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2005年,中国核研发规划官员制定了中国核能计划“三步走”的发展战略。这是整个21世纪第二个十年中国核能发展政策的一个官方参考点,最近几年国务院常务委员会制定政策时也参考这一战略。63该发展战略在《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006—2020)》中首次公开提出,要求到2020年中国集中力量发展压水堆,从2020年到2050年开始从压水堆过渡到快中子增殖反应堆,然后从本世纪中期开始,在利用热堆和快堆发电的同时,发展核聚变反应堆。64

中国还制定了《核能中长期发展规划(2005—2020)》。考虑到上述发展战略,该规划既包含了“三步走”战略,也体现了时任总理温家宝在2005年作出要加快核电厂建设的决定。该规划最后指出,中国如果要减少污染并生产足够的电力, 2050年前就必须大力发展核裂变能生产。

具体来说,到2020年中国核电装机容量必须达到40 GWe(随后提高到70 GWe,然后降低到58 GWe),占中国总装机容量的4%。该文件明确指出,中国新建的反应堆大部分将是压水堆,这将导致乏燃料库存大大增加,并造成铀资源的长期枯竭。考虑到铀将变得越来越稀缺和昂贵,中国将运行中国实验快堆,并建设更大的快堆,包括在2025年前建成功率达1000MWe~1500 MWe的快堆。到2050年,中国压水堆和快堆的核电装机容量最低将达120 GWe(占中国预计发电量的10%),最高达360 GWe(占发电量的30%)。65在21世纪20年代,中国将建造一座核聚变试验堆,然后在2040—2050年建造一座初级聚变动力反应堆;之后过渡到第三阶段,即在21世纪下半叶,聚变反应堆将作为快堆的补充。

未来的后处理厂和快堆

20世纪80年代,核电研发计划的科学家敦促政府将后处理和快堆纳入“863”计划,同时还提出了一些与上述“三步走”战略相应的工业化建设的后续项目。中国已经建立了一座实验快堆和一座后处理中间试验厂,2016年和2017年中国进一步决定,支持在本世纪20年代和30年代建造工业规模的后处理厂和发电快堆。

快堆

在建成中国实验快堆后,中国开始就第二座快堆的规模展开了讨论:是建造额定功率600 MWe还是1000 MWe或更高的反应堆?中国在快堆方面的经验相对缺乏,而且尚不确定与曾在该项目中作出巨大贡献的俄罗斯的合作前景,这些问题都影响着中国的决策。

自本世纪初以来,中国和俄罗斯一直在讨论在中国东部沿海的福建省建造一座或两座俄罗斯BN-800快堆。2009年10月,中国原子能科学研究院、中核集团和俄罗斯供应商原子能技术出口公司签署了一项协议。66但是该协议没有执行,原因不明。根据中国方面的解释,中国核工业发电设备的额定功率是600 MWe,不容易与俄罗斯的800 MWe反应堆配套。67

因此,2017年中国决定在福建霞浦建造一座600 MWe快堆,计划2018年前开工建设,2023年完成。至少可以说,这是一项雄心勃勃的计划,目标是在中国建造首座先进动力反应堆。2017年中,霞浦工地上到处都是准备施工的工作人员。68 2017年12月,中国正式宣布开工建设。69

近年来,关于中俄的这个合作项目,一直没有权威的公开信息。一些媒体猜测,中核集团将与中国原子能科学研究院和美国TerraPower公司合作,采用TerraPower的设计,在福建建造一座600 MWe的快堆。70

TerraPower的概念是美国阿贡国家实验室根据进行了几十年的快堆研发经验而设计的,需要金属燃料作为反应堆燃料;中国原子能科学研究院在与俄罗斯合作建设中国实验快堆时,研究重点却是未来的氧化物燃料。尽管如此,一些媒体报道称,中国原子能科学研究院仍将负责TerraPower概念堆的燃料开发。

但是,中国原子能科学研究院和中核集团却优先考虑的是福建使用氧化物燃料的600 MWe增殖反应堆,称为中国示范快堆或CFR-600。他们向政府推荐这个项目,论证了设备设计和制造、发电、系统可靠性、经济性以及技术标准和规范的制订。71CFR-600概念设计于2014年完工,但详细设计直到2017年才完成。72一些公开资料表明,该项目大部分是由中核集团负责的,参与者包括中国长江电力公司、华能核电开发有限公司和一个投资公司——霞浦国有资产投资经营有限公司。73

近年来,中国原子能科学研究院提议,继600 MWe反应堆后,在2030年前后陆续建设一系列商用增殖反应堆,首先从CCFR-B快堆开始,或从另一个用来论证嬗变技术的CCFR-T快堆开始。无论哪个方案,都要求到2050年建造多座“高增殖”快堆,以便在2050—2100年“取代化石燃料”。74 2017年12月中国宣布开始在霞浦建设600 MWe快堆时透露,2020年中国政府可能批准建设一座更大的反应堆,额定功率为1000~1200 MWe。这意味着,机组可能在2028年开始建造,反应堆计划在2034年投入运行。75一些媒体推测,600 MWe的TerraPower装置可能在CFR-600之后建造。

过去的十年中,中国原子能科学研究院预计,根据电力需求增长预期和对非碳排放电力资源的需要,中国可能会在较长一段时期内建造快堆,发电量预计在70GWe~200 GWe之间,而到2050年,预计总核电发电量达到400 GWe。76中国原子能科学研究院对快堆建设的一些短期预计同样表现出令人震惊的乐观态度,预计到2050年,中国核电发电量将达250 GWe,其中快堆发电量占20%。77根据中国原子能科学研究院对增殖反应堆的设想,到本世纪末,中国建造快堆速度将加快,到22世纪下半叶,中国将有100多台机组投入使用,从而实现“用核能取代化石燃料”的目标。然而,中国政府至今没有批准任何一项这样的计划。

当中国在20世纪80年代中期开始考虑优建造增殖反应堆时,许多国家,例如法国、德国、日本、苏联、英国和美国,已经在二十或三十年前启动了快堆项目,并在十年或更长的时间里运行了实验快堆或试点快堆。到20世纪80年代,这些国家已准备建造额定功率为300MWe~1200 MWe的工业化快堆,以论证利用该技术进行发电的可靠性和经济性。

中国实施快堆项目是为了获得前苏联4种快堆——BR-5、BOR-60、BN-350和BN-600的设计和运行经验。中国这样做的风险不大,潜在的好处也相当可观,因为中国最初的目标只局限于获得足够的技术,成功建造一座额定功率为20 MWe的小型实验反应堆。该项目复制其他国家的技术,吸取他们的经验教训,最重要的是,中国可以借此跻身先进核电国家,拥有能够提供未来几乎源源不断的核燃料供应的技术。

如今,快堆的决策环境与三十年前大不相同。过去三十年,上述国家都没有成功建造工业化的示范快堆,也未能利用以钚为燃料的快堆进行发电。所有这些国家都遇到了技术难题,有时这些问题还导致快堆项目失去了政治支持。最严重的问题是钠火灾、设备和工程难题以及严重的事故隐患。法国、德国、日本、英国和美国政府饱受这些问题的困扰,决定停止审批计划中的快堆建设项目的审批,以及提前关闭已获准运行的反应堆。自20世纪中期以来,阻碍快堆项目的技术问题包括:

•     蒸汽发生器的完整性:钠与空气反应强烈,与水的反应更强烈,当液体钠泄漏时,快堆会发生破坏性极强的钠火灾。78法国、英国和俄罗斯一些早期设计的蒸汽发生器曾发生过泄漏和火灾。泄漏是由蒸汽发生器制造缺陷引起的,或者材料老化和腐蚀引起设备裂纹,导致泄漏。

•     其他情况的钠泄漏和火灾:这种泄漏大多都是小泄漏,通过定期检查可以发现。较大的泄漏包括BN-600的4次泄漏,泄漏的钠有300~1000 千克。日本文殊核电反应堆曾发生640 千克钠泄漏,导致了一场严重的火灾,由于钠回路没有排空(钠容器没有完全惰化,而且通风系统也不能正常工作),火势通过扩散的钠气溶胶不断扩大。79泄漏原因包括设备设计和建造有误、材料问题、腐蚀和操作失误。80

•     设备、材料及工程问题:设计缺陷、材料不充足和操作流程错误已经导致了几座反应堆出现了大量问题。有些事故是设计缺陷引起换热器和水泵失效造成的。法国核监管机构曾指出堆芯支架结构不完整的问题。有些事故是由于设备浸泡在钠中,无法进行设备检查,导致设备出现维护问题和运行中断。材料的缺点也致使一些长时间接触钠的设备出现裂纹。由于氧化钠气溶胶沉积,德国、法国和英国的反应堆控制棒发生故障。几座反应堆的一些关键设备最初是用钢制造的,这些钢在焊接处容易开裂,导致长时间的维护运行中断,后来替换为其他更坚固的耐腐蚀材料。81类似问题也影响了轻水堆的发展。只有借助数十年、数百座反应堆的运行经验进行改进,这些问题才能够解决。随着时间的推移,只要反应堆积累足够的运行经验,快堆面临的许多或大部分问题都有可能得到解决。

•     空气和杂质进入钠液:空气和杂质进入液体钠会形成固体颗粒和其他化合物,这些固体颗粒和化合物会引起二次反应和沉淀,从而可能会导致部件损坏,因此防止杂质进入对于确保部件和系统的使用寿命以及可靠性至关重要。1987—1991年间,法国的SPX、英国的PFR和俄罗斯的BN-600等快堆都出现过杂质进入钠液的情况,导致了长时间的运行中断。如今,钠净化设备已经发展成熟,杂质进入的风险可能会降低。

•     燃料完整性问题:法国、德国、俄罗斯和英国的一些反应堆曾出现包壳破裂,尤其是在最初运行期间。有些破裂是由于包壳采用不合适的奥氏体钢造成的;其他一些破裂是由于燃料结构几何设计问题引起的。燃料结构不完整会使受辐射的燃料达不到快堆所需的高燃耗水平。最严重的类似问题发生在快堆项目的早期。随着时间的推移,燃料设计更合理,燃料材料更坚固,类似事件会有所减少。但根本问题是,钠冷快堆的燃耗水平是轻水堆的3倍或以上,燃料必须经得起更高的温度。82

各国政府和工业部门都非常重视解决上述问题,以提高未来快堆的安全性、可靠性和性能。有的国家对正在运行的反应堆采取了补救措施。针对上述问题,一个关键的研究领域是快堆蒸汽发生器系统:未来反应堆的蒸汽发生器系统必须配备快速的氢探测设备,一旦发生泄漏,蒸汽发生器系统必须迅速作出响应,立即停止并令受影响的蒸汽回路减压。未来的蒸汽发生器也可能装配能够抵御极其强烈的钠水反应的保护外壳;钠水反应发生时,安全薄膜也可限制蒸汽发生器压力的增加。现代反应堆使用改进的材料,采用更合理的方法焊接与钠接触的设备,可能会防止钠泄漏。

从20世纪90年代开始,法国和俄罗斯采取了上述一些措施,反应堆的钠水反应事件显著减少。83但挑战依然存在:未来反应堆的一些设备和系统可能设计成双层,这可能造成蒸汽发生器等关键部件的焊接难题。还提出了一些改善系统完整性和安全性的方法,如增加一个反应堆回路(例如,使用熔盐),但这些方法的成本可能会过于高昂。

泄漏和火灾等这些安全隐患促使对先进反应堆系统进行如下改进:改进设备设计;制定钠回路操作规程;采用冗余泄漏检测系统;采取钠回路的应急排空等防火措施;在发生火灾时,隔离含钠区域进行惰化或切断周围空气供应;使用防火表面材料。

根据经验,未来的反应堆设计必须具有如下一些新特性:多样化的安全系统,减少发生普通故障的风险;改进堆芯设计,排除或减少由于堆芯坍塌导致严重事故的可能性;84防止主回路气体的积聚;改进钠浸没设备的维修技术,包括使用超声波仪器进行检查。处理有些事故时,有必要完全移除反应堆燃料。其他安全问题包括抗震、防洪措施、严重事故管理、堆芯结构几何稳定性问题和控制棒的可靠性问题。85

