核动力技术的困境及其未来

核动力技术发展的第一阶段，以90年代的停滞不前而告终、与60、70年代的期望和雄心勃勃的计划相反，在世界经济和大多数国家中，核动力工程依然只起着极微薄的作用，在全球燃料总量中仅代替了5%的普通燃料（前苏联为3%）。个别国家和地区，所占比例已相当可观——前苏联西北及乌克兰约占10%，法国接近30%（！）近年来核动力工程增长速度急剧下降，今后10年内，其容量增长恐怕不会超过10~15%。其中一个最重要的原因，是发达国家发电容量储备过剩。

发展核动力技术积极性降低的第二个原因，是核电站的重大事故及由此引起的公众的反对，特别是遭受切尔诺贝利惨祸以后的前苏联更甚。许多人认为，在这种情况下，还是干脆关闭核电站为好，早关闭还不致引起过大的经济损失，还可避免有关的危险和公众的恐怖。如果仅局限于讨论目前水平上的核动力技术，这说法自有一定的道理，核动力替代一小部分普通燃料，似乎不可能彻底解决与燃料能源有关的资源、生态、运输、社会、国际关系等尖锐问题中的任何一项。但这显然是缺乏远见的看法。即将结束的半个世纪的核动力技术的发展，其重要意义不仅在其本身，而在于它是未来大规模核动力技术的一个阶梯。

1952年，美国由EBR-1试验“快堆”首次获得了“核电”，但建造工业快堆还需解决一系列相当复杂的问题。“E. 费米反应堆”在1967年刚发电就遭损坏。前苏联用陶瓷燃料（PuO2）和采用液钠冷却的BP-5试验快堆早在1958年即投入运行，这种堆也就成为第一代增殖反应堆的基础，1972年，BH-350堆，随后，法国的“凤凰”反应堆和英国的PFR反应堆等相继投入运行。全世界共建造了6个大型增殖堆。

这第一批大规模动力工程的快堆，相当复杂、昂贵，目前各国正在拟订改进方案。

由于第一批核电站的成功，在60、70年代产生了一项规划，准备在本世纪内建造大规模的核动力工程。但由于新的动力容量需求降低，三哩岛和切尔诺贝利重大事故的发生，使这一项计划未能付诸实施。然而提高核电站安全性的一系列措施的采用，以及传统核电站改进方案的出台，使核电站得以继续运行，并不断有所建造（尽管规模极有限）。

今后又将怎样呢？核动力技术仍然只是历史的插曲，只是解决局部能源问题的手段呢？还是有可能实现资源上无限丰富、生态上清洁而安全的能源生产，从而使核能成为主要能源之一呢？

节能的潜力有限，而下一世纪的能源生产不可避免地至少要增长2倍，人口在不断地增长，愈来愈多的发展中国家日益向现代经济水平靠近。

在这种情况下，传统的动力工艺会遇到一系列难以克服的困难。再生性能源（除水力以外）由于能流密度极其低下，极其不均匀，在近期内应用范围不会太大。至于可控热核聚变，则还不能把它看作下一世纪动力的现实基础，至少前半世纪是如此。

以裂变反应堆为基础的核动力技术，虽然不是根本解决下一世纪能源生产增长问题的唯一理想途径，但却不失为唯一的现实途径。一旦核动力在燃料动力工业中的比重达到20~30%，普通燃料的开采和燃料也许就不会再继续增长。这就意味着核功率水平大约提高至目前的10倍，亦即意味着向大规模核动力工程的过渡。

跟其他许多国家一样，这一前景对前苏联来说也颇为重要，因为前苏联目前资源（石油，今后是天然气）、生态及运输等问题已十分尖锐。近年来国家庞大的燃料动力部门出现了尖锐的社会问题。核动力可把动力生产的重心从燃料开采业和运输业转移到劳动生产率和劳动质量都很高的现代化工业部门，可为我们解决上述问题开辟道路。

是传统核工艺的发展，还是新的核概念？下一世纪的核动力工程大概会产出比迄今为止几乎大100倍的堆年数——约百万堆年（迄今约5000堆年）。必然会对它提出一系列新的要求，主要的将是：彻底提高安全性；

天然铀的单位消耗至少降低至原来的1/5~1/10；同时保持核能的经济性。

其实，目前核反应堆及核燃料循环的一般概念的基础，是在三、四十年前由军用核技术的经验和那个时期发展动力技术的有关观念中形成的。

第一批反应堆及核电站的良好工作经验，产生了某种安全“设计准则”，确信：依靠改善结构，提高设备及工程的质量和可靠性，审定工作人员资格，最后，建立急救装置和纵深配置放射性屏蔽，即可保证必需的安全程度。

