从民用核工程发展的早期，快堆就已经开始设计。尽管快堆有许多潜在优势，但该行业一直受到持续的技术挑战困扰，阻碍了预期的增长轨迹。随着增殖技术的进步，这一切可能都将发生改变。

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简单了解什么是“快堆”

我们目前大多数时候使用的核能源清洁无污染，但有两个致命点：一个是核泄露后果不堪设想；另外一个就是，核能源属于一次能源，我们再节约也用不了多少年。针对第二个问题，科学家们已经想到了办法——快堆技术。

“核裂变”是“快堆”技术的入门，要知道“快堆”技术是什么，还是得先初步了解一下“核裂变”。

核裂变，又称核分裂，是指由重的原子核（主要是指铀核或钚核）分裂成两个或多个质量较小的原子的一种核反应形式。而在重核分裂成较小原子的这一过程中，会产生巨大的能量，我们就可以利用这些能量进行发电。

而关于“快堆”技术和通常的核裂变发电有什么不同，首先，我们要插播一个物理小知识，不是所有的重核都适用于核裂变，只有铀-235、 钚-239和铀-233这三种材料能用。

目前核电站都是以燃烧铀-235为主，但很可惜的是，即使反应堆释放出来的能量巨大，但天然铀中可以用的铀-235仅仅有0.714%，其余的铀中99%以上的都是铀-238，这意味着可用的铀资源非常少。

并且全世界铀矿一共也只有459万吨，每年要用十几万吨，这样算下来的话，几十年就用完了，那就不能通过“核裂变”产生核能供我们用了，当然各国科学家也不是吃素的，这些年来也在想办法。

一种资源不够用时，我们通常会想到两种办法：一种就是使用化学合成的方法继续生产，另外一种就是寻找其他性质相似的东西来代替。

对于我们的核反应，显然是第二种方法更适用，可能只需对铀-235的同位素铀-238稍加改变就行了，于是就有了“快堆”技术。

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快堆的早期发展

新一代反应堆旨在创建本质上更安全、更高效的核电站，这些反应堆可能有助于开发更可持续的核能，也可能用于各种工业应用。

快中子反应堆（FNR）在没有慢化剂（如水或石墨）的情况下运行，以维持裂变链式反应，并且可以从燃料中提取比现有热反应堆设计多70倍的能量。

快堆可以产生或“繁殖”比消耗的燃料更多的燃料，并且可以燃烧乏燃料中的一些废物，从而大大减少高放废物（HLW）的体积、毒性和寿命。

FNR系统还可以实现全封闭的核燃料循环，在该循环中，辐照燃料被再处理和再利用。

迄今为止，液态钠一直是FNR的冷却剂选择。

钠具有高沸点，可以提取更多的热量，从而实现更高的功率密度和更高的温度。这使得较小的反应堆能够产生更多的能量和发电量。

其缺点是与水和空气接触时发生化学反应。为了克服这一问题，目前正在开发其他液态金属冷却剂。

铅铋共晶（LBE）在20世纪60年代被用于俄罗斯核潜艇，现在与铅一起被开发为动力反应堆。

这些冷却剂与空气和水接触时具有化学惰性，简化了传热系统。

此外，液态金属并不是所考虑的唯一可能的冷却剂。气体冷却剂，如氦气和熔盐混合物也在研究中。

有史以来第一个发电的核反应堆是由液态钠冷却的FNR——美国爱达荷州国家实验室的实验增殖反应堆（EBR-I）。

1951年，该反应堆产生的电力足以照亮四个200瓦的灯泡。

1962年，英国的杜恩雷快堆（DFR）成为世界上第一个向国家电网供电的FNR。

20世纪60年代和70年代，美国和欧洲，特别是英国、法国和德国，对FNR的热情与日俱增（见表1）。

然而，事情在20世纪70年代末开始发生变化，随着1979年美国三里岛事故和1986年切尔诺贝利灾难的发生，对稀缺铀资源的担忧减弱，公众舆论变得越来越敌对。

到20世纪90年代初，美国、英国和德国关闭了他们的FNR项目。

法国继续其Phe´nix和SuperPhe´nix项目数年，尽管有时会发生激烈的公众抗议，最终于1998年关闭了SuperPhe‘nix，并于2009年关闭了Phe’nix。

随后，2019年，法国还取消了第四代ASTRID钠冷快堆示范设计项目。

1984年，法国、英国、意大利和德国同意启动欧洲快堆（EFR）研究。

1985年，英国、法国、比利时、意大利和德国启动了EFR计划，努力在1993年之前设计一个1500 MW的原型反应堆。

1988年，法国、德国和英国的主要设计活动被合并，西门子、Novatome和NNC成立了EFR Associates（EFR-A），以设计一个新的EFR，结合了三个国家项目的特点。

