1. 努力建設(shè)好現(xiàn)有一代的核電站

正當(dāng)我國為解決能源保障與迫在眉睫的環(huán)保問題而開始大力發(fā)展核電的重要年代，于2011年3月11日發(fā)生日本福島核電的嚴(yán)重事故給我國的核電發(fā)展帶來重創(chuàng)，為從新審視核安全，關(guān)停了大部分新建和待建核電項(xiàng)目。幸好經(jīng)過幾年的艱苦努力終于在2015年又重新迎來了核電發(fā)展的新開端。

回想四年多以前當(dāng)發(fā)生福島核電事故時(shí)，現(xiàn)代媒體大量直觀的信息給人們的視覺造成了震撼性的巨大沖擊，連續(xù)發(fā)生的氫爆畫面，大量的放射性污水流入海洋等等，立即激起了普遍的恐核反核意識(shí)，暫時(shí)淡忘了社會(huì)發(fā)展所面臨的能源保障與迫在眉睫的環(huán)保問題。在當(dāng)時(shí)的形勢(shì)下，講棄核的理由俯拾皆是，而堅(jiān)持核能發(fā)展的論點(diǎn)卻寸步難行。

近五年的時(shí)間過去了，一切正常的社會(huì)生活都在繼續(xù)，于是冷靜的分析思維又逐漸回歸，因?yàn)楫吘股娴牡谝灰獎(jiǎng)?wù)是發(fā)展，對(duì)我們這樣的發(fā)展中國家更是如此。在各種人類社會(huì)活動(dòng)中，包括能源的生產(chǎn)與利用，都不可避免地包含一定的風(fēng)險(xiǎn)。在我國的能源消費(fèi)結(jié)構(gòu)中至今仍是以煤為主，在煤炭的生產(chǎn)過程中，近十年以來全國煤礦直接工傷死亡達(dá)四萬多人，就連安全記錄最好的2014年死亡事故也超過一**，同時(shí)還造成大量的塵肺病患者，經(jīng)過幾年痛苦的生活后提前結(jié)束一生。目前我國已成為世界工廠和第一能源消費(fèi)大國，全世界煤炭總產(chǎn)量的一半都是在我國經(jīng)濟(jì)比較發(fā)達(dá)和人口相對(duì)密集的有限地區(qū)內(nèi)直接燃燒的，由此而造成極端氣候條件越來越頻發(fā)、跨省大面積的持續(xù)霧霾天氣、在各種癌癥死亡病例中近年來肺癌已躍居首位等等，所有這些緊急事態(tài)都在明確呼吁及早根本改善我國的能源結(jié)構(gòu)，用大規(guī)模清潔能源取代煤炭及其他化石燃料。

如果能夠冷靜而實(shí)事求是地仔細(xì)觀察核能的整體發(fā)展過程就不難發(fā)現(xiàn)，核電五、六十年的發(fā)展歷史已充分證明了它是可以大規(guī)模利用的清潔、經(jīng)濟(jì)的可靠能源，即使把三次嚴(yán)重核電事故都考慮在內(nèi)，這一結(jié)論也不會(huì)改變：

1973年發(fā)生的美國三里島二號(hào)堆核電站堆芯部分融化，是世界上第一次發(fā)生的嚴(yán)重核電事故，雖然立刻造成了世界性的轟動(dòng)，但實(shí)際上它未對(duì)環(huán)境造成任何實(shí)質(zhì)性的放射性影響，也沒有人員受到過量的放射性傷害；

