中国先进研究堆
中国实验快堆
北京放射性核束装置
核燃料后处理放化实验设施

中国实验快堆

    中国实验快堆是国家“863”计划最重大项目,列入了国家中长期科技发展规划前沿技术研发目标,是我国快中子增殖反应堆(快堆)发展的第一步。其核热功率65兆瓦,实验发电功率20兆瓦,是目前世界上为数不多的具备发电功能的实验快堆,该技术方案符合世界快堆发展趋势,主要参数和系统设置接近商用快堆,具备了大部分原型快堆的一些结构特点,适宜于向下一步商用快堆电站跨越。其优点包括核燃料增殖和放射性废物嬗变。核燃料增殖是利用占天然铀绝大部分的U238吸收中子后经过衰变转化为易裂变Pu239,通过这种方式,可以将铀资源利用率从压水堆的不到1%提高到60%以上。放射性废物嬗变是将压水堆核电站及其它核设施产生的长寿命放射性废物,转化为相对短寿命的放射性核素(从数百万年降低到几百年),一座快堆可以支持5~10座同功率压水堆长寿命废物的嬗变。中国实验快堆还采用了负反馈设计、非能动安全系统等前瞻性安全设计,以保证环境和公众的绝对安全,其安全特性指标已达到第四代先进核能系统的要求。该项目由国家科技部、国防科工局主管,中国核工业集团公司组织,中国原子能科学研究院具体实施。中国实验快堆于2010年7月21日实现首次核临界,2011年7月21日成功实现首次并网发电,2014年12月18日实现满功率稳定运行72小时,2015年12月22日实现满功率稳定运行144小时,2016年12月31日完成首次大修。

    通过项目实施,我们不仅实现“建立装置,掌握技术,培养人才,开展实验”的建堆目标,还在实验设施、技术、人才、经验等方面取得了丰硕的成果。主要体现在以下几个方面:

    1、技术能力得到重大提升。通过项目实施,我国目前已经掌握快堆绝大部分核心技术。建立了一套快堆标准规范体系,开发出了一套用于钠冷快堆设计和安全评价的软件库,形成了可开展快堆物理、热工、力学、安全、材料、燃料、设备等方面研究的几十套实验装置。通过中国实验快堆的自主设计和建造,我国已形成实验快堆规模的快堆设计、建造、调试和运行能力,这为下一步商用快堆电站的开发奠定了坚实的基础。

    2、研产结合促进了产业技术进步。通过与全国多家企业联合攻关,实验快堆设备国产化率达到70%。其中包括我院与中国第一重型机械集团联合研制的反应堆关键设备——堆容器与旋塞,与兰太实业公司联合生产的快堆关键材料——核级钠,与上海电气集团等企业联合开发成功的控制系统——全自动换料系统,与中核北京核仪器厂等企业联合研制出的关键安全系统——快堆核测、控制与保护系统,与上海一机床共同研制成功的转运机、反射层组件和屏蔽组件等。另外,项目实现了自主建筑、安装和调试。这标志着我国已经形成基本配套的快堆工业体系。

    3、知识产权和人才培养取得双丰收。通过项目实施,共开发出设计程序60多个,编制设计、调试和运行技术文件7000 多册、技术研究报告2000多册、已获得专利授权89项,获得部级以上科技奖60项,预计最终将获得专利150多项,成果200多项。目前,我们拥有了一支近400人的高水平快堆技术研发团队,特别是通过研究转设计、设计转调试、调试转运行的技术队伍一体化组织模式,培养了一批快堆的“全能选手”和业务骨干。以此为基础,我国有能力跨过原型快堆而直接发展商用快堆电站,实现快堆技术的跨越发展。

    快堆有两大显著优势:一是可以将天然铀中占99.3%的铀238转换成易裂变核素钚239,大幅提高资源利用率;二是可以将压水堆产生的长寿命废物嬗变掉,使得长寿命放射性废物对环境的影响从百万年量级降低到几百年,同时需要最终处置的废物量大大减少。一座快堆可以支持5-10座同功率压水堆产生的长寿命废物的嬗变。按照我国核能发展“压水堆—快堆—聚变堆”三步走战略,我国的核能发展,继二代、二代加及三代核电技术之后,以快堆为代表的第四代核电技术将承担起核能发展的重任。压水堆、快堆与后处理厂匹配发展,形成核燃料闭式循环体系,可以充分利用铀资源,并实现核废物的最小化,从而保证核裂变能的大规模可持续发展。快堆作为第四代先进核能系统的主要堆型,其大规模推广应用对我国核资源的清洁高效利用和大幅减少温室气体排放,实现低碳经济具有十分重要的意义。