新闻缘起

　　7月21日，由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的我国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）达到首次临界。这意味着我国第四代先进核能系统技术实现了重大突破，成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。

　　快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率提高至６０％以上，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。国际社会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

　　将新闻进行到底

　　“提升1号调节棒至顶部”“提升2号调节棒至180毫米、220毫米、230毫米……”，中国实验快堆主控室内滴滴声越来越急促，7月21日9点50分，源量程周期稳定在100秒达两分钟后，中核集团公司副总经理、中国实验快堆领导小组组长杨长利宣布：“中国实验快堆首次实现临界！”

　　首次实现临界意味着我国第四代先进核能系统技术实现了重大突破，成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。快堆有什么优势？快堆安全性如何保证？从实验堆走向商业化还有多远的路要走？有关专家对此进行了一一回应。

　　快堆有何优势？

　　铀资源的利用率最高提高70倍

　　目前，在国内核电领域还在为第三代核电技术讨论时，快堆已被贴上了第四代核电技术的标签。中核集团中国原子能科学研究院快堆总工程师徐銤说，因为它契合了第四代核电技术的重要指标：具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。

　　“在铀的燃烧中，真正消耗的是铀235。天然铀中99.2%都是铀238，而真正能裂变的铀235只有0.07%。”徐銤介绍，目前全世界的400多座核电站多为轻水堆，又称热堆。热堆消耗的主要核燃料是铀235，而自然界中铀235的蕴藏量仅占0.66％，其余绝大部分是铀238，占99.2％。为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3%—4%的浓缩铀235为原料，这意味着，真正参与核反应的原料铀235只有3%—4%，余下是会产生辐射的铀238核废料。

　　而快堆则有望改变这一现状。在快堆中，常用的核燃料是钚239，钚239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀238吸收，又变成钚239，从而使堆中核燃料变多，反应开始循环持续下去，从而将铀资源的利用率提高到60%—70%。

　　由于利用率的提高，相对较贫的铀矿有了开采的价值。就世界范围讲，可采铀资源将因此增加上千倍。以目前探明的天然铀储量推测，快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上。

　　快堆的另一个突出特点是核废料越烧越少。热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强，如果直接进行地质处置，耗资极其惊人。而这些核废料在快堆反应中经过回收再利用以后，放射性物质的衰变期只有二三百年，可以大大减少核废物处置量，降低乏燃料长期毒性风险。

　　“既然燃料越烧越多，能否实现60年不换料呢？”徐銤说，要实现这一目标，意味着快堆的建造材料必须耐烧，而到现在还很难找到这样的材料，“目前看来，20—30年不换料是可能实现的。”

　　安全性咋保障？

　　冷态、热态调试拴上双保险

　　在中国实验快堆大楼参观时，工作人员告诉记者，快堆在工程设计方面取得了多方面突破：在世界上首次采用了非能动事故余热排出系统，与世界已建快堆相比，是最安全的一座快堆；自主完成了反应堆换料系统设计，快堆的换料是在封闭系统中靠遥控自动完成的，经实验验证该设计是先进可靠的；采用了先进的数字化技术，自主完成计算机监控和主控室设计，大大简化了主控室操作，给操纵员应急操作带来了极大的方便……

　　杨长利介绍，在多年快堆建设过程中，中核集团始终坚持自主创新，自主完成了快堆概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试工作，初步建立起了钠冷快堆技术的研发体系和标准规范体系，全面掌握了快堆物理、热工、力学以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利，设备国产化率高达70%。

　　白手起家，大家都没有经验可以参考，安全性成为大家关注的焦点。

　　2008年底，中国实验快堆进入了紧张的集中调试阶段，这是全面检验设计、设备制造和安装施工质量的关键环节。 (责任编辑：glia)