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　　【摘要】 目前投運核電廠采用的幾乎全部都是熱中子反應堆，其共同的缺點一是天然鈾的有效利用率還不到百分之一，二是如果采用開式燃料循環，則其大量乏燃料元件的放射性要等十幾萬年之后才能衰減到鈾礦天然本底放射性水平。只有在快中子反應堆中才能使全部鈾-238在吸收一個中子后逐漸地轉化為可裂變的钚-239，使極長放射性半衰期的次錒系元素用作核燃料或被嬗變。因此，快中子堆是現代核能體系不可或缺的重要組成部分。在本文中對鈉冷增殖快堆與自然安全鉛冷快堆做了全面分析比較，其結果表明，鈉冷增殖快堆雖然是各國最初起步的研究堆型，但由于液態金屬鈉遇空氣迅速自燃、遇水立刻發生劇烈的放熱化學反應等的自然性能，致使60年來所積累的400多堆年的運行經驗都是以負面為主，除一兩個鈉冷快堆之外，都因達不到穩定運行狀態而提前關閉。對鈉冷的這些技術困難至今也未能找到根本的解決辦法，而且大功率鈉冷增殖快堆停堆后的自然循環能力不足以載出堆芯余熱，因而在遇到停電、停泵等這種并不十分罕見的事故時必然發生堆芯熔毀，并伴隨有正反應性引入機制，如造成功率飛升，則并不是在堆芯下端設置燃料熔融物收集裝置就能解決的；而BREST鉛冷快堆則是最具發展潛力與現實性的堆型，它是一種自然安全的快中子堆，選擇了化學性能穩定和具有良好相容性的材料體系，采用氮化物燃料芯塊，以液鉛做載熱劑，利用這一組合使堆芯的內增殖比達到了略大于1的數值，自然排除了堆芯功率飛升及失冷的可能，并在核電站場地內設置干式化學后處理的閉合燃料循環系統設備。BREST鉛冷快堆和采用具有完全非能動安全冷卻系統的壓水堆核電站是現代核能體系的最佳組合，構成一個完整統一的核燃料循環體系，能夠全面滿足對現代核能提出的包括確定性核安全、無時限的核燃料供應保障、放射性廢物減量化及保持自然界的輻射平衡、防止核武擴散、具有經濟競爭能力等的各項要求，并立足于成熟技術，在近期內即可為建設我國現代能源體系作出實際貢獻。
 
　　關鍵詞：核能  自然安全  鈉冷快堆  鉛冷快堆  現代核能體系  能源保障  環保。
 
Abstract
　　Almost all reactors in present nuclear power stations are thermal nutron reactors,thy have their common shortcomings,that is the first,natural uranium effective utilization ratio is only less than one procent, and the second,burying large quantities of radioactive spent fuel for more than a handred of thounsands years in the case of using open fuel cycle.All U-238 gradually converted into fissionable Pu-239 after nutron absobtion,long-lived radioactive MA can be used as a fuel or be transmutated,all these processes can be accomplished only in fast nutron reactors,so FR is an indispensable important component in modern nuclear power system. The SFR and LFR are compared comprehensively in the paper and the result shows that LFR BREST is provided with the most development potential and reality,it is a naturally safe FR with nitride fuel and lead coolant ,(usiong this combination have achived CBR little more than one),and a special onsite closed fuel cycle.The optimum combination ,consisted of LFR BREST and PWR nuclear power station with AAP(advanced all passive) safety cooling systems,forms united nuclear fuel cycle system and enable to meet all requirements of modern nuclar power system, so make a practical contribution to the construction of the modern energy system in China.
 
　　Key words:  nuclear power,  natural safe,  SFR，  LFR，  modern nuclear power system,  energy security,  environment protection
 
1.引言

　　現階段廣泛應用的輕水堆（壓水堆和沸水堆）、重水堆以及正處于研究發展中的高溫氣冷堆和超臨界壓水堆等都屬于熱中子堆（以下簡稱為熱堆）范疇，其共同缺點是對天然鈾資源的有效利用率還不到百分之一。按現有核電廠的消耗量計算，已探明可經濟開采的鈾資源只能滿足數十年的需要。另一缺點是在其卸料元件中除裂變產物外還包含極長放射性半衰期的钚和次錒系元素，如不對其進行化學后處理，則其放射性要等十幾萬年以后才能自然衰減到鈾礦的自然本底輻射水平。只有在快中子能譜范圍內，燃料鈾才具有良好的增殖性能，使鈾-238在吸收一個中子后逐漸都轉化為可裂變的Pu-239，而且次錒系元素的裂變截面大于其吸收截面，使其可作為核燃料加以利用或對其進行嬗變，因而發展快中子堆（以下簡稱快堆）是解決長期核燃料保障及核廢料有效處理的不可或缺的重要手段。目前全人類所面臨的巨大能源保障及環保壓力，都在催促快堆的及時發展，以使其能更早地開始實際應用，并以更快的發展速度進入世界核能體系。

　　歷史上快堆與熱堆幾乎同時起步發展，而且在世界上最早的核能發電即是1951年12月20日在美國EBR-1快堆上實現的，首次證實了利用核能發電的現實可能性。隨后在世界各國共積累了400多堆年的快堆運行經驗。早期各國多以具有巨大核燃料增殖潛力的液態金屬鈉冷快堆為主要研發對象，但在隨后的工作中逐漸發現鈉冷卻工藝的一系列困難，同時以輕水、重水、氣體為冷卻劑的熱堆核電廠，因其技術要求比鈉冷快堆更容易滿足，而且當時已發現的可經濟開采的鈾資源也能夠滿足核能早期發展的需求，經濟性也占有優勢，所以快堆的發展就逐漸淡出了人們的視線，形成了以熱堆、特別是輕水堆為主的核電市場。