总体来说,技术可靠性是快堆技术未来商业发展的一大挑战,在中国也是这样。某些快堆的容量因子(一段时间内核电厂实际发电量与无中断满功率运行时额定最大发电量的比率)曾达到50%和75%,只是这样的情形不多,持续时间也不长。快堆如果要与轻水堆进行市场竞争,容量因子必须达到90%的。若要实现这一目标,至关重要的是改进燃料、提高在役反应堆的维护水平、提高部件可靠性和减少涉钠事故。严格来说,大多数钠泄漏和火灾并不是核安全的重大事件,但是导致快堆以低容量因子运行的主要因素。86俄罗斯BN-600反应堆的经验表明,未来反应堆的可靠性可能会有所提高:经过三十五年的运行,BN-600过去的发电量相当于全世界19座快堆全部发电量的三分之二。过去的二十年,BN-600的运行容量因子为77%,许可使用寿期长达六十年。87由于中国原子能科学研究院与俄罗斯研发机构合作进行增殖堆项目开发,中国充分了解BN-600的运行技术的改进方法。

工业化的反应堆建设能力

自20世纪80年代初以来,在中国政府的帮助下,通过引进外国技术,中国核工业一直在不断发展,并积极进行本土化。如果中国继续推进包括工业化快堆在内的先进核电设施建设计划,那么中国就有可能在2030年前在国内建造100座核电厂。特别是,考虑到中国在20世纪80年代之前的经济发展水平相对较低,这是一个了不起的壮举,但这并非史无前例。美国在大约相同的时间内建造了100多座核反应堆;在半个世纪的时间里,法国建造了近60座,日本也建造了近60座。

自20世纪80年代以来,中国整合了少数几家大型国有企业组建了核电工业,其中主要有中核集团和中国广核集团有限公司(以下简称为“中广核集团”,前身为中国广东核电集团有限公司)。这些公司,特别是中核集团,都有众多的子公司,在许多其他的公司中拥有股份,这使得它们在中国的核电投资和建设活动中有很大的影响力,在某些情况下,甚至可以直接控制大多数核电投资和建设活动。中核集团和中广核集团都是集核电厂投资、建设和运营一体化的公司。另一家类似的大公司是国家电力投资集团公司,成立于2015年,是当时的国家核电科技有限公司与中国一家领先的电力公司——中国电力投资集团公司合并组建的。到目前为止,这些公司一直是中国核电厂建设的先锋部队。它们建造或正在建造的核电厂几乎都是压水堆。随着时间的推移,中国宣称对压水堆技术拥有知识产权的控制权。中国在利用外国同意分享的技术建造了核电厂,之后对技术进行了修改,并打上了中国知识产权的标签。

20世纪70年代末,中国政府决定投资核电建设,以及2005年左右加快核电厂建设,与此同时,中国重工业已经具备了为一系列多堆核电厂项目制造所需设备的能力。20世纪80年代,中核集团在一些外国行业合作伙伴的帮助下,率先开始投资建设一系列压水堆。为了适应更大机组的技术需求,中国开始扩大基础设施,但遇到了困难,不得不在锻造、部件制造和质量控制方面加大投资。根据2005年加快中国核电建设步伐的决定,五家经过挑选的国有电力工程公司和重型设备制造公司,斥资45亿美元发展核电制造能力。88现在,这些公司每年可以生产足够多的关键核设备(反应堆压力容器、堆芯结构和控制棒驱动机构),以及多达27台蒸汽发电机、30台主泵和15台涡轮发电机,每年可装备8~10座新核电厂。89

如果中国能够长期地保持这种工业产能,到本世纪中叶之前,将能够满足不断扩大的装机容量的需求,即使以目前最高的预测值也没有问题。对于未来三、四十年中国还会增加多少核电产能,中国的资料和机构提供的预估结果大相径庭。一些中国研究的基准参考认为,如果到2050年中国要达到300 GWe的核电装机容量,就意味着在2050年之前每年增加大约8座反应堆。90仅从设备制造企业的现有能力来看,这是可能实现的。在美国,30家电力公司和7家供应商,每年可为5台机组生产符合核电厂设计的各类设备。相比之下,中国目前正在进行的行业标准化和整合,使他们可以完成上述生产目标。

中国还力争在2050年前实现从压水堆到快堆的转变,对此中国加大投资。自20世纪60年代末,中国原子能科学研究院与俄罗斯核工业界合作,一直致力于快堆中子行为和热工水力、钠处理设备、反应堆材料和燃料的研究。中国还为快堆研发建立了30多个实验设施和测试回路,其中许多涉及钠管理的关键领域。目前,中国共有100多家机构参与建设工业化快堆。自2011年以来,中国加快了这项工作,以便实验论证600 MWe及更大机组所需的部件制造工艺以及一些关键和专用设备的设计,这些设备可用于反应堆容器支撑、地震隔离、中子探测、非能动反应堆停堆和钠浸没部件远程检查。91

由于中国开始建造快堆的时间较晚,而且在工业化反应堆设计、建造和运行方面相对落后,因此中国可以利用早期外国项目的经验。中国实验快堆的设计吸取了以往减少钠火灾项目的经验,配备了较先进的检测报警系统、现代化的应急通风系统、钠灭火设备、石墨灭火器、钢罩和混凝土表面隔离罩。92

中国加入了多边专家组,包括第四代国际论坛、国际原子能机构创新型核反应堆和燃料循环国际项目(INPRO),以及国际原子能机构液态金属快堆技术工作组,以期从经验更丰富国家的先进反应堆开发项目中受益。第四代国际论坛的成立目的是促进包括钠快堆在内的六种反应堆设计的国际合作;INPRO是为了鼓励在反应堆和燃料循环创新方面的一般性合作,包括快堆。然而,他们并不打算开发或共享保密的知识产权,个别成员国继续专注于他们自己独特的、专有的、有时是针对不同国家的具体工程解决方案。

2017年12月,中国启动了一座600 MWe快堆的建设,计划于2023年完工。国外一些经验丰富的快堆工程师认为,中国提出的五年建设计划是不现实的,因为中国没有足够的快堆设计、运行经验和其他资源,不可能在建成中国实验快堆后这么短时间内就迅速建成一个工业化的反应堆。中国其他消息人士认为,鉴于该项目的开创性,政府认为2023年的最后期限是“灵活的”。93中国原子能科学研究院自己也意识到,这个雄心勃勃的时间表(甚至把它作为先进技术的展示),是具有挑战性的,因为在第四代国际论坛解决更先进设备设计的相关技术问题之前,必须要为该反应堆制造关键设备。94中国的项目工程师同样警告说,关键部件必须从国外采购,由中国缺乏快堆项目管理经验,并且中国工程师几乎没有所选择的集成泳池式反应堆设计的参考资料,中国实验快堆在实施过程中曾两次超出预算。95一些接受本报告采访的专家警告称,中国越早计划开始建设600 MWe快中子增殖示范堆,他们就越不相信该项目能够如期完成。中国在快堆工程方面的经验有限,如果中国与外国合作实现这个项目,那么项目的管理、监督以及双方必须共同参与决策,这将不可避免地造成延误。

福岛核事故发生后,国务院下令进行一次深入的核电安全审查。当时,专家发现刚刚投入使用的中国实验快堆存在安全设计缺陷。这些缺陷涉及容器问题;长时间断电时衰变热余热没有完全从乏燃料中导出;缺少设计基准事故散热器。另外,专家发现对某些严重事故,防御措施不足。96

曾为中国的快堆项目提供了相当多的技术基础和关键设备的俄罗斯仍继续为中国的快堆项目提供帮助。2009年中俄签署的在中国建造BN-800反应堆的协议虽然搁置,97但2016年11月签署了一项核合作协议,其中包括共同开发未来的快堆。98

中国还与美国合作开发与快堆相关的闭式燃料循环技术。2006年,美国发起“全球核能伙伴关系”计划,这是一个开展先进核能技术合作的多边论坛。同年,中国加入了该计划,2007年,美国和中国达成了一项“双边民用核能合作行动计划”,“为进一步发展先进核燃料循环研究进行合作,以实现核安全和核不扩散的目标”。99中美两国成立了一个快堆合作工作组,2010年以后的几年里定期召开会议。作为该计划的一部分,中国与美国国家实验室在堆芯物理、燃料循环建模、快堆金属燃料开发等领域开展了合作。

如前所述,美国TerraPower公司与中核集团和中国原子能科学研究院签署了一个开发快堆项目的合作大纲,该项目的概念设计基于美国以前的技术经验,主要是阿贡国家实验室的研究。美国与中国在这一领域的合作范围受到美国出口管制的限制。100但是,据非官方媒体报道,美国能源部针对TerraPower项目调整了对敏感技术的出口管制,允许美国向中国转让敏感但不保密的技术。101然而,据美国官员说,出于对安全和不扩散的考虑,美国政府的政治官员有时会阻止美国核工业和政府机构在某些方面向中国快堆项目提供帮助。

后处理

中国宣布要实现工业规模的闭式核燃料循环,这意味着在某个时间点,中国将建造乏燃料后处理设施,利用回收的燃料(铀和钚)制造新燃料,并对后处理和燃料生产过程中产生的剩余废物进行处置。2014年,中国政府阐述了乏燃料管理政策:

中国的乏燃料管理政策是实现乏燃料的后处理,提取和回收铀和钚材料,从而最大限度地利用资源,减少高放废物的产生,确保乏燃料管理安全和公共安全,降低未来的风险。102

2006年,中国选择西屋公司而不是法国阿海珐集团为未来压水堆构筑蓝图,与此同时,中国还朝着实现工业化的后处理厂迈出了一步。当时,中国乏燃料后处理中间试验厂已在酒泉开工建设;随后,中核集团又与阿海珐集团签署了一份备忘录,拟利用阿海珐在法国和日本建造的年处理能力为800 MTHM后处理设施的技术,在中国建设一座后处理厂。

从2006年开始后的十年,双方一直未能就该项目的条款达成一致,于是一些中国专家倾向于使用本土技术建造一座规模较小的后处理厂。双方的分歧主要体现在价格上,另外,法国官员对国家安全表示担忧。103美国政府官员公开反对中国建立商业化后处理产业的计划,并谨慎敦促法国停止与中国进行后处理双边合作协议,这份协议可能包括将阿海珐集团的股份出售给中核集团。104

根据一位中国高级官员的说法,党中央在2014年底正式批准了中核集团的工业化后处理厂建设计划。105从那时起,中法政府机构和企业之间就后处理项目的细节展开技术讨论,最后一致同意利用阿海珐集团的技术,在众多提议的地点之一建造一座年处理能力为800 MTHM的后处理厂,工程将于2032年前完工,2035年开始全面运行。106

中国拥有反应堆机构的高级管理人员在2017年11月表示,中国打算进行两项后处理厂建设项目,一个是在国外技术的帮助下建造的年处理能力为800 MTHM的项目,另一个是“独立自主建造的、中等规模的”年处理能力为200 MTHM的后处理厂。他们表示,这两个项目都纳入了2011—2020年的中央规划项目,其中包括“十三五”规划,具体实施还有待国务院常务委员会审议。据这些官员透露,2016年12月,国务院正式决定对这两家工业规模的后处理厂进行必要的投资。

中等规模的后处理厂的地点选在甘肃酒泉以北的金塔区,施工前的现场准备工作于2015年开始。2016年中国官方表示,这座中等规模的后处理厂的设计处理能力为每年200 MTHM,计划2025年完工,比最初预计推后了五年。107

乏燃料

到目前为止,中国从来没有对核反应堆的乏燃料进行过后处理,这说明中国政府把重点大部分都放在了核电厂建设和运行上。相反,中国采取措施将乏燃料贮存至少二十年,主要是在反应堆场址,这与许多其他国家的核电计划乏燃料管理一样,而且中国正在使用世界各地应用广泛的传统乏燃料贮存技术。

到2005年为止,中国已累计产生了1100吨乏燃料。到2020年,随着中国反应堆数量的急剧增加,这一数量应该会增加7倍。108中国几乎所有的反应堆乏燃料都贮存在核电厂。

目前,中国一半以上的核电装机容量都采用法国的标准压水堆技术。这些反应堆的乏燃料贮存在充满水的乏燃料池里,这些水池设计储存量为可以容纳反应堆正常运行大约十年产生的乏燃料。中国也在建造基于美国AP1000设计的压水堆。AP1000的乏燃料也贮存在一个设计容量满足核电厂正常运行十年要求的水池里。109采用俄罗斯VVER型双机组压水堆技术的中国田湾核电厂也配有乏燃料水池;据报道,自1992年开始运行到2016年,乏燃料水池几乎装满。俄罗斯工业公司打算在田湾核电厂建造更多的VVER型反应堆,界时将扩大乏燃料池的贮存容量。110中国首座自主设计的动力反应堆“秦山一号”拥有足够的贮存能力,可以贮存2025年之前该核电厂产生的所有乏燃料;两台后续机组“秦山一号”二期项目贮存容量足够维持到2022年。111中国还扩大了现有反应堆的贮存能力,而且新的压水堆场址贮存能力也能维持二十年。112

