《中国核能行业智库丛书（第二卷）》与读者见面了。这是一本发产业先声的智慧文萃，是行业专家们从不同角度、不同深度对产业前途命运进行思考的思想文库，期待广大读者品鉴。今天，小编将和您分享系列文章之三：俄罗斯“突破”项目计划及启示。

    作者简介

    张东辉，中国原子能科学研究院总工程师，国家百千万领军人才、中核集团快堆首席专家，长期从事快堆领域的科研、设计与工程开发等工作，参与了中国实验快堆项目，正在参与中国示范快堆和先进小型快堆研发。曾获国家科技特等奖、国防科技一等奖和二等奖等奖项。

    文章摘要

    俄罗斯是全球快堆领域技术实力最强的国家，其正在实施的快堆及其燃料循环技术开发重大专项——“突破”项目计划促进了相关技术的飞速发展，将在保障俄全球核能领导地位过程中扮演重要角色。本文详细阐述了“突破”项目计划的主要内容、整体实施情况及BREST-OD-300铅冷快堆、致密氮化物燃料、BN-1200商用钠冷快堆及新一代计算软件等重点项目的最新进展。并在分析俄成功经验的基础上，对我国发展快堆及其燃料循环技术提出了若干建议。

    全文赏析

    俄罗斯“突破”项目计划及启示

    作为世界核强国，俄罗斯多年来一直非常重视核能的发展和利用，并将核能视为俄国家战略核心力量，纳入俄国家安全、经济发展及能源安全战略。

    俄罗斯政府2000年发布《俄罗斯2050核电发展战略》，明确未来核能方向是发展快堆及其闭式燃料循环。为此，俄罗斯国家原子能公司（ROSATOM）制定了雄心勃勃的长期发展战略，即通过“突破”（PRORYV）项目计划，发展快堆封闭燃料循环，到2050年，大幅增加快堆数量，实现核电占比45%～50%，到本世纪末实现核电占比70%～80%。

    “突破”项目计划实施至今取得了诸多成就，积累了宝贵的经验，其在该技术领域的许多做法值得我国相关科研与管理部门参考和借鉴。

    一、俄罗斯全球核能领域领导地位的保障——“突破”项目计划

    “突破”项目计划由俄罗斯原子能集团公司（ROSATOM）于2011年编制，是俄罗斯发展核能的一项重大举措，该项目以俄罗斯联邦专项计划《2010-2015年，及2020年远景新一代核能技术》为指导，旨在建立以快堆闭式燃料循环为基础的新一代核能技术，实现核能可持续发展。

    它的顺利实施将有助于保障俄在全球核能领域的领导地位，并使其在未来30～50年保持全球领先。

    1.PRORYV项目主要内容及要求

    PRORYV项目中的核心技术攻关以及科技创新内容包括：

    1.建造首个综合项目，快堆核电站机组功率为1200MW，能达到下述PRORYV项目对安全性、经济性和可持续性提出的要求，实现完整的核燃料循环；

    2.掌握氮化物铀钚混合燃料技术并建成示范生产车间；

    3.建成满足固有安全性要求的铅冷快堆BREST-OD-300的实验示范反应堆装置；

    4.为BREST-OD-300、BN-600和BN-800设计和建造厂区内的闭式燃料循环体系；

    5.根据固有安全性要求对BN-1200反应堆装置进行设计和实验验证；

    6.以工厂集中专业生产线的形式设计闭式燃料循环的各个环节。

    PRORYV项目所开发的具有固有安全特性的快堆系统及其闭式核燃料循环技术将满足以下要求:

    1.避免发生需要疏散和重新安置居民的事故；

    2.最大限度地利用铀资源；

    3.逐步实现循环后放射性当量接近或者等同于开采时的放射性剂量；

    4.技术上要强化核不扩散规定（逐步消除核动力所用的浓缩铀，消除再生区中武器级钚的产生及乏燃料后处理中分离出来的钚，缩短核材料的运输距离）；
5.确保核电与其他能源发电方式相比具有竞争力。

    项目的实验测试和示范计划在托木斯克的中试示范能源综合体（PDEC）中进行，计划于2020年启动第一阶段。PDEC由中试示范发电装置，即使用混合氮化物燃料（MNIT）的BREST-OD-300铅冷快堆，以及燃料再制造设施和燃料后处理设施组成。