由这一准则出发，人们专在使用钠和石墨、利用水的低沸点高压力、后备反应性高的反应堆上作打算，这种工艺会造成瞬发中子使反应堆功率失控，冷却剂流失而燃料熔化，以及火灾和爆炸等可能事故危害，一旦核动力工程达到一定规模，获得成千堆年时，就会发生像三哩岛和切尔诺贝利核电站那样的事故。一系列事故动摇了对安全设计方法万能的信赖，从而产生了一种新准则，它便是已由A. 温伯格使之家喻户晓的，关键词为“内在安全性”的新准则。尽管实际上目前我们接触到的反应堆还是着眼于增加设备和提高要求以降低危险事故几率来改进的那一类，但除此而外，内在安全性原理——钝化急救停堆装置和钝化作用，由逆向联锁实现的反应堆的自动调节作用和冷却剂的自然循环等等，得到愈来愈多的运用。在适应这种新的设计方面，已取得了显著的，成绩，尽管这种核电站过于复杂，造价很高，但却可预期运行的安全性。

人们期待全新的核及非核工艺，期待生态清洁度和安全性有很大的提高。

当代人对未来核动力技术的要求，首先在于消除核电站本身或核燃料循环的整个工艺过程中危险的放射性溢出的事故，包括解决放射性废物的埋藏问题。

为此就要求一种新的核工艺，它始终执行内在（自然）安全性原则，即主要是依赖核燃料、冷却剂、放射性废物及核工艺的其他组分所固有的基本物理化学性能和规律性来消除事故。

在这样的设计方案中，核燃料较之化学燃料将具有如下的主要优点：

由于热值高千万倍，可大大降低开采和运输量以及产生的放射性废物，从而可大大减轻集中和排除放射性废物的工作量；

核燃料增殖反应堆不仅可解决资源问题，而且还可简化核燃烧过程的调控；

逆向耦合自动调控及简易调控；

放射性废物中寿命最长的危险物质——锕系元素在反应堆中的焚毁；

剩下来的放射性废物依次衰变至生成它们的天然铀的辐射危害性水平，这样就有可能把放射性废物在长期有控储存后进行埋藏，而不致破坏天然辐射平衡。

内在安全性的获得，并不是赖反应堆，核电站和控制系统等设计的复杂化，反之有赖于设计的简化，对设计质量及操作人员没有什么格外的要求。还可望核能生产的经济性。

天然安全性的彻底实现，可确保安全、增殖和经济性，因而可满足大规模核动力工程的基本要求，但如传统的核工艺一样，也存在着自身的矛盾。例如，目前轻水堆最便宜，但它固有潜在的危险性，这与水的高压有关，与中子经济较差造成的后备反应性高有关。由于同样原因，它耗铀过多。由于安全要求严格，其基建费用在不断增长。此外，由于水的沸点低，轻水反应堆的发电效率不高（30~50%）。

高温石墨反应堆所用的核燃料（分散在石墨母体中，由石墨碎屑和碳化硅组成的外壳包裹UO2而成的细小球粒）具有独特的高温质量，故与轻水堆相比，许多安全特性都比较好。但后备反应性和氨的压力均较高，较之轻水堆，燃料平衡并无改善。高温石可给各种高温工艺墨堆供热，但动力技术（包括核动力技术）的主要方向仍然是发电，下一世纪在燃料总平衡中，电仍将占主要地位。而实际发电并不需要这么高的温度——例如在蒸汽动力循环中，温度达600°C即可。

在未来的核动力工程中，高温石墨堆或许会占有一席之地，它可能同时满足局部的生活和工业方面对热和电的需求。在这方面，熔融铀盐和钍盐的热堆很吸引人。这种小型反应堆在美国已运行了一个时期。但我认为，只有当高放射性环路设施达到十分可靠和完全自动化时，才有可能大规模开发这种应用这循环液体燃料反应堆。

主要在加拿大运行的重水反应堆还不大可能节约铀。前苏联在捷克运行的KC-150反应堆的基础上，形成了一种以CO2冷却的、高安全指标的重水堆新方案。如CO2的高压、急救钝化和燃料等有关问题能获得经济、简单的解决，则这一方案可望在电力工业中获得运用。

快中子反应堆目前已拥有足以完全解决大型动力工程燃料差额问题的燃料性能，由它可以看出达到高度天然安全性的途径。但这种反应堆目前还比较复杂，其造价甚至比已经猛烈上涨的轻水堆还高，加之，快堆本身还存在着安全方面的问题，因而产生了一个相当普通的概念：快堆只是给遥远的将来预备的，因为那时候将会感到轻水堆用铀太贵。但通过简单的讨论即可说明，用液态金属冷却的快堆的物理工艺原理以至实际控制，均较热堆简单，且十分接近天然安全性的标准。问题的关键在于如何应用液钠，在于日常运行及发生事故时防止其与水和空气相互作用。前苏联、西欧和美国，目前正在研究改进此类反应堆的方案，看来上述问题能够获得解决。

