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我国是否已成为世界上第8个拥有快堆技术国家？
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我国现已探明铀储量，是否够用上3000年？
中国科学院理论物理研究所 何祚庥
2011年1月4日，在国内各大报刊，各大网站纷纷突出地报导了《中国铀利用率提升60倍，50年资源变成可用3000年》。报导认为，“我国科学家在核电技术方面取得重大技术突破，实现了核动力堆中燃烧后的核燃料的铀、钚材料回收。这项技术的专业名称叫‘动力堆乏燃料后处理技术’，由此，……我国现已探明铀储量够用上3000年”。报导还引用了中核集团有关负责人的谈话：“这是我国核电领域的重大自主创新成果，意味着我国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此，我国成为继美、英、法等国之后，世界上第八个拥有快堆技术的国家”。
有不少朋友，包括我的院士朋友，打电话向我们祝贺。认为这是核科学的一大成就，为中国的能源，为中国的节能减排解决了大问题。也还有一些用化石为能源从事火力发电的院士打电话问我，“我国火力发电面临非常紧迫的形势，石油可能在20~30年内枯竭，中国未来的电力，可能年需求达10～15亿千瓦之多，而煤最多也只够支撑100年！现在看到各大报刊、网站的报导，由于‘动力堆乏燃料后处理技术’的出现，……‘我国现已探明铀储量够用上3000年’，这比我们的石油、煤的资源大多了！是不是我们这些搞火力发电的人们可以松一口气了？”
但是，国外的反映却和我国媒体的报导大不相同。2011年1月5日，美国《华尔街日报》的评论说，“那是相当地大吹大擂！”
这是怎么一回事？是美国《华尔街日报》习惯性地继承了他的“贬低”中国的“传统”，还是确是媒体或中核集团在那里“相当地大吹大擂”。
问题太尖锐了！虽然有少数媒体也报导了《华尔街日报》1月5日报导，但总的来说，大多持谨慎态度。——有不少朋友希望我这位已是过时的核物理学家做一个“负责任”的回答。下面将分四个问题，对上述问题做一些分析和讨论。
（一）中核四0四乏燃料中试工程工程究竟取得了那些实质性的成就
2010年12月21日，中核集团宣布“我国首座动力堆乏燃料后处理中间试验工程——中核四0四中试工程热调试取得圆满成功。这意味着我国成为世界上少数掌握乏燃料后处理技术的国家之一，将有力地推动我国核燃料和核电事业安全，
高效发展。”
很遗憾，未说明这是什么样规模的“中试”。但是，据一些后续报道说，“中试厂在完成浓度为100%的乏燃料热试工作后，将进行一系列整改，以保证系统稳定运行。”“按照计划，未来中试厂将完成50吨乏燃料的处理任务。”“如果一切正常，该中试厂将进行扩建，年处理能力将提高到80吨。”负责人王俊峰表示，“‘十二五’末，中试厂将实现80—100吨的生产能力。”中核集团总经理孙勤表示，“中试厂热试成功之后，中核集团将立即筹划年处理能力200吨的项目，800吨的项目也要加快推进。”他同时表示，“对于200吨/年的后处理厂项目，中核集团已经牵头成立了大厂筹备处，积极推进项目建设。”
虽然总经理孙勤表示，掌握技术要靠我国自己的力量，但据媒体报导说，“中核集团仍在与法国商谈引进乏燃料后处理大厂的相关事宜。业内人士表示，目前业界尚未在这一问题上达成共识。始终有不同的观点。”该人士称，“有的认为不全盘进口也可以，有的人急着进口。”
从这一系列报导，可以看出，i)这只是规模很小的中试，比50吨小很多，而且还需‘进行一系列整改’；ii)要到“十二五”末，也就是5年后，‘将能实现80~100吨的生产能力’；iii)正在筹划年处理200吨能力的项目，但没有说明希望什么时候能实现年处理200吨的项目，一个合理的猜测，至少是5年以后。vi)中核集团仍在与法国商谈引进乏燃料后处理大厂的相关事宜，也就是对自己发展的技术，能否廉价地大规模生产（注：关键是廉价），并没有足够的把握。
