本报记者  陈 瑜

    中国核工业集团公司（以下简称“中核集团”）官网24日发布消息，美国当地时间9月22日15时，在西雅图召开的中美省州合作研讨会上，中核集团与美国泰拉能源公司签署了行波堆合作文件，这是双方开展行波堆合作交流的重要里程碑。

    对于很多人来说，行波堆还是个陌生的名词。天然铀资源中易裂变的铀235只占0.7%，绝大部分是不易裂变的铀238。但同时铀238可通过吸收中子转化成为另外一种易裂变核素钚239。铀钚燃料循环成为当前核裂变能应用的主要燃料循环模式。1958年，物理学家范伯格提出了“增殖—燃烧反应堆”的概念，主要物理过程是将可转换材料如铀238在反应堆内的“原位”增殖和焚烧，把整个闭式燃料循环在同一个堆内实现，简化核燃料循环，提高一次通过模式的燃料利用率。由于该增殖焚烧过程通常有增殖行波和焚烧行波的物理图像，因此被广泛称为“行波堆”。

    2006年，比尔·盖茨在评估了所有已在理论上被研究和讨论过的核反应堆类型后，选择了行波堆，并创立了泰拉能源公司来发展这项技术。

    “行波堆（TWR）是美国泰拉能源公司对原位增殖焚烧快堆的称呼，该公司开发的实际是驻波堆方案，这是行波堆概念结合工业技术可实现性的一个拓展。”中核集团中国原子能科学研究院相关技术人员告诉科技日报记者。目前国际上一般认为，包括快堆、高温反应堆和熔盐堆等在内的六种堆型属于第四代核电技术，其中快堆是主力堆型。

    该技术人员说，行波堆技术能利用贫铀并简化燃料循环过程，除初装点火区外，后续可采用贫铀、天然铀和后处理过程中分离出来的乏燃料铀作为燃料，换料周期长并可大量使用贫铀，机组可利用率设计值高于90%，具有高效利用铀资源、减少乏燃料卸出量、简化核燃料循环等优势。

    行波堆型号是经特殊设计的金属燃料钠冷快堆，在大部分系统和设备上与常规钠冷快堆相同，但该技术人员告诉记者，在堆芯设计、燃料组件设计以及堆芯运行换料策略等方面，又与常规快堆有区别。

    从换料方案来说，常规快堆一般不进行堆内倒料操作，每个循环周期末需要卸载一定的乏燃料组件并装载新燃料组件。在整个寿期内，行波堆通过频繁的堆内倒换料操作实现贫铀材料的增殖和焚烧，并且每个循环周期不需要添加新的燃料组件。

    在堆芯尺寸上，常规快堆设计的燃料段高度一般不超过1米，堆芯设计趋于扁平化。行波堆为了减小堆芯中子泄漏，保证堆内的高增殖性能，堆芯燃料段较长，并且整个堆芯尺寸较大，堆芯初始装载燃料较大。

    常规快堆堆芯剩余反应性通常随燃耗时间的积累不断降低。由于堆芯内增殖性能较高，随着燃耗时间的积累，行波堆由燃耗引起的反应性变化有可能是正效应，并且通常可通过设计优化让燃耗反应性变化处于很小的范围内。

    在燃耗水平上，行波堆的峰值燃耗为常规快堆燃耗水平3倍以上，燃耗导致的材料辐照肿胀差别较大，高燃耗以及堆芯设计的复杂化让行波堆的设计、建造和运行面临严峻技术挑战，比如行波堆运行需要达到比较深的燃耗深度，对结构材料辐照损伤指标提出非常高的要求。

    中国原子能科学研究院是我国唯一全面开发快中子堆技术的研究院，自2009年泰拉能源公司到我国寻求合作伙伴以来，该院一直作为行波堆技术研发主体，协助中核集团开展合作和交流，自2011年起，已在国家863计划支持下开展行波堆堆芯概念设计及关键技术研究。

    相关人士透露，2013年已完成原型行波堆核心系统的概念设计，进入工程设计阶段，有望在2023年前成功建造行波反应堆的原型堆。多数受访专家认为，第四代核电技术商业化之路依然漫长，还需要解决工程化过程中安全性与经济性相关的诸多问题。

    （科技日报北京9月26日电）