2011年3月11日史無前例的東日本大地震及海嘯，致使東電福島第一核電站因堆芯燒毀發(fā)生數(shù)次氫爆和氣體放射性裂變產(chǎn)物及廢水的大量泄漏，但要仔細(xì)分析事故的全過程就會(huì)發(fā)現(xiàn)，雖然那次實(shí)際的地震強(qiáng)度比早期沸水堆抗震設(shè)計(jì)基準(zhǔn)要求大兩三倍，但日本54座核電站中當(dāng)時(shí)正處于運(yùn)行狀態(tài)的反應(yīng)堆無一例外地都完成了自動(dòng)停堆過程，立刻使反應(yīng)堆轉(zhuǎn)入了安全狀態(tài)，絕好地證明了包括最老的沸水堆在內(nèi)的各種反應(yīng)堆核電站都具有足夠的抗震能力。約一小時(shí)后十幾米浪高的海嘯來襲，除福島第一核電站外的其他反應(yīng)堆也都未導(dǎo)致被破壞，就連福島第一核電站的1#、2#、3#和4#反應(yīng)堆也是在海嘯襲擊十八小時(shí)后，當(dāng)蓄電池電源能量耗盡時(shí)反應(yīng)堆才開始惡化和失控的。2012年日本政府組織了十三名權(quán)威專家對(duì)此次核災(zāi)難性事故進(jìn)行了徹底調(diào)查，結(jié)果得出明確結(jié)論，即3.11地震與海嘯是天災(zāi)，而東電福島第一核電站的嚴(yán)重事故的發(fā)生則純屬人禍，東電公司在其第一核電站的設(shè)計(jì)與建造過程中多方降低技術(shù)要求，出于節(jié)省考慮，過分降低了廠址地面標(biāo)高；放棄了對(duì)緊急備用柴油發(fā)電機(jī)廠房的保護(hù)與防水要求；把蓄電池組可靠電源的容量由常見的72小時(shí)減為實(shí)際上只有18小時(shí)；此外，在多年的運(yùn)行過程中曾屢次發(fā)現(xiàn)安全隱患但一直瞞報(bào)不改，所以在緊急事故條件下安全冷卻系統(tǒng)和安全注水閥門都打不開；事故發(fā)生后為了避免引起法律訴訟與賠償責(zé)任而未能及時(shí)采取有效救援的大動(dòng)作，因而失去了最后的挽救機(jī)會(huì)。上述這五個(gè)失誤都完全是人為因素，而且哪怕其中有任何一個(gè)能夠躲避，都有可能免于這場核災(zāi)難的發(fā)生，所以東電這種企業(yè)利益至上的文化行為才是造成這場嚴(yán)重事故的決定性因素，并把本來可以證明核電站能夠抵抗地震與海嘯襲擊的寶貴機(jī)遇變成了對(duì)環(huán)境造成嚴(yán)重污染的核災(zāi)難和對(duì)公眾心理造成震撼性的巨大沖擊。盡管如此，在整個(gè)事故過程中并沒有人員受到過度的輻射傷害，在核電站周圍被撤離的居民中出現(xiàn)其死亡率高于其他正常生活人群，主要是由于緊急撤離使生活條件突然發(fā)生劇烈變化而產(chǎn)生極度悲觀失望情緒所造成的。

唯一直接造成人員輻射傷亡的是發(fā)生于1986年的切爾諾貝利嚴(yán)重核電事故，這是于前蘇聯(lián)解體過程中的政治動(dòng)亂年代發(fā)生在特殊類型反應(yīng)堆上的一起核電災(zāi)難，說特殊類型反應(yīng)堆主要是因?yàn)樗窃谌澜缢蟹磻?yīng)堆中唯一在低負(fù)荷下具有正反應(yīng)性溫度系數(shù)的反應(yīng)堆。在投產(chǎn)后不久的一次計(jì)劃停堆過程中，為了驗(yàn)證低功率下可以提高發(fā)電效率繼續(xù)提供廠用電的能力，在靠近正反應(yīng)性溫度系數(shù)的高危區(qū)間堅(jiān)持連續(xù)運(yùn)行超過了一整天，其間又出現(xiàn)了碘坑恢復(fù)后反應(yīng)性自動(dòng)增長等復(fù)雜的物理現(xiàn)象，不可理解的是進(jìn)行這種試驗(yàn)居然沒有物理工程師在現(xiàn)場配合監(jiān)護(hù)，而只是由一個(gè)資深的電氣工程師主導(dǎo)全部試驗(yàn)工作，為了頑固地把試驗(yàn)進(jìn)行到底，竟一道一道地關(guān)閉了所有的控制保護(hù)線路，直至最后六道自動(dòng)停堆保護(hù)系統(tǒng)也全被拆除，于是真正把這座反應(yīng)堆變成了以前西方國家對(duì)其戲稱的“運(yùn)行的炸彈”，至此這場災(zāi)難性的嚴(yán)重事故已絕對(duì)不可避免。不管在技術(shù)層面如何難以理解，但它畢竟發(fā)生了。

