7月21日，由中核集團中國原子能科學研究院自主研發的我國第一座快中子反應堆——中國實驗快堆(CEFR)達到首次臨界。這意味著我國第四代先進核能系統技術實現了重大突破，成為世界上第8個擁有快堆技術的國家。

快中子反應堆是世界上第四代先進核能系統的首選堆型，代表了第四代核能系統的發展方向。其形成的核燃料閉合式循環，可使鈾資源利用率提高至60%以上，也可使核廢料產生量得到最大程度的降低，實現放射性廢物最小化。國際社會普遍認為，發展和推廣快堆，可以從根本上解決世界能源的可持續發展和綠色發展問題。

將新聞進行到底

“提升1號調節棒至頂部”“提升2號調節棒至180毫米、220毫米、230毫米……”，中國實驗快堆主控室內滴滴聲越來越急促，7月21日9點50分，源量程周期穩定在100秒達兩分鐘后，中核集團公司副總經理、中國實驗快堆領導小組組長楊長利宣布：“中國實驗快堆首次實現臨界！”

首次實現臨界意味著我國第四代先進核能系統技術實現了重大突破，成為世界上第8個擁有快堆技術的國家。快堆有什么優勢？快堆安全性如何保證？從實驗堆走向商業化還有多遠的路要走？有關專家對此進行了一一回應。

快堆有何優勢？

鈾資源的利用率最高提高70倍

目前，在國內核電領域還在為第三代核電技術討論時，快堆已被貼上了第四代核電技術的標簽。中核集團中國原子能科學研究院快堆總工程師徐銤說，因為它契合了第四代核電技術的重要指標：具有更好的經濟性，安全性高和廢物產生量少。

“在鈾的燃燒中，真正消耗的是鈾235。天然鈾中99.2%都是鈾238，而真正能裂變的鈾235只有0.07%?！毙煦澖榻B，目前全世界的400多座核電站多為輕水堆，又稱熱堆。熱堆消耗的主要核燃料是鈾235，而自然界中鈾235的蘊藏量僅占0.66%，其余絕大部分是鈾238，占99.2%。為保證核反應正常進行，一般輕水堆采用3%—4%的濃縮鈾235為原料，這意味著，真正參與核反應的原料鈾235只有3%—4%，余下是會產生輻射的鈾238核廢料。

而快堆則有望改變這一現狀。在快堆中，常用的核燃料是钚239，钚239發生裂變時放出來的快中子會被裝在反應區周圍的鈾238吸收，又變成钚239，從而使堆中核燃料變多，反應開始循環持續下去，從而將鈾資源的利用率提高到60%—70%。

由于利用率的提高，相對較貧的鈾礦有了開采的價值。就世界范圍講，可采鈾資源將因此增加上千倍。以目前探明的天然鈾儲量推測，快堆的使用可以使鈾資源可持續利用3000年以上。

快堆的另一個突出特點是核廢料越燒越少。熱堆反應后的剩余物的放射性仍然很強，如果直接進行地質處置，耗資極其驚人。而這些核廢料在快堆反應中經過回收再利用以后，放射性物質的衰變期只有二三百年，可以大大減少核廢物處置量，降低乏燃料長期毒性風險。

“既然燃料越燒越多，能否實現60年不換料呢？”徐銤說，要實現這一目標，意味著快堆的建造材料必須耐燒，而到現在還很難找到這樣的材料，“目前看來，20—30年不換料是可能實現的?！?/p>

安全性咋保障？

冷態、熱態調試拴上雙保險

在中國實驗快堆大樓參觀時，工作人員告訴記者，快堆在工程設計方面取得了多方面突破：在世界上首次采用了非能動事故余熱排出系統，與世界已建快堆相比，是最安全的一座快堆；自主完成了反應堆換料系統設計，快堆的換料是在封閉系統中靠遙控自動完成的，經實驗驗證該設計是先進可靠的；采用了先進的數字化技術，自主完成計算機監控和主控室設計，大大簡化了主控室操作，給操縱員應急操作帶來了極大的方便……

楊長利介紹，在多年快堆建設過程中，中核集團始終堅持自主創新，自主完成了快堆概念設計、初步設計、施工設計及建筑、安裝調試工作，初步建立起了鈉冷快堆技術的研發體系和標準規范體系，全面掌握了快堆物理、熱工、力學以及總體、結構、回路、儀控、電氣設計技術，取得了以鈉工藝為代表的一批自主創新成果，申請了百余項專利，設備國產化率高達70%。