　　二十世紀后期，世界環境保護問題變得愈來愈尖銳，并且與能源問題密切相關。在各種清潔能源中，只有核能才具有長期為人類社會可持續發展提供充足能源保障的潛力，但只靠熱堆卻遠遠無法滿足對現代核能的全面要求。于是在確定為現代核能發展所需要的第四代反應堆的研發計劃時，在被列入的研發對象中快堆占有重要位置，其中最有實踐基礎的是鈉冷快堆與鉛冷快堆。
 
2.  鈉冷快堆與鉛冷快堆的安全性能比較

　　在文獻【2】中，對鈉冷及鉛冷快堆的性能做了全面的比較。液態金屬載熱劑鈉、鉛及鉛鉍共晶合金的熱物理性能列于表1。從表1的數據中可以看出，液態金屬鈉具有最優異的熱物理及流體力學性能，最適合用于快堆極高體積比功率堆芯的稠密柵格，實現核燃料的高速增殖，其全堆增殖比可達1.2～1.4，所以在早期的快堆發展中液態金屬鈉載熱劑便成了首選。

　　雖然鉛的密度相當于鈉的12.37倍，但表征載熱能力的密度與比熱之乘積ρ·Cp，卻僅為鈉的1.45倍，而且由于保護結構材料的需要，鉛的工作流速不能大于2.5m/s，所以其載熱能力受到很大限制。為了保留較好的堆芯體積比功率和把燃料組件表面溫度控制在合理范圍內，在鉛冷快堆中不得不增加堆芯內鉛的流通截面，將元件棒間距與棒徑之比P/D由鈉冷快堆中常見的1.2增至1.8，由于液鉛的中子慢化能力低，也只有利用液鉛做載熱劑時才可以在堆芯內擴大鉛載熱劑的份額。

　　鉛的中子吸收截面小、慢化能力低，在相同的堆芯幾何條件下，鉛冷快堆的中子能譜較硬，可獲得略優于鈉冷快堆的物理性能，但鉛冷快堆的P/D值增為1.8后，相關計算表明，其中子物理性能明顯下降，失去了核燃料高速增殖的優點，但卻可保有使堆芯的內增殖比略大于1的可能性，用以實現在反應堆的核燃料自持循環。

　　與熱堆相比，雖然快堆的中子壽命短且緩發中子份額小，但仍有足夠的負溫度反應性系數可保障快堆的安全穩定運行能力。雖然在按堆芯徑向分區的每個區域內載熱劑的溫度反應性系數有的為正值，但其絕對值明顯小于負值的燃料芯塊的多普勒效應，而且在堆芯功率上升的過程中按時間順序來說燃料的升溫在前，載熱劑的升溫在后，所以鈉冷與鉛冷快堆都保持總體的負溫度反應性系數，成為快堆具有自安全、自調節及堆功率自然跟蹤負荷變化能力的重要內在依據。

　　借助負的溫度反應性反饋，在小功率鈉冷快堆上證實了其良好的內在安全性能。在RAPSODIE鈉冷快堆上于1982年在50%功率水平下按實驗計劃切除了保護系統并停泵；1986年在熱功率為62.5MW的EBRI滿功率初始條件下，一次按實驗計劃停運一回路鈉泵，造成ULOF（堆芯未被保護失去冷卻劑流量）條件，另一次停運二回路鈉泵，造成LOHS（失去熱阱）條件。在所有這些事件中，都是依靠堆芯的反應性負溫度系數反饋，使堆芯得到了自然保護。

　　在已建成的鈉冷快堆核電廠中，能夠達到多年穩定運行水平的只有俄羅斯電功率為600MW的BN-600和蘇聯建于哈薩克斯坦的鈉冷快堆核電廠，發電130MWe，每日供淡水8萬噸，相當于總電功350MWe，但不久前哈薩克斯坦的鈉冷快堆核電站也已關閉。目前在建的只有俄羅斯的BN-800，電功率為880MW。

