日本核循环发展——先进堆开发

高温堆，高温气冷堆，减速水冷堆，快中子反应堆，日本在先进堆方面研发具有丰富的经验。

（来源：微信公众号“嘿嘿能源heypower” ID：heiheinengyuan 作者：heypower）

1、高温气冷堆

1998年底，日本原子能研究所（现为日本原子能研究所）的30 MWt高温气冷工程试验反应堆（HTTR）项目在东京附近的大洗町核氢和热应用研究中心启动。

这是日本第一个石墨慢化氦冷堆，运行温度850°C，2004年达到950°C，2010年，稳定运行了50天，证明了在该水平下的稳定热量。

同时这种堆型也将应用于化学过程，如氢气的热化学生产。

该种堆型燃料是陶瓷涂层颗粒，呈六角形，低浓缩铀（平均6%）位于石墨棱中，该种燃料结构具有较高的安全性。碳化硅陶瓷元件适合于高温酸性环境。

其设计目的是为第二代氦冷却装置的商业化奠定基础，在高温环境下运行，用于工业应用或直接驱动循环燃气轮机。

在哈萨克斯坦WWR-K研究堆试验的帮助下，已确定燃料燃耗为90 GWd/t。正在开发目标燃耗为160 GWd/t的燃料（德国和美国之前已达到100 GWd/t）。

到2015年，预计将有一座生产1000 m3/h氢气的碘硫工厂与HTTR相连，以确认综合生产系统的性能。

然而，HTTR于2011年2月因计划检查而关闭，并在2013年7月宣布，在新的后福岛法规出台之前保持关闭状态。

2020年5月，NRA批准了修改，JAEA预计将尽快重启。

JAEA随后计划连接氦气涡轮机和制氢系统，并在2030年之前证明这些系统的运行——HTTR-GT/H2电厂。

其设计用于从0.7 MWt产生1 MWe的电能和30m3/h的氢气。

2、高温堆

根据HTTR，JAEA设计了一个600 MWt高温反应堆（HTR），称为GTHTR300C，在850-950°C下使用布雷顿循环，以产生高达300 MWe的电能。

燃料为棱柱型TRISO，浓缩铀含量为14%，平均燃耗为120 GWd/t，燃料循环为48个月。最多四个模块将构成一个发电厂。主要用于120吨/天的热化学制氢，或者生产300 MWe并将余热用于多级闪蒸（MSF）脱盐，55000 m3/天的预计水成本是使用燃气CCGT的一半。

该反应堆正在与三菱重工（MHI）、东芝/IHI和富士共同开发中，商业化目标约为2030年。

小型HTR50S堆的设计是JAEA基于HTTR，主要用于工业过程、供热和/或发电的概念设计，功率50 MWt，双反应器出口温度为750°C和900°C，最大限度地利用传统技术，以便在2020年代将其部署到发展中国家。

最初，这将使用蒸汽循环发电，然后改进燃料，将反应堆出口温度提高到900°C，并安装中间热交换器，以示范使用碘硫工艺生产氦气涡轮机和氢气。

2019年初，日本原子能机构（JAEA）与英国电力公司成立了一家合资企业，基于HTTR设计建造一座10 MWe SMR，用于动力和工艺加热。同时后续计划将设计规模扩大到100 MWe。

MHI和JAEA提出了一种模块化HTR，用于使用蒸汽循环发电，输出功率为50-100 MWe（120或250 MWt），燃料布置与HTTR类似。

MHI已经开始了MHR-100GT的概念设计。

2014年，政府将HTR研究纳入其基本能源计划草案，5月，MEXT的核科学和技术委员会成立了一个工作组，根据国内外需求评估HTR的研发现状，并讨论其未来方向。

2018年7月，政府确认HTR是其能源政策的一部分，2019年6月，内阁确认HTR用于热化学制氢。

JAEA与哈萨克斯坦国家核中心就库尔恰托夫市50 MW HTR的设计、建造和运行达成了重大协议。

它还与韩国和中国签订了HTR研究协议。JAEA计划在阿联酋阿布扎比与阿联酋核能公司（ENEC）合作，并由日本工程师联合会（JEF）加速开发100 MW的HTR示范。

根据2007年与印度尼西亚国家原子能机构（BATAN）的合作协议，2014年，JAEA同意包括HTR的研发。

在印度尼西亚引进商业反应堆之前，BATAN计划建造一个约3-10 MWe的测试和示范HTR，尽管这是与俄罗斯签订的合同。

3、减速水冷堆

日本正在开发的减速水冷堆（RMWR），堆型为轻水堆，主要区别在燃料方面，燃料包装得更紧密，以减少水的缓和作用。

结合沸水堆变型（可再生资源沸水堆–RBWR）设计，燃料组件和控制棒，进行了一定的改进，特别是燃料组件要短得多，因此它们仍然可以充分冷却。

理想情况下，燃料组件为六边形，带有Y形控制杆。缓和度的降低意味着生产更多的裂变钚，增殖率约为1（而不是约0.6），并且更多的U-238转化为Pu-239，在常规反应堆中燃烧。燃耗约为45 GWd/t，周期长。