白手起家，大家都沒有經驗可以參考，安全性成為大家關注的焦點。

2008年底，中國實驗快堆進入了緊張的集中調試階段，這是全面檢驗設計、設備制造和安裝施工質量的關鍵環節。

徐銤介紹，調試階段包括系統升溫之前的冷態調試和升溫后的熱態調試。由于鈉的熔點為97.8攝氏度，為保證鈉在液態下使用，堆系統必須加熱到250攝氏度，在250攝氏度高溫下的熱態調試是對系統和設備整體性能的全面檢驗。特別是系統灌鈉之后的熱態調試，任務更加艱巨，因為鈉有其特有的“脾氣”，一旦沒有按鈉的特點行事，往往就會導致實驗的失敗。

中核集團中國原子能科學研究院院長趙志祥介紹，為了順利完成調試階段的任務，原子能院做了大量的準備工作。早在2001年，便開始調試和運行準備工作，其中包括主控室運行人員的培訓。不但建立了調試階段的組織體系和質量保證體系，制定了調試階段的質保大綱和相關程序，還建立了崗位責任制和日協調、周協調的例會制度，用最先進的管理軟件制定調試進度計劃并進行動態管理與協調，完成了600多個調試文件和600多個運行規程的編寫，調試試驗項目達1000多項，確保調試的“質量第一、安全第一”。

2008年12月，在完成約152項單系統調試試驗之后，綜合冷態調試開始，目的是驗證系統和設備的功能，獲取初始運行數據，檢驗相關聯系統的相容性，以及排除安全隱患等。

2009年4月，熱態調試全面展開，依次進行了一系列調試工作，包括用氣體對堆本體加熱，將鈉灌入一、二回路，啟動一、二回路鈉循泵并達到穩定運行，使一、二回路之間達到熱平衡狀態，在熱態下進行換料系統調試，將啟動中子源裝入堆芯，對核測系統調試，在啟動中子源下整定保護系統參數等333項試驗。截

至2009年8月，反應堆裝料前的調試任務全部圓滿完成，并在9月取得了國家核安全局頒發的首次裝料許可證。

“快堆的安全性、可靠性和經濟可接受性，已得到國外豐富的快堆實驗和應用經驗的證實?！毙煦澱f，半個世紀以來，世界上已有美、俄、英、法、日、德、印7國建成過21座快堆。作為第四代先進核能系統中最重要的堆型之一，在美國等國提出的先進核能系統中，6種堆型有3種是快堆。

商業化還有多遠？

2030年完成商業化項目

上世紀60年代中期，我國的快堆研究開始起步，主要在物理、熱工、結構材料和鈉工藝等方面開展了一些基礎研究，并建成了一批小型實驗裝置。其中，最具有代表性的研究成果是1969年由周恩來總理特批50公斤高濃鈾建成的“東風-6號”零功率實驗裝置，實現了我國快堆技術發展“零”的突破。

1986年3月，鄧小平同志對王大珩、王淦昌、楊家墀、陳芳允等四位科學家關于我國應跟蹤世界高技術前沿的建議信函做出了重要批示，從而催生了863高技術研究發展計劃。快堆脫穎而出，被列入863計劃能源反應堆主題項目。1992年3月14日，國務院批準863計劃能源技術領域的研究發展目標，建成一座熱功率65兆瓦的中國實驗快堆。

“熱功率65兆瓦、電功率20兆瓦的中國原型快堆的開發是我國快堆應用的‘關鍵一步’?！毙煦澱f，快堆要用鈉作冷卻劑，總的來說技術比較復雜。為了減小發展中的技術經濟風險，根據國外經驗和我國技術現狀，按照我國快堆戰略設想，快堆將分實驗堆、示范堆和商用堆三步走。此次快堆的成功臨界,是我國核能研究和應用的一個重大突破，意味著離普遍推廣應用快堆又邁出了一大步。

楊長利介紹，與目前的實驗快堆相比，中國下一步建設的示范快堆，在功率、體量上有很大的變化，在技術上也需要有突破。例如，實驗快堆是以高濃二氧化鈾為燃料，而為了實現核燃料增殖，還需要在示范快堆中進一步研制鈾和钚的混合燃料。在技術開發上，還需要加大對實驗設施的投入。另外，還要通過示范項目將現在掌握的技術進行集成，通過示范堆的建設，對所有的工程問題、經濟性問題進行驗證，才能過渡到商用快堆，最終實現大規模地投入運行。

“預計每10年完成一個階段，即2020年完成示范項目，2030年完成商業化項目?！睏铋L利表示。