　　然而對于大功率商用規模的鈉冷快堆來說，結果就沒有這么幸運了。據文獻【2】介紹，由于鈉的沸點低，堆芯采用稠密柵格布置、鈉的體積份額小、自然循環能力差等原因，在堆芯發生未被保護的失流事故（Unprotected Loss-of-Flow Accident，ULOF）和全部供電中斷事故（Total Loss - of - Power Accident，TLOP ）條件下，堆芯內的鈉溫迅速達到沸點、形成鈉蒸汽，而堆芯內鈉空泡的正反應性系數和在此過程中熔化的燃料逐漸由堆芯上端向堆芯中央區移動，形成核燃料向中心區的密集過程，這些都是正反應性引入效應，再加上快堆中子倍增期短等原因，使大功率鈉冷快堆的熔毀過程比熱堆更復雜且具有更大的潛在風險。鈉冷增殖快堆的堆芯熔毀與壓水堆的同類過程有很大的不同，因為壓水堆堆芯在過熱熔化過程中將水排出堆芯，而水是中子慢化劑，其作用等同于熱中子源，所以堆芯熔毀過程帶來的是負反應性引入效應。從反應性引入的角度來說，鈉冷增殖快堆與壓水堆的堆芯熔毀過程有本質的不同，所以對鈉冷增殖快堆的堆芯熔毀過程進行精準深入的研究，確認排除功率飛升的可能比設置堆芯熔化物的滯留裝置更為重要，因為如果發生堆芯功率飛升事故，已經等不到任何型式的滯留裝置起保護作用了。另外，液鈉與空氣和水的激烈放熱化學反應這一始終揮之不去的巨大隱患，也都是促使很多鈉冷快堆提前關閉的重要原因。例如，美國首個電功率為94MW鈉冷快堆于1956年開建，1963年投入運行，于1966年關閉，經維修后1968年恢復運行，又因發生火災，于1972年關閉。美國高通量試驗裝置鈉冷快堆于1980年達到臨界，到1983年10月國會中止財政撥款。法國 Repsodie 池式鈉冷快堆熱功率40MW于1967年首次臨界，1983年關閉。電功率為233MWe的Phenix鈉冷快堆，1973年開始并網發電，2009年關閉，運行期間平均負荷因子只有40%。Superphenix 商用鈉冷快堆核電廠電功率為1200MWe，在已建成的鈉冷快堆核電廠中功率最大，1984年開始運行，1998年關閉，整個運行期間很少發電，平均負荷因子不到8%，等等。

　　在大功率的商用鈉冷快堆核電廠中，由于堆未被保護突然失去強制循環冷卻（ULOF）及全部供電中斷(TLOP)事故可能造成堆芯大部分熔化，所以在排除堆芯功率飛升之后也必須考慮在堆芯下部設置核燃料熔融物的滯留機構，以防止二次臨界并對其進行就地冷卻固化，還要對可能的鈉向空氣泄漏及在蒸汽發生器中水的泄漏進行精細的探測監督以及考慮對相應泄漏事故的緊急處理措施。所有這些情況都是由液態金屬鈉載熱劑本身的物理性能所決定的內在特征，不可能用其他輔助措施加以消除。
 
　　在鉛冷快堆中由于液鉛的中子慢化能力低，可以拉大堆芯內的棒間距，增加堆芯內載熱劑的份額，這時雖然在物理方面失去了高速增殖核燃料的優越性，但在反應堆安全方面卻獲得了巨大的收益：首先由于增加了堆芯內截熱劑的流通截面，減少了堆芯流動阻力，增加了鉛載熱劑在一回路內的自然循環能力。在小功率鉛冷快堆核電裝置中甚至可以實現滿功率條件下的自然循環，極大地簡化了核電廠的傳熱系統。在大功率鉛冷快堆中也可使依靠一回路自然循環能夠安全載出的熱能大于額定功率的10%，這明顯超過了停堆后的堆芯剩余發熱水平。更為突出的是在ULOF及TLOP事故條件下，由于堆芯內載熱劑熱容量的增加及自然循環冷卻能力的增強，使堆芯出口溫度僅增加了2500K，離鉛的沸點尚留有10000K的巨大安全裕度。另外維持出口高溫的時間很短，也不會給燃料元件包殼及其他結構材料造成損傷，凸顯了鉛冷快堆良好的自然安全性能。

　　鉛冷快堆堆芯內的核燃料增殖比略大于1，一般在1.02～1.05范圍內，產生少量過盈的核裂變材料，僅用以補償在全部燃料循環過程中不可避免的燃料損失，因而在運行過程中反應性變化很小，不需要很大的反應性燃耗儲備，在運行過程中堆芯內的燃料成份及功率密度分布基本穩定，這些特點都有利于反應堆安全及長期穩定運行。鉛冷快堆滿負荷運行時，堆芯反應性儲備小于緩發中子有效份額βeff，所以既使在10秒之內將堆芯內的控制棒全部提升至堆芯以外都不會對堆芯造成損傷，自然排除了堆芯功率飛升的可能性。對于小功率鉛冷快堆更可以設計長達20～30年的換料周期，負荷自動跟蹤，堆功率在一定的變化范圍內甚至不需要移動控制棒，極大地簡化了運行管理，可為邊遠地區建立獨立的能源體系提供理想的核能裝置。

　　研發鉛冷快堆的國家主要是俄羅斯【3】，于1957年首建Pb-Bi冷卻快中子實驗堆，1971年第一艘裝備Pb-Bi冷卻中能中子動力反應堆的APL-705核潛艇下水試運行，隨后共有7艘APL-705核潛艇在1976～1996年期間服役。Pb-Bi冷卻中能中子堆體積小，有良好的機動性能，需要時可從滿負荷運行瞬時轉入核潛艇超靜音運行工況。適合于邊遠地區獨立能源項目的SVBR-100小功率鉛冷快堆核動力裝置計劃于2017年建成。1980年提出的BREST鉛冷快堆概念，其最初的主要目的是用以消耗軍用钚，但在其后續的開發工作過程中逐漸發現了其良好的自然安全性能及能夠滿足為人類社會可持續發展提供可靠能源保障的巨大潛力，于是被列入俄聯邦21世紀新能源發展計劃。2013年4月4-7日在法國巴黎召開的關于快堆及其相關燃料循環國際專業會議上，俄聯邦代表Valery Rachkov稱BREST鉛冷快堆在全面解決人類所面臨的新能源需求方面最具潛力[3]。據《世界核新聞》網2014年9月2日報道，俄羅斯電力工程研究設計院NIKIET現已完成BREST-300鉛冷快堆的工程設計。超過25個NIKIET部門以及35家核工業組織和公司參與了這一為期2年的原型堆技術設計項目，計劃經兩年時間的設計審批后，將于2016年開工建造，2020年建成投產。其后續發展堆型為BREST-1200。
 