除了越来越多的压水堆外,中国还正在运行秦山三期核电厂。该核电厂配备了两座以天然铀为燃料的CANDU-6(加拿大氘铀)加压重水反应堆。这两座反应堆每年产生大约5000束乏燃料棒。这些乏燃料最初储存在一个容量略低于3.8万束的乏燃料水池里,相当于正常运行七年所产生的乏燃料数量。自2008年以来,中国一直在该核电厂场址建设一系列模块化干式贮存设施,用于乏燃料的长期贮存,每个模块可容纳2.4万束乏燃料棒。中国计划总共建造18个贮存模块,能够贮存至少在2042年之前CANDU堆产生的乏燃料。113

中国还采取措施将乏燃料贮存在反应堆场址以外。酒泉后处理中间试验厂和金塔中等规模的后处理厂都设计有首端处理设施,在进行后处理前接收和贮存乏燃料。金塔和酒泉的首端处理设施将来可能足以处理几千吨乏燃料,而且如果中国决定从反应堆场址即将装满的贮存池转移更多的乏燃料,这些设施从原则上讲会继续扩大。114

鉴于最近遇到的政治挑战,中国可能正在考虑这样做。福岛核事故后,由于政治因素以及核监管措施越来越严格,中国政府在一定程度上很难征得华东地区地方和省级政府的同意,未来在这些地方建设乏燃料集中贮存区。本世纪的前十年,酒泉的乏燃料湿法贮存容量从500 MTHM增加到760 MTHM,但核监管机构下令延缓启用。由于乏燃料贮存容量不足,核监管机构威胁要暂停大亚湾核电厂的运行。于是将乏燃料从大亚湾分流到附近的岭澳核电厂,才缓解了当时的紧急情况。1152030年前,中国可能还需要更多的容量来贮存目前正在运行的核电厂产生的乏燃料。116

中国未来乏燃料增长的速度,将取决于现有核电厂的运行时间以及中国新建核电厂的数量。预计中国未来几年将继续增加核电产量,但政府尚未确定2020年“十三五”规划结束后的核电装机容量目标。如果中国到2035年将核电发电量扩大到150 GWe,届时可能会累积约2.14万吨的乏燃料;如果中国将核电产量扩大到450 GWe,到2035年,累积法乏燃料则可能达到2.94万吨左右。117相比之下,美国六十多年来运行的核电反应堆多达100座,累计乏燃料贮存量约7万吨;118目前全球核电反应堆乏燃料总量约为30万吨。119

虽然大亚湾没有因为乏燃料贮存能力不足而关闭,但这迫使核电公司不得不考虑未来任何近期贮存瓶颈可能造成的后果,以及中国乏燃料后处理计划的现实需求。在中国决策者看来,积极的后处理计划在理论上会使核电公司和政府得到解脱,不必迫于压力寻找额外的临时贮存地。120但是,即便是提供了足够的储存容量,由于燃料将在堆芯中停留更长时间,堆芯热负荷增加,放射性物质含量改变,导致芯内燃料管理也要相应改变,由此带来的物流和回收问题还可能会给一些核电公司带来困扰。大亚湾的高级管理人员私下表示担心,尽管事实证明将乏燃料从大亚湾转移到另一个地点相对简单,但从另一角度来说,可能也会给核电公司带来商业竞争的压力,尤其是来自中核集团的压力。121

与领土有限的日本、韩国或台湾不同,这些国家和地区的政策制定者面临更大的反应堆乏燃料贮存容量的短期压力。中国是一个疆土广阔的国家,偏远地区众多。至少在本世纪的大部分时间里,中国可以先将乏燃料贮存在反应堆场址和场址以外的燃料水池中,然后进行干式贮存,通过上述方法对所有的反应堆乏燃料进行技术管理。根据其他核电计划的乏燃料贮存经验和许可管理经验,直到在本世纪中叶乃至未来几十年,中国都可以一成不变地通过这种方法,安全可靠地储存核废物。然而,在未来的某个时候,中国将需要制定长远的乏燃料处置政策和工程决策。122

根据中国的核技术发展规划,“乏燃料后处理是闭式燃料循环的关键环节,特别是从先进的热核反应堆过渡到快堆为基础的燃料循环系统,闭式燃料循环技术至关重要”。123如果中国要建立一个工业化的快堆网络,那么每个堆可能都需要数吨的初始钚燃料,其中大部分将装载到堆芯。一旦快堆开始运行,系统通过两种方式完成钚供给:一种是反应堆通过中子捕获,将反应堆堆芯中的驱动装置和再生区组件中的铀-238转化为钚-239;另一种是对持续运行的热反应堆的乏燃料进行后处理获得钚。每个快堆提供的钚都比运行所需的钚多;最后,每个堆都将产生足够的钚,供新快堆的初始堆芯使用。快堆系统产生额外易裂变材料的速率称为倍增时间。124倍增时间与各种变量有关,包括易裂变材料的质量、反应堆的增殖比(增殖同位素产生的钚与消耗的钚的比率)125,以及燃料生产和后处理过程中的钚损耗。一些高效的增殖反应堆的倍增时间可能短至五年,而增殖速率相对低效的反应堆,倍增时间可能长达二十年。有些快堆方案打算通过使钚的“燃烧”量大于产生量来减少现有钚库存;中国雄心勃勃的增殖反应堆部署方案,也将需要部署许多后处理厂来满足预计的钚需求。中国专家已经推导出了各种燃烧和增殖钚的理论设想和计算。126

在某些设想中,核电理论专家推断,像中国这样的国家,要从一个主要依靠压水堆的核电系统过渡到依靠快堆的系统,可能需要几十年或者好几十年。一个国家能以多快的速度实现这一过渡,将取决于其技术基础、电力需求的增长率和其他因素,特别是提供燃料循环基础设施的能力,包括后处理厂和燃料制造工厂。从理论上讲,如果几个核电生产国共同努力实现全球范围的从轻水堆到快堆的转换,可能需要在半个多世纪内将后处理能力提高7倍。127

事实上,到目前为止,还没有任何一个国家的核能计划在任何时候部署过一座以钚为燃料的大型工业化示范快堆,也从来没有尝试过多国联合部署快堆。欧洲和日本在试验和示范快堆相继部署的同时建立了后处理厂,但是提前关闭或没有建造快堆,而后处理厂则被用来为现有热反应堆的MOX燃料供应钚。从这一点来看,中国需要谨慎地根据实际的钚需求确定未来钚的供应计划。

如果中国打算推进乏燃料后处理计划,将仿照其他一些国家的做法,包括美国、法国、德国、意大利、瑞典、瑞士、比利时、荷兰、俄罗斯和日本。世界上大部分的动力反应堆乏燃料都是由法国的后处理设施处理的。20世纪70年代,法国决定加快核电厂的建设,同时法国政府控股的阿海珐集团开始进行商用乏燃料后处理生产和MOX燃料制造。从20世纪80年代开始,阿海珐集团在海牙建立后处理厂,目前每年后处理能力为1700吨。截至2005年,全球范围内民用核电产生的27.6万吨乏燃料中,约有9万吨经过了后处理。今天,已完成后处理的反应堆乏燃料大约共有12万吨。128

世界上所有的工业化乏燃料后处理厂都是基于“普雷克斯”(PUREX)流程而设计的。该流程利用硝酸溶解乏燃料,并依靠有机化学品从溶液中提取纯铀和纯钚。这一工艺是在第二次世界大战后发展起来的,并于20世纪50年代中期开始为法国、德国、日本、英国、美国和苏联所用,一直沿用了二十多年。PUREX流程的成功主要有三个原因:由于使用了低成本的有机反应物磷酸三丁酯,钚的回收率较高;支持回收铀的回收利用;与其他工艺相比,该工艺更有效地解决了核废物的管理问题。129

20世纪80年代,当中国政府宣布将为未来的动力反应堆乏燃料建造后处理基础设施时,中国也打算使用PUREX技术,并为之设计了后处理中间试验工厂。据中国科学家称,PUREX流程之所以更受青睐,是因为它是很成熟的技术,符合全球行业标准。科学家表示,基于同样的原因,中国也选择了PUREX流程作为正在建设的年处理能力为200 MTHM的后处理厂的技术基础。130

然而,如果乏燃料后处理在本世纪还将作为一种产业活动继续发展,那么,出于核不扩散、经济、废物管理和环境保护等因素,到2050年以前或到2050年为止,PUREX流程可能就会被更先进的技术所取代。

从核安保和核不扩散的角度来看,PUREX流程的一个缺点是从乏燃料中仅分离出钚。为了解决这一问题,法国科学家开发了联合萃取锕系元素(COEX)工艺,可以在整个工艺过程中保留铀钚混合物,直至PUREX流程结束,有些情况下还会产生用于制造MOX燃料的铀/钚混合原料。131尽管COEX工艺或许会遇到技术挑战,新的后处理厂可能还会采用这种或类似的工艺,包括阿海珐集团可能在中国建造的工厂。132

在反应堆技术和动力反应堆燃料的不断改进和技术进步的推动下,中国开始进行比PUREX技术先进的研发工作。PUREX流程最初并不是为了处理更具挑战性的乏燃料类型而设计的,比如钚含量高的燃料、非氧化物棒束和高卸料燃耗(反应堆中单位质量初始燃料所产生的能量)。几十年来,尤其是受市场压力的影响,核行业开始以更经济有效的方式使用资源,全球核工业的反应堆燃料的燃耗水平大大提高。主要出于经济考虑,减少停堆换料次数,减少反应堆加料量,并减少产生给定电力所必需卸出的乏燃料的数量133,反应堆燃耗已从以前的35GWd/MT提高到今天的近50 GWd/MT。134将来,一些轻水堆燃料的燃耗水平可能接近90 GWd/MT,这意味着每单位质量的燃料的发电量将是核能发电初期的3倍。135

随着燃耗的增加,乏燃料中各种裂变产物的浓度升高,使得后处理更加困难,乏燃料可能因为颗粒堆积而无法溶解。高燃耗燃料的后处理可能需要配备额外的中子屏蔽设施,以适应高溶剂降解率和更高的操作温度;另外,处理高放废物需要不同材料和工艺,必须配备中子屏蔽设施,以应对更高的衰变热、更高的中子输出和更多的重核素库存。中国核工业和研发部门充分认识到这些趋势。中国的核电公司经常将以燃料燃耗持续增加为借口,敦促政策制定者在进行后处理规划的同时,确保提供足够的临时乏燃料贮存容量。在技术研发方面,中国专家正在研究复杂的分离方案,这些方案在一定程度上与预期的未来燃料战略和技术有关。136

分离与嬗变技术

中国专家常说,放射性废物的后处理和快堆部署,关键是废物管理,特别是分离与嬗变技术。

放射性废物如果不经处理,放射性毒性将保持十万多年。分离与嬗变技术能将长寿命的锕系元素转变为裂变产物,将长寿命的裂变产物转变为寿命短得多的核素,从而使核废物的衰变期缩短为数百年。如果研究取得成功,还将减少高放废物的库存和地质储置库的热负荷137,使我们的后代可以卸下管理今天核废物的重担。用中国人的话说,即“对于未来产生的乏燃料,先进的后处理技术不仅能够回收钚和铀,还必须能够管理锕系元素和裂变产物。”138

闭式燃料循环技术可以大幅减少乏燃料对人体细胞组织的辐射毒性或危害。钚是乏燃料中长期放射毒性的主要来源,可以通过PUREX流程有效去除。目前,PUREX后处理流程中还有一些有毒的长寿命放射性核素,也必须作为废物处置掉,包括次锕系元素,其中镎、镅和锔的含量最多。从乏燃料中除去钚可使乏燃料的放射性总量减少10倍。如果锕系元素能被分离,然后在快堆中燃烧,那么放射性总量可能会减少100多倍。镎可以通过调节PUREX流程去除,但是不能去除镅和锔。139

