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    2019 年 5 月 15 日～17 日，“核能與環境國際高端論壇”（ISNEED）在山東省榮成市舉辦，日本東京大學教授、日本原子能研究開發機構（JAEA）退役國際共同研究中心（CLADS）主任岡本孝司做了題為“福島核事故后日本核電的現狀與發展”的報告。報告總結了日本核電發展歷史及運營現狀，并介紹了福島核事故后福島第一核電站的退役狀況及 CLADS的研究工作。另外，報告也闡明了福島核事故后，日本出于減排、安全以及綜合利用等因素考慮，將高溫氣冷堆作為重點發展堆型之一。

    1 日本核電發展歷史及運營現狀

    日本重視核電發展主要出于以下兩方面考慮：

   （1）能源安全。日本的自然能源資源非常匱乏，80%以上的能源需要進口；其中大部分原油是從中東進口的。

    （2）減少二氧化碳排放。減緩全球變暖是目前面臨的重要問題。日本承諾將有效控制并降低溫室氣體排放量，力爭 2030年比 2013年減排 26%，到 2050年減排達到 80%。

    核能作為重要的基荷電力，可以減少能源進口和二氧化碳排放，發展核電也能優化能源結構。日本從 20 世紀 60 年代便開始發展核電。日本動力示范堆 JPDR（12.5 MWe的沸水堆）是日本第一座電力反應堆，自 1963年運行至 1976年，1996年完成退役。東海核電站（石墨氣冷堆）是日本第一座商用核電站，自 1966 年運行至 1998 年，目前處于退役階段。敦賀核電站 1號機組（357 MWe的輕水堆）和美浜核電站 1號機組（340 MWe的壓水堆）分別是日本第一座商業用輕水堆和商用壓水堆，它們都是自 1970年開始運行，2015年宣布退役。

    截至 2011年 3月 11日，日本共有 54座核電站，核電已經占全國發電量的 30%。福島核事故后，日本核電受到重創，目前僅有 9座核電站通過新安全標準而獲得重啟，另外有 19座宣布退役。圖 1所示為日本核電站運營情況。

    值得注意的是，獲批重啟的 9 座反應堆全部集中在日本的西部區域，且都為壓水堆（福島第一核電站為沸水堆）。與福島核電站同為沸水堆類型的柏崎刈羽核電站 6、7號機組和東海第二核電站雖已通過新安全標準審查，但由于福島核事故的陰影，并不容易得到當地居民和自治體的同意，重啟工作困難重重。

    日本大部分的核電站已快到達40年的壽期，如果不能延壽，將面臨退役。此外沒有達到壽期的核電站也因滿足新安全標準的高昂成本問題以及重啟的不確定性而選擇退役。

    2 福島退役工作及相關研究

    福島核事故后日本主要面臨以下兩方面的問題：一是福島第一核電站的退役工作，這其中會面臨許多未知挑戰；二是核安全創新，其中包括整個壽期的核能安全系統以及減少二氧化碳排放的創新系統。

    2.1 福島第一核電站退役情況

    福島第一核電站的退役需要做好以下幾點工作：保持廠房的穩定性、減少輻射劑量和污染、從乏燃料池中取出燃料、清除熔化的燃料碎片、拆除設施以及放射性廢物處理處置。

    目前 1 至 4 號機組全都處于低溫停堆狀態，事故發生時沒有運轉的 4號機組乏燃料池中的 1 535根燃料棒已于 2014年底全部取出。發生堆芯熔化的 1 至 3 號機組乏燃料池中還貯存著一千多根燃料棒（1號機組 392根、2號機組 615根、3號機組566 根）。3 號機組乏燃料池中的燃料棒取出計劃經多次推遲，現已于 2019年 4月啟動。1、2號機組的燃料棒取出工作將力爭2023財年啟動。

    在退役作業中，取出 1 至 3 號機組反應堆安全殼內的大量熔落燃料碎片是最大難關。為此日本計劃于 2019 年 4～9 月和2019年 10月～2020年 3月分別進行 1、2號機組反應堆安全殼內部調查工作，并計劃對沉積物進行取樣。

    防止放射性物質飛散的工作也在推進中。目前，能夠穿普通作業服的綠色區域已擴展到廠區面積的 96%。受照劑量也從2011年 3月事故之后的月平均 21.59 mSv下降至 0.3 mSv。

    在污染水處理對策下，雖然每天污水的產生量減少了，但是水箱的儲量不斷增加，至 2019年 1月已達 112萬噸。雖然計劃建造 137萬噸儲水箱，但適合建設的用地也已面臨極限。

    另外，為了應對海嘯導致的污染水流出風險，日本正在計劃建造海拔 11米的防潮堤。

    2.2 退役國際共同研究中心的研究情況

    退役國際共同研究中心（CLADS）于 2015 年 4 月設立，旨在集結世界英才的智慧、產學官協作推進福島退役相關研究和人才培養工作。CLADS還在福島縣富岡町建造了“國際聯合研究大樓”作為工作的中心基地，于 2017年 4月開始運營。具體研究活動如圖 2所示。

    在燃料碎片表征與分析工作中，CLADS使用模擬燃料碎片估算反應堆中燃料碎片的特性，并建立了處理和分析實際碎片的方法，用于清除和貯存燃料碎片的退役工作中。此外，利用無損檢測（NDA）技術進行燃料碎片的劑量評估和核材料衡算。圖3是三維劑量率分布的計算和 NDA系統的概念設計示意圖。

    3 福島核事故后日本核能發展探究

    福島核事故后日本對核能的安全和綜合利用提出了更高要求。首先，核電站的設計要考慮嚴重事故發生的可能性，采用固有安全設計，保障在任何條件下都能處于安全狀態，即使事故發生時也無需廠外人員疏散。另外要保障整個壽期的安全性，包括對高放廢物的處臵以及強化 3 S（核安全、核安保、核保障）對策。此外，還要重視核能在減排和實現脫碳社會方面的作用。

    高溫氣冷堆（HTGR）是滿足上述要求的解決方案之一。HTGR具有固有安全性：使用陶瓷包覆燃料，可有效防止放射物質外泄；良好的負反應性反饋，在事故條件下能夠依靠自然對流導出堆芯余熱；堆芯功率密度低、熱容量大，有很高的熱穩定性。這些特點使得 HTGR十分安全可靠，即使長期停電也不會發生福島那樣的嚴重事故。另外，HTGR采用模塊化設計方法，可根據需要靈活部署；HTGR還具有成本競爭力，可實現制氫、發電、工藝加熱、海水淡化等多種應用。日本十分重視氫能源的發展，HTGR良好的制氫應用可為日本實現“氫能社會”提供良好基礎。

    日本高溫工程試驗研究堆（HTTR）自 1998年開始運行，出口溫度可達 950 ℃，展示了 HTGR的固有安全特性和高溫供熱性能。JAEA在此基礎上進行了商用高溫氣冷堆系統的研發，設計了 GTHTR300，相關參數如圖 4所示。JAEA相關報告顯示，當前目標是至 21世紀 30年代完成燃氣輪機發電系統的示范。

    在 HTGR的研發過程中，JAEA自 2014年起開始進行連續制氫試驗。2019年 1月 25日，JAEA 宣布已經利用制氫試驗裝臵通過熱化學硫碘循環實現連續 150 小時制氫。未來還要進行HTTR-GT/H2試驗，對 HTGR熱利用技術進行綜合示范，進行實際規模的高溫功能試驗等，以盡早推進 HTGR的商用化。

    來源：核能與環境國際高端論壇（劉乙竹編譯）