美韓將聯合研發鈉冷卻快中子反應堆

2016/10/17 14:19:43

美國阿貢國家實驗室(Argonne National Laboratory)近日承諾將幫助韓國研發先進核反應堆，研發工作將部分參照業已成功的EBR-II原型堆進行，并計劃在2028年開始運行功率為150兆瓦的鈉冷卻示范機組。

鈉冷卻快堆系統圖. 池型反應堆，小體積的堆芯，主泵和熱交換器等一回路設備都浸在鈉冷卻劑池中。二回路生產蒸汽并推動汽輪機運轉（圖片提供：韓國核能研究所）
2014年8月25日，阿貢國家實驗室主任彼得﹒李特伍德（Peter Littlewood）與韓國原子能研究所（KAERI）所長鐘慶金（Jong Kyung Kim）簽署了諒解備忘錄。阿貢實驗室方面透露說“該備忘錄涉及核能科技合作的很多方面”，對方出資678萬美元邀請阿貢參加第四代鈉冷卻快中子反應原型堆（PGSFR）的研發工作。
韓國核能研究所（KAERI）負責研發鈉冷卻快堆，阿貢則提供相關的支持工作，韓國電力株式會社（KEPCO）下屬的工程建設公司則負責BOP的施工。根據計劃，該項目的一個重大節點是到2020年底取得韓國核安全委員會的許可，這將有助于在2028年實現機組的運行發電。目前，廠址還沒有選定。盡管這種原型堆只能給電網供應150兆瓦的電力，但是其主要意義在于燃料的示范性：鈉冷卻快堆使用低濃度的鈾和鋯制作而成的金屬燃料細棒，換料時還可使用其他反應堆在發電期間產生的、同樣含有超鈾元素的燃料（通常情況下此類燃料被當作核廢料處理）。據國際原子能機構（IAEA）的數據顯示，研發鈉冷卻快堆的目的是測試這種金屬燃料的性能，即展現鈉冷卻快堆轉化超鈾元素的能力。
元素的轉化意味著將其長放射性半衰期轉變為短半衰期。如此一來，鈉冷卻快堆就可以使用其他反應堆產生的乏燃料，從而減輕乏燃料處理的負擔，同時也有助于簡化核廢料處理的流程，而這些功能都可以在鈉冷卻快堆發電期間實現。
阿貢實驗室方面稱其“在上世紀80年代和90年代進行金屬燃料技術基礎的研發和建設；1986年在對實驗增值堆II（EBR-II）進行標志性試驗的過程中驗證了其固有的安全性能。在模擬冷卻水流失的情況下，不需操縱員的任何操作，就能實現安全停堆和反應堆的冷卻。”美國三里島和日本福島核事故期間都出現了堆芯在失去冷卻水之后發生損壞的情況。
IAEA稱鈉冷卻快堆具有一套非能動停堆系統，加之“能動和非能動衰變熱導出系統”，使得該堆型“足以在沒有操作員操縱的情況下導出所有設計基準事故所產生的衰變熱。”
阿貢實驗室的馬克﹒彼得斯（Mark Peters）說，“鈉冷卻快堆型是世界上首類具備固有安全性能、能夠防止嚴重事件發生的快中子反應堆。”