[2014年8月27日]美國(guó)阿貢國(guó)家實(shí)驗(yàn)室(Argonne National Laboratory)近日承諾將幫助韓國(guó)研發(fā)先進(jìn)核反應(yīng)堆，研發(fā)工作將部分參照業(yè)已成功的EBR-II原型堆進(jìn)行，并計(jì)劃在2028年開(kāi)始運(yùn)行功率為150兆瓦的鈉冷卻示范機(jī)組。

鈉冷卻快堆系統(tǒng)圖. 池型反應(yīng)堆，小體積的堆芯，主泵和熱交換器等一回路設(shè)備都浸在鈉冷卻劑池中。二回路生產(chǎn)蒸汽并推動(dòng)汽輪機(jī)運(yùn)轉(zhuǎn)（圖片提供：韓國(guó)核能研究所）

    2014年8月25日，阿貢國(guó)家實(shí)驗(yàn)室主任彼得?李特伍德（Peter Littlewood）與韓國(guó)原子能研究所（KAERI）所長(zhǎng)鐘慶金（Jong Kyung Kim）簽署了諒解備忘錄。阿貢實(shí)驗(yàn)室方面透露說(shuō)“該備忘錄涉及核能科技合作的很多方面”，對(duì)方出資678萬(wàn)美元邀請(qǐng)阿貢參加第四代鈉冷卻快中子反應(yīng)原型堆（PGSFR）的研發(fā)工作。

    韓國(guó)核能研究所（KAERI）負(fù)責(zé)研發(fā)鈉冷卻快堆，阿貢則提供相關(guān)的支持工作，韓國(guó)電力株式會(huì)社（KEPCO）下屬的工程建設(shè)公司則負(fù)責(zé)BOP的施工。根據(jù)計(jì)劃，該項(xiàng)目的一個(gè)重大節(jié)點(diǎn)是到2020年底取得韓國(guó)核安全委員會(huì)的許可，這將有助于在2028年實(shí)現(xiàn)機(jī)組的運(yùn)行發(fā)電。目前，廠址還沒(méi)有選定。盡管這種原型堆只能給電網(wǎng)供應(yīng)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(xì)棒，換料時(shí)還可使用其他反應(yīng)堆在發(fā)電期間產(chǎn)生的、同樣含有超鈾元素的燃料（通常情況下此類(lèi)燃料被當(dāng)作核廢料處理）。據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）的數(shù)據(jù)顯示，研發(fā)鈉冷卻快堆的目的是測(cè)試這種金屬燃料的性能，即展現(xiàn)鈉冷卻快堆轉(zhuǎn)化超鈾元素的能力。

    元素的轉(zhuǎn)化意味著將其長(zhǎng)放射性半衰期轉(zhuǎn)變?yōu)槎贪胨テ凇Ｈ绱艘粊?lái)，鈉冷卻快堆就可以使用其他反應(yīng)堆產(chǎn)生的乏燃料，從而減輕乏燃料處理的負(fù)擔(dān)，同時(shí)也有助于簡(jiǎn)化核廢料處理的流程，而這些功能都可以在鈉冷卻快堆發(fā)電期間實(shí)現(xiàn)。

    阿貢實(shí)驗(yàn)室方面稱(chēng)其“在上世紀(jì)80年代和90年代進(jìn)行金屬燃料技術(shù)基礎(chǔ)的研發(fā)和建設(shè)；1986年在對(duì)實(shí)驗(yàn)增值堆II（EBR-II）進(jìn)行標(biāo)志性試驗(yàn)的過(guò)程中驗(yàn)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(shí)現(xiàn)安全停堆和反應(yīng)堆的冷卻。”美國(guó)三里島和日本福島核事故期間都出現(xiàn)了堆芯在失去冷卻水之后發(fā)生損壞的情況。

    IAEA稱(chēng)鈉冷卻快堆具有一套非能動(dòng)停堆系統(tǒng)，加之“能動(dòng)和非能動(dòng)衰變熱導(dǎo)出系統(tǒng)”，使得該堆型“足以在沒(méi)有操作員操縱的情況下導(dǎo)出所有設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故所產(chǎn)生的衰變熱。”

    阿貢實(shí)驗(yàn)室的馬克?彼得斯（Mark Peters）說(shuō)，“鈉冷卻快堆型是世界上首類(lèi)具備固有安全性能、能夠防止嚴(yán)重事件發(fā)生的快中子反應(yīng)堆。”

(翻譯：國(guó)核工程有限公司翻譯中心 張娥 )