但是,分离与嬗变技术却面临着极其严峻的核科学难题。锕系元素的回收相当困难,因为在溶剂萃取工艺条件下,这些元素的化学性质非常相似。采用先进的技术,有希望从镧系裂变产物中选择性地分离出镅和锔,也就是从锔中分离出镅。但是这些元素的化学行为相似,使得锕系元素的回收成为先进废物处理工艺研究中最难攻克的难题。140

为促进分离与嬗变技术研究,除PUREX流程外,还发展了其他许多处理技术,但是,只有当这些技术能够实现产业化应用,同时只有实现快堆技术商业化时,才能应用于核电厂。141科学家希望,集全世界PUREX流程的经验,研究人员能够基于溶剂萃取设计出类似的分离系统,促进分离与嬗变技术工业化。目前,工业化的分离与嬗变系统工程设计正在研究之中。142

然而,我们还应该持谨慎的态度,因为半个世纪以来,研究人员一直在积极研究锕系元素分离技术。他们还需要更先进的工程手段,包括先进的光谱技术,需要借助计算机技术,研制出简单经济、适合核电厂使用的处理系统。143核电要从分离与嬗变技术研究获益,恐怕还需要二十年或更长时间。144

中国和先进的后处理技术

中国的分离与嬗变研究始于20世纪80年代初。最近,中国科学家开始研究先进的PUREX流程,部分原因是为了应对高燃耗乏燃料带来的挑战。

中国先进PUREX流程研究的一个关键内容,是应用无盐有机反应物对PUREX流程进行改进。在PUREX流程中,溶解的乏燃料中含有锝,可能导致过量的钚积累,致使钚铀分离失败。中国先进PUREX流程研究的一个重点就是锝的行为问题。145另一个重点是从钚产品中有效分离镎。分离化学的一些研究工作,集中在整体回收所有锕系元素(铀、钚、镎、镅和锔),把短寿命的热发射元素(铯和锶)留在高放废物中。中国一直在研究如何利用三烷基膦氧化物(TRPO),从PUREX后处理流程产生的高放废物中回收所有锕系元素,并且对中国核武器计划产生的高放废物进行了一些回收实验。近年来,中国还设计了锕系元素和镧系元素的分离回收工艺,包括从高放废物中分离回收锶。146

此外,中国还在研究锕系元素与镧系元素的分离技术,并在实验室中使用专门的有机萃取剂成功实现了分离,147但是,研究人员发现,萃取剂在强辐射场中会发生降解,这个问题必须得到解决,才能考虑实现该技术的工业化应用。148中国的TRPO工艺在欧洲试验成功,但存在一些缺陷,比如存在较多工艺步骤,可能阻碍工业化应用;某些裂变产物干扰分离;锕系和镧系混合物中硝酸浓度过高。149

高温处理技术

实施闭式燃料循环规划的科学家预计,在掌握了PUREX湿法后处理技术后,中国将开发和部署一种名为“高温化学处理”(简称为“高温处理”)的干法后处理技术,为未来的快堆提供再生燃料。自20世纪50年代以来,高温处理技术一直处于发展阶段,最初是由美国和苏联配合各自的快堆项目开发,现在韩国、日本、印度和欧洲也在进行该项技术的研发工作。

在高温处理流程中,乏燃料被切碎、加热,碾成粉末,然后在高温下燃烧,去除易挥发的裂变产物(氪、氙、碘和铯)。将这种粉末转化成金属,放入熔融盐(如氯化锂或氯化钾)电解池中。熔融盐含有金属燃料材料,加电(即电精炼过程)后,在电流的作用下,金属溶解并分离成不同的成分。纯铀被收集在电解池中的钢阴极上,而超铀材料(钚、镎、镅和镭)和裂变产物(铈、钕和镧)被去除。将收集的纯铀放进铸造炉制成新的燃料。超铀元素和裂变产物可以在地质处置库中进行处置,也可以在铸造炉中进行处理,制造成快堆使用的燃料。

高温处理法的原理简明易懂。金属燃料的导热性和增殖比都优于氧化物燃料,可能会用于未来的快堆,因此高温处理法也许可行。第四代国际论坛计划中支持高温处理计划的人认为,高温处理法对于先进的闭式燃料循环具有独到的优势:反应堆运行、后处理和燃料制造一体化;含有高燃耗快堆燃料的熔盐和液态金属溶剂具有抗辐射能力;减少废物数量;锕系元素自动分离。熔盐的抗辐射能力意味着可以缩短燃料冷却时间。燃料循环过程的一体化可以使设施更紧凑。由于该流程将产生相对不纯的产物成分,因此临界危险可能会降低。150

高温处理工艺也有潜在的缺点,包括:化学分离时可能会产生纯钚;熔融盐和液态金属会发生侵蚀;商业规模的后处理厂的设备必须能够承受400~1000℃的高温,由此可能会带来材料科学和维护方面的难题;到目前为止,这种流程批量处理能力有限,而且要求高度纯净的环境,将其改造为能够工业化处置乏燃料的工艺,是极其严峻的工程难题。

美国、韩国和俄罗斯在高温处理方面积累大量的经验,相比之下,近年来中国在这方面只进行了一般性研究。迄今为止,中国尚未在专门设计的高温化学研究装置中处置受辐照的核燃料。2006年“全球核能伙伴关系”计划成立后,中美两国开始在高燃耗快堆金属燃料、铀钚燃料铸造技术、高温处理流程建模等领域开展合作。151一些中国专家建议,中国政府应在2030年或2035年之前建立一座乏燃料高温处理设施。152然而,到目前为止,中国的高温处理研究大多是学术性的,只关注一些基本问题,比如,氯化物熔盐中铀的基本参数测量,燃料在熔盐中的溶解模拟,以及熔盐特性研究。中国目前没有任何高温处理装置。153由于中核集团垄断了中国湿法后处理的研究,2017年有传言称中广核集团可能在韩国寻求高温处理研发合作伙伴,但中广核集团否认了这一说法。154

其他先进燃料问题

如果中国除压水堆之外,还要建造和运行快堆,那么必须建设专门生产快堆燃料的基础设施和乏燃料后处理基础设施。由于压水堆燃料和乏燃料的放射性和同位素成份与快堆的不同,快堆燃料生产及乏燃料后处理工作,将与中国正在进行的压水堆燃料生产和乏燃料后处理分别进行。如果中国在近期部署一座大型快堆,可能会使用目前可行的湿法处理技术对乏燃料进行后处理。

MOX 燃料生产

轻水堆是通过水将燃料释放出的中子慢化,提高中子引发放热裂变反应的概率。增殖反应堆则不同,依靠快中子自身的能量维持链式反应,因此需要富含裂变物质的燃料。大多数快堆都使用高浓铀或钚作为燃料,通常是金属合金或MOX。俄罗斯的快堆大多使用金属高浓铀燃料,法国和日本已经改用MOX燃料。

目前,世界轻水堆燃料中,MOX燃料约占的5%。到目前为止,全球450座核反应堆中,只有40座使用MOX燃料,总消耗量约2000 吨。这些反应堆大部分都在欧洲,每年消耗约10吨钚。与天然铀燃料相比,MOX燃料使用成本较高,因为MOX燃料中的一部分钚可能会衰变为镅(一种会释放伽马射线的中子毒物),这种放射性特征使得MOX燃料管理非常复杂,限制了它在轻水堆中的使用。比利时、法国和英国已经开始进行MOX燃料工业化生产,但是在本世纪20年代,可能只有法国才能生产轻水堆用的MOX燃料,日本或许也会加入进来。俄罗斯将只生产用于快堆的MOX燃料。

原则上,中国可以复制和借鉴这些经验,但还有很长的路要走。中国选择先用俄罗斯提供的高浓铀金属燃料开始运行中国实验快堆,然后装载MOX燃料。中国后续的增殖反应堆也将使用MOX燃料,之后预计将过渡到金属燃料。

2013年,中国的技术顾问向政府部门汇报说,中国建立核电闭式燃料循环的技术基础落后其他国家几十年。155由于政治原因,中国无法实施2010年与比利时签订的MOX燃料技术引进的双边协议。156没有比利时的帮助,中国只能依靠2003年安装的实验室设备,包括12个手套箱和国产的设备,将铀钚粉末混合并压成燃料球进行烧结。这座工厂原本计划从2010年开始为中国实验快堆制造MOX燃料。157截至2017年初,中国还没有向压水堆中装载任何MOX燃料,在中国实验快堆中使用的燃料(如果有的话)也很少。中国MOX燃料生产线规模小,若大批量生产,难以保证MOX燃料性能稳定。158 如果要运行一座使用MOX燃料的600 MWe增殖反应堆,中核集团需要得到许可,建造一座设计产量为20 MT/y的MOX燃料制造工厂。159

除了要面对MOX燃料技术的挑战外,中国还可能在2030年左右开始实现从氧化物燃料,转向快堆用的金属燃料,建立锆钚铀燃料试点生产设施,并计划十年后初步达到约6 Mt/y的产能。160借助“全球核能伙伴关系”计划,中国与美国国家实验室在这方面寻求合作。1612016年11月,中国与俄罗斯签署双边核合作协议后,两国有可能合作开发用于中国快堆项目的金属燃料。原则上,中国也可以与对开发金属核燃料感兴趣的美国公司和实验室开展合作。

快堆乏燃料湿法后处理技术

轻水堆的铀氧化物乏燃料的后处理,与在快堆中受辐照的MOX燃料或金属燃料差别很大。快堆乏燃料中的钚含量占重金属的25~30%,而轻水堆乏燃料中的钚含量不到2%。162

快堆乏燃料的后处理面临着许多特殊难题。含有高浓度钚的高燃耗氧化物燃料很难用动力学和热力学方法溶解,而钚的化学性质又干扰溶剂萃取。这种燃料容易形成不溶解的贵金属合金杂质。同样,从粉碎的乏燃料中分离的富含钚的颗粒也可能会乳化,造成临界事故隐患。实验室规模的严重临界事故处理相对简单,而在贮存了大量钚的产业规模的装置中发生严重临界事故,处理起来就复杂得多,燃耗越高,管理就越困难。如果高放废物在最初的处理阶段未能溶解,那么如果颗粒在下游积聚,产生的热量就会损坏工厂设备。另外,金属杂质也会降低化学分离的效率。163

与轻水堆乏燃料相比,快堆乏燃料中裂变产物浓度也比较高。这些高浓度的裂变产物大部分可以通过净化工艺去除,但一些高放射性元素却难以去除。最后,对快堆乏燃料进行后处理时,必须谨慎对待溶剂降解程度较高的问题,而且从工艺流程中去除的有机材料可能形成爆炸性硝酸盐化合物。俄罗斯和美国已经发生过这类事故,处理时必须慎之又慎。164

法国、美国、印度、德国、日本和俄罗斯已经对少量含有高浓度钚的快堆乏燃料进行了后处理。所有这些国家使用的化学处理流程大致相同,只有俄罗斯例外。近十年来,在“全球核能伙伴关系”计划和第四代国际论坛国际项目的推动下,快堆乏燃料后处理技术的研发进展加快,正在进行的研究工作包括开发PUREX技术之外的后处理工艺,其中湿法后处理就是一个新开发的技术。与高温化学后处理技术一样,快堆乏燃料湿法后处理技术面临的主要挑战,也将是成为经济、有效和可靠的工业化工艺。

要实现这一目标,可能需要几十年的努力。到目前为止,中国在快堆乏燃料后处理方面只有很少或没有直接经验。为此,中国可能转而专注于非PUREX快堆后处理系统,尤其是高温化学处理技术。但这项技术也远不能应用于大量乏燃料的后处理。近年来,中国有可能建设一座产能为50 MT/y的MOX乏燃料后处理厂,满足目前在建的600 MWe增殖反应堆的需求。165

后处理铀的回收利用

除钚外,中国还计划通过对乏燃料进行后处理,回收铀。

轻水堆乏燃料通过后处理可回收钚和铀。从四十年前开始,许多核电国家的反应堆尝试回收利用经后处理的铀。后处理铀的数量一直与后处理乏燃料的数量同步增长。截至2010年左右,全世界的后处理铀总量估计在数万吨左右。166然而,大部分后处理铀都被贮存起来,回收利用量相对较小,但是在技术上已经证明可作为核反应堆燃料的使用,包括达到工业规模,供轻水堆使用。然而,由于后处理铀中的同位素含有中子毒物并释放出高水平的伽马辐射,将它作为商用反应堆燃料,实际成本会较高,尤其是对计划提高燃料燃耗水平的反应堆运营商来说。因此,大多数国家并不积极回收后处理铀,但是他们认为,如果铀的价格高于后处理铀的处理和贮存成本,那么它将是未来有价值的潜在资源。多年来,反应堆运营商对后处理铀一直采取机会主义的态度:对回收利用后处理铀的兴趣随着对铀供应保障担忧的增加而增加,随着担忧的减少而减少。167