然而，即使把切爾諾貝利事故造成的人員傷亡事例考慮在內(nèi)，綜合評(píng)價(jià)各個(gè)能源分支系統(tǒng)，各種社會(huì)調(diào)查都表明，“非核能源”的實(shí)際風(fēng)險(xiǎn)仍然成百上千倍地高于核電，證明了發(fā)展核電是破解迫在眉睫的環(huán)保與氣候變化難題的有力措施，因而無論出于什么原因而延誤核電的發(fā)展，或在發(fā)生核電嚴(yán)重事故后采取過于謹(jǐn)慎的限制措施，都會(huì)給社會(huì)發(fā)展和人們的健康帶來附加的負(fù)面影響，因而從整體社會(huì)發(fā)展需要來衡量，核電發(fā)展是不應(yīng)停頓的。

我國已確定了以壓水堆為主的核電發(fā)展方針，目前的主力堆型AP-1000、CAP-1400以及華龍一號(hào)等都是按照最嚴(yán)格的國際核安全標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行設(shè)計(jì)的，我國壓水堆核電站平均負(fù)荷因數(shù)已達(dá)90%，其可靠性也已超過了超臨界和超超臨界壓力的常規(guī)火電，多年來一直保持著良好的安全記錄，在每座核電廠周圍及臨近大城市都進(jìn)行了嚴(yán)格的放射性劑量監(jiān)測(cè)，未發(fā)現(xiàn)環(huán)境本底放射性有明顯變化，設(shè)備制造也已達(dá)到了每年裝備八座左右百萬千瓦級(jí)壓水堆核電站的能力。一切發(fā)展條件齊備，如能按國家計(jì)劃在保障安全的前提下加快發(fā)展核電，那么中國核電一定能夠在國家能源保障及根本改善能源結(jié)構(gòu)方面做出越來越多的實(shí)際貢獻(xiàn)。

2.積極研發(fā)下一代核電技術(shù)

半個(gè)世紀(jì)以來我國的核電事業(yè)發(fā)展取得了舉世矚目的巨大進(jìn)步與成就，由最初以技術(shù)引進(jìn)為主所形成的“萬國博覽會(huì)”局面，發(fā)展成今日的“三足鼎立”，具備了第三代壓水堆核電站全面自主的發(fā)展能力。我國的核電站運(yùn)行一直保持著良好的安全記錄，并已為國家能源保障及根本改善能源結(jié)構(gòu)開始做出了實(shí)際貢獻(xiàn)，為今后的核電事業(yè)發(fā)展打下了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。

在今后的核能事業(yè)發(fā)展過程中，如再能從“三足鼎立”轉(zhuǎn)為國家級(jí)的“一個(gè)拳頭”，則更有利于加速發(fā)展國內(nèi)核電并增強(qiáng)我國核電在國際市場上的競爭能力。完成這一重要的轉(zhuǎn)化是完全可能的，原因在于：

第一，我國核電三大巨頭都是國企，同在黨中央與國務(wù)院的統(tǒng)一領(lǐng)導(dǎo)之下，能夠充分發(fā)揮具有中國特色社會(huì)主義政治體制的優(yōu)越性，萬眾一心步調(diào)一致，集中精力高效辦成大事業(yè)；

第二，三大巨頭各自都有自己明顯的強(qiáng)項(xiàng)，但同時(shí)也難免相對(duì)的弱項(xiàng)，與其千方百計(jì)彌補(bǔ)各個(gè)弱項(xiàng)而求全，不如集中精力繼續(xù)發(fā)展自己的強(qiáng)項(xiàng)，以期使其達(dá)到國際上的最高水平。