初始MOX燃料需要约10%Pu。与常规LWR一样，空隙反应性为负值。

日立基于ABWR-II的RBWR设计，每个燃料组件的中心部分（约80%）带有MOX燃料棒和外围的铀氧化物。

在MOX燃料部分，燃烧少量锕系元素以及回收钚，设计功率为1346 MWe。不过几年来几乎没有人听说过这个项目。

开发RMWR的主要目的是提高世界铀资源使用率，并为广泛使用快中子反应堆提供桥梁。

回收的钚应优先用于RMWR，而不是传统LWR中的MOX燃料，并且钚的多次回收也成了可能。

JAERI于1997年开始研究RMWR，后于1998年与日本原子能公司（JAPCO）合作进行概念设计研究。日立也密切参与其中。

新的后处理技术是RMWR概念的一部分。20世纪80年代开发的氟化物挥发工艺，与钚的溶剂萃取相结合，形成日立的Fluorex工艺。

在这种情况下，乏燃料中90-92%的铀被气化为UF6，然后进行浓缩或储存净化。剩余物通过Purex回路，将裂变产物和次要锕系元素分离为HLW，留下未分离的U-Pu混合物（约4:1）制成MOX燃料。

4、快中子反应堆

2014年战略能源计划将快中子反应堆（FNR）的研发作为优先事项，主要目的消耗废物体积和降低毒性。

JAEA自1967年以来一直在东海村运行快临界组件（FCA），以研究快堆的中子特性。

这种设计已用于常阳实验堆和文殊快堆开发。在此过程中，该设施积累了约数百公斤分离钚（据报告为武器级）和高浓缩铀。

2014年3月，在美国于2004年设立的全球减少威胁倡议（GTRI）的支持下，同意将所有这些材料分别送往美国进行处置或民用。

FCA本身将被转换为低浓缩铀，并重新分配用于废物的嬗变和处置。

常阳实验快堆位于大洗町，从1977年开始运行，连续运行了三个堆芯，2003年被提升到140MWt，积累了大量的技术数据。

自2007年以来，由于一些核心部件损坏，它已被关闭。必须更换上部堆芯结构，并于2014年完成。

经过实质性升级后，2016年JAEA向NRA申请许可，于2021年重新启动。

JAEA计划在2020年底前完成其工程，预计从2022年年中开始，Mk IV堆芯将以100 MWt的功率运行，其中包含多达79个MOX燃料组件。

JAEA说，在大约71000小时的运行期间，常阳辐照了大约100个MOX燃料组件，这对日本的燃料循环政策具有重要意义。

后来又说，1982-2000年间，342个快堆燃料组件受到100 MWt辐照，2003-2007年间，在140 MWt受到辐照。

280 MWt 文殊原型FBR堆于1994年4月启动，并于1995年8月并网，但在1995年12月的性能测试中，其二次传热系统出现钠泄漏，这意味着该系统在实际运行仅205天后就被关闭。

2012年年中，文部省向AEC概述了文殊快堆未来的走向。

如果日本选择直接在地下处置乏燃料，文殊快堆项目将被终止。如果继续进行后处理的封闭式燃料循环，文殊快堆将继续其最初的任务，从2050年开始为FBR的商业使用做准备，并从2025年开始运行一个示范装置。

据报道，文殊快堆的建造和运行成本为1万亿日元（125亿美元），2012年的预算为175亿日元。

2014年初，据报道其维护费用为每天5000万日元。

日本核电审查了文殊快堆的快中子堆部分的信息文件。它的大部分时间都处于关闭状态，2016年12月，政府确认它将退役。

2014年5月，日本承诺支持法国阿斯特里德快堆项目的开发，2014年8月，日本原子能机构，三菱重工和三菱FBR Systems与法国原子能委员会（CEA）和阿海珐（Areva）签订了一项协议，以推进阿斯特里德的合作。

阿斯特里德被设想为1500 MWe钠冷快堆商业系列的600 MWe原型，计划从2050年左右开始部署，以利用当时丰富的贫铀，并在使用过的MOX燃料中燃烧钚。

阿斯特里德将有很高的燃料消耗，包括燃料元素中的次要锕系元素，并且在增殖比率上有很大的灵活性。

阿斯特里德被称为“自生”快堆，而不是增殖反应堆，以证明低净钚产量。

2006年法国政府委托CEA开发快中子反应堆，该反应堆基本上是第四代钠冷式反应堆，在法国已有45年的运行经验。

2009年年中，阿斯特里德（用于工业示范的先进钠技术反应堆）因其锕系元素燃烧潜力而在研发中获得高度优先权。

CEA寻求与日本和中国合作开发。阿斯特里德计划包括反应堆本身和相关燃料循环设施的开发：一条专用MOX燃料制造线（AFC）和一个用于使用阿斯特里德燃料（ATC）的试验性后处理厂（ATC），时间约为2023年。

含锕系元素用于嬗变的燃料棒计划于2023年开始生产，但2025年前阿斯特里德不会装载含有少量锕系元素的燃料进行嬗变。

2014年，根据2010年10月达成的快堆研发协议，法国已要求日本在文殊快堆中测试阿斯特里德的燃料。

2018年6月，法国政府表示，阿斯特里德的容量将从最初计划的600 MWe降至100至200 MWe，以降低建设成本，同时也因为商业快堆的开发不再是重中之重。

在这一决定之后，东芝表示，规模较小的阿斯特里德将是日本快堆开发进程的倒退，可能迫使日本建造自己的大型示范反应堆，而不是依赖阿斯特里德。