几十年来,中国在引入乏燃料后处理技术时,没有制定在核电计划中使用后处理铀的具体计划。1682016年9月,中国几家大型的核电公司与加拿大同行签署了一份谅解备忘录,计划设计、投资并建造一座使用后处理铀燃料的700 MWe动力反应堆。该反应堆的设计是加拿大和其他地方建造的、使用重水慢化冷却的标准压水堆的更先进版本,其中包括2000年初以来在中国运行的两座反应堆。根据加拿大供应商的说法,中国最初将建造两座反应堆,使用从中国四座压水堆的乏燃料中回收的后处理铀。169中国专家希望这个项目的商业合同,包括这些反应堆系统的技术所有权转让条款。1702016年,了解这个项目的中国官员表示,中国的一座或多座快堆最终将使用加拿大生产的后处理铀燃料,直到中国拥有这种快堆乏燃料的工业化后处理技术。171

高放废物处置

无论中国是否选择对压水堆乏燃料进行后处理,都需要处置高放废物。中国的核废物贮存项目与其他国家类似。核废物处置的决策由是中国政府的下属机构制定:国家核安全局是监管机构;中核集团被指定为负责建设和管理核废物贮存库;核工业北京地质研究院,负责与项目有关的研发工作。到目前为止,该项目的构想是:贮存来自军用和民用反应堆产生的乏燃料组件和玻璃固化的后处理废物。基本原理是,将废物货包处置在水平竖井中,竖井与通往贮存库的隧道相连。

2003年,政府调查了几个可能的贮存地点,最终集中全力在甘肃酒泉综合核设施附近的一个名为“北山”的偏远地区,建设一个花岗岩介质的废物地质处置库。

21世纪前十年,中国将2020年作为完成地质处置库的概念设计的目标年。1722012年,美国决定放弃尤卡山动力反应堆乏燃料处置项目,而中国将未来高放废物贮存库备选场址扩大到12个。除花岗岩外,可选的地质处置库介质又增加了粘土,预计于2020年确定选址方案。173

在选定地点建造地质处置库之前,中国必须完成钻井测试、选址、地质调查、地下水和处置介质放射性核素行为研究等工作,还必须选择地质处置库的缓冲介质——膨润土岩。中国计划在2020年之后174的某个时候对废物货包进行技术表征,处置技术演示验证,并建立一个地质处置库专用地下实验室。在地质处置库建成并获准容纳乏燃料、经后处理的玻璃化高放废物和其他形式的高放废物之前,预计中国将暂时贮存所有的乏燃料和玻璃固化废物。

其他核电技术

除了快堆和相关的燃料循环技术外,中国还投资开发了其他未来可能用于发电的核技术。这些技术具有多种优点,包括非能动安全特性、部署通用性、废物排放少和冷却剂压力低。对所有这些类型的反应堆,中国都需要研发具体的核燃料管理和处理技术。尤其是,随着新技术的出现并逐渐引起关注,同时中国正在追求的其他核电技术,并由于技术、政治和经济原因而失去了吸引力,如果中国在短期内停止或减缓强制性的快堆和后处理技术的研发工作,21世纪20年代及以后,中国的核技术的重点可能会发生改变,并有可能在其他技术上有所发展。近年来,中国的研发机构和核工业的投资主要包括以下几个方面。

熔盐反应堆

20世纪70年代,中国启动了一项熔盐反应堆研发项目,但多年来进展甚微,因为很快出现了估计难以解决的巨大材料难题。175从2011年开始,最初参与熔盐反应堆项目的中国科学院又恢复了该领域的研发工作。目前,中国科学院主持了一个由上海应用物理研究所牵头的项目。如果成功的话,在未来二十至三十年,该项目将设计和建造一系列小型实验和试点机组,首先建造一座开放式燃料循环的固体燃料的球床反应堆。更具挑战性的是,中国的目标是开发和部署闭式燃料循环液体燃料反应堆,这种反应堆从钍中增殖铀-233。无论中国的计划如何,负责该项目官员提示说,中国的熔盐反应堆可能要到2035年或更晚才能用于工业规模发电。176

熔盐反应堆以熔盐为反应堆冷却剂,在大气压下运行(避免了轻水堆系统因压力过高导致的技术和安全问题),但运行温度却高于轻水堆,约700℃。熔盐反应堆有两种设计概念,一种是基于固体燃料,另一种是基于液体燃料,中国对两者都感兴趣。固体燃料的熔盐反应堆需要的燃料球很小,盐的操作相对简单,使用标准不锈钢制成的反应堆设备即可。对于液体燃料的熔盐反应堆,熔盐具有腐蚀性,处理方式复杂。

由于熔盐反应堆的特点和面临的技术挑战,在可预见的将来不可能取代轻水堆。中国科学院转而将研究重点放在了研发小型模块化系统。该系统不需要水冷却,利用涡轮发电机进行发电。177因此,熔盐反应堆最终可能适合部署在中国中西部欠发达且较干旱的地区,因为在福岛核事故发生后,人们担心这些地区缺水,无法保证轻水堆的安全运行。

中国科学院熔盐反应堆项目负责小组从一个相对简单的球床固体燃料反应堆入手,目前正在研究该反应堆单次燃料循环后产生的废物形式。对于液体燃料熔盐反应堆,还有些尚未解决的问题,非常复杂。这类反应堆获得许可之前,需要做大量工作解决环境污染问题、熔盐反应问题、乏燃料高温热处理问题以及反应堆内熔盐贮存库存的清理问题。中国专家也不确定如何处理闭式燃料循环的液体燃料熔盐反应堆的废物。如果中国在二十年内解决了这些问题,熔盐反应堆可能会影响中国快堆研发方向,前题是中国必须设计出以轻水堆乏燃料中的锕系元素为燃料的未来熔盐反应堆。但是中国科学家认为,即使设计成功,以钍/铀为燃料的熔盐反应堆设计到2050年也无法取代为数众多的轻水堆,或许也无法与以铀/钚为燃料的快堆相匹敌。熔盐反应堆在核电领域的任何贡献都只能是锦上添花。178

中国科学院的研究小组设想,在熔盐反应堆的熔盐中加入钍,通过中子俘获增殖铀-233,产生并回收的可裂变铀将通过在线高温后处理进行分离。通过在线高温后处理技术分离铀钍是相当困难的,原因有许多方面,包括化学、抗辐射性、致密性、反应堆慢化剂排除、与熔盐载体的相容性以及不扩散。179对于中国的熔盐反应堆项目,高温后处理方案在技术上还有待概念化。180

加速器驱动次临界系统和钍

中国还有意开发一种加速器驱动次临界系统,利用强大的粒子加速器使锕系元素发生嬗变,并在钍再生区中生成铀-233,钍再生区通过裂变产生电力。加速器驱动次临界系统的原理是,粒子加速器通过轰击靶件产生高能中子,这些高能中子与其他靶件,如锕系元素,发生反应。

1999年,经过三年(1996—1999年)的初步研究,加速器驱动次临界系统被纳入中国国家基础研究计划(即“973”计划)。中国原子能科学研究院与中国科学院高能物理研究所开展了一项为期五年的加速器驱动次临界系统物理与技术研究项目,并搭建了实验平台。2011年,中国科学院高能物理研究所的一位科学家称,中国“仍在加速器驱动次临界系统关键部件的基础研究和预研阶段”。181他说,中国将实行一个“三步走”项目:首先,经十年的努力,构建一个高能加速器和相关测试设备;然后,到2035年,建设一个加速器驱动次临界系统样机和一座30 MWe反应堆,进行初始嬗变试验;最后,在2050年之前建成一座“由10 MWe电子束加速器驱动的800 MWe全尺寸工业化示范反应堆”。他说,实现这一目标“将需要三十年时间”。182

最近,该项目的时间表已缩短到在2032年之前完成示范设施的建设,包括一座额定功率超过1000 MWt、可以进行发电和处理乏燃料和高放废物的反应堆。该项目面临的挑战极其严峻,任务艰巨,包括靶件、反应堆再生区、废物分离、加速器工程以及确保工业化系统的可靠性。2016年3月,中国科学院与中广核集团签约,将在这一领域开展合作。中广核集团的目的是挑战中核集团在中国核废物处置领域的垄断地位。183

据中国科学院的科学家介绍,中国目前正在努力实现的加速器驱动次临界系统研究目标,世界上“还没有现成模型”。184中国并不是唯一开展利用加速器驱动次临界系统发电应用的国家,但是到目前为止,在工业应用方面的研究成果还很有限。建造和运行一个相当于商业规模核电反应堆的加速器驱动次临界系统,需要强大的束流强度,现有的加速器设计和正在运行的加速器的束流强度仅为它的一小部分。185其他国家的加速器驱动次临界系统研究已经进行了几十年,并且研究仍在继续。挪威拥有大量的钍资源,一直在进行钍钚燃料的电力应用研究。2008年挪威得出结论,未来几十年,包括加速器驱动次临界系统在内的钍基燃料循环技术很可能实现工业化应用,但警告称,必须投入大量资金(数十亿美元),以克服经济上的不利因素和技术挑战。186

其他类型的快堆设计

作为中国科学院加速器驱动次临界系统项目的一部分,中国正在进行铅冷却快堆的研究。中国科学院提出将该类型反应堆作为中国加速器驱动次临界系统的参考反应堆。研究分三个阶段进行:1)2020年左右,设计一座10 MWt的研究堆;2)本世纪20年代,研制一座100 MWt实验堆;3)本世纪30年代末,建成一座1000 MWt示范堆。到目前为止,中国的铅冷却反应堆并未得到与钠冷快堆同样的重视。

2006年,美国的TerraPower公司曾启动了一项计划,要求许可建造一种被称为“行波反应堆”的装置。该反应堆的最初设计是令堆芯中的高浓铀燃料像“行波”一样从上到下发生裂变,在此期间,所有燃料将留在堆芯;经过几十年的裂变,最后燃料被移移至贮存库进行处置。这一概念的目的在于,常规反应堆(包括快堆)的乏燃料是钚的一个重要来源,钚可能被挪为它用,生产核武器,而行波堆概念可以解决这个问题。2010年,由于在美国难以得到许可,并且难以找一个合适的地方建造所需的基础设施来证明反应堆设计是可行的,该公司将注意力转到中国,意图与中国行业公司和政府合作,在中国建立一个项目,并得到了美国政府的支持。

从那以后,经过与中国核工业部门的讨论,TerraPower公司开始对行波反应堆概念进行重大修改,以适应当前技术的局限性,包括材料要求、美国技术保密要求,以及中国核电企业的工程偏好。1872015年,TerraPower公司和中核集团签署了合作建设一座反应堆的项目大纲,开始与中国快堆项目合作。根据协议,中国原子能科学研究院负责一座600 MWe泳池式动力反应堆燃料和堆芯的研制,中核集团负责反应堆的建筑和工程设计。188

这是一座钠冷快堆,通过燃料组件驱动装置,使反应堆开始运行,这一组件驱动装置中含有浓缩铀,在驱动装置的作用下与堆芯周围再生区中的铀-238反应生成钚。该反应堆每年将关闭一至两周,以更换燃料组件,优化运行环境和安全环境。反应堆堆芯每十年将更换一次。从堆芯中取出的受辐照燃料将重新封装在包壳中,供另外三座反应堆重复使用。根据TerraPower公司的说法,该概念反应堆产生的乏燃料将比轻水堆少,而且乏燃料将在贮存库中处置,而不是进行后处理。189TerraPower公司说,根据设计,反应堆系统使用贫铀或天然铀,但原理上未来也可以使用压水堆乏燃料。190

该项目借鉴了美国快堆技术发展的经验。一些美国专家说,如果要在短期内推行该项目,由于没有国际设计审查标准,许可可能会遇到阻碍。如前所述,自2015年以来的一些非官方报道推测,TerraPower项目将选址在福建霞浦,在CFR-600之后建造。191

高温气冷反应堆

1986年,中国的“863”计划开始支持高温气冷反应堆的发电和高温工艺热应用研究。2012年,清华大学在引进德国技术(包括球形燃料组件生产技术)的基础上,在北京北部地区开始运行一座小型高温试验反应堆——HTR-10。之后,中国计划实施一个雄心勃勃的项目,建立20座更大的模块化反应堆,示范高温气冷反应堆大规模发电应用的可行性。