内在安全性

借完全确定的自然规律性达到的内在安全性，可决定性地除去由任何操作错误或其他外部作用而引发的危险事故，而导致危险状态的、低几率的事故苗子也许不在此例。

估计出现此类事故苗子的最大几率不会超过每堆年10-8。

为了除去瞬发中子引起的功率失控，首先必须借控制机构调整，把后备反应性降至最小β值。由于钚的增殖，可使燃料燃烧时增殖比的变化降至最低；而由热中子换为快中子，则可除去氙等的毒害作用。

反应堆设计的合理化，还可降低其他反应性的正反馈效应。

其次，燃料和冷却剂的性质以及反应堆的结构，均应能排除反应堆事故过程引起的反应性的危险增长（如切尔诺贝利核电站事故那样，在水沸腾时出现反应性的正反馈效应。在新型反应堆设计中，结构作相当简单的改变，即可排除这种正反馈效应）。

此外有不少重大的危险事故，是由于冷却剂沸腾及冷却环路缝隙的泄漏而引起冷却剂损失，随后燃料熔化，放射性溢出（就像三哩岛发生的那样），维持低压并在高温时才沸腾的冷却剂，以及反应堆中余热的安全紧急导出（可借自然对流放置反应堆的竖井的空气流导出余热），可解决这问题。这样还有助于反应堆本身冷却剂的强化自然循环。

凡冷却剂、核燃料、慢化剂和其他元件，均应采用不燃材料，并避免在反应堆运转时或发生事故时形成爆炸危险性的物质（如氢）。

至于放射性废物的处理，首要的任务是进行锕系元素的分离（除U和Pu外，还有Np、Am和Cm）（在锕系元素发生裂变的反应堆中受到辐照的燃料化学处理后进行），这至少在原则上是能够解决的。如废物中残留的全锕系元素不超过0.01~1%*则分离和浓缩后的放射性废物可作如下处理。

把放射性废物装在钢管里，放在贮存库里，并用自然空气流冷却。这种贮存库的容积及由废物产生的热功率，比核电站的体积及功率小得多，设备也简单得多，因此储存放射性废物的费用就不会太大。如100多吨铀产生1吨废物（这一比例还会保持很长时期），则放射性废物储存200年左右，其辐射危险性可降低至其产生时用的天然铀的水平（与其衰变产物相平衡）。这样，放射性废物经长期储存后即可埋藏，使返回地面的放射性不超过回收值。随着铀的单位消耗的降低，辐射当量埋藏条件要求，把储存期延长至600年，以便回收的铀完全裂变。

至于目前在核电站运行中产生的大量低放射性和中等放射性的废物，采用各种减容方法，可大大减轻埋藏工作量。

放射性物质和裂变物质的远距离输送问题也相当重要。在大规模发展核动力时，为了预防有关的潜在危险，或许以闭合的核电站燃料循环为最佳。

但即使排除了由内部原因引发的事故，仍然会有由于外部作用（自然因素以及恐怖行动和火箭袭击等）而导致放射性溢出的危险，就大规模的核动力工程来说，决不能对此等闲视之。现在，地下建筑技术发展很快，把反应堆及其他有辐射危险的生产配置在地下，可望解决上述难题。

一个可能的方案

上述增殖反应堆可把后备反应性降低至很低的值。此外，在快堆中也没有氙的毒害作用，因此，快堆容易做到把整个后备反应性降至最小β值。如以液铅代替液钠，则还可消除冷却剂的破坏性沸腾，在与空气和水接触时也不会燃烧。通常顾虑重金属通过反应堆会比水或轻金属困难得多，但这是不切实的，铅可使中子略为减缓，从而增大活性区中子的数量，并使通过速度降至2米/秒以下（用钠时为7~8米/秒），而由铅的凝固带来的危险性（钠的熔点为98°C，而铅的熔点为327°C），则可用简单的工艺手段加以克服。

近年来通过对这种反应堆构想的详尽研究，人们确认，甚至在出现极限事故时，也可望具有稳定性，而控制结构及装置的简化，也可望其经济性。

创建任何一种新的反应堆，自不待言，要克服许多技术上的困难，但创建上述新反应堆，可望不要太长的时间，因为其工艺接近国内掌握的、多年前创建的军用反应堆（用铅-铋的低熔混合物冷却）的工艺。已有现成的重质冷却剂工艺，反应堆中钢的腐蚀问题已获解决，已有相应的稳定的材料。

这里极其粗略地介绍了通向高度安全的核动力技术的途径，读者或许会认为过于简单。诚然，在简单构想的后面，还有一大堆有待解决的、相当困难的科技问题。跟任何新生事物遇到的困难一样，这些困难是可以克服的。而要克服惯性和人们的根深蒂固的旧框柜则更为困难。

简单明确，是任何一门科学及随后的工艺技术的追求目标，但是要达到这一目标，要克服许多难题和过失，要经过一系列的试验。核动力技术已快要走完这一艰难的历程了。

[npupoma，1992年2月］