年设计寿命，改进反应堆装配设计提升了安全性能。 2) 高效性：单机功率提升到600 MWe并提出2 × 600 MWe双机组概念，利用铬锰合金代替不锈钢作管道材料，拥有3个30米蒸汽发生器环路(PFBR为4个28米环路)。 3) 经济性：只需更短的施工时间(5年)并减少约25%燃料库存 [ 34 ] 。 此外，印度准备2023年建设115 MWt功率的MFTR金属燃料示范堆以验证金属燃料的可用性，并在获得相关经验后于2028年建设600 MWe功率的MDFR金属燃料示范快堆。 3.5. 中国 中国FBR研发始于1964年。2003年，中国首个实验快堆CEFR建造完成。2010年7月首次临界，2011年7月并网成功，但发电功率仅为设计功率20 MWe的40% [ 35 ] 。CEFR燃料高度45 cm，共有150 kg钚(其中 239 Pu占98 kg)。 CEFR的安全性优势： 1) 在一回路钠净化系统取钠管上设置虹吸破坏装置，以非能动方式减少失钠事故中液态钠的泄漏量[ 36 ]。 2) 设计有负的温度效应、功率效应和堆芯空泡效应。 3) 设有独立的非能动事故余热排出系统，非能动钠接盘、堆容器、非能动超压保护系统、非能动冷却超压保护器等一系列非能动安全设施 [ 7 ] 。 CEFR运行主要目的是进行燃料元件、冷却系统和电站功能等快堆技术的相关实验。但发电功率不足，证明CEFR在升功率过程中尚有许多问题需要注意 [ 37 ] ： 1) 对核测功率进行标定，使之与实际热功率相匹配。 2) CEFR升功率运行时，要综合考虑反应堆功率、钠泵转速、二回路主冷却系统流量计等因素，适当降低二回路钠泵转速。 3) 对IHX、SG中的钠温测量仪表进行标定，并改进仪表的安装工艺。 基于CEFR的运行经验，1000 MW原型快堆CDFR-1000计划于2017年开始设计建造。CDFR-1000一期工程规划建造2 × 800 MW钠冷快堆机组，它是一个三环路功率为2500 MWt的池式钠冷快堆，采用MOX为核燃料，增殖比为1.2，有316个核心燃料组件，寿命约为40年。同时CEFR设计有非能动余热排出安全系统来确保反应堆安全。到2030年将升级为CCFR，使用MOX + 锕系元素或者金属 + 锕系元素作为燃料。 CDFBR-1200计划于2028年建成，CDFBR-1200完全符合第四代反应堆标准，其核燃料不再是MOX而是U-Pu-Zr合金，增殖比上升至1.5。 除已建快堆，世界各国还有一些快堆计划投入建设，如表2所示。