    2.PRORYV项目的整体实施情况及最新进展

    在2012年底的概念研发阶段之后，PRORYV项目开始了第一个实施阶段，即实施概念和为核电技术大规模应用创建新的技术基础。截至目前，PRORYV项目中取得了众多重大成果，验证了其基本技术要求的可行性，并成功过渡到实际实施阶段。

    在钠冷快堆方面，俄BN-800机组于2015年12月并网发电，2017年发电量55.7亿千瓦时；BN-1200大型商用快堆已经设计完成，但要优化设计至经济性达到VVER的水平俄政府才会批准建造。

    在铅冷快堆方面，BREST-OD-300铅冷试验示范快堆将于2019年夏季开工建设，2026年投入商运；全球功率最大的多用途研究快堆MBIR也正在建设。

    在燃料制造方面，高密度氮化物燃料制造设施已于2014年8月开始建造，拟于2021年建成，2023年开始装料。

    另外，后处理中试厂已经能够生产出合格的MOX燃料组件，将逐步满足快堆MOX燃料的需要。俄方预测，俄快堆对VVER机组的乏燃料处理能力，2050年之前为130吨/年，2100年前可达650吨/年。

    从俄目前推进态势和速度来看，PRORYV项目的主要战略目标将在2030年基本实现。

    这将是一个新的重大转折点，意味着核能在未来能源结构中占据愈来愈重要的地位。未来30年俄罗斯核电行业将转移至基于闭式核燃料循环技术的新平台中。

    3.PRORYV重点项目研发情况及进展

    1）铅冷快堆BREST-OD-300

    俄罗斯PRORYV项目中的铅冷快堆BREST-OD-300采用氮化物燃料，堆芯内增殖大于1.0，无需转换区，后备反应性小于1，从安全性角度考虑，采用一体化布置，一回路采用常压设计，最大限度采用非能动部件，实现非能动式安全，不会发生丧失冷却剂事故和多种初因事故叠加需要场外应急的事故，不会发生瞬发超临界事故，从技术上消除了导致切尔诺贝利事故的物理机制，并可防止核扩散。

    BREST-OD-300的主要设计参数列于表1中，发电装置的主要设计参数列于表2中。

表1 BREST-OD-300的主要参数

表2 BREST-OD-300发电装置的主要参数

    2）致密氮化物燃料

    通过对比两种主要致密型燃料——氮化物和金属燃料，俄罗斯将氮化物燃料作为未来快堆燃料的首选。

    一是俄方认为，氮化物燃料安全性更高，这是因为氮化物燃料基本上可实现反应堆堆芯增值比CBR≈1，并且反应性余量可降低至最低值，而其它影响和反应系数均可保持在允许范围内。

    二是，俄罗斯在氮化物燃料运行方面拥有更多经验，氮化物燃料技术较金属燃料技术更加成熟。特别是，拥有18年BR-10的运行经验，并在BOR-60实验中实现了12.1％h.a.的燃耗。

    三是，对于大功率反应堆，氮化物燃料更能发挥出采用反应堆CBR≈1及相应燃料循环方案的优势。

    目前，PRORYV项目已完成对氮化物燃料的综合计算分析与论证工作，优化了制造工艺和燃料结构，后续又制作了实验靶件在BN-600动力堆上进行了辐照与辐照后检验工作。在PRORYV项目中，还制定了新的燃料评价标准和计算软件。

    在MIR堆上进行的辐照试验中，测量了气体释放、辐照肿胀等数据；在IVV-2上的试验主要用于计算软件的验证工作。

    在BOR-60上的试验主要用于获取辐照数据，例如肿胀和温度及气体释放率的关系，MA对芯块性能的影响；在BN-600上主要进行真实燃料的寿命的验证工作，包括将燃料和包壳的各项参数放入了数据库。

    目前氮化物燃料的软件已经通过实验数据进行了升级，并向核安全局递交了取证的申请工作，希望能够在2019年通过ЛРИЭТВС程序的验证，2020年通过ДРАКОН程序的验证。

    目前仍有4根铅铋冷燃料的试验组件在BOR-60上辐照，1号的燃耗分别达到了1.3%和3.2%。2号达到了7.5%的燃耗，使用的是铁素体/马氏体钢。

    BN-600中有18组组件，共1000根棒在进行辐照，有奥氏体包壳也有铁素体/马氏体钢包壳，主要用于燃料的设计验证工作，目前达到了7.5%的燃耗无破损。

    3）BN-1200商用钠冷快堆

    PRORYV项目框架内开发的BN-1200设计充分利用了俄罗斯在BN-350、BN-600和BN-800反应堆开发和运行方面的经验，旨在确保其比最佳热堆设计更具竞争力。