国家研发计划被合并以支持这一计划。比利时、法国、德国、英国和意大利的公用事业公司组成了欧洲快堆公用事业集团（EFRUG），作为EFR的潜在客户。

然而，这一切都化为乌有，EFR项目于1998年被取消。

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快堆不是一天建成的

在接下来的几十年里，发展初期的困境仍在继续。

有人可能会疑问，和聚变堆相比，快堆理论很成熟，而且也建成了大量的实验快堆，为何世界快堆发展依然困难重重，难以商业化呢？

快堆建造的难点，主要体现在以下几个方面：

1、堆芯设计：堆芯设计上的缺陷会直接影响反应堆的安全性。要解决这个问题，需要大量的工程实践。而工程实践一是要花费大量资金，二是运行过程中稍有不慎会发生严重事故。因为试验快堆的严重事故，许多国家迫于政治上的压力，不得不停止快堆研究。

2、设备、材料及工程问题：设计缺陷、材料不可靠和操作流程错误会导致反应堆出现严重事故。而解决这个问题，尤其是材料和设计问题，需要专门的实验装置进行研究。而试验装置本身，也是一座快堆。

3、冷却剂钠的问题：快堆管道内的钠可能会泄露引发火灾，蒸汽发生器管道破损可能引发不可控制的钠水反应，这些都需要试验研究和改进。

4、燃料完整性问题：快堆运行时，堆芯环境极其恶劣，如何保证燃料的完整性，是一个十分复杂的问题。

以上问题，是制约快堆发展的主要问题。每一个问题的解决，不仅仅需要巨额资金，还需要持续的研究和几十年运行经验的积累，更需要控制核事故的经验和勇气。

以BN-600为例，BN-600运行过程中，出现了4次较大泄露，泄露的钠从300千克到1000千克不等（未造成大事故）。俄罗斯技术人员分析泄露原因并改进，使得BN-600后续运行稳定性不断提升。这些改进经验也用到后续的BN-800快堆上，使得其安全性不断提高。

相比之下，日本文殊快堆，因一次钠泄露引发火灾，就导致文殊堆长期关闭。说明日本不论是应对经验、处理能力，还是政府支持度，都存在问题。

这么多年来，只有俄罗斯坚持下来了，所以俄罗斯成功了。

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俄罗斯发展

俄罗斯Rosatom的BN-350 FBR（图源：NEi）

俄罗斯在快堆技术领域处于领先地位，也在这方面支持中国。

在苏联，为了避免铀短缺，1949年制定了快堆设计，并在奥布宁斯克的物理与动力工程研究所（IPPE）启动了快堆开发计划。

1955年，BR-1（Bystry Reactor-1）临界组件在IPPE投入使用，以金属钚为燃料，不使用冷却剂。

BR-2于1956年开始使用，冷却剂为液态汞。然而，即使在低温下，金属钚燃料在辐照下也不稳定，汞从管道接头泄漏并腐蚀了钢包层。

1959年，BR-2被替换为用液态钠冷却并以二氧化钚为燃料的BR-5。

1973年，其功率增加到10MWt（BR-10），1983年，重建和容器更换显著提高了其安全性，一直运营到2004年。

1969年，位于乌里扬诺夫斯克附近的季米特洛夫格勒的原子反应堆研究所（NIIAR）对钠冷却BOR-60进行了调试，其功率容量为60MWe。

振动填充燃料和其他快堆燃料已在该反应堆中进行测试，该反应堆仍在运行，并已广泛用于燃料和结构材料的国际研究项目。

它最初的设计使用寿命为20年，但自1988年以来，其使用寿命已多次延长，分别为30年、40年和45年。

它很快将被新的多用途快中子增殖研究反应堆（Mnogotselevoy bystryy issledovatelskiy Reactor–MBIR）所取代，该反应堆已经在NNIAR建造，这将是世界上最大的快中子研究反应堆。