3.  BREST-300 自然安全鉛冷快堆概述[1]

　　BREST-300的設計目標是立足于現有成熟技術，貫徹反應堆的自然安全原則，全面滿足對現代核能提出的各項要求。

　　BREST-300及BREST-1200的主要技術性能參數見下表2。 

3.1  選擇穩定的材料體系

　　BREST-300選擇液態鉛為反應堆一回路載熱劑，鈾及钚的氮化物為堆芯燃料芯塊材料，以鐵素體-馬氏體鋼為燃料組件包殼及一回路設備的主要結構材料。

　　（1）液態金屬鉛載熱劑

　　液態金屬鉛在常壓下可以保持高溫，如本文表1所示，其熔點為6010K，沸點為20230 K，可以采用常壓的一回路。在堆芯突然失去強制循環冷卻及完全斷電等嚴重事故條件下，鉛在堆芯出口的溫度距其沸點仍保有10000K的安全裕度。

　　液態金屬鉛，與鈾/钚及超鈾元素的氮化物、低合金鋼、水、空氣等均呈化學惰性，各種材料之間都具有良好的相容性，所以在鉛冷快堆中可以采用最簡單的兩個回路設計方案，在液鉛一回路及以水為工質的動力回路之間不需設置中間回路，因而主傳熱回路及安全冷卻和保護系統等各分支回路都得到了很大程度的簡化，有利于提高鉛冷快堆核電廠的可靠性及經濟性。

　　Pb的自然資源豐富，產量大，價格便宜，適用于發展大規模的鉛冷快堆核電廠系列。與Pb相近的是Pb-Bi共晶合金，雖然其熔點較低（3980K），但Bi資源比較稀缺，產量小，鉛鉍共晶合金的價格比Pb貴10倍。最主要的是在反應堆內的輻照條件下由Bi可以生成放射毒性強的 -210，在Pb-Bi合金中Po-210的生成量比純Pb中的Po含量大兩萬倍（運行末期Pb中的 -210含量為5·10-4Ci/kg，而Pb-Bi中的 -210含量則為10Ci/kg）對環境安全構成一定的潛在威脅。所以Pb-Bi只適合用于發展以實驗為目的或有特殊要求的小型核動力裝置，而不適合廣泛應用于大功率商用型的快堆核電廠。

　　（2）氮化物燃料棒芯塊

　　U-Pu的金屬、氧化物、碳化物及氮化物原則上都可用于快堆的燃料芯塊，其各自的物理性能列于表3中。

　　最早期發展快堆因側重于堆芯的高能量密度和核燃料的高速增殖，因而從金屬元件起步。但金屬燃料組件在升溫過程中有相變,與包殼及載熱劑之間有冶金化學反應，當溫度升高時抗擊事故能力差，所以稍后采用了在輕水堆中已獲得了廣泛運行經驗的氧化物燃料組件。在快堆中氧化物燃料組件顯現的缺點是導熱能力低，因而燃料芯塊內的溫升很大，其中心溫度在事故條件下可達到其熔點。另外利用氧化物燃料組件時堆芯內的增殖比小于1（CBR<1），因而不得不在堆芯周圍加設增殖層。

　　在鉛冷快堆的設計中雖然不要求核燃料的高速增殖，但仍要求堆芯內的增殖比大于1（CBR>1），因而只能選擇碳化物和氮化物做燃料組件。但碳化物燃料的氧化率高，可自燃，這給輻照過元件的化學后處理及元件再制過程造成一定的困難。

　　從表3中可以看出，氮化物燃料組件在其密度、抗輻照腫脹、容納氣態裂變產物、導熱性能等方面均具有明顯的優越性，在工作溫度范圍內分解速率低，在事故工況條件下不失效，對包殼材料及液態金屬鉛均呈化學穩定狀態，有利于發揮其自然安全功能。另外，在乏燃料后處理及元件再制過程中，適于采用簡便高效及更為安全的電冶金及電解法，即干法化學后處理，有利于減少整個核燃料循環過程的成本，所以氮化物燃料組件的綜合性能更適合于發展鉛冷快堆的需要。

　　（3）結構材料

　　液態金屬鉛對合金鋼中的某些合金元素（如鎳Ni，鉻Cr）具有選擇性溶解腐蝕能力，NiCr合金鋼在500～550℃條件下每年腐蝕量達1～10mm。珠光體鋼的耐蝕性較好，但每年的腐蝕量也達0.04～0.25mm，說明現有各鋼種如不進行表面處理都不能滿足鉛冷快中子堆的要求。 