但更重要的是“需求”。究竟我国需要“多大”的年处理乏燃料的能力。一般来说，建造一座100万千瓦的核电站，其初期投料约是70吨含4.5%的铀235的浓缩铀，年卸出的乏燃料量约是25吨。也就是说，一座标准核电站需要年处理的乏燃料，大约是25吨。中国发展的未来，正在讨论中的规划，希望在2020~2025年前，核电增长到7000~8000万千瓦。如以80×125吨来计算，需要年处理的乏燃料，高达2000吨之多！这一数字较之2015年可以有年处理100吨能力的数字，约大了20倍！我国能否在未来的10~15年间，将处理能力由目前仅做了5吨的试验，扩大400倍？实在是任重道远！
无怪乎国外媒体说，“事实上，中国核工业集团公司在其网站上发布的一份所署日期为12月22日的简短中文声明中表明，核废料后处理之说只是基于一项试验、一个非常小的试点项目之上。”
（二）我国是否属已掌握了快中子增殖核电站技术的国家？
有不少媒体说，由于“动力堆乏燃料后处理技术”取得重大技术突破，“由此，我国成为世界上第八个拥有快堆技术的国家”。很遗憾，这一报导大错特错，离事实真相太远、太远！！！
一个完整的快中子堆核电站的持续运转，通常需要有如下支撑技术和先决条件：
i)比较强大的核燃料工业。快中子堆所必须解决的重大问题之一，是必须有充足的核燃料，主要是钚239，240，……的持续供应。其一次投入的所需核燃料总量达几十吨之多，其中包括浓度为 20%浓缩铀，或钚239—242，主要是钚239，此外还有大量在快堆里可燃烧的铀238，而在压水堆中，可燃烧的核燃料，约是70×4.5%=3.4吨。所以其核燃料的投入，一般约是压水堆的10~20倍，而且最好做成标准的MOX燃料，因为这是当前可在压水堆，也可在快中子堆中燃烧的已知技术成熟的核燃料。据报道，中核集团后处理中试工程负责人王俊峰说，“我们最后一次（试验），制备出了合格的铀产品和钚产品，所以说我们成功了。”这当然是一项重大成就。我们完全应向工程负责人和参与此工作的科研工作者表示祝贺。但据我们所知，“制备出合格的铀新产品和钚产品”，并不等同于已能制备出MOX燃料。快中子堆的重大技术关键之一，是必须制出合格而廉价的MOX燃料，
尤其是廉价。
ii)必须建立一整套从建造到连续可靠安全运转，并能持续而廉价的供电技术。目前我国原子能研究院正在研发一个小型实验型快中子堆，已投入26亿人民币，其预期的发电功率是25兆瓦。2010年7月23日有报导说，“中国核工业集团宣布，中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）达到首次临界。”这无疑是一个好消息！但接下来却又说，“这意味着我国第四代先进核能系统技术实现重大突破，我国成为世界上少数几个掌握快堆技术的‘国家之一’。”
但是，从我们来看，“首次”达到临界，只是达到持续供电的第一个开端。快中子堆必须解决的重大技术问题，是安全问题。必须百分之百地确保它的可靠，尤其是可控的安全持续运转。而一旦发生临界事故，那就是不得了的大事故，是
一次小型的核爆炸！快中子堆中的快中子飞行速度极快，是通常压水堆热中子速度的1500倍。如果说热中子堆的运转，要求做到毫秒级的精确控制，快中子堆就要做到微秒级的控制。据我们所知，世界上至今还没有任何一发达国家，已实现
了快中子堆核电站持续安全运转供电。有些国家曾研发了一段时期，大多已停止研发。只有俄罗斯仍在坚持不懈地努力，也有个别试验性电站在那里运行。俄罗斯在快中子堆应用方面的主导的研发方向，是用快中子堆发电，做为核潜艇的动
力。
至于电价，目前的中国实验快堆，每千瓦投资约是10万人民币/千瓦，比火力发电8000元/千瓦造价约大了10倍。其冷却、传热系统用的是液体金属钠循环，其投资总比高压水冷却的投资要大一些。为达到高效发电，当然也少不了能支撑
高压水蒸汽的大容器。当前，第三代压水堆型核电站的投资约是18000元/千瓦。加上移民，至少上升到20000元/千瓦。当代核电站发展的动向是，对运转的安全的要求，将越来越高，而且不惜加大投入确保运转的安全。一个严峻的问题是，中国的快中子堆核电站技术，何年何月，其电价才能降到和第三代核电站相接近的水平？