目前普遍提及的第三代壓水堆核電站在其安全冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)理念上實(shí)際包含兩個(gè)不同的分支，一個(gè)是以我國華龍一號(hào)、俄羅斯的AES-2006和歐洲的EPR等等為代表的按漸進(jìn)式發(fā)展理念設(shè)計(jì)出來的壓水堆核電站，其安全冷卻系統(tǒng)以能動(dòng)方式運(yùn)行為主，輔以非能動(dòng)運(yùn)行的系統(tǒng)做為備用。另一個(gè)是以美國的AP1000和我國的***、CAP1700為代表的按改進(jìn)型發(fā)展理念設(shè)計(jì)出來的壓水堆核電站，其各安全冷卻系統(tǒng)的運(yùn)行都采取了非能動(dòng)的運(yùn)行方式，排除了在運(yùn)行過程中起作用的具有失誤概率的因素，因而將嚴(yán)重事故風(fēng)險(xiǎn)概率比純能動(dòng)運(yùn)行方式又降低了兩個(gè)數(shù)量級(jí)。

在改進(jìn)型設(shè)計(jì)理念中采用的是“能動(dòng)啟動(dòng)＋非能動(dòng)運(yùn)行”的方式，所謂能動(dòng)啟動(dòng)就是指當(dāng)發(fā)生事故時(shí)，要由自動(dòng)控制系統(tǒng)發(fā)出安全信號(hào)用以打開特定的能動(dòng)閥門，以便啟動(dòng)相應(yīng)的安全冷卻系統(tǒng)。在能動(dòng)啟動(dòng)方式中必然包含一定的失誤概率，因而采用這種實(shí)質(zhì)上只是部分非能動(dòng)的原則，其結(jié)果只能降低嚴(yán)重事故的發(fā)生概率，而不能完全排除嚴(yán)重事故風(fēng)險(xiǎn)。在3.11福島核電事故過程中，其1#堆上的非能動(dòng)堆芯余熱安全冷卻系統(tǒng)和2#、3#堆上的非能動(dòng)安全注水系統(tǒng)都因在事故條件下未能成功打開啟動(dòng)閥門，而失去了最后挽救核電站免于發(fā)生嚴(yán)重事故的寶貴機(jī)會(huì)。這一嚴(yán)酷事實(shí)也在提醒必須把壓水堆安全冷卻系統(tǒng)的這種部分非能動(dòng)原則盡快提升為完全非能動(dòng)原則，以便從安全冷卻系統(tǒng)中排除所有明顯帶有失誤概率的因素，而只依靠無失誤概率的自然因素的作用來完成其全部安全功能。

“能動(dòng)啟動(dòng)”是第三代壓水堆核電站上述兩種不同設(shè)計(jì)理念中共同存在的缺陷，但解決這一問題技術(shù)難度并不大，因?yàn)楫?dāng)發(fā)生各種事故時(shí)，反應(yīng)堆系統(tǒng)內(nèi)的溫度場和壓力分布都會(huì)突然發(fā)生劇烈變化，由此而形成的自然力作用范圍廣且力度大，其中有些無需經(jīng)過信號(hào)轉(zhuǎn)換或放大，直接即可用以改變某種特定閥門的開關(guān)狀態(tài)，以自然啟動(dòng)相應(yīng)的安全冷卻系統(tǒng)。只是這一問題一直未被引起關(guān)注，而把事故工況下出現(xiàn)的這些自然力都看做是破壞性因素，因而只加以防范而未考慮積極利用。在“發(fā)展無嚴(yán)重事故風(fēng)險(xiǎn)核電站的曙光”（見2013年6月“和科學(xué)與工程”期刊）一文中給出了用自然力啟動(dòng)的壓水堆核電站完全非能動(dòng)安全冷卻系統(tǒng)的具體設(shè)計(jì)方案，希望它僅僅是個(gè)開端，因?yàn)橛米匀涣?dòng)這個(gè)概念被認(rèn)可后，定會(huì)陸續(xù)不斷的推出各種新方案，完成壓水堆核電站安全冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)的完全非能動(dòng)化，實(shí)際上排除嚴(yán)重事故風(fēng)險(xiǎn)，免除為核電站周圍居民制定緊急疏散撤離計(jì)劃的必要性，這將為開發(fā)我國內(nèi)陸廣大核電市場和增強(qiáng)我國核電在國際市場上的競爭能力發(fā)揮重大作用。