自2012年,中国开始在山东省石岛湾建造双机组的高温气冷反应堆核电厂。每台机组额定功率为250 MWt,总功率为211 MWe。该项目由技术持有者清华大学、总承包商中核能源和投资者华能集团共同承建。华能集团放弃了在山东建设20座高温气冷反应堆机组的计划,转而计划新建一座6机组核电厂,额定发电量为655 MWe。熟悉中国高温气冷反应堆项目的官员在2017年表示,与压水堆的建设成本相比,这个20台机组的项目不受欢迎。华能集团目前正在山东建设一座压水堆。

与熔盐反应堆一样,高温气冷反应堆仍然是一种小规模应用技术,技术发展过程中存在如何扩大规模的难题。即使成功,在未来二十年或更长的时间里,可能也不会对中国的电力生产作出重大贡献。如果中国决定只支持包括闭式燃料循环在内的核电系统,那么高温气冷反应堆的进一步发展可能会受到阻碍。192到目前为止,中国还没有针对高温气冷反应堆乏燃料的后处理计划。高温气冷反应堆乏燃料的化学后处理在技术上是可行的,但目前还没有研发出工业规模的技术。

其他水冷反应堆

在“973”计划的资助下,中国许多大学和工业研发机构正在研制一种超临界水冷堆,该反应堆的运行压力超过水的临界压力。如果建造成功,它的热效率将超过现有轻水堆,并且核电厂设计简单,因为水的流速较低,而且不需要蒸汽相关设备(蒸汽发生器、蒸汽干燥器或冷却剂再循环系统)。该项目的工程设计将依靠中国已经掌握的超临界燃煤电厂的先进技术。中国正积极参与第四代国际论坛项目的这项研究,目标是在本世纪20年代建成一座1000 MWe反应堆。超临界水冷堆的燃料循环方式将与中国的轻水堆相同。

与其他正在研究的反应堆相比,超临界水冷堆的一个优势在于它是一种水冷和水慢化反应堆,因此是从轻水堆直接演化过来的。但这一概念在安全系统设计和鉴定、燃料包壳材料和传热技术方面还面临挑战,部分是由于反应堆运行温度和压力较高。

此外,中国仍在继续研究和发展压水堆,同时稳步提高压水堆的建造和运行能力。虽然中国政府的决策者支持和鼓励研发快堆,但这并未阻止中国核工业公司继续将重点放在压水堆上。为了达到每年建造10座压水堆的能力,这些公司投入了大量的资金,期待中国领导人允许他们在未来几十年继续建造压水堆。到目前为止,中国政府还没有宣布2020年以后新建压水堆项目的具体目标,但“十三五”规划规定了在2020年之前启动更多反应堆建设的准备工作,并在“十四五”规划中提出建设最先8座反应堆的额外准备工作。193尽管快堆的倡导者雄心勃勃地希望在本世纪中叶开始逐步淘汰压水堆,利用快堆发电,但工业部门以外的官员对此表示反对,他们希望中国继续支持建设压水堆,因为中国的核工程部门对这种堆型最为了解。中国一些核电公司的高级管理人员在2017年表示,不管快堆系统如何发展,他们相信压水堆在本世纪仍将是中国主要的动力反应堆技术。

近年来,中国政府鼓励中核集团和中广核集团联合设计一座1000 MWe压水堆,以便中国可以从本世纪20年代开始出口。该反应堆名为“华龙一号”或HPR-1000,融入了两家外国(主要是法国)公司自20世纪90年代以来相继独立建造的两种不同类型的压水堆技术。随着西屋公司难以在中国推行AP1000型压水堆,“华龙一号”或其更大版本,有可能在本世纪20年代的某个时候成为中国的标准压水堆。

最后,中国正在发展特殊用途的中小规模反应堆(以下简称为“小型堆”),主要用于船舶、近海和偏远陆地地区。其中包括一个125 MWe的压水堆设计,中国计划将它用于一座100 MWe浮动式核电厂。194小型堆(包括高温气冷反应堆),在中国可能更受欢迎,为未来以核能和可再生能源为基础的协同混合动力系统发电,取代燃煤发电,并在干旱地区的部署。这种装置可以在工厂里制造,然后运往指定地点安装。

可控核聚变反应堆

根据中国提出的“三步走”核电发展战略,在完成压水堆和快堆工业化部署后,中国将从本世纪20年代开始部署核聚变反应堆,开启核能发展第三阶段(2050—2100年)的序幕。

核聚变发电厂的电能来自于氢的两种同位素(氘和氚)的原子核聚变,通过原子核聚变形成氦,并释放中子和大量的能量,从而实现发电。两种基本方法可以实现聚变:磁聚变和惯性约束聚变。磁聚变是将注入“磁笼”的氢气加热到1亿摄氏度左右,并通过磁场维持聚变反应。惯性约束聚变试图用激光熔烧核材料。这两种途径都是中国目前正在研究的方向。

中国的核磁聚变能研究始于1958年,但后来转而致力于制造核武器,这项工作被搁置一旁。1964年中国成功试验了核裂变爆炸装置,很快就向发展核聚变武器迈进,具备了生产和使用聚变能材料的能力,主要是锂-6、氘和氘化锂-6,并在1967年成功试爆了一枚热核武器。195

1973年以后,磁聚变项目重新走上正轨。从那时起,中国大力扩展该项目,众多研究机构参与进来。196资金主要通过中国科学院、教育部和中国军工采购单位提供。自2008年以来,军工采购单位开始隶属于中国工业和信息化部。197

近二十年来,中国建立了包括几座托卡马克装置在内的磁聚变设施,托卡马克是大型磁约束装置,用来容纳热等离子体并产生聚变能。目前,中国加入了国际ITER计划,参与论证热核聚变反应堆系统的工程可行性和产生等离子体可能性。ITER的目标是在2025年左右完成这个项目。一位中国核聚变科学家表示,加入ITER项目对中国具有“战略意义”,因为它“将中国的核聚变技术提升到国际水平”,“为中国自主研发核聚变示范核电厂奠定了基础”。

中国计划首先将在2035年前,建造并运行一座500 MWt的实验聚变反应堆。然后,根据ITER计划,从2036年至2050年,中国将有两种选择:建造1 GW聚变裂变示范堆,然后“将聚变能源商业化”,或者建造1GW磁约束聚变示范堆,用于能源应用。198ITER的时间表与中国核能发展“三步走”规划的时间表是一致的。科学家表示,在本世纪下半叶,磁性聚变不仅能成功产生核裂变能量,而且在2020—2050年之间设计和运行的实验和示范反应堆将增殖核裂变材料,并对裂变核电厂产生的高放废物进行嬗变。199

可控聚变发电面临的技术挑战和投资要求非常严峻。为此,中国科学院的一些科学家在2005年对中国政府决定资助一个磁聚变研究项目的决定明确提出反对,因为还有一些问题尚未解决,其中包括还没有找到一种能够抵抗中子轰击、并约束中子以及放射性尘埃和氚气产生的放射性材料;大型核聚变发电反应堆中的设备会受到极端的机械应力和高温的影响。

此外,中国多所大学(其中一所参与中国核武器计划)还在进行惯性约束聚变的研究,目的是利用高强度激光,最终产生可用于工业和商业的聚变能,包括发电。中国研究人员研制了一组高强度激光驱动器来压缩靶件,计划在2020年左右实现点火演示。200如果研究成功,中国将成为少数几个正在进行惯性约束聚变重大研究项目的国家。目前已有几个国家进行了靶点火演示,但还没有一个国家达到工业和商业可行性论证所必须的高能量增益。惯性约束聚变反应堆面临的技术和经济挑战相当严峻,建造工业规模的发电用惯性约束聚变反应堆可能至少还需要几十年的时间。利用脉冲激光器驱动聚变反应堆发电,反应堆的设计和运行也许困难重重,因为这要求激光器必须真正实现连续可靠的激光发射,这对电力产生至关重要。

战略要点

2005年中国大幅加快核电计划时,提出了一个长期的战略构想,即中国当前的核技术将被两个先进的核系统取代:快堆和核聚变反应堆。中国在未来几个世纪继续生产核电。

当时中国计划发展的几项核技术,大多数达不到世界先进水平。此后,中国不仅将部署压水堆列为优先目标,而且加大扶持快堆、核聚变、其他类型的裂变反应堆和后处理技术的研发,以赶超国外核计划。

在此之前,其他国家曾努力实现快堆商业化,但由于技术和经济上的困难而搁浅,这也可能打击了中国发展快堆的信心。尽管中国可以借鉴20世纪90年代后期国际快堆研发取得的技术成果,但中国在燃料加工和制造等领域的技术水平仍处于相对初级的阶段。

中国核部署规划核电目标的完成情况好坏参半。中国按时完成了许多压水堆项目,却削减了2005年开始加速实施的产能计划。中国没有兑现快堆、先进燃料开发和后处理的中长期规划时间表,尽管这些时间表最初制定时也似乎是模糊的,或者用中国决策者的话说是“灵活的”。中国未能实现预期的部署时间表,可能反映出缺乏政治上的一贯支持、资金不足和技术困难。展望未来中国的发展,值得关注的是,中国在许多核电发展目标领域还缺乏经验。

20世纪80年代中国提出了核电发展计划,2005年又制定了发展时间表。在即将到来的2020年,中国核电将处于技术发展的十字路口。中国必须解决如下这些问题:

•     中国应该用什么标准来决定是否以及如何资助先进的核技术发展项目?闭式燃料循环技术,包括分离与嬗变和高温处理,可能对中国核电长期发展至关重要,但在未来二十年或更长时间内,实现工业规模部署可能还不成熟。对于这种情况,中国应该在未来闭式燃料循环项目中投入多少资金?

•     中国支持先进核技术的决定是否会影响对压水堆发展和安全的专注,从而导致压水堆基础设施在本世纪下半叶面临风险?

•     中国是否准备在关键领域经验相对匮乏的情况下,强行推动先进核技术产业项目的步伐?中国成功复制了现有压水堆技术,是否意味着中国将在先进技术上实现创新发展?

•     本世纪20年代,中国将如何与外国政府和行业合作,发展先进的核技术?迄今为止,中国的快堆发展项目是以中核集团为中心、以俄罗斯技术为基础;那么,中国近期决定与美国合作,部署一座工业原型快堆,这对快堆项目的未来意味着什么?

•     中国目前已经在经济上和政治上支持了一些先进的核电技术的发展,中国将如何从这些技术中选择出最有前途的技术?选择依据是什么?中国将如何决策和组织这些技术从研发向工业规模和商业化部署的转变?