iii)必须有快中子堆乏燃料快速的后处理技术，还要有相应强大的能处理快中子堆乏燃料，不断提取钚239、240……的工业。快中子核电站的重要特点，是在消耗核燃料发电的同时，不断新产生的核燃料，其增殖系数通常是1.6，即烧掉1个钚原子，会增加1.6个钚原子。但是，这一新增加的0.6个钚原子，必须不断地从快中子堆中取出来，才能做到快中子堆核电站的持续、高速发展。所以，一个完整的快中子堆核电站核发电技术，必须包括快中子堆乏燃料后处理技术，而且要有适用于快中子堆的MOX燃料的工业化生产的技术。现在部署的乏燃料后处理的生产线，仅能适用于压水堆，并不能直接搬到快中子堆乏燃料的后处理。问题是，压水堆乏燃料后处理技术，并不等同于快中子堆乏燃料后处理技术。两者衰变产物并不等同，其放射性强度以及相对比例也不相同。
iv)从第三代核电站技术到第四代核电站，无疑是技术上的大跨越。但也要指出，这一“第四代核电站”技术，离真正可持续、可迅速增殖、发展的快中子堆发电技术，尚有一大段距离。现在试验运行中的钠冷却的快中子堆的钚239、240，……的增殖系数仅有1.2。也就是每烧掉1个钚原子，仅增加0.2个钚原子。所以，如果以这一“钠冷却的快中子堆首次达到临界”和“压水堆的乏燃料后处理试验获得成功”，这两项技术“成就”，和今后将要走的长长的路程相比较，就只能说，仅仅是“万里长征的第一步”。
（三）掌握了乏燃料后处理和快中子增殖堆发电技术，是否使我国十分短缺的天然铀资源，从50年延伸到3000年？
首先需要解释，为什么我国天然铀只能“支持”正在建设中的“第二代”、“第三代”核电站50年？这一结论，当然源自能源专家的估算：“目前已探明世界上（经济上）有开采价值的铀为500万吨，而一座1000兆瓦（100万千瓦）的核电站，要消耗的铀为：初装量365吨+年补充量174吨（运行30年约需天然铀5500吨）。能源专家按年增长率2.5％（1989～1990的低潮增长率）估算，现有储量只能维持到2035年左右。”2035年-1990年=45年。当然，这只是1990年的估算。现在发展的形势，包括储量和增长速度都超过了1990年的预计。已去世的核动力专家赵仁凯院士曾在生前给出一个估算，说我国天然铀资源最多仅能维持60座标准核电站，（包括可能进口的天然铀），持续运行40年。赵仁凯院士甚而建议这一60座标准核电站，是我国核电站发展的上限。现在由于人们公认核电站已可能从40年的全寿期，延长到50～60年。而且天然铀可能扩大进口，也可能由于开采、
提炼技术的改进，再加上我国还有某些可开发的属于贫矿的天然铀资源，有可能支持60座标准核电站，持续运转50年。既然天然铀资源利用率，可扩大60倍，所以，可支持的年限也就延长到50×60=3000年。这里要请人们高度注意：核科学家说的是，如果只建造装机为0.5亿千瓦的核电站，我国天然铀资源可支撑到3000年。但如果我国电力工业需要10～15亿千瓦的装机，那就只能支撑100～150年了。可以期望这一支撑，可大幅度减少煤的污染和CO2的排放，可以和中国的“煤”并驾齐驱，但决不是“搞火力发电的人们可以松一口气。”因为这仅是“半壁江山”。
更重要的是，上述资源利用率可提高60倍的估算，只是1990年的估算，现在已不再准确。原因是，由于核发电技术的不断改进，设计的不断更新，已大幅度提高了压水堆或热中子堆类型核电站的资源利用率。
下面首先介绍一下，所谓快中子增殖堆可将资源利用率扩大60倍的说法，是怎样算出来的。我国核燃料专家王方定院士，曾在一篇介绍乏燃料处理的长文中，给出如下估算：
“目前核能主要是利用U235，但它只占天然铀中的0.7%，即使考虑到压水堆的转化比为0.6，天然铀利用率也只有0.7%+0.7%×0.6=1.1%。”
我国学者连培生在《原子能工业》（2002年版，连培生著）书中（第70页，表2-17）有如下表述：对于目前的压水堆，铀资源的利用率分别为：如果是一次通过（即乏燃料不后处理，直接处理）则铀资源利用率只有0.58%；如果进行后处理，只复用铀，则铀资源利用率为0.75%；如果后处理后铀和钚复用，则铀资源利用率为0.98%，近似为1%。
由于快中子增殖堆，一般可能进一步再烧掉，慢中子堆燃烧后剩余的铀238的60%，所以有60倍的增益。