　　表面處理工藝主要有兩種，一是表面氧化，二是對表面施以保護涂層。俄羅斯已有的經驗主要是加金屬表面氧化層及在液態金屬鉛中保持一定的含氧量。這樣，在運行過程中金屬表面的氧化層如果產生裂紋或局部脫落，則溶于鉛中的氧能對新裸露出來的鋼表面進行氧化，自動修復構件金屬表面受損的保護性氧化膜。在長時間運行過程中，鉛能夠逐漸浸入氧化層，但不再腐蝕氧化層下面的金屬基體。此氧化層隨時間增厚，但其速度隨時間迅速減緩，使氧化層的厚度趨向于某一穩定值。如在tmax=550℃,△t=150℃，鉛流速為1.7m/s的腐蝕實驗臺架上，試件經6000小時后氧化膜厚度為20～30μm；按殼體用鋼60年使用壽命計，經5·105小時后氧化膜厚度將達150μm。所以鋼材表面上的保護性氧化膜及其自修復能力，開辟了鋼材在液鉛中的應用前景。這些在俄羅斯潛艇用鉛鉍冷卻堆的運行中得到了證實。液鉛比Pb-Bi的腐蝕能力更弱，因而這些經驗亦為鉛冷快堆的發展提供了一定的技術支持條件。

　　為了發展BREST型大功率商用鉛冷卻快堆，針對其反應堆壓力殼、堆內構件、燃料元件包殼、軸流泵葉輪及蒸汽發生器換熱管及管板的具體工作條件及工藝要求，對各種鐵素體-馬氏體鋼及奧氏體鋼以及液鉛中保持一定氧含量的運行工藝制度都進行了廣泛的研究與堆內外的實驗，其成果可為BREST鉛冷快堆的設計和建造提供足夠的依據。

　　但結構材料的研發仍然是發展鉛冷快堆的重要方向，特別是如要繼續提高液鉛的工作溫度以提高發電效率或發展多種用途，則對新結構材料及其保護工藝的研究，更是完成這一突破的希望所在。
 
3.2  BREST-300鉛冷快堆

　　3.2.1  堆芯布置

　　如圖1所示，BREST-300的堆芯由185個無盒燃料組件構成，每個組件內有11×11=121個棒位，其中有114個燃料棒，7個導向桿定位棒，棒間距13.6mm。燃料棒采用氮化物燃料芯塊，比重為13.5g/cm3，鋼制元件包殼，在其內外表面上均制備氧化膜。包殼內表面與燃料芯塊之間有0.2mm間隙充以液鉛，用以強化棒內傳熱以降低燃料芯塊溫度，減少與功率水平相關所必需的堆芯反應性儲備并減少裂變氣體釋放率，降低對包殼形成的內壓力。 

　　整個堆芯按橫截面分為三區，燃料組件在中心區內有57個，中間區72個，而外區有56個。為達到功率密度及堆芯出口溫度展平目的，在三區內保持相同的棒間距，但采取不同的棒徑，其內區元件棒包殼尺寸為φ9.1×0.5，中間區為φ9.6×0.5，外區為φ10.4×0.55。這有助于降低中心區功率密度的峰值并強化這一區的冷卻能力。由于BREST-300設計只考慮民用及國際市場開發，所以堆芯外圍不設增殖層，藉助于Pb對中子的反射可減少堆芯的中子泄漏，適當提高堆芯邊緣區域的燃料功率密度。同時，在堆芯外圍不設增殖層主要考慮是有利于防止核武擴散。采用這些展平措施后，最大功率的燃料元件組件仍然位于堆芯的中心位置，最大組件功率為4.7MW，最大功率密度225MW/m3,元件棒最大線功率密度為44kW/m。

　　BREST-300的堆芯功率相對較小，堆芯的反應性總儲備量也較小，因而所有自動控制棒（AC）、事故保護棒（EP）、非能動及能動停堆棒（PAS）、反應性補償棒（RC）及內部液位可調的鉛反射層單元等都一律布置在堆芯外圍空間即足以滿足要求，堆芯內部不必設任何控制棒機構。

　　為了達到堆芯內增殖比CBR>1的目的，堆芯熱功率不能小于700MW。在BREST鉛冷快堆中，燃料組件的壽命主要不是由允許燃耗深度限定，而是由元件包殼材料的耐腐蝕及抗輻照能力所決定的。燃料的最大燃耗深度可大于10%，燃料組件在堆芯內工作5年，每年更換1/5。從堆芯倒換出來的燃料組件還將在堆殼內繼續放置2年，便于冷卻其衰變熱。
 
3.2.2  BREST-300的反應堆結構

　　BREST鉛冷快堆可以按常壓殼式一體化布置或常壓池式一體化布置。BREST-300的殼式布置如圖2所示。

　　反應堆壓力殼（reactor vessel）總高度19m,通過中間平底圓環板分成上、下兩部分。上部堆殼直徑11.5m，下部堆殼直徑5.5m。在殼體的中央為一分隔筒，堆芯即位于其下端。此分隔筒將堆殼內冷、熱鉛的流動通道分開。

　　反應堆壓力殼的上端由上頂蓋（upper plate）封頂。有8臺蒸汽發生器、4臺液鉛軸流泵、大旋轉塞、小旋轉塞、控制棒驅動機構及各輔助系統的管道等貫穿上頂蓋。蒸汽發生器及液鉛軸流泵位于反應堆壓力殼上部分隔筒與壓力殼之間的圓環形空間內。每臺蒸汽發生器的熱功率為87.5MW。液鉛的流量為16950t/h，流動阻力為0.05MPa；入口給水溫度為340℃，出口過熱蒸汽溫度520℃，產汽量為186t/h，水側壓力為24.5MPa，管內流動阻力1.16MPa。換熱管徑為φ16×3。每臺液鉛軸流泵流量10m3/s，揚程2.5m，電機功率350kW，轉速500r/min，效率為80%。泵入口氣蝕裕量3m，工作溫度為420℃。