    另外，BN-1200更加注重固有安全性和非能动安全系统的使用，其安全性和经济性符合第4代核能系统要求，将完全按照商业标准建设运营。经过验证和试验的设计方法包括：

    1. 一体化主回路设计

    2.三个回路的反应堆机组方案

    3. 各种设备技术解决方案。

    该创新设计方案达到了新的安全质量水平和降低了期初设计成本（CAPEX），具备了以下极具吸引力的设计特点：

    1.选择CBR≈1和氮化物燃料以降低反应堆堆芯功率密度（从450 kW/m3降至230 kW/m3）;

    2.燃料服役时间可以延长2～3倍，换料间隔时间延长两倍;

    3.反应堆容器中主回路所有钠系统采用完整一体化设计;

    4.反应堆容器内部设计了主回路衰变热排除应急系统;
   
    5.基于热原理的非能动反应性反馈系统设计;

    6.压力容器蒸汽发生器设计;

    7.换料系统没有积聚桶、冲洗室和乏燃料桶设计;

    8.辅助系统较少。

    设计实施过程中得到的结果证实了BN-1200创新设计在降低CAPEX方面取得的进展，并证实了快堆的技术和经济性能参数接近热堆相应指标。

    然而，PRORYV项目的目标是确保快堆的竞争力，所以主要竞争对象很可能不是热堆系统，而是包括联合循环发电厂（CCPP）和可再生能源在内的其它替代能源系统。PRORYV项目在接下来的1 200 MWe的BN-1200快堆设计中，将详细说明实现快堆竞争力这一目标的具体要求。

    4）设计方法和安全性验证用的新一代计算软件
除了大规模的实验规划之外，PRORYV项目还启动了一个专题研究，即专门开发新一代计算软件用于确认和验证设计方案。

    该专题包括使用所需的全套软件在BREST-OD-300和BN-1200反应堆上验证核电厂的设计方法和安全性能，包括运用程序模拟反应堆运行、裂变产物在核电厂内部和周围环境中的运输以及CNFC和RAW处理技术工艺，以及验证某些实验现象和BN-600、BN-800、BOR-60的运行结果。

    截至2016年底，已开发、验证和运行了以下9类应用程序：

    1.中子物理方面：MCU-FR、ODETTA和NDP-ACE;

    2.热工水力学方面：HYDRA-IBRAE/LM、LOGOS和CONV-3D;

    3.燃料棒行为方面：BERKUT;

    4.NPP内部的热量和质量传输和裂变产物运输：KUPOL-BR

    5.环境中的裂变产物转移：Sibilla、ROM和ROUZ；

    6.RAW处置的安全验证：GeRa；

    7.验证NPP安全性的一体化程序：EUCLID/V1、EUCLID/V2、SOCRAT-BN/V1和SOCRAT-BN/V2；

    8.概率安全分析方面：CRISS 5.3；

    9.材料平衡和CNFC中的核素流动方面：VISART。

    上述共18个程序中，有3个已经被Rostechnadzor认证，还有10个刚刚进入认证阶段。利用新一代软件所获得的结果证实了BREST-OD-300和BN-1200设计的高安全性，并进一步验证了RAW处置可达到放射性剂量等效这一重要建议的正确性。

    对我国快堆及燃料循环技术开发的启示与建议

    1.明确快堆及燃料循环在我国先进核能发展中的战略地位

    俄罗斯在2000年发布的《俄罗斯核电发展战略2050》，明确了未来核能方向是发展快堆及闭式燃料循环。我国确立了“热堆-快堆-聚变堆”核能发展三步走的战略和闭式燃料循环方针，应将其写入《原子能法》中，从法律上确立快堆及闭式燃料循环在我国先进核能发展中的战略地位，长期坚持不动摇。

    当前以压水堆为代表的热堆已进入规模化应用阶段，从近中期（2030年前）看，以“华龙一号”、CAP1400为代表的自主第三代压水堆技术将成为我国核电发展的主导技术。