但是，新型压水堆的设计和改进，除不断提高其安全运转性能外，当然也要不断提高热中子反应堆的资源利用率。如果说，老式的压水堆加上后处理，……只能烧掉1.0%的天然铀，新型压水堆已能烧掉3%～4%天然铀。原因是，新型压水堆的设计，已大大加大了，装料中铀的浓缩度。在老式的压水堆设计中，真正能烧掉的核燃料也就是仅约0.5%左右的铀235，加上少量的钚239，这就是连培生教授指出的“铀资源利用率只有0.58%”。但由于新型压水堆中铀235浓缩度的提高，在新型压水堆中燃烧掉的核燃料，将不仅是铀235，还有新产生的和再循环中的钚239，也有可能调节热中子堆里中子的谱形，适当增大钚的再生的转化比。而可期望不使用后处理技术，即能在慢中子堆中再烧掉1～2代的新生的钚239，——也就等价于在慢中子的压水堆中，还能多烧掉部分的铀238。如果再加上后处理的铀和所提取的钚的再利用，就完全可能在压水堆中，将铀的资源利用率提高
到3%～4％。所以在国内的新闻报导中，纷纷说，“在当今世界的核电技术下，核燃料燃烧了3%～4％左右”。也就是从过去仅燃烧的1%，上升了3～4倍。过去我们一直认为“已探明”的铀资源仅能支撑25座标准核电站，运行30年。现在由于所掌握的资源量的增大，有望扩展到支撑80座标准核电站持续运转60年。其实这里正需加上另一重要因素，即在慢中子堆中的核燃料的燃烧，已由于去的仅烧1%，上升到可燃烧3%～4％。
但是，过去人们之所以认为快中子增殖堆能提高60倍的资源利用率，其前提是已认定压水堆的资源利用率仅有1%；而如果压水堆可提升到3%～4%，那么快中子堆的资源利用率就仅能再提高60÷3～4=15～20倍。或者仅能支撑功率为7.5亿～10亿千瓦的核电站持续运转50年！这比“煤”贡献小多了，只能作为煤发电的重要补充，不可能取代煤。更赶不上水电。中国有5.4亿千瓦技术可开发的水电资源，如能开发出来，完全能持续利用几千年！
（四）我国“快中子堆已首次达到临界”的突破和已实现“核动力乏燃料后处理技术”的宣传、报导，是否涉嫌“相当地大吹大擂”？
回答是：不仅仅是“相当地大吹大擂”，而且连世界上快中子堆增殖堆发电技术的现状，都没有说清楚。我国不仅不是“世界上第8个拥有快堆技术的国家”，而且世界上至今只有俄罗斯才是接近拥有完整的快堆技术的国家。据报道，俄罗斯现在仅能年生产5吨的MOX燃料。显然不足以大量供应快中子堆的迅速发展。
为什么我国有关快中堆发电技术的报道，竟出现了如此巨大的偏差？这就不得不归之于我国科技界，包括中核集团在内的科技界，正迅速蔓延着一股“浮夸不实”的学风。他们热衷于“上报”夸大的成绩，也热衷于向社会公众“宣扬”夸大的成绩；以此来换取“领导”和“社会公众”的“支持”，以此来“骗取”科研经费、表扬、奖励，包括升职等等的“好处”。这是我国科技发展的一大“公害”。如果说科技界及其领导机关有什么“学术腐败”的话，这将是影响我国科学技术迅速蓬勃发展的最大、最突出的“公害”。
在上一世纪60年代，曾有幸有机会参加原子弹、氢弹的研究和开发，有幸听到下列一则故事。1964年10月16日，我国爆炸了第一颗原子弹。试验成功后，主持研发工作的领导同志，向毛主席、周总理汇报试验成功，并询问要不要发公报。毛主席问：“你们会不会只爆炸了一堆化学爆炸物，哄我说，原子弹已爆炸成功？”这一提问太尖锐了。在座参与汇报的领导同志都不敢贸然回答，当即打电话向我们的老师们核实有关情况。当然，前辈核科学家均给了肯定的回答。对于是否发公报，毛主席仍主张慎重，看一看国外的反映再说。由于外电纷纷大量报导了中国爆炸第一颗原子弹，毛主席才最后拍板决定发布原子弹已爆炸成功的公报。我还能举出毛主席、周总理在听到我国科技工作已取得重大成就的汇报，总是采取慎重态度的其它例子。可是，现在出现的新动向，喜欢的是“大忽悠”，而且是“上下交相忽悠”！
然而我们也要为中核总公司孙勤总经理说几句公道话。我看到一个内部材料，在2010年12月21日中核集团的现场发布会上，孙勤总经理再三强调，“中试工程热试验成功，只是万里长征第一步”。可见，中核集团领导层中，也不乏头脑清醒人士。但仍然是，“万里长征第一步”。虽然已是迈出了十分重要的“第一步”，但不能说成已走完了“万里长征”中的80%！不知道为什么，未见中核集团的领导层，正面出面澄清上述“大吹大擂”！而重要的是，这一“大吹大擂”，已“忽悠”到决策层。
感谢原子能研究院许多同行们对原撰写稿提出的有益建议和批评。此稿已采纳不少批评性意见，并对原稿表述不够充分的地方，做了若干补充。