　　反應堆壓力殼上頂蓋為金屬焊接框架結構，由外環板、內環板及主立筋、上板、下板等部件構成。外徑φ11.750m，高2m，內腔充以含結晶水的蛇紋石水泥，重493t。在上蓋板的內部留有自然對流空冷的空氣流道。頂蓋的下表面敷以由金屬箔制成的保溫層，總厚度150mm。在上頂蓋與堆殼內鉛液面之間約有300m3的空間,充以壓力為0.096MPa的保護氣體。在此空間的反應堆壓力殼側壁上開有4個φ1000mm孔道，作為蒸汽發生器泄漏事故工況下，將蒸汽引向事故冷凝系統的蒸汽引出管道。從圖2所示的BREST-300反應堆的縱剖面圖及以上的結構描述中可以看出，液鉛流出堆芯后依次經過3次上升流動和3次下降流動之后才重新進入堆芯，每次上升流動都達到相應的液鉛自由液面，因而在蒸汽發生泄漏事故工況下，所產生的蒸汽將首先從蒸汽發生器內上方的液鉛自由表面排出。如果在蒸汽發生器內向下流動的液鉛夾帶部分蒸汽，在其進入堆芯之前，還有另外兩次進入上升通道排出蒸汽的機會，而且所有上升與下降通道的共同特點都是流道長而流速低，有利于排出蒸汽，使其不進入堆芯。

　　BREST鉛冷快堆的蒸汽發生器和軸流泵外殼都是雙層結構，其間隙即為自然對流空氣的事故冷卻通道；在反應堆壓力殼的水泥層之內也布有供自然對流空冷用的鋼制冷卻管。因鉛的溫度高，對空氣的傳熱溫壓大，所以依靠這些自然對流空氣的冷卻能力，即自然確保了BREST鉛冷快堆永不失冷的可靠條件。

　　反應堆壓力殼總重1075t，材料為08Cr16 Hi11M3，工作溫度420℃，最大承壓能力1.7MPa，工作壽命60年以上。整個反應堆置于鋼筋混凝土的堆艙內，全部重量由堆殼中間平底圓環板下的支撐機構承受。

　　由于反應堆壓力殼與混凝土結構內的堆艙之間的空間很小，所以當反應堆壓力殼的任何部位發生破裂泄漏時，堆殼內的鉛液位仍能保持液鉛軸流泵的正常工作條件，確保對堆芯的不間斷的安全冷卻能力。

　　BREST-300鉛冷快堆也可以采用常壓池式一體化布置方案，這時反應堆外殼是由預應力混凝土、耐熱水泥層、絕熱層及金屬襯里共同組成的，各層之間無間隙，其他設備在堆內的布置與常壓殼式一體化鉛冷快堆基本相同。
 
3.3  BREST鉛冷快堆的自然安全因素

　　核反應堆在工作過程中產生大量的放射性裂變產物及少量的長半衰期超鈾元素，在正常運行及各種可能的事故條件下都必須可靠地將其固封于燃料元件之內，不向環境失控釋放大量放射性物質。為此，只依靠自然力、自然規律及系統設備內在的固有安全性能等自然因素來保證全部安全功能的安全冷卻及保護系統，能可靠確保排除堆芯余熱燒毀堆芯的可能性。

　　以前在文獻中經常出現的“內在安全”或“固有安全”等的概念，主要是針對某個系統或單一設備的某種功能，而在本文中推出的“反應堆自然安全原則”，其目的在于力求徹底排除核電廠的嚴重事故風險。安全源于自然，實際上它是核電廠安全設計“縱深防御”原則的最高境界，因而必須強調其完整性：全覆蓋、全方位、全過程。

　　全覆蓋：自然安全原則必須落實到反應堆的全部安全冷卻系統，如鉛冷快堆的堆芯余熱冷卻、蒸汽事故緊急排放及安全殼冷卻等各安全冷卻系統；

　　全方位：自然安全原則必須落實到建造及運營核電廠反應堆的全過程，從選材、系統設計到建造與運行管理；

　　全過程：各安全冷卻系統從啟動到后續運行都是只依靠自然因素的作用來發揮其全部功能，因而當發生某種事故時相應的安全冷卻系統便自然啟動并投入運行，立即緩解事故后果，將事故發生后一回路釋放的多余能量排入最終熱阱，并在全過程中始終都保持對堆芯余熱無時限的完全非能動安全冷卻能力。

　　上述反應堆的自然安全原則，不只是理想，更不是幻想，而是在已有反應堆技術發展經驗的基礎上很快能夠實現的具體原則，因為在包括從堆芯到最終熱阱的整個物理體系內，溫度及內能值在堆芯處最高，而在最終熱阱處最低，熱能由高溫處向低溫處傳遞，而內能則由高值區向低值區擴展都是自然規律，這正是在反應堆系統內能夠實現自然安全原則的內在依據；通過合理的設計保證堆芯具有足夠的負反應性溫度系數及載熱劑的自然循環冷卻能力，并利用隨事故發生所必然產生的特征力直接啟動相應的安全冷卻系統，并把堆芯余熱直接傳入無所不在、容量無限的大氣最終熱阱等措施，就綜合構成了實現反應堆自然安全原則的全部必要條件。

