進(jìn)入新世紀(jì)，國(guó)際核能復(fù)蘇，多國(guó)開(kāi)始大力發(fā)展核電。出于能源需求和二氧化碳減排的雙重考慮，核電在我國(guó)被歷史性地推向前沿。而考慮到核電可持續(xù)發(fā)展及安全、環(huán)保需要，快堆技術(shù)被廣泛看好。經(jīng)過(guò)早期基礎(chǔ)科研、項(xiàng)目預(yù)研和設(shè)計(jì)建造，我國(guó)第一座工程規(guī)模的快堆——中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆即將建成并網(wǎng)發(fā)電，標(biāo)志著我國(guó)正式跨入快堆國(guó)家行列。

　　我國(guó)快堆工程技術(shù)通過(guò)采用“實(shí)驗(yàn)堆、示范堆、商用堆”三步走的發(fā)展戰(zhàn)略，可以實(shí)現(xiàn)在2025年左右將快堆作為第四代核電重要堆型商用推廣的發(fā)展目標(biāo)。建議我國(guó)盡快明確下一階段的快堆工程技術(shù)目標(biāo)，研究加快發(fā)展的實(shí)施途徑，加大對(duì)快堆核能系統(tǒng)技術(shù)的研發(fā)。

　　四代核能系統(tǒng)的典型代表

　　目前我國(guó)核電裝機(jī)約1100萬(wàn)千瓦，計(jì)劃2020年核電裝機(jī)達(dá)到7000萬(wàn)千瓦，核電在我國(guó)發(fā)展前景光明。但大規(guī)模發(fā)展將遇到鈾資源不斷減少和長(zhǎng)壽命放射性廢物不斷累積兩大問(wèn)題，而快堆技術(shù)和閉式燃料循環(huán)技術(shù)正是解決這兩個(gè)問(wèn)題最現(xiàn)實(shí)可行的技術(shù)。因此，采用壓水堆、快堆和后處理匹配發(fā)展的閉式燃料循環(huán)路線，我國(guó)可以實(shí)現(xiàn)核電中長(zhǎng)期發(fā)展目標(biāo)。

　　快堆是第四代核能系統(tǒng)的首選技術(shù)，目前國(guó)際上已將其納入先進(jìn)核能系統(tǒng)的發(fā)展體系。第四代核能系統(tǒng)研發(fā)的總目標(biāo)是計(jì)劃在2030年左右，向市場(chǎng)提供具有良好經(jīng)濟(jì)性和安全性、廢物易于管理和處理，具有防止核擴(kuò)散特性的先進(jìn)核能系統(tǒng)。2000年5月，第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇（GIF）成員國(guó)選擇了6種系統(tǒng)作為第四代核能系統(tǒng)進(jìn)一步研究和發(fā)展的候選對(duì)象，其中技術(shù)最成熟的是鈉冷快堆。美、俄（蘇）、法、日、印等國(guó)先后已建造21座鈉冷快堆，堆型涵蓋實(shí)驗(yàn)堆、原型堆和經(jīng)濟(jì)驗(yàn)證性堆，積累了約350堆年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。

　　此外，國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)于2000年發(fā)起了另一個(gè)下一代先進(jìn)核能系統(tǒng)的國(guó)際研發(fā)項(xiàng)目——?jiǎng)?chuàng)新型反應(yīng)堆和燃料循環(huán)國(guó)際計(jì)劃（INPRO），目前已有包括中國(guó)在內(nèi)的二十幾個(gè)成員國(guó)。該計(jì)劃主要評(píng)價(jià)快堆及基于快堆的燃料循環(huán)對(duì)核能可持續(xù)發(fā)展的作用和能力，并擬在下一階段開(kāi)展以快堆技術(shù)為主的合作研發(fā)。

　　目前，已有近30個(gè)國(guó)家在INPRO和GIF的合作項(xiàng)目框架下共同對(duì)下一代核能系統(tǒng)進(jìn)行研究，雖然還沒(méi)有任何第四代堆型的完整設(shè)計(jì)，但已經(jīng)對(duì)其提出了比較明確的定性目標(biāo)和技術(shù)發(fā)展內(nèi)容及框架性研發(fā)倡儀。而且，GIF在可持續(xù)性、經(jīng)濟(jì)性、安全性及可靠性，防核擴(kuò)散和實(shí)體防衛(wèi)等方面提出了8條具體目標(biāo)要求。我國(guó)正在開(kāi)發(fā)的鈉冷快堆技術(shù)從技術(shù)選擇、戰(zhàn)略目標(biāo)及與第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)的目標(biāo)要求都高度一致。

　　制定戰(zhàn)略明確目標(biāo)