https://blog.sciencenet.cn/blog-43021-435201.html
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中国科学院理论物理研究所 何祚庥
2011年1月4日，在国内各大报刊，各大网站纷纷突出地报导了《中国铀利用率提升60倍，50年资源变成可用3000年》。报导认为，“我国科学家在核电技术方面取得重大技术突破，实现了核动力堆中燃烧后的核燃料的铀、钚材料回收。这项技术的专业名称叫‘动力堆乏燃料后处理技术’，由此，……我国现已探明铀储量够用上3000年”。报导还引用了中核集团有关负责人的谈话：“这是我国核电领域的重大自主创新成果，意味着我国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此，我国成为继美、英、法等国之后，世界上第八个拥有快堆技术的国家”。
有不少朋友，包括我的院士朋友，打电话向我们祝贺。认为这是核科学的一大成就，为中国的能源，为中国的节能减排解决了大问题。也还有一些用化石为能源从事火力发电的院士打电话问我，“我国火力发电面临非常紧迫的形势，石油可能在20~30年内枯竭，中国未来的电力，可能年需求达10～15亿千瓦之多，而煤最多也只够支撑100年！现在看到各大报刊、网站的报导，由于‘动力堆乏燃料后处理技术’的出现，……‘我国现已探明铀储量够用上3000年’，这比我们的石油、煤的资源大多了！是不是我们这些搞火力发电的人们可以松一口气了？”
但是，国外的反映却和我国媒体的报导大不相同。2011年1月5日，美国《华尔街日报》的评论说，“那是相当地大吹大擂！”
这是怎么一回事？是美国《华尔街日报》习惯性地继承了他的“贬低”中国的“传统”，还是确是媒体或中核集团在那里“相当地大吹大擂”。
问题太尖锐了！虽然有少数媒体也报导了《华尔街日报》1月5日报导，但总的来说，大多持谨慎态度。——有不少朋友希望我这位已是过时的核物理学家做一个“负责任”的回答。下面将分四个问题，对上述问题做一些分析和讨论。
（一）中核四0四乏燃料中试工程工程究竟取得了那些实质性的成就
2010年12月21日，中核集团宣布“我国首座动力堆乏燃料后处理中间试验工程——中核四0四中试工程热调试取得圆满成功。这意味着我国成为世界上少数掌握乏燃料后处理技术的国家之一，将有力地推动我国核燃料和核电事业安全，
高效发展。”
很遗憾，未说明这是什么样规模的“中试”。但是，据一些后续报道说，“中试厂在完成浓度为100%的乏燃料热试工作后，将进行一系列整改，以保证系统稳定运行。”“按照计划，未来中试厂将完成50吨乏燃料的处理任务。”“如果一切正常，该中试厂将进行扩建，年处理能力将提高到80吨。”负责人王俊峰表示，“‘十二五’末，中试厂将实现80—100吨的生产能力。”中核集团总经理孙勤表示，“中试厂热试成功之后，中核集团将立即筹划年处理能力200吨的项目，800吨的项目也要加快推进。”他同时表示，“对于200吨/年的后处理厂项目，中核集团已经牵头成立了大厂筹备处，积极推进项目建设。”
虽然总经理孙勤表示，掌握技术要靠我国自己的力量，但据媒体报导说，“中核集团仍在与法国商谈引进乏燃料后处理大厂的相关事宜。业内人士表示，目前业界尚未在这一问题上达成共识。始终有不同的观点。”该人士称，“有的认为不全盘进口也可以，有的人急着进口。”
从这一系列报导，可以看出，i)这只是规模很小的中试，比50吨小很多，而且还需‘进行一系列整改’；ii)要到“十二五”末，也就是5年后，‘将能实现80~100吨的生产能力’；iii)正在筹划年处理200吨能力的项目，但没有说明希望什么时候能实现年处理200吨的项目，一个合理的猜测，至少是5年以后。vi)中核集团仍在与法国商谈引进乏燃料后处理大厂的相关事宜，也就是对自己发展的技术，能否廉价地大规模生产（注：关键是廉价），并没有足够的把握。