目前我國的壓水堆核電站設(shè)計(jì)理念與美、俄、法、韓、日等國大致處于同一水平，但如果能率先推出具有完全非能動(dòng)安全冷卻系統(tǒng)的壓水堆核電站設(shè)計(jì)，將可能根本改變這一狀況，為我國成為世界級(jí)的核強(qiáng)國提供有力的技術(shù)支撐。

3.以核安全為中心內(nèi)容，重新審視第四代反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)理念

3.11日本福島核電事故后核電安全受到了更大的關(guān)注，各國對(duì)現(xiàn)有核電站都進(jìn)行了安全檢查，對(duì)第三代壓水堆核電站的設(shè)計(jì)也具體地提出了更高的要求，為核電今后的穩(wěn)定發(fā)展起了推動(dòng)作用，同樣的安全審視也必然會(huì)促進(jìn)第四代反應(yīng)堆的健康發(fā)展。在現(xiàn)有的各種第四代反應(yīng)堆設(shè)計(jì)理念中都有一些特殊的安全問題值得關(guān)注，例如：

3.1Th熔鹽增殖堆【1】

天然釷-232是單一同位素，沒有裂變能力，因而以釷為增殖原料的熱中子增殖堆必須用高加濃鈾-235來啟動(dòng)。無論是以鈾-233還是鈾-235為核燃料，其放射性裂變產(chǎn)物的份額大體相同，只是極長半衰期的次錒系元素產(chǎn)額差別較大，而運(yùn)行過核燃料的放射性水平在前一二百年主要是由裂變產(chǎn)物決定的，因而熔鹽堆的燃料液體不可能是“清潔”或“低放射性水平”的，這種強(qiáng)放射性燃料液體不僅占據(jù)堆芯，同時(shí)又以全開放形式充滿反應(yīng)堆一回路的全部空間。燃料融化在固體燃料反應(yīng)堆中是嚴(yán)重事故后果，但在熔鹽堆中卻是運(yùn)行常態(tài)，全部氣體裂變產(chǎn)物及相當(dāng)一部分可揮發(fā)裂變產(chǎn)物在產(chǎn)生后直接脫離燃料液體，進(jìn)入一回路空間，所有這些突出特征都為反應(yīng)堆的安全運(yùn)行提出了全新的挑戰(zhàn)。

熔鹽增殖堆必須與其化學(xué)后處理系統(tǒng)同步并聯(lián)運(yùn)行才能實(shí)現(xiàn)核燃料的轉(zhuǎn)化或增殖，而實(shí)際上無論是對(duì)氟化物熔鹽還是對(duì)全陶磁型的顆粒元件，至今都沒有可用的化學(xué)后處理工藝，因而目前熔鹽堆還只是處于原理設(shè)計(jì)研究階段，談建堆尚為時(shí)過早。在文獻(xiàn)【1】“關(guān)于熔鹽堆的一些理解誤區(qū)”一文中，對(duì)熱中子熔鹽增殖堆做了更具體的一些描述。

3.2超臨界壓力水冷堆

這種反應(yīng)堆設(shè)計(jì)是立足于壓水堆核電站與超臨界壓力常規(guī)火電兩種成功經(jīng)驗(yàn)的結(jié)合而產(chǎn)生的新設(shè)計(jì)概念。常規(guī)火電技術(shù)的發(fā)展經(jīng)歷了中低參數(shù)飽和蒸汽、高壓過熱蒸汽、超臨界壓力蒸汽循環(huán)等幾個(gè)階段，在此過程中發(fā)電效率逐步有所提升。按照這種設(shè)計(jì)理念，壓水堆核電站的蒸汽參數(shù)還僅僅處于火電發(fā)展的早期階段，因而在壓水堆核電站取得成功運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)以后，應(yīng)該與超臨界壓力蒸汽循環(huán)相結(jié)合以進(jìn)一步提高發(fā)電效率。