　　從工程技術(shù)上看，世界上快堆已經(jīng)過(guò)實(shí)驗(yàn)堆、原型堆、示范堆的完整階段。開(kāi)始階段提出的快堆科技發(fā)展目標(biāo)，主要集中在包括快堆增殖能力、系統(tǒng)的技術(shù)可行性和運(yùn)行可靠性、安全性和經(jīng)濟(jì)可競(jìng)爭(zhēng)性等驗(yàn)證方面。上世紀(jì)九十年代中期，國(guó)際上快堆和燃料循環(huán)設(shè)施的發(fā)展和運(yùn)行結(jié)果足以證明，開(kāi)始階段提出的目標(biāo)很大程度上已經(jīng)實(shí)現(xiàn)。所以，后續(xù)技術(shù)發(fā)展的目標(biāo)是達(dá)到第四代核能系統(tǒng)的要求，實(shí)現(xiàn)核能可持續(xù)性發(fā)展，因此預(yù)計(jì)快堆將作為先進(jìn)核能系統(tǒng)中的一類(lèi)核電站在2030年前后開(kāi)始規(guī)模應(yīng)用。

　　我國(guó)快堆發(fā)展戰(zhàn)略和技術(shù)路線的研究自上世紀(jì)七十年代以來(lái)進(jìn)行過(guò)多次。近幾年，有關(guān)部門(mén)和專(zhuān)家密切注意國(guó)外快堆發(fā)展動(dòng)向，不斷對(duì)發(fā)展戰(zhàn)略和技術(shù)路線進(jìn)行再次研究和修改。在參考國(guó)外快堆發(fā)展戰(zhàn)略和技術(shù)路線圖的基礎(chǔ)上，建議我國(guó)快堆工程技術(shù)發(fā)展采用分三步走的戰(zhàn)略：第一步，2011年建成中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆；第二步，2022年建成中國(guó)示范快堆；第三步，2025年左右，快堆實(shí)現(xiàn)商用推廣。

　　中國(guó)工程院2006年發(fā)布的咨詢(xún)項(xiàng)目—“大型先進(jìn)壓水堆和先進(jìn)核能系統(tǒng)工程戰(zhàn)略研究報(bào)告”對(duì)快堆技術(shù)發(fā)展提出了加快發(fā)展的建議。同時(shí)，考慮到國(guó)內(nèi)研發(fā)條件、工程技術(shù)水平和經(jīng)驗(yàn)積累程度等方面的因素，以及各階段快堆主要技術(shù)選擇的一致性，特別是中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆與俄羅斯BN-600原型快堆和BN-800商用示范堆在技術(shù)上的一致性，我國(guó)在快堆工程的第二階段存在直接建設(shè)示范快堆的可行性。從發(fā)展趨勢(shì)看，國(guó)際上已逐漸淡化原型快堆和示范快堆的界線，即原型堆的功能和示范堆的功能可以通過(guò)一個(gè)堆來(lái)實(shí)現(xiàn)。

　　因此，對(duì)于我國(guó)下一階段是建設(shè)原型快堆還是示范快堆需要全面論。但從技術(shù)上初步分析，具備在實(shí)驗(yàn)快堆之后直接建設(shè)示范快堆的可行性。中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆在技術(shù)方案選擇時(shí)已考慮了便于向下一步快堆電站過(guò)渡的問(wèn)題，其主要技術(shù)方案所包括的堆本體結(jié)構(gòu)、燃料操作系統(tǒng)、主熱傳輸系統(tǒng)流程、重要輔助系統(tǒng)工藝流程、關(guān)鍵設(shè)備和核島廠房結(jié)構(gòu)等均與大型快堆電站類(lèi)似，熱工參數(shù)已接近商用電站水平。

　　考慮到鈾資源的國(guó)情及核電長(zhǎng)遠(yuǎn)發(fā)展，我國(guó)壓水堆乏燃料商業(yè)后處理廠規(guī)劃在2020年左右建成。因此，應(yīng)該在2020-2030年間建立起一定工業(yè)規(guī)模的由壓水堆乏燃料商業(yè)后處理廠、MOX燃料廠和快堆電站等組成的燃料循環(huán)系統(tǒng)，初步形成工業(yè)規(guī)模的閉式燃料循環(huán)體系。