注释

63   国务院常务委员会定期举行会议,并指导国务院的工作,由国务院总理、几位副总理、几位国务委员组成:《国务院组织机构图》,国务院,中华人民共和国,2014年8月28日,http://english.gov.cn/state_council/2014/09/03/content_281474985533579.htm。

64   丛伟科,“中国核工业”,国际原子能机构,2009年,http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2009/cn175/URAM2009/Session%201/8_33_Cong_China.pdf。

65   袁西,建刚,易灿,“能源需求”。

66   “中国推迟购买俄罗斯的快堆”,IPFM(博客),国际易裂变材料小组,2012年5月18日,http://fissilematerials.org/blog/2012/05/china_delays_purchase_of_.html

67   作者与中国核电专家和高管的谈话记录,2015年5月和2017年8月。

68   作者与中国核企业高管的谈话记录,2017年5月。

69   “中国开始建造试验快堆”,《世界核新闻》,2017年12月29日,http://www.world-nuclear-news.org/NN-China-begins-building-pilot-fast-reactor-2912174.html

70   TerraPower公司和中国没有公开披露他们的意图,非官方媒体在本世纪前十年的推测:Alvin Ybanez,“2017年开始建设快速核反应堆”,易八达网站,2015年8月17日,http://www.webcitation.org/6dNWyI16E;2015年,中国原子能科学研究院讨论了反应堆建设提议:张东辉,“中国核能与快堆发展”(快堆技术工作组第48次会议,5月24-30日,奥布宁斯克),国际原子能机构,https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2015/2015-05-25-05-29-NPTDS/Country/4_Nuclear_energy_and_Fast_Reactor_development_in_China.pdf。

71   张东辉,“中国核能与快堆发展”;张东辉,“中国快堆发展战略”(国际快堆及相关燃料循环大会,2013年1月25日,法国),国际原子能机构,https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/ Meetings/2013/2013-03-04-03-07-CF-NPTD/5.zhang.pdf;CDFR是“中国示范快堆”的简称。在本世纪最初的十年里,中国官员将第二座增殖反应堆称为中国示范快堆或中国原型快堆,暗示该反应堆建成后,还将建设第三座反应堆,预计将是商用反应堆。最近,将该项目指定为示范反应堆,可能意味着中国原子能科学研究院打算不建设原型堆,直接从中国实验快堆“跃进”到可行的商业化反应堆,但缩写“CFR”似乎会说明这个问题还没解决,或有待决定。

72   马克·希布斯,反思中国快堆》,“军备控制专家”博客,2017年2月17日,http://www.armscontrolwonk.com/archive/1202830/rethinking-chinas-fast-reactor;一些官员说,中国曾考虑将其他项目中的一些特点融入600 Mwe增殖反应堆之中,例如美国通用电气日立公司的“棱镜”快堆的设计元素,该反应堆只有一台蒸汽发生器。

73   福建省投资开发集团有限责任公司网站,http://www.fidc.com.cn

74   Igor Pioro,《第四代核反应堆手册》(英国剑桥:伍德每德出版社,2016年),374–89。

75   “中国开始建造试验快堆”,《世界核新闻》。

76   张,“中国快堆发展战略”。

77   徐銤,“中国可持续核电供应的现状与展望”(2005年国际会议,日本筑波,2005年10月9日)。

78   钠水反应比钠与空气(氧)反应更危险,因为钠水反应中,氢气或高反应性的羟基自由基首先分解出来,然后氢气与氧反应,也与羟基自由基反应。钠很活泼,容易与羟基自由基发生反应,生成氢氧化钠和氧化钠。因此,钠必须在惰性环境中处理。

79   文殊反应堆的钠泄漏事件是由于热偶密封包装密封失效导致钠泄漏。这一事件说明,尽管快堆系统的压力很低,但由于钠具有强大表面张力,有可能从设备上的小孔和裂缝中渗漏出来,造成危险。

80   纯熔融钠比水(轻水堆的冷却剂和慢化剂)腐蚀性小得多,而且与结构不锈钢接触不会造成腐蚀。然而,如果熔融钠与水发生反应,会产生一种极具腐蚀性的化合物。

81   特别是,熔焊不当会破坏专用钢的整体性能,使其在高温下容易失效。因此要保持焊缝处的材料性能,需要特殊的技术。

82   在轻水堆中,为了限制反应堆锆合金包壳的中子吸收截面,需要限制包壳压力。在钠快堆中,由于冗余反应性高,可以使用更坚固的燃耗更高的包壳材料。过去,用奥氏体不锈钢作快堆包层,遇到很多难题。现在,大多数快堆项目似乎都选择一种叫做HT9的材料。将来,快堆包壳可能使用先进的弥散强化合金。

83   Joel Guidez,“世界钠冷快堆技术恢复”,《凤凰原型堆:经验的回归》(巴黎:法国原子能委员会,2012年),294–5。

84   关于这个问题,还有待对成本和安全进行研究和讨论。关键要考虑的因素是堆芯熔毁、堆芯损伤以及为抓取事故中熔化的包壳而设计的“取芯爪”的性能。与轻水堆不同,大多数或所有钠冷快堆的取芯爪都被设计在反应堆容器内。因此,反应堆装置是固定的,而不只是一个可以移动的容器,安全问题还应包括反应堆装置不会因安放位置不当而失效。外部取芯抓成本较高,一般不予采用,尤其是中国钟爱的泳池式反应堆。

85   通过先进设计可以解决堆芯的稳定性和控制棒安装问题,比如采用较高的负反应性温度系数控制堆芯温度。

86   J.F. Sauvage,“RNR-Na原型堆:过去、现在和未来”,RGN 3(2013年5-6月):https://rgn.publications.sfen.org/articles/rgn/abs/2013/03/rgn20133p50/rgn20133p50.html,第10页;亦见:Caroline Peachey,“凤凰原型堆的经验”,国际核工程,2010年1月8日,http://www.neimagazine.com/features/featurelearning-from-ph-nix/

87   Guidez,“世界钠冷快堆技术恢复”,第293页;作者与美国和俄罗斯的快堆国家实验室官员的谈话记录,莫斯科和北京,2015年,芝加哥,2016年。

88   卡内基研究院中国核领域专家的讲话,北京,2014年4月。

89   中国核能行业协会副理事长赵成昆的公开讲话,2015年4月13日,东京。

90   Yun Zhou,“中国当前的燃料管理和未来管理方案”,哈佛大学贝尔佛中心,2010年7月,http://citeseerx.ist.psu.edu/viewdoc/download;jsessionid=D47A384B2039A14DCC06D387F2A88AE1?doi=10.1.1.651.446&rep=rep1&type=pdf。

91   徐銤,中国快堆技术的研究与发展活动,《核工程与技术》,第39卷,第3期(2007年7月):https://www.kns.org/jknsfile/v39/JK0390187.pdf,187–92。

92   Du Hai-ou,“钠火灾防犯系统”,《中国原子能科学研究院年报 》(北京:中国原子能科学研究院,2006年),第10页。

93   卡内基研讨会上的外国行业和政府专家的观点,2014年,北京;2015年,厦门;2016年,柏林。2010年2月,在哈佛大学/清华大学举办的卡内基研讨会上,西方国家政府核实验室的一位高级专家告诉中国专家,在他看来,中国原子能科学研究院计划在中国实验快堆投产后立即在五年内建成工业规模的发电快堆,“这个计划似乎注定失败”。

94   徐,“中国快堆技术研究与发展”。

95   杨鸿一,“中国快堆的经济问题”(关于提高快堆及相关的燃料循环设施经济特性的技术会议,2013年12月9日),国际原子能机构,https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2013/2013-09-11-09-13-TM-NPTD/ 7.yang.pdf。

96   任丽霞,“中国实验快堆严重事故分析及技术缺陷”(防止和减少钠冷快堆严重事故国际研讨会,日本敦贺,2012年6月11-13日),日本原子能机构,http://www.jaea.go.jp/04/turuga/internationalworkshop/presentationPDF/201206131110Lixia%20Ren_China.pdf。

97   Arnaud Lefevre,“中俄核合作”,Dynatom,2013年2月,http://dynatom.org/ wp-content/uploads/2015/01/Sino.-Russian-Nuclear-Cooperation-February-2013.pdf。

98   希布斯,“反思中国快堆”。

99   Chungnin C. Wong,“中美先进燃料循环研究合作概况”,美国能源部,2010年7月1日,http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/1123279。

100 作者与美国政府官员的谈话记录,维也纳,2016年9月。至少到本世纪初,美国政府严格限制了面向中国的技术转让范围:马克·希布斯,“美国继续加大与中国核合作的限制”,《原子核物理周刊》,2004年4月1日。

101 据非官方资料显示,在2013年11月,中核集团的两位主管都敦促美国能源部长欧内斯特·莫尼兹放宽美国“第810条出口管制”规定的关于出口的限制,允许对中国出口TerraPower反应堆技术。2015年,美国政府满足了这一要求。美国第810条规定做了如下修改:“修订后第810条规定:对外国原子能活动提供援助”,美国能源部,2015年2月20日,http://www.webcitation.org/6dNWPYOAE。

102 《关于乏燃料管理和放射性废物管理安全的联合公约》第三个报告,国家核安全管理局,2014年9月,http://nnsa.mep.gov.cn/gjhz_9050/gjgybg/201512/P020151223562288196956.pdf,第9页。

103 根据欧洲官员2010年的说法,法国政府和阿海珐集团不同意在中国建造后处理厂,除非后处理厂的设施受到国际原子能机构的保障监督,以及后处理厂的技术不是使用可以分离钚产品的PUREX流程,而且后处理厂不能建在从事军事核活动的地区。2010年,中国官员告诉作者,中国没有理由必须为国际原子能机构的保障监督活动提供方便和支付费用,因为中国和法国一样,是《不扩散核武器条约》的缔约国。中国要建造使用PUREX流程的后处理厂,是因为熟知这种技术,并且中国本身已进行了工业规模的示范;作者与欧洲及中国核官员的谈话记录,2010年。

104 作者与西方政府官员的谈话记录,2016年4月和5月。

105 作者与中国核企业高管的谈话记录,2015年。

106 同上。

107 作者与中国及外国政府官员的谈话记录,2016年7、8、9月。

108 赵云,“中国当前的乏燃料管理”,第15页。

109 刘学刚,“中国乏燃料管理”,鹦鹉螺安全与可持续性研究所,2014年8月5日,https://nautilus.org/napsnet/napsnet-special-reports/spent-nuclear-fuel- management-in-china/。

110 作者与俄罗斯核企业高管的谈话记录,2016年5月。

111 赵云,“中国当前的乏燃料管理”。

112 同上。

113 刘学刚,“中国乏燃料管理”。

114 作者与中国及外国政府官员的谈话记录,2015年和2016年。

115 Robert Forrest,Chaim Braun,“中国乏燃料管理:临时贮存的模型框架,”《核不扩散评论》,第24卷,第1、2期(2017年):第38页。

116 作者与中国核企业高管和专家的谈话记录,2015年和2016年,及外国政府官员的谈话记录,2015年。

117 赵云,“中国当前的乏燃料管理”,第15页。

118 T. A. Todd,“美国闭式核燃料循环的发展”,《乏燃料的后处理和回收利用》,泰勒编,第524页。

119 Harold Feiveson 等编,《核反应堆乏燃料管理》(普林斯顿:国际易裂变材料小组,2011年9月),http://fissilematerials.org/library/rr10.pdf,第3页。

120 “中国的乏燃料贮存和运输——挑战与建议”,中国广核电力股份有限公司,2015年11月,http://china.areva.com/home/liblocal/docs/China%20Offer/2nd%20Back%20End%20Seminar%20in%20Beijing%202015/(丁怀博_En).pdf。又见:Forrest and Braun,“中国乏燃料管理”,第43页。他们预计,如果中国推迟到2035年进行后处理,中国就必须再增加600 MTHM的乏燃料临时贮存能力。

121 “中国的乏燃料贮存和运输”,中国广核电力股份有限公司。

122 Harold Feiveson等编,《核反应堆乏燃料管理》,第12页7。

123 叶国安,闫泰红,“中国闭式核燃料循环的发展”,第532页。

124 M. Salvatores,“全球核能预测情境:快堆的作用”(国际原子能机构教育和培训研讨会/快堆技术的研讨会,阿根廷国家原子能委员会,阿根廷:巴里洛切,2012年10月1 -5日),国际原子能机构,https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2012/2012-10-01-10-05-WS-NPTD/1.1_Salvatores_global_scenarios.pdf。

125 V. Romanello等,“可持续核燃料循环和世界地区问题”,《可持续发展》,第4卷(2012年):第1页,214–38。

126 作者与中国核实验室官员的谈话记录,北京,2010年。

127 Romanello等人,“可持续性核燃料循环”,第1页,第225页。

128 这篇文章指出,到2020年,全球民用乏燃料废物总量为45万吨,其中在全球范围内乏燃料后处理总量可能为12万吨,参见“乏燃料和高放废物的贮存和处置”》,国际原子能机构,2006年,https://www.iaea.org/About/Policy/GC/GC50/GC50InfDocuments/English/gc50inf-3-att5_en.pdf。

129 Kenneth L. Nash and Mikael Nilsson,“乏燃料的后处理和回收利用介绍”,《乏燃料的后处理和回收利用》,泰勒编泰勒编,第12–13页。

130 作者与中国核实验室官员的谈话记录,北京,2015年。

131 Francois Drain等,“联合萃取锕系元素工艺:科技创新与工业经验的结合”,废物管理研讨会,2008年,http://www.wmsym.org/archives/2008/pdfs/8220.pdf

132 技术文献指出了潜在的技术难题,例如将铀和钚减少到所期望的氧化状态、制造球丸燃料的质量保证,以及可能的临界管理问题;参见Mark J. Sarsfield,“乏燃料湿法后处理的混合锕系草酸盐的共同沉淀和转化”,《乏燃料的后处理和回收利用》,泰勒编,第343页。

