中核集团:中国实验快堆首次成功临界

    发布时间:2010-09-26
  2010年7月21日,中国核工业集团公司在京宣布,由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界,成为继美、英、法等国之后,世界上第8个拥有快堆技术的国家,其热功率为65兆瓦,电功率20兆瓦。该技术是我国核能技术跨越发展和核科技创新能力提升的重要标志。

  快中子反应堆(以下简称快堆)是世界上第四代先进核能系统的首选堆型,代表了第四代核能系统的发展方向。国际社会普遍认为,发展和推广快堆,可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。临界是实验快堆最重要的一个节点,它标志着中国人掌握了快堆技术。

  中国实验快堆(CEFR)是国家“863”高技术计划重大项目。1986年,“863”计划实施,“快中子增殖堆”课题预研开始;1995年12月中国实验快堆工程立项。经过十几年的研究实验,中核集团终于成功突破快堆技术,这也标志着中核集团已经完全具备了四代核能技术的研发能力。

  据悉,与传统技术相比,快堆具有两方面的重大优势。一方面,它可以使天然铀资源的利用率从约1%提高到60%~70%,利用率的提高使相对较贫的铀矿有了开采的价值。就世界范围讲,可采铀资源将因此增加上千倍。这对充分利用我国的铀资源,促进核电持续发展,解决我国的后续能源供应问题具有重要意义。

  此外,传统热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强,如果直接进行地质处置,耗资惊人。而这些核废料在快堆反应中可以当作核燃料烧掉,放射性物质的衰变期只有二三百年,可以大大减少核废物处置量,降低乏燃料长期毒性风险。

  在中国实验快堆(CEFR)整个设计和建造历程中,中外合作是引进技术的关键。通过合作设计,引进了俄罗斯主要工艺系统的总体设计方案等,包括22项工艺设计和22项技术要求。但是,在引进和借鉴的基础上,作为我国第一座快堆,CEFR的设计和建造过程中依然有许多新的课题和领域。总体设计方面 由于具有强烈的标准规范相关性、投资规模相关性、地理位置相关性和反应堆规模相关性,总体设计成为了整个反应堆电站设计中最难引进的内容之一。

  俄方以俄罗斯规范和标准为着眼点,以BN-600原型快堆电站为参考目标,给出了总体性设计。但是,CEFR的设计应该符合我国核安全法规和ASME规范,因此俄的设计只能起到参考作用。同时,CEFR的大量设备和材料是从国内采购,总体性的标准和技术条件必然要做到真正的“国产化”。因而,通过自主化不断探索,在总体设计方面,CEFR作了很多尝试,取得了较好的成果。

  堆芯设计方面 在俄罗斯技术设计的基础上,中方应用完全不同的计算机软件,独立自主地完成了  CEFR堆芯物理设计、屏蔽设计、热工流体设计和结构力学分析。目前,我国已经掌握了钠冷快堆堆芯设计的技术和手段。

  中核集团一直坚持自主创新,自主完成快堆概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试工作,初步建立起钠冷快堆技术的研发体系和标准规范体系,全面掌握了快堆物理、热工、力学以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术,取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果,申请了百余项专利,还实现了高达70%的设备国产化率。通过快堆项目实施,中核集团建立了快堆工程研发中心,成为我国唯一的快堆技术研发基地和技术研发的重要平台,为我国快堆发展打下了坚实的基础。发展快堆技术也是中核集团加快调整产业结构,转变发展方式的重要举措。

  经过多年的发展,中核集团已经具备了30万千瓦、60万千瓦、100万千瓦核电站自主设计、建造、运行、管理的能力,并开发出了核电自主创新品牌。中国实验快堆的成功临界也标志着中核集团已经完全具备了四代核能技术研发能力。

  对于快堆未来的发展,中核集团表示,我国快堆发展拟采取三步走的发展战略,即从“实验快堆—示范快堆—大型商用快堆”,建造中国实验快堆是我国快堆发展第一步。未来,中核集团将加快推进第四代核电机组——中国示范快堆的建造,并以此为契机,推动我国铀钚混合燃料制造技术等配套技术的发展,逐步建立我国先进核能体系。

  对核能应用开发,我国也采取“三步走”的基本方针,其技术路线为“热中子反应堆——快中子增殖堆——受控核聚变堆”。中核集团表示,将力主“应用一代、研发一代、预研一代”的原则,让中国核电技术不断有计划地向前发展。


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中央企业第二任期考核优秀企业专题报道——中国核工业集团公司

     中央企业第二任期考核优秀企业专题报道