　　綜合上述對BREST鉛冷快堆材料選擇，以及反應堆布置方案設計特點的介紹，不難看出，BREST鉛冷快堆通過材料體系的選擇及對堆芯、各系統設備的合理設計，由其內在的固有性能即決定了不存在載熱劑大量流失、堆芯失冷或堆功率失控飛升等的可能性，在任何可能的事故條件下都可確保堆芯的完整，使數額巨大的固體放射性物質都可靠地固鎖于燃料芯塊的柵格內，并由燃料元件棒包殼滯留全部由固體柵格中釋放出來的放射性氣體，因此，可以確保永不發生堆芯熔毀造成環境污染的嚴重事故。在BREST鉛冷快堆上實現這一切，依靠的只有自然因素是確定無疑的，沒有失誤概率。
 
3.4  BREST鉛冷快堆的燃料循環

　　BREST鉛冷快堆的初裝料來源于從壓水堆乏燃料后處理中所提取的U、Pu及全部其他超鈾元素，運行后即可保持CBR=1的自持核燃料循環，在組件再制過程中只需補充加入與Pu消耗量相當的貧化鈾即可長期維持繼續運行。由于天然鈾實際利用價值的提高，使得更貧瘠的鈾礦也能夠進入可經濟開采的范疇，再加上比陸地鈾儲藏還大1000倍的海洋鈾資源，因而為人類社會的可持續發展解決了無時限的核燃料供應保障問題。

　　從三區卸出的乏燃料組件混合在一起進行化學后處理，經組件再制后，三區新燃料組件的成份是完全相同的。因堆芯增殖比只略大于1，因而新組件及乏組件內的可裂變燃料成份變化不大。在化學后處理過程中只提取一般裂變產物，而留下的钚及全部次錒系元素等，在補充與Pu燃耗量相當的貧鈾后，即可進行燃料元件再制。目前的氮化物燃料是利用天然氮生產燃料芯塊，其中包含的N-14吸收中子后，由N-14（n,p）C-14反應生成C-14，不僅增加了中子的寄生俘獲損失，而且也不利于環保。在鉛冷快堆實現大規模利用后，可使用對N-15濃縮的氮。分析結果表明，當N-15濃縮度達到80%，則用以生產的氮化物燃料芯塊可使堆芯keff增加～2.5%，燃料裝載量可減少約10%，足以補償濃縮N-15的經濟付出。

　　BREST鉛冷快堆卸料組件的后處理采用熔鹽中的電化學工藝，其最終產品為金屬態U、Pu及其他次錒系元素的整體混合物，這種金屬混合物在下一步適合于采用混合氮化物燃料的低溫合成過程進行元件再制。在燃料循環的各個環節中钚與各種強放射性次錒系元素始終呈混合物狀態存在，有利于防止核武擴散。由于一般裂變產物在快中子能譜下中子吸收能力不強，所以用電解法只要能去除80%左右裂變產物即能滿足要求。但在最終廢棄的核廢料中去除Pu及其他次錒系元素則應盡量提高效率，使其殘留量限制在1%～0.1%范圍之內，以使最終存放核廢料的放射性在可預見的三百年之內即自然衰減到鈾礦本底放射性的水平，恢復自然界的輻射平衡。

　　在電化學及電解工藝處理過程中，不產生放射有機廢液，放射性氣體排放量也較少，只有氯和Kr-85排入氬氣覆蓋氣體，不會產生通常在水法后處理過程中所排出的C-14和I-129，只產生少量固體廢物，對周圍環境影響小，化學后處理及元件再制設備體積小，適合于在核電廠范圍內與核電設備并列建造，這樣還可以減少核燃料在堆外的滯留時間并避免放射性燃料組件的長距離運輸。
 
3.5  BREST鉛冷快堆核電廠的經濟性。

　　目前BREST-300鉛冷快堆的首個示范項目尚處于工程設計階段，預計到2020年才能投入運行，所以現在還難以找到其準確的經濟數據。但有一點是顯而易見的，即由于貫徹了自然安全原則，所以在電站設計中一回路采用了最簡單的常壓系統，也不必采用中間回路，更不需要那么多復雜的能動安全冷卻及監測保護系統，使電廠的系統設備設計都得到了大幅簡化，因而自然安全快中子堆的比投資及其發電成本將低于鈉冷增殖快堆和壓水堆核電站。另外小型鉛鉍冷卻快中子堆的長燃料運行周期也有助于降低其發電成本。在文獻【4】中對多用途小功率鉛鉍冷卻快中子堆核電廠SVBR-75/100、鈉冷快堆核電廠BN-800及燃氣透平發電站Gas PGU-325進行了經濟性能對比。

　　商用規模的BREST鉛冷快堆核電廠的經濟性應優于SVBR-75/100，因為其單堆功率規模大10多倍，而鉛的單位價格只相當于鉛鉍合金的十分之一。其他一些歐洲及俄羅斯所發表的經濟數據，也都預計大功率鉛冷快堆核電廠的造價將低于同等功率規模的壓水堆核電廠。在BREST鉛冷快堆的后續運行過程中不再消耗加濃鈾而僅需補充貧化鈾，因而還可明顯降低發電的核燃料成本。
 