但更重要的是“需求”。究竟我国需要“多大”的年处理乏燃料的能力。一般来说，建造一座100万千瓦的核电站，其初期投料约是70吨含4.5%的铀235的浓缩铀，年卸出的乏燃料量约是25吨。也就是说，一座标准核电站需要年处理的乏燃料，大约是25吨。中国发展的未来，正在讨论中的规划，希望在2020~2025年前，核电增长到7000~8000万千瓦。如以80×125吨来计算，需要年处理的乏燃料，高达2000吨之多！这一数字较之2015年可以有年处理100吨能力的数字，约大了20倍！我国能否在未来的10~15年间，将处理能力由目前仅做了5吨的试验，扩大400倍？实在是任重道远！
无怪乎国外媒体说，“事实上，中国核工业集团公司在其网站上发布的一份所署日期为12月22日的简短中文声明中表明，核废料后处理之说只是基于一项试验、一个非常小的试点项目之上。”
（二）我国是否属已掌握了快中子增殖核电站技术的国家？
有不少媒体说，由于“动力堆乏燃料后处理技术”取得重大技术突破，“由此，我国成为世界上第八个拥有快堆技术的国家”。很遗憾，这一报导大错特错，离事实真相太远、太远！！！
一个完整的快中子堆核电站的持续运转，通常需要有如下支撑技术和先决条件：
i)比较强大的核燃料工业。快中子堆所必须解决的重大问题之一，是必须有充足的核燃料，主要是钚239，240，……的持续供应。其一次投入的所需核燃料总量达几十吨之多，其中包括浓度为 20%浓缩铀，或钚239—242，主要是钚239，此外还有大量在快堆里可燃烧的铀238，而在压水堆中，可燃烧的核燃料，约是70×4.5%=3.4吨。所以其核燃料的投入，一般约是压水堆的10~20倍，而且最好做成标准的MOX燃料，因为这是当前可在压水堆，也可在快中子堆中燃烧的已知技术成熟的核燃料。据报道，中核集团后处理中试工程负责人王俊峰说，“我们最后一次（试验），制备出了合格的铀产品和钚产品，所以说我们成功了。”这当然是一项重大成就。我们完全应向工程负责人和参与此工作的科研工作者表示祝贺。但据我们所知，“制备出合格的铀新产品和钚产品”，并不等同于已能制备出MOX燃料。快中子堆的重大技术关键之一，是必须制出合格而廉价的MOX燃料，
尤其是廉价。
ii)必须建立一整套从建造到连续可靠安全运转，并能持续而廉价的供电技术。目前我国原子能研究院正在研发一个小型实验型快中子堆，已投入26亿人民币，其预期的发电功率是25兆瓦。2010年7月23日有报导说，“中国核工业集团宣布，中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）达到首次临界。”这无疑是一个好消息！但接下来却又说，“这意味着我国第四代先进核能系统技术实现重大突破，我国成为世界上少数几个掌握快堆技术的‘国家之一’。”
但是，从我们来看，“首次”达到临界，只是达到持续供电的第一个开端。快中子堆必须解决的重大技术问题，是安全问题。必须百分之百地确保它的可靠，尤其是可控的安全持续运转。而一旦发生临界事故，那就是不得了的大事故，是
一次小型的核爆炸！快中子堆中的快中子飞行速度极快，是通常压水堆热中子速度的1500倍。如果说热中子堆的运转，要求做到毫秒级的精确控制，快中子堆就要做到微秒级的控制。据我们所知，世界上至今还没有任何一发达国家，已实现
了快中子堆核电站持续安全运转供电。有些国家曾研发了一段时期，大多已停止研发。只有俄罗斯仍在坚持不懈地努力，也有个别试验性电站在那里运行。俄罗斯在快中子堆应用方面的主导的研发方向，是用快中子堆发电，做为核潜艇的动
力。
至于电价，目前的中国实验快堆，每千瓦投资约是10万人民币/千瓦，比火力发电8000元/千瓦造价约大了10倍。其冷却、传热系统用的是液体金属钠循环，其投资总比高压水冷却的投资要大一些。为达到高效发电，当然也少不了能支撑
高压水蒸汽的大容器。当前，第三代压水堆型核电站的投资约是18000元/千瓦。加上移民，至少上升到20000元/千瓦。当代核电站发展的动向是，对运转的安全的要求，将越来越高，而且不惜加大投入确保运转的安全。一个严峻的问题是，中国的快中子堆核电站技术，何年何月，其电价才能降到和第三代核电站相接近的水平？