         133 经济合作与发展组织核能署(以下简称为“经合组织核能署”),《核燃料循环可持续性           发展趋势》(巴黎:经合组织,2011年),第89页。

134 经合组织核能署,《轻水堆的超高燃耗》(巴黎:经合组织,2006),第17页,第19-21页。

135 经合组织核能署,《核燃料循环可持续性发展趋势》,第90页。

136 “中国的乏燃料贮存和运输”,中国广核电力股份有限公司。

137 无论处置库中是否含有乏燃料或玻璃固化高放废物,短期内热负荷增加实质上是发电导致的。如果铯和锶被分离并贮存约100年,处置库中的热负荷将会有大大减少。如果次锕系元素能在核燃料循环中分离并保留,并在快堆中燃烧,那么热负荷将会长期减少,长期的放射性毒性也会大大减少。对于放射性毒性是否是处置库的一个重要问题,专家目前还没有达成共识。许多专家认为,好的存储库设计只受热负荷限制的影响。此外,实现镎分离才能最大限度地减少长期热负荷。镎是可以用作快堆的燃料,含有重要的燃料价值(大约是轻水堆钚燃料的1/10)。其他次锕系燃料的燃料价值非常有限,而且作为燃料也有问题。一些专家认为这些次锕系元素应该被分离和处置。裂变产物的嬗变更具争议性。

138 叶国安,闫泰红,“中国闭式核燃料循环的发展”,第532页。

139 Giuseppe Modolo,等,“乏燃料后处理中的次锕系元素分离”,《乏燃料的后处理和回收利用》,泰勒编,第247页。

140 一些镧系元素存在中子毒性,而且乏燃料中镧系元素含量相对较高(是镅和锔的50倍),再加上燃料生产过程中进行分离时需要隔离镧系元素,这些问题使分离和嬗变更加困难;参见:Jean-Paul Glatz,等,“先进乏燃料后处理技术面临的挑战”,《乏燃料的后处理和回收利用》,泰勒编,第53页。

141 L. G. Williams,“先进燃料循环中乏燃料后处理和回收利用的安全问题”,参见:《乏燃料的后处理和回收利用》,泰勒编,第88页。

142 G. Modolo,次锕系元素《次锕系元素的分离》,第278页。

143 Bruce A. Moyer et al.,“乏燃料后处理中次锕系元素的分离:美国最近的进展”,参见:《乏燃料的后处理和回收利用》,泰勒编,第308页。

144 经合组织核能署,《核燃料循环可持续性发展趋势》,第112页。

145 liu fang 等人,“含U(VI)硝酸溶液中的甲基肼还原Tc(VII)和 APOR工艺中U/Pu分离阶段锝的行为”,《Energy Procedia》期刊第39卷(2013年):http://ac.els-cdn.comms1876102131009 x-s2.0-s1866101313099x-main.pdf?_tid=b9b4cd44-c545-11e6-a1e5-00000aacb362&acdnat=1482081574_1c7e0f3553d487ca01beb41e7cfa5c74,358–64。

146 叶国安,贺辉,林茹姗,周文斌,“中国锕系元素分离的研究与发展”,《化学能源》第7卷(2012年): http://ac.els-cdn.com/S1876619612001106/1-s2.0-S1876619612001106- main.pdf?_tid=8b13b252-c3ce-11e6-8204-00000aacb35d&acdnat=1481920434_eb2670113ef6baf101b-176b209a16aec,215–21。

147 叶国安,闫泰红,“中国闭式核燃料循环的发展”,第544页。

148 同上,542–4;Song C. L. 等,“中国高放废物的超铀元素分离”,《中国核科技报告》(北京:原子能出版社,1994年)。

149 “第二部分:技术分离和总结”,经合组织核能署,https://www.oecd-nea.org/trw/docs/ neastatus99/Part2.pdf,第123页。

150 R. G. Lewin,M.T. Harrison,“国际乏燃料高温处理电精炼技术的发展,,参见:《乏燃料的后处理和回收利用》,泰勒编,第375页。

151 C. Channy Wong,等,“中美先进燃料循环研究合作综述”,第八届国际核热工水力学、运行与安全专题会议,上海,2010年10月10-14日,http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/1123279

152 作者与中国核实验室官员的谈话记录,北京,2010年。

153 叶国安,闫泰红,“中国闭式核燃料循环的发展”,第544页。

154 作者与中国核企业高管的谈话记录,2017年9月和11月。

155 “核燃料循环技术发展战略”,《中国科学院院刊第29卷,第3期(2015):167–9,http://english.cas.cn/bcas/2015_3/201509/P020150930641510858892.pdf

156 2010年10月,中国和比利时签订了双边核合作协议;协议包括一份比利时核工业备忘录,向中国提供MOX燃料技术,仿照当时比利时现有的MOX燃料制造厂,在中国建设一个年产35吨的MOX燃料加工厂。中国之所以寻求比利时的援助,是因为过去几十年,比利时在MOX燃料技术方面一直处于领先地位,但在2005年却决定关闭MOX工厂。中国打算在酒泉404军用核燃料工厂建造这座MOX燃料制造厂,旁边是乏燃料后处理试点厂。2012年,这个合资项目终止了。据欧洲核燃料工业高级管理人员说,和法国阿海珐集团在中国建立后处理厂时一样,比利时出于同样的顾虑,不同意中国提出的在酒泉军事区建立MOX设施。协议失效后,中国在酒泉建设了一座实验室规模的后处理厂,使用自主技术和设备,每年生产500千克的MOX燃料。根据中核集团的数据,这个产量足以满足2015年之前中国实验快堆的MOX燃料。参见“俄罗斯为中国快堆提供高浓铀燃料”,IPFM(博客),国际易裂变材料小组,2013年10月20日,http://fissilematerials.org/blog/2013/10/russia_to_supply_heu_fuel_1.html。

157 鲁导刚,徐銤,“中国实验快堆的设计与建设进展”(GENES4/ANP2003,日本京都,2003年9月15-19日),巴西核与能源研究所,https://www.ipen.br/biblioteca/cd/genes4/2003/papers/1231-final.pdf

158 中国专家告诉作者,从2011年到2017年,中国实验快堆中使用了少量的MOX燃料;到2017年初,反应堆堆芯中已停止使用MOX燃料。

159 消息人士告诉作者,未来的中国实验快堆将由81个燃料组件组成,每个燃料组件包含大约140千克的MOX燃料。关于中国实验快堆的MOX燃料中钚的含量,中国不同的资料数据差别很大。

160 张,“中国快堆发展战略”。

161 Wong,等,“中美先进燃料循环研究合作综述”。

162 R. Natarajan,“快堆乏燃料后处理”,参见:《乏燃料的后处理和回收利用》,泰勒编,第222页。

163 Chris J. Maher,“乏燃料后处理中前端技术的现状和未来发展,” 见:《乏燃料的后处理和回收利用》,泰勒编,103–5。

164 Natarajan,“乏快堆核燃料的后处理”,第229页,第237页。

165 张,“中国快堆发展战略”。

166 国际原子能机构,《后处理铀的管理现状和未来展望》(维也纳:国际原子能机构,2007年2月),http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1529_web.pdf; 国际原子能机构,《后处理铀的使用技术委员会会议文集》(维也纳:国际原子能机构,2007年8月),http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/TE_1630_CD/pdfeea-tecdoc-1630. pdf。

167 国际原子能机构,后处理铀的管理,第86页。

168 同上,第55页。

169 “SNC-Lavalin与中核集团和上海电力公司合资经营的原则与协议”,新闻稿,snc-lavalin,2016年9月22日,http://www.snclavalin.com/en/news/2016/snc-lavalin-signs-agreement-principle-joint-venture-china-national-nuclear-corporation-shanghai-electric-company。

170 作者与中国核专家的谈话记录,北京,2016年。

171 作者与加拿大核官员的谈话记录,维也纳和伦敦,2016年1-3月。

172 王菊,等,“中国高放废物的深度地质处置”,《中国岩石力学与工程杂志》第25号,第4期(2006年4月):649-58。

173 刘春丽,“中国高放废物处置的巨大进步”(2014年废物管理大会,美国凤凰城,2014年3月2日至6日),http://www.wmsym.org/archives/2014/文件/1406.pdf。

174 同上。

175 作者与中国核专家的谈话记录,2015年。

176 作者与中国核专家的谈话记录,厦门,2015年。

177 在这种反应堆中,二回路盐可用于产生可驱动热空气的热空气,即布雷顿循环涡轮机;在这种情况下,设备的平衡基本上是一个稍微改进的天然气涡轮机。这个涡轮机不需要冷却水。这种设计有可能用于脱盐。除了中国,美国和俄罗斯还开发了固体燃料熔盐反应堆设计。

178 同上。

179 J. Uhlir,等,“钍燃料熔盐反应堆高温处理技术的发展”,(先进核电厂国际会议上的发言,芝加哥,2012年7月)。

180 作者与中国核专家的谈话记录,2015年。

181 陈和兴,《中国大型研究设施的发展》,(北京:中国科学出版社, 2011年),第38页。

182 同上。

183 C. F. Yu,中广核寻求后端技术,《核情报周刊》,2016年11月28日,第4–5页。

184 李志辉,等,加速器驱动次临界系统的物理设计,《物理评论》第16页(2013年): http://journals.aps.org/prab/pdf/10.1103/PhysRevSTAB.16.080101。

185 “加速器驱动核能,”世界核协会,2017年4月。http://www.world- nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/accelerator-driven-nuclear-energy.aspx。

186 钍报告委员会,《钍能源》,奥斯陆:石油和能源部研究理事会,2008年),第1-6页,106-8,https://www.regjeringen.no/globalassets/upload/OED/rapporter/thoriumreport 2008. pdf。

187 Lee McIntire,“TWR原型堆发展的下一步措施”,TerraPower公司,23,2015年9月23日,http://terrapower.com/news/taking-the-next-steps-for-twr-prototype-development

188 作者与中国核专家的谈话记录,2015年和2016年。

189 Tyler Ellis 等,“行波反应堆”(ICAAP 2010年会议文集,圣地亚哥,2101年6月13–17日),斯坦福大学,http://large.stanford.edu/courses/2016/ph241/yun1/docs/10189.pdf

190 John Gilleland,等,“行波堆:设计与开发”,《工程,第2卷第1(2016年3月):第88–96页,http://ac.els-cdn.com/S2095809916301527/1-s2.0-S2095809916301527-main.pdf?_tid=d9a07d98-842a-11e7-9693-00000aacb35e&acdnat=1503070703_1d9bcc79bec246b7c63e547715388548;反应堆能否使用高温处理法处置乏燃料,将取决于反应堆对燃料中高放射性核裂变产物的耐受性(作者与美国核实验室专家的谈话,2017年8月)。

191 非官方媒体猜测,TerraPower反应堆将建在福建霞浦:“霞浦核电站”[德语],Nucleopedia,最后一次修改,2018年2月25日,http:// de.nucleopedia.org/wiki/Kernkraftwerk_Xiapu。

192 作者与中国核研究与发展官员的谈话记录,2017年3月。

193“中国制定2017年核电计划”,世界核新闻,2017年3月2日,http://www.world-nuclear-news.org/NP-China-sets-out-nuclear-plans-for-2017-0203174.html。

194 徐斌,“中国集团研制的ACP-100小型模块化反应堆(SMR):技术特点和进展”(第13届INPRO小型模块化反应堆全球部署存在的法律和制度问题论坛,国际原子能机构,2016年10月18日至21日),国际原子能机构,https://www.iaea.org/INPRO/13th_Dialogue_Forum/011_CNNC_s_ACP100_SMR-Technique_Features_and_Progress_in_China.pdf。

195 约翰·威尔逊·刘易斯,薛立太。《中国正在制造炸弹》,第199-201页。

196 “中国雄心勃勃的聚变能之路”,21世纪科学与技术(2011年春):第47–56页,http://www.21stcenturysciencetech.com/Articles_2011/Spring-2011/China_Fusion.pdf

197 万远希,等,“中国的能源需求与核聚变研究策略”,(国际原子能机构第2届第一代裂变核电厂技术大会第二次会议文集:设计和技术),国际原子能机构, http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/P_1356_CD_web/Papers/Wan%20 Paper%20EP%20I-4.pdf。

198 陈和兴,《中国大型研究设施的发展》,第40页。

199 万远希,等,“中国的能源需求与核聚变研究策略”。

200 He X. T.,“中国国家惯性聚变项目进展”, EPJ 会议网站, 59 (2013):http://www.epj-conferences.org/articles/epjconf/pdf/2013/20/epjconf_ifsa2011_01009.pdf