4. 自然安全的壓水堆核電廠與BREST鉛冷快堆核電廠是現代核能體系的最佳組合

　　現有的各種反應堆按其工作的中子能譜范圍，基本上可分為熱中子堆與快中子堆兩大類，各有其自身的優點和缺點。

　　從核燃料利用效能來說，在快堆中利用Pu-239可獲得最好的增殖效益，但在天然資源中并沒有Pu元素的存在，它是在核反應堆的工作過程中由U-238吸收一個中子經衰變轉化后形成的。在壓水堆中堆芯的轉化比約為0.6,石墨堆約為0.8。在熱堆中產生的Pu-239一部分就地燃耗，其余部分可在乏燃料后處理過程中提取。如提取的Pu239用于熱中子堆裝載則燃料利用效能較低，但如果用以裝載BREST鉛冷快堆則可使堆芯內的增殖比略大于1，無需設單獨的增殖層就可以保持核燃料的自持循環。這樣，從核燃料有效利用的觀點來看，熱堆與快堆恰好構成一個天然合理的相互銜接搭配的關系，形成一個統一的體系。尤其是當前壓水堆核電站構成了現代核電的主力，到目前為止已積累了超過14000堆年的成功運行經驗，先進百萬千瓦級壓水堆核電廠的可利用率可達到90%，證明它是安全、經濟和有利環保的清潔能源項目。只要能夠排除嚴重事故風險，固有安全壓水堆核電廠和鉛冷快堆核電廠的組合體系今后肯定有廣闊的發展空間。由天然鈾生產的低濃鈾首先可用于裝載經濟、成熟的壓水堆，由其卸料中提取的钚及全部其他長半衰期超鈾元素的混合物燃料裝載BREST鉛冷快堆，在其中實現核燃料的自持循環，這里只要在BREST鉛冷快堆堆燃料組件的再制過程中補充相應數量的貧化鈾即可保持核電站的長期運行。在百萬千瓦級壓水堆核電廠中平均每年可提供200kg钚，利用現有可經濟開采鈾礦總量經壓水堆運行后可累計獲得1萬噸钚，如全部用以裝載BREST型鉛冷快堆，則可建造總容量為2000GWe的鉛冷快堆核電廠。因此，用固有安全壓水堆和BREST鉛冷快堆兩種堆型即可以構建成一個完整的現代核能體系和統一的核燃料循環體系，全面滿足對現代核能提出的確定性核安全、無時限的核燃料供應保障、放射性廢物減量化及保持自然界的輻射平衡、有效避免核武擴散、經濟競爭能力及立足于現有成熟技術等各項要求。

　　在最近一二十年的核能技術發展成果中，展現了自然安全鉛冷快堆具有最大的發展潛力及現實性。在以潛艇技術為基礎的BREST鉛冷快堆設計中完全體現了自然安全原則，其性能可全面滿足對現代核能提出的要求，在國際上引起了越來越多的關注。但非常遺憾的是這一項目至今尚未被正式列入我國的發展規劃。我國對鉛冷快堆的研究起步較晚，目前基本上還停留在若干單位中進行的概念研究階段，與國際上已積累起來的理論研究與實踐成果差距較大。鉛冷快堆的發展，牽涉到許多學科和部門的工作，如果我們一切從頭開始，必將事倍功半。如果能利用目前良好的國際環境，以一定的資金和人力投入國際合作，參加最后階段的工程設計、項目審批、建造及調試工作，在此過程中培養我國掌握全面技術的團隊，則可在BREST-300取得成功運行經驗之后，以高點起步，較快進入其實際應用階段，達到事半功倍的效果。

　　我國從上世紀60年代起對發展鈉冷快堆開展了大量工作，經歷了早期研究及隨后的設計、建造及運行的全過程，積累了很多自己的實踐經驗。從技術難易程度來說開發自然安全鉛冷快堆的難度從整體上說應比鈉冷快堆小一些，但在氮化物燃料及其化學后處理和燃料元件再制技術方面需要開展一些新的工作。以我國建設鈉冷快堆隊伍的實踐經驗，能夠對鈉冷快堆與鉛冷快堆的優缺點及各自的發展潛力作出全面和準確的評價，也有能力進行鉛冷快堆的全面研發工作。我國關于鈉冷快堆的三階段發展計劃基本上還是源于早期的結論，在以后的幾十年過程中，快堆的技術發展出現了許多原來沒有想到的新情況，據此適時調整補充我國快堆的發展規劃，將有助于在我國早日建成合理高效的現代核能體系。
 
參考文獻

1.        Naturally safe Lead-cooled Fast Reactor for Large-scale Nuclear power
General Editors:Prof.E.O.Adamos,Prof.V.V.Orlov.Moscow 2001

2.        Comparison of Sodium and Lead-Cooled Fast Reactors Regarding Severe Safety and Economical Issues
Kamil Tucek,13th International Conference on Nuclear Engineering, Beijing, china,May 16-20,2005.  ICONE13-50397

3.        Fast Reactor development Program in Russia
Valery Rachkov, International Conference on Fast Reactors and Related Full Cycles FR13,   4-7 March 2013,Paris, France.

4.        Modular Multipurpose Lead-Bismuth Cooled Fast Reactors in Nuclear Power.           Zrodnikov A.V/,etal.2003.
Proceedings of GLOBAL ’3， New Orleans,USA.

5.        發展無嚴重事故風險核電廠的曙光—AAP完全非能動安全冷卻的先進壓水堆核電廠  肖宏才 “核科學與工程”雜志，2013年6月。