iii)必须有快中子堆乏燃料快速的后处理技术，还要有相应强大的能处理快中子堆乏燃料，不断提取钚239、240……的工业。快中子核电站的重要特点，是在消耗核燃料发电的同时，不断新产生的核燃料，其增殖系数通常是1.6，即烧掉1个钚原子，会增加1.6个钚原子。但是，这一新增加的0.6个钚原子，必须不断地从快中子堆中取出来，才能做到快中子堆核电站的持续、高速发展。所以，一个完整的快中子堆核电站核发电技术，必须包括快中子堆乏燃料后处理技术，而且要有适用于快中子堆的MOX燃料的工业化生产的技术。现在部署的乏燃料后处理的生产线，仅能适用于压水堆，并不能直接搬到快中子堆乏燃料的后处理。问题是，压水堆乏燃料后处理技术，并不等同于快中子堆乏燃料后处理技术。两者衰变产物并不等同，其放射性强度以及相对比例也不相同。
iv)从第三代核电站技术到第四代核电站，无疑是技术上的大跨越。但也要指出，这一“第四代核电站”技术，离真正可持续、可迅速增殖、发展的快中子堆发电技术，尚有一大段距离。现在试验运行中的钠冷却的快中子堆的钚239、240，……的增殖系数仅有1.2。也就是每烧掉1个钚原子，仅增加0.2个钚原子。所以，如果以这一“钠冷却的快中子堆首次达到临界”和“压水堆的乏燃料后处理试验获得成功”，这两项技术“成就”，和今后将要走的长长的路程相比较，就只能说，仅仅是“万里长征的第一步”。
（三）掌握了乏燃料后处理和快中子增殖堆发电技术，是否使我国十分短缺的天然铀资源，从50年延伸到3000年？
首先需要解释，为什么我国天然铀只能“支持”正在建设中的“第二代”、“第三代”核电站50年？这一结论，当然源自能源专家的估算：“目前已探明世界上（经济上）有开采价值的铀为500万吨，而一座1000兆瓦（100万千瓦）的核电站，要消耗的铀为：初装量365吨+年补充量174吨（运行30年约需天然铀5500吨）。能源专家按年增长率2.5％（1989～1990的低潮增长率）估算，现有储量只能维持到2035年左右。”2035年-1990年=45年。当然，这只是1990年的估算。现在发展的形势，包括储量和增长速度都超过了1990年的预计。已去世的核动力专家赵仁凯院士曾在生前给出一个估算，说我国天然铀资源最多仅能维持60座标准核电站，（包括可能进口的天然铀），持续运行40年。赵仁凯院士甚而建议这一60座标准核电站，是我国核电站发展的上限。现在由于人们公认核电站已可能从40年的全寿期，延长到50～60年。而且天然铀可能扩大进口，也可能由于开采、
提炼技术的改进，再加上我国还有某些可开发的属于贫矿的天然铀资源，有可能支持60座标准核电站，持续运转50年。既然天然铀资源利用率，可扩大60倍，所以，可支持的年限也就延长到50×60=3000年。这里要请人们高度注意：核科学家说的是，如果只建造装机为0.5亿千瓦的核电站，我国天然铀资源可支撑到3000年。但如果我国电力工业需要10～15亿千瓦的装机，那就只能支撑100～150年了。可以期望这一支撑，可大幅度减少煤的污染和CO2的排放，可以和中国的“煤”并驾齐驱，但决不是“搞火力发电的人们可以松一口气。”因为这仅是“半壁江山”。
更重要的是，上述资源利用率可提高60倍的估算，只是1990年的估算，现在已不再准确。原因是，由于核发电技术的不断改进，设计的不断更新，已大幅度提高了压水堆或热中子堆类型核电站的资源利用率。
下面首先介绍一下，所谓快中子增殖堆可将资源利用率扩大60倍的说法，是怎样算出来的。我国核燃料专家王方定院士，曾在一篇介绍乏燃料处理的长文中，给出如下估算：
“目前核能主要是利用U235，但它只占天然铀中的0.7%，即使考虑到压水堆的转化比为0.6，天然铀利用率也只有0.7%+0.7%×0.6=1.1%。”
我国学者连培生在《原子能工业》（2002年版，连培生著）书中（第70页，表2-17）有如下表述：对于目前的压水堆，铀资源的利用率分别为：如果是一次通过（即乏燃料不后处理，直接处理）则铀资源利用率只有0.58%；如果进行后处理，只复用铀，则铀资源利用率为0.75%；如果后处理后铀和钚复用，则铀资源利用率为0.98%，近似为1%。
由于快中子增殖堆，一般可能进一步再烧掉，慢中子堆燃烧后剩余的铀238的60%，所以有60倍的增益。