    从中长期看，以快中子反应堆为代表的第四代核能系统是未来核能发展的主要方向，钠冷快堆是目前第四代反应堆中技术成熟度最高、最接近商用的堆型，也是俄罗斯等核大国继压水堆后的发展重点，我国未来压水堆后的核能系统应坚持以钠冷快堆为主，其它堆型根据技术成熟度和市场需要，作为核能多元应用的补充。

    当前中国示范快堆（CFR600）已经开工建设，预计2023年建成。在此基础上，可进行CFR600适度推广建造。

    未来我国发展的重点应是开发百万千瓦级大型高增殖商用快堆，力争首座百万千瓦商用示范快堆于2030年左右建成运行，进一步提高经济性，在2035年左右进行批量规模化推广建造，在2050年前后，实现热堆-快堆匹配发展，快堆逐渐成为我国核电发展的支柱。

    2.做好快堆及燃料循环技术研发的顶层设计

    快堆及燃料循环技术的研究开发是一项庞大复杂的系统工程，涉及到快堆（钠冷快堆、铅冷或铅泌快堆等）、热堆乏燃料后处理、快堆燃料（MOX燃料、金属燃料等）、快堆乏燃料后处理（水法和干法）等众多技术领域，技术难度大，研发周期长，需要数十年的时间，我们应像俄罗斯那样制定国家层面的快堆及燃料循环技术长期发展战略，统筹规划，给予长期稳定投入，推动快堆及燃料循环技术各环节的同步协调发展。

    在大力发展钠冷快堆的同时，兼顾铅冷、铅泌冷快堆、行波堆、ADS等其它堆型的研发；在大力发展MOX燃料的同时，及早部署金属燃料、氮化物燃料等具有更高增殖比的新型燃料；

    在大力发展压水堆后处理技术的同时，及早部署快堆干法后处理技术。２０２５年前建成示范快堆、快堆MOX燃料制造设施、压水堆乏燃料后处理示范厂，初步实现示范规模的核燃料闭式循环；２０３５年前建成商业后处理厂、MOX燃料制造厂、商用快堆，形成工业规模的核燃料闭式循环；适时启动现场燃料制造-快堆-乏燃料后处理一体化示范设施建设，力争2050年左右建立商业规模的快堆燃料循环产业体系。

    3.做好快堆及燃料循环技术研发的顶层设计

    快堆及燃料循环技术的研发需要以反应堆和放化实验设施为核心的先进完备的大型研发设施。俄罗斯现在运行的研究堆28座（包括BOR-60快堆），3座研究堆在建（包括投资11亿美元正在建设世界上最先进的MBIR多用途钠冷快堆及配套设施），超过70个大型试验设施，80多个热室，形成了完备的研发设施体系。

    我国应根据未来快堆及燃料循环技术的研发需要，进一步配套完善中国实验快堆、放化后处理实验设施、后处理中试厂等已有的设施，尽快启动干法后处理研发设施等新设施建设，形成功能完备、技术先进的快堆及燃料循环技术的研发设施体系。

    4.进一步深化快堆及燃料循环领域的国际合作

    我国在快堆及燃料循环领域与俄罗斯、法国等核大国已经有良好的合作基础，今后应按照于我有利的原则继续深化与相关国家或国际组织的合作，特别是应加强与俄罗斯的合作交流。中俄两国目前的政治关系比较友好，处于核能合作的较好的机遇期，如能建立起多层次立体合作的体系，补我短板，有助于我国核能的长远发展。

    俄罗斯核能总体发展路线是用快堆和先进核燃料循环体系代替热堆，这与我国一致。

    反应堆方面，俄罗斯主要集中在两个堆型，一个是1200MW的钠冷快堆BN-1200，一个是300MW的铅冷快堆BREST-OD-300；我国在600MW的示范快堆之后，也要发展百万千瓦级的大型商用钠冷快堆CFR1000，在重金属冷却快堆方面正在发展小型铅铋冷快堆。

    在燃料方面，俄罗斯目前正在使用MOX燃料，之后将替换为高致密度氮化物燃料；我国也先使用MOX燃料进行过渡，之后发展高致密度金属燃料。

    我们应梳理快堆及先进核燃料循环体系中可能与俄方合作的领域，制定合作路线图，按照先易后难的原则，从较为成熟的项目开展合作，在人员交往与信息交流、基础研究、型号产品技术合作等方面逐步深化和拓展合作的领域、范围、层次。(本文刊载结束)