但核反應(yīng)堆與火電常規(guī)鍋爐是物理本質(zhì)完全不同的兩種熱源裝備。在燃燒化石燃料的常規(guī)鍋爐中，其燃燒中心溫度達(dá)1700°C以上，因而其蒸汽參數(shù)能夠提高到何種水平只取決于使用的耐熱鋼材。而在核反應(yīng)堆中，熱能來源于堆內(nèi)由陶瓷和金屬組成的燃料元件，從堆安全考慮它必須始終處于完好的固體狀態(tài)，因而其溫度受到很大的限制。另外，水在反應(yīng)堆中不僅是載熱劑，同時(shí)又是中子慢化劑，堆芯內(nèi)水密度的變化直接影響熱中子的產(chǎn)生速度及反應(yīng)性的變化，是影響核反應(yīng)堆安全至關(guān)重要的因素。在超臨界壓力水冷堆中，在堆芯內(nèi)水的密度從冷態(tài)到堆功率運(yùn)行狀態(tài)，以及在各種過渡過程或事故工況下都發(fā)生很大的變化，由此而造成的反應(yīng)性變化對(duì)反應(yīng)堆安全的影響必須給予特殊的高度關(guān)注。

驅(qū)動(dòng)的次臨界鉛冷快堆

開展這種堆型研發(fā)的主要目的是消除極長半衰期的放射性元素，以緩解放射性廢物永久性存儲(chǔ)的負(fù)擔(dān)。因起初擔(dān)心用過多次錒系元素裝載堆芯恐怕影響臨界反應(yīng)堆的穩(wěn)定運(yùn)行性能，因而選擇了次臨界的快中子反應(yīng)堆，然后依靠大功率粒子加速器驅(qū)動(dòng)高功率散裂靶給出的中子流，共同形成一個(gè)臨界狀態(tài)可工作的反應(yīng)堆。在這一系統(tǒng)中，反應(yīng)堆的功率水平是與質(zhì)子束流強(qiáng)度成正比變化的，堆內(nèi)只有一個(gè)散裂靶，質(zhì)子束流變化對(duì)堆芯反應(yīng)性的影響相當(dāng)于所有控制棒的整體效應(yīng)，又因?yàn)榭熘凶拥膲勖?，容易引起堆功率的快速變化，因而必須確保在運(yùn)行過程中的每一瞬間質(zhì)子束流的提升速率都嚴(yán)格控制在一定的限度之內(nèi)，這一點(diǎn)對(duì)反應(yīng)堆的安全至關(guān)重要。那種認(rèn)為ADS鉛冷快堆只是一個(gè)次臨界裝置能夠保證安全是不符合實(shí)際的。

3.4高溫氣冷堆【2】

高溫氣冷堆以其確定性的固有安全性能，在各種反應(yīng)堆中有可能率先獲得在城市就近地區(qū)進(jìn)行建造的許可，實(shí)現(xiàn)熱電聯(lián)供，為城市地區(qū)的能源保障及環(huán)境保護(hù)做出實(shí)際貢獻(xiàn)。但目前我國開發(fā)的模塊式高溫氣冷堆采用全陶磁型顆粒元件，尚沒有可實(shí)際應(yīng)用的化學(xué)后處理工藝，對(duì)其卸料元件只能采用開式燃料循環(huán)，其中的钚要等十萬年，而次錒系元素更要等十三萬年才能自然衰減到鈾礦天然本底放射性水平，恢復(fù)自然界的輻射平衡。這種開式燃料循環(huán)在近期內(nèi)必定限制高溫堆的發(fā)展規(guī)模，從長遠(yuǎn)觀點(diǎn)看問題，開式燃料循環(huán)更是不可接受的。另外，模塊式高溫氣冷堆的單堆功率過小也影響其經(jīng)濟(jì)競爭能力。

為了提高模塊式高溫氣冷堆的綜合性能，在文獻(xiàn)【3】中提出了“S-CO2氣輪機(jī)直接循環(huán)大功率高溫氣冷堆核電站”的設(shè)計(jì)概念，其主要特點(diǎn)是采用中等熱工參數(shù)超臨界壓力二氧化碳?xì)廨啓C(jī)直接循環(huán)（650°C，8MPa）,以大幅簡化核電站系統(tǒng)與提高工程實(shí)施的現(xiàn)實(shí)性；采用預(yù)應(yīng)力混凝土殼及在堆芯內(nèi)用石墨塊砌成均勻分布的燃料球通道以增加單堆功率和克服隨機(jī)排列球床堆的一些缺點(diǎn)；用金屬包殼陶瓷芯塊的球型燃料元件取代全陶磁型顆粒元件，以便能對(duì)卸料元件進(jìn)行化學(xué)后處理，并與快中子堆一起組成統(tǒng)一的燃料循環(huán)體系，共同滿足確定性核安全、無時(shí)限的核燃料供應(yīng)保障、最終放射性廢物減量化及保持自然界的輻射平衡、防止核武擴(kuò)散、經(jīng)濟(jì)競爭能力、立足于現(xiàn)有成熟技術(shù)等對(duì)現(xiàn)代核能體系提出的各項(xiàng)要求，因而可使大功率高溫氣冷堆在今后較長的時(shí)期之內(nèi)都能發(fā)揮積極作用。