但是，新型压水堆的设计和改进，除不断提高其安全运转性能外，当然也要不断提高热中子反应堆的资源利用率。如果说，老式的压水堆加上后处理，……只能烧掉1.0%的天然铀，新型压水堆已能烧掉3%～4%天然铀。原因是，新型压水堆的设计，已大大加大了，装料中铀的浓缩度。在老式的压水堆设计中，真正能烧掉的核燃料也就是仅约0.5%左右的铀235，加上少量的钚239，这就是连培生教授指出的“铀资源利用率只有0.58%”。但由于新型压水堆中铀235浓缩度的提高，在新型压水堆中燃烧掉的核燃料，将不仅是铀235，还有新产生的和再循环中的钚239，也有可能调节热中子堆里中子的谱形，适当增大钚的再生的转化比。而可期望不使用后处理技术，即能在慢中子堆中再烧掉1～2代的新生的钚239，——也就等价于在慢中子的压水堆中，还能多烧掉部分的铀238。如果再加上后处理的铀和所提取的钚的再利用，就完全可能在压水堆中，将铀的资源利用率提高
到3%～4％。所以在国内的新闻报导中，纷纷说，“在当今世界的核电技术下，核燃料燃烧了3%～4％左右”。也就是从过去仅燃烧的1%，上升了3～4倍。过去我们一直认为“已探明”的铀资源仅能支撑25座标准核电站，运行30年。现在由于所掌握的资源量的增大，有望扩展到支撑80座标准核电站持续运转60年。其实这里正需加上另一重要因素，即在慢中子堆中的核燃料的燃烧，已由于去的仅烧1%，上升到可燃烧3%～4％。
但是，过去人们之所以认为快中子增殖堆能提高60倍的资源利用率，其前提是已认定压水堆的资源利用率仅有1%；而如果压水堆可提升到3%～4%，那么快中子堆的资源利用率就仅能再提高60÷3～4=15～20倍。或者仅能支撑功率为7.5亿～10亿千瓦的核电站持续运转50年！这比“煤”贡献小多了，只能作为煤发电的重要补充，不可能取代煤。更赶不上水电。中国有5.4亿千瓦技术可开发的水电资源，如能开发出来，完全能持续利用几千年！
（四）我国“快中子堆已首次达到临界”的突破和已实现“核动力乏燃料后处理技术”的宣传、报导，是否涉嫌“相当地大吹大擂”？
回答是：不仅仅是“相当地大吹大擂”，而且连世界上快中子堆增殖堆发电技术的现状，都没有说清楚。我国不仅不是“世界上第8个拥有快堆技术的国家”，而且世界上至今只有俄罗斯才是接近拥有完整的快堆技术的国家。据报道，俄罗斯现在仅能年生产5吨的MOX燃料。显然不足以大量供应快中子堆的迅速发展。
为什么我国有关快中堆发电技术的报道，竟出现了如此巨大的偏差？这就不得不归之于我国科技界，包括中核集团在内的科技界，正迅速蔓延着一股“浮夸不实”的学风。他们热衷于“上报”夸大的成绩，也热衷于向社会公众“宣扬”夸大的成绩；以此来换取“领导”和“社会公众”的“支持”，以此来“骗取”科研经费、表扬、奖励，包括升职等等的“好处”。这是我国科技发展的一大“公害”。如果说科技界及其领导机关有什么“学术腐败”的话，这将是影响我国科学技术迅速蓬勃发展的最大、最突出的“公害”。
在上一世纪60年代，曾有幸有机会参加原子弹、氢弹的研究和开发，有幸听到下列一则故事。1964年10月16日，我国爆炸了第一颗原子弹。试验成功后，主持研发工作的领导同志，向毛主席、周总理汇报试验成功，并询问要不要发公报。毛主席问：“你们会不会只爆炸了一堆化学爆炸物，哄我说，原子弹已爆炸成功？”这一提问太尖锐了。在座参与汇报的领导同志都不敢贸然回答，当即打电话向我们的老师们核实有关情况。当然，前辈核科学家均给了肯定的回答。对于是否发公报，毛主席仍主张慎重，看一看国外的反映再说。由于外电纷纷大量报导了中国爆炸第一颗原子弹，毛主席才最后拍板决定发布原子弹已爆炸成功的公报。我还能举出毛主席、周总理在听到我国科技工作已取得重大成就的汇报，总是采取慎重态度的其它例子。可是，现在出现的新动向，喜欢的是“大忽悠”，而且是“上下交相忽悠”！
然而我们也要为中核总公司孙勤总经理说几句公道话。我看到一个内部材料，在2010年12月21日中核集团的现场发布会上，孙勤总经理再三强调，“中试工程热试验成功，只是万里长征第一步”。可见，中核集团领导层中，也不乏头脑清醒人士。但仍然是，“万里长征第一步”。虽然已是迈出了十分重要的“第一步”，但不能说成已走完了“万里长征”中的80%！不知道为什么，未见中核集团的领导层，正面出面澄清上述“大吹大擂”！而重要的是，这一“大吹大擂”，已“忽悠”到决策层。
感谢原子能研究院许多同行们对原撰写稿提出的有益建议和批评。此稿已采纳不少批评性意见，并对原稿表述不够充分的地方，做了若干补充。
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