　　固有安全保障規(guī)模發(fā)展

　　長(zhǎng)期以來(lái)，核能形成了一整套確保安全的理論和方法，其中絕大部分被證明是行之有效的，如縱深防御原則、單一故障原則、多樣性原則等。也強(qiáng)調(diào)所有的核反應(yīng)堆必須具備三大安全功能：停堆、余熱導(dǎo)出和放射性包容。并用堆芯熔化概率和大規(guī)模放射性釋放來(lái)表征反應(yīng)堆的總體安全性。在第四代核能系統(tǒng)的四個(gè)指標(biāo)中，安全性赫然在列，并被特別強(qiáng)調(diào)。第四代核能系統(tǒng)要求能夠做到無(wú)需廠外應(yīng)急或大幅度減低廠外應(yīng)急的需要。福島核事故帶來(lái)的關(guān)鍵教訓(xùn)恰恰是第四代核能系統(tǒng)在安全方面最為關(guān)注的問(wèn)題。

　　快堆是典型的低壓系統(tǒng)。作為冷卻劑的鈉在常壓下的沸點(diǎn)為870℃，而其工作溫度為530℃左右，因此冷卻劑無(wú)需加壓便可獲得300℃以上的裕度。同時(shí)液態(tài)金屬鈉的導(dǎo)熱率是水的100倍。把整個(gè)一回路置于一個(gè)大型容器內(nèi)的一體化池式快堆設(shè)計(jì)，使快堆避免了壓水堆最為擔(dān)心的LOCA事故（一回路冷卻劑喪失事故）；同時(shí)，堆內(nèi)大量的鈉和鋼結(jié)構(gòu)件又提供了一個(gè)中間熱阱，可以起到平抑事故工況下溫度峰值的作用。

　　此外，快堆采用了非能動(dòng)事故余熱排出系統(tǒng)，系統(tǒng)的運(yùn)行完全靠自然對(duì)流，無(wú)需泵等需要電力供應(yīng)的設(shè)備。這使得反應(yīng)堆在失去所有交流電的情況下（包括應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)），也能可靠地把余熱從堆內(nèi)導(dǎo)出去，確保堆芯冷卻不被燒毀。

　　在放射性包容方面，快堆也有其獨(dú)特優(yōu)勢(shì)。首先，快堆在反應(yīng)堆主容器底部設(shè)置了堆芯熔化收集器，即使在堆芯燒毀的情況下，熔融的燃料也會(huì)被保留在堆內(nèi)并獲得良好冷卻，這一特性保證了嚴(yán)重事故情況下一次壓力邊界的完整性。其次，快堆典型的工作壓力在1個(gè)大氣壓左右，冷卻劑沒(méi)有失壓閃蒸汽化的問(wèn)題，使其在任何情況下都不會(huì)發(fā)生安全殼內(nèi)壓力突增的情況，即快堆可以較容易地實(shí)現(xiàn)放射性物質(zhì)的包容。所以，它不會(huì)發(fā)生由單一原因造成的幾道放射性包容屏障均損壞的情況。一座經(jīng)過(guò)良好設(shè)計(jì)和建造的快堆，可以實(shí)現(xiàn)在任何可信的條件下都無(wú)需廠外應(yīng)急，事故的影響僅限制在廠區(qū)之內(nèi)，公眾也不必因反應(yīng)堆的事故而撤離。

　　技術(shù)進(jìn)步保能源安全

　　福島核事故提醒我們要深入研究極端地質(zhì)災(zāi)害的影響、核電站嚴(yán)重事故的發(fā)展及緩解，在確保安全的前提下高效發(fā)展核電，以此保障國(guó)家的能源需求。而實(shí)現(xiàn)這一目標(biāo)最有效和直接的手段就是核能的技術(shù)進(jìn)步。

　　實(shí)際統(tǒng)計(jì)數(shù)據(jù)表明，在正常運(yùn)行時(shí)快堆對(duì)周?chē)h(huán)境的影響比熱中子堆低大約一個(gè)數(shù)量級(jí)，這使快堆在內(nèi)陸廠址和群堆廠址有優(yōu)越性。而快堆能大幅度提高鈾資源利用率的特點(diǎn)又能實(shí)現(xiàn)我國(guó)核電的可持續(xù)發(fā)展，同時(shí)促進(jìn)國(guó)家戰(zhàn)略性新興產(chǎn)業(yè)的發(fā)展。通過(guò)數(shù)十年的研發(fā)和積累，尤其是通過(guò)國(guó)家“863”高科技計(jì)劃中“中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆”項(xiàng)目的實(shí)施，我國(guó)目前已掌握快堆絕大多數(shù)核心技術(shù)，在國(guó)內(nèi)形成了基本配套的工業(yè)體系。在充分借鑒壓水堆經(jīng)驗(yàn)、同時(shí)開(kāi)展有效國(guó)際合作的情況下，我國(guó)完全可以按照“實(shí)驗(yàn)堆、示范堆、商用堆”三步走的快堆發(fā)展戰(zhàn)略，在2022年左右建成具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的百萬(wàn)千瓦示范快堆電站CFR-1000，并在2025年左右實(shí)現(xiàn)商用化。