3.5鈉冷快堆

世界各國的快中子堆研發(fā)工作，幾乎都是從鈉冷快堆起步的，已積累了400多堆年的實(shí)際運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，但遺憾的是其中以負(fù)面為主，各國都在研發(fā)工作中遇到了原來沒有估計(jì)到的困難，除俄羅斯的兩個(gè)中等規(guī)模鈉冷快堆外，其他都未能達(dá)到長期穩(wěn)定運(yùn)行水平而提前關(guān)閉。

鈉冷快堆的困難主要是由于液態(tài)金屬鈉本身的物理性能和細(xì)棒束稠密柵格堆芯結(jié)構(gòu)所造成的：液態(tài)金屬鈉遇空氣迅速自燃、遇水發(fā)生劇烈放熱化學(xué)反應(yīng)伴隨生成大量氫氣；對(duì)于大功率鈉冷快堆來說，由于堆芯阻力加大使鈉的自然循環(huán)能力不足以安全地載出堆芯余熱，因而當(dāng)發(fā)生突然停電或堆芯失去強(qiáng)制循環(huán)冷卻等這些并不十分罕見的初始事件后必然引起堆芯熔毀，而在堆芯融化過程的初期，會(huì)有因鈉被排擠出堆芯和熔融燃料由邊緣向堆芯中心移動(dòng)這兩個(gè)正反應(yīng)性效應(yīng)引入，使堆芯融化過程中隱藏著巨大的安全風(fēng)險(xiǎn)，這些都是鈉冷快堆今后發(fā)展難以回避的實(shí)際困難。在后福島時(shí)代，對(duì)核安全已形成了高度甚至過度敏感的態(tài)勢(shì)，任何具有較大安全風(fēng)險(xiǎn)的堆型都將難以被接受，而且今后核能的發(fā)展也的確難以承受再一次嚴(yán)重事故的沖擊。

3.6鉛冷快堆                              

最近二十余年的發(fā)展經(jīng)驗(yàn)表明，BREST自然安全鉛冷快堆核電站最具發(fā)展?jié)摿εc現(xiàn)實(shí)性，它選擇了氮化物燃料元件芯塊、液鉛載熱劑、耐熱結(jié)構(gòu)鋼、水等組成的材料體系，各自都具有良好的化學(xué)穩(wěn)定性和相互之間的相容性；堆芯內(nèi)增殖比等于一，無需反應(yīng)性燃耗儲(chǔ)備，所以堆芯反應(yīng)性的總儲(chǔ)備量低于促使功率飛升所必需的數(shù)值；反應(yīng)堆一回路常壓高溫，采用完全非能動(dòng)的安全冷卻系統(tǒng)；采用無水化學(xué)后處理工藝，可在核電站場地內(nèi)設(shè)置卸料元件化學(xué)后處理及燃料元件再制系統(tǒng)設(shè)備，為實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆的自然安全原則和全面滿足為現(xiàn)代核能體系提出的各項(xiàng)要求奠定了堅(jiān)實(shí)的技術(shù)基礎(chǔ)。在各種有實(shí)際運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的反應(yīng)堆中，自然安全鉛冷快堆是唯一能夠?qū)崿F(xiàn)這些目標(biāo)的堆型。但遺憾的是自然安全鉛冷快堆項(xiàng)目至今尚未被正式列入我國的研究發(fā)展規(guī)劃，因而適時(shí)地對(duì)自然安全鉛冷快堆給予關(guān)注，將有利于盡早建成我國合理的現(xiàn)代核能體系。

【參考文獻(xiàn)】

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