MBIR将能够测试铅、铅铋和气体冷却剂，并计划成为一个国际研究中心的基地。

Rosatom已将该设施的实际启动时间安排在2026年，发电厂将在2027年，比原定时间提前一年，并表示将于2028年向国际合作伙伴提供研究项目。

俄罗斯第一个快中子（bystryy neytron-BN）动力反应堆BN-350于1972年在哈萨克斯坦阿克套启动。

许多专家组织在IPPE作为科学领导者的情况下参与了该项目。

机器制造开发设计局领导反应堆的建造，开发设计局提供设备，全俄罗斯电力工程技术科学研究设计院是总设计师。

其1,000MWt的产量中约有一半用于海水淡化，还产生了130 MWe的电力。

它还充当了快堆技术和燃料大规模测试的实验基地，设计寿命为20年，1993年后，它通过每年的执照更新进行运营。

1995年运营许可证到期后，该公司继续运营，直到1999年关闭。

甚至在BN-350开始运行之前，作为FNR商业化的一步，已经制定了一个更强大的反应堆的计划。

BN-600建造于别洛雅尔斯基（Beloyarsk）核电站3号机组，于1980年开始运行，1982年成为世界上第一个商用快中子反应堆。

它已定期升级，其运行寿命于2010年延长至2020年，然后再延长五年。现在正在准备进一步延期。

BN-600拥有俄罗斯所有核电机组中最好的运行和生产记录。

大型商业快堆BN-800的计划已经到位，1984年开始在别洛雅尔斯基核电站4号机组建造。

然而，1986年切尔诺贝利核电站事故后，工程被冻结，1991年苏联解体后，由于财政崩溃，工程进一步推迟。

1983年开始的核电站设计，在1987年切尔诺贝利核电站事故之后进行了彻底修改，为了满足新的安全指南，在1993年进行了一次较小的试验。

2006年恢复建设，最终于2016年开始运营。

最初，它使用了基于80%氧化铀和20%混合氧化铀钚（MOX）的混合燃料，包括芯块和振动填充型。MOX的数量逐渐增加，到2022年，已构成整个核心。

别洛雅尔斯基核电站5号机组预计将拥有更大的BN-1200快中子反应堆。

它将包括许多技术升级，预计将于2035年开始运营。预计2022年底将做出最终决定。

与此同时，Brest-OD-300反应堆于2022年7月开始建造，该反应堆被视为BN快堆系列的可能继任者。

它在540℃时的容量为700MWt（300MWe），以铅作为主要冷却剂和超临界蒸汽发生器。

没有武器级钚可以生产，因为没有铀覆盖层，所有的繁殖都发生在核心。

初始堆芯将包括钚和乏燃料，包括放射性“热”裂变产物。

2014年9月，NA Dollezhal电力工程研究与发展研究所（Nikiet）完成了布雷斯特反应堆（采用铅冷却剂）的工程设计。

Rosatom表示，Nikiet的25多个部门与35个其他核工业组织一起参与了技术设计项目。

Brest-OD-300反应堆是俄罗斯西伯利亚化学联合公司（SCC）在塞弗斯克建造的试点示范发电厂（ODEK）的一部分，是Proryv（“突破”）项目的一部分。

自2011年以来，SCC一直在实施Proryv项目，以展示封闭式燃料循环技术。

ODEK将包括另外两个独特的设施：一个用于制造和再制造混合浓铀钚氮化物（MNUP）燃料的模块，以及一个用于再处理和再循环辐照燃料的模块。

MFR是目前接近完工的第一个此类反应堆，计划于2023年启动。燃料后处理模块的建造计划于2024年开始。所有ODEK设施的调试预计将于2029年开始。

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在俄罗斯支持下的中国

中国的CEFR快堆（图源：NEi）

中国在俄罗斯的支持下，于1964年开始研发快中子反应堆。

1987年，建设FNR项目首次被纳入中国国家高科技发展计划，位于北京附近的中国原子能研究院（CIEA）被任命为牵头机构。

为了最大限度地降低成本，中国决定让外国各方参与，并于1992年开始与俄罗斯就该项目开展合作。

1995年，俄罗斯原子能部（Minatom）与中国核能工业公司（CNEIC）签署了一份《开发实验性钠冷快堆领域合作机构间协议》。

2000年5月，中国实验快堆（CEFR）的第一个混凝土浇筑完成，2002年，俄罗斯和中国签署了一份正式的政府间协议，以合作建设和运营该反应堆。

俄罗斯OKBM Afrikantov与OKB Gipropress、Nikiet和Kurchatov研究所合作建立了CEFR。

2010年，20 MWe/65MWt CEFR实现了首次临界，并于2011年并网。

CEFR操作人员使用OKBM、IPPE和NIIAR的BOR-60测试设施接受了培训。

CEFR的运行为大型快堆铺平了道路。600MWe机组目前正在建设中，随后将建设一座1000MW发电厂。

2017年12月，600MWe（1500MWt）示范CFR-600的第一批混凝土浇筑在福建霞浦举行。ZiO Podolsk正在为蒸汽发生器提供热交换模块。

Rosatom的燃料公司TVEL和中国公司CNLY（中国核工业集团公司的一部分）于2018年签署了一份为CFR-600反应堆提供核燃料的合同。

为了履行合同，俄罗斯位于埃列克特罗斯塔尔的Mashinostroitelny Zavod（MSZ）于2021升级了其快堆燃料生产设施，并委托了一个新的生产场地用于CFR-600燃料的批量生产。

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国家支持

在一个日益关注有限能源供应、全球变暖和环境问题的世界，FNR的优势是显而易见的。

它们为燃料的多次再利用提供了前景，并提供了一种燃烧危险的高浓度废物的方法，同时还能生产清洁的电力。

俄罗斯的BN反应堆已经证明了钠冷却FNR的商业可行性，而其铅冷却布雷斯特反应堆和相关的ODEK项目正在进行中，以证明基于FNR的完全封闭燃料循环的可行性，在该循环中，特别开发的燃料可以回收，废物可以在单个地点再处理。

然而，FNR如果想进一步发展，就如一般的核电发展那样，不能由私人倡议，需要政府的认真承诺。

过去三十年来，FNR技术和部署方面唯一真正的进步发生在印度、中国，尤其是俄罗斯，这并非巧合。

在这些国家，国家对此类雄心勃勃的计划的支持是一贯的。

文章来源： 科普启示录， 核电那些事， 嘿嘿能源heypower