《瞭望》杂志揭秘中国核燃料：世界最高等级的“安全生产”
此前，按照“十三五”规划《纲要》部署，到2020年，我国核电运行装机容量达到5800万千瓦，在建达到3000万千瓦以上，机组总数将位列世界第二。
这意味着，基于当前我国能源结构清洁化和大气治理的迫切需求，“加强核燃料保障体系建设”已经成为我国能源战略的基础性重大课题之一。特别是核燃料作为核电站的动力源泉、确保核电站安全运行的第一道屏障，具体生产情况怎样？质量是否过关？能否满足未来核电发展的需要？如何保障用过的核燃料的长期安全？
日前，《瞭望》新闻周刊记者实地走访了中核北方核燃料元件有限公司（以下简称中核北方）的核燃料生产一线。
中国的核燃料研发早在上个世纪60年代就已开始，几乎与核工业发展同步，然而仅限于军工领域。在民用核燃料方面，在运核电机组中，除了中核集团的秦山核电一期核燃料元件是自主研发生产之外，其他都是引进消化吸收国外技术。
然而，“拿来”虽实用，“走出去”却行不通。中国若要实现从核电大国到核电强国的转变，没有自主核电技术不行，自主核电技术不能为世界所用也不行。核燃料元件作为核电站的核心组成部分，仅仅停留在“拿来”的水平，无疑将成为中国自主核电技术研发和出口的“瓶颈”。特别是在“华龙一号”、CAP1400等自主三代核电技术研发取得突破之后，中国自主核燃料元件研发显得更为迫切。
中核集团作为核工业的领头羊，拥有国家核燃料加工产业专营权，不仅是核燃料产业发展的亲历者，更是推动者。国内南北两大核电“粮仓”均属中核集团麾下。其中，北方“粮仓”——中核北方始建于1958年，是我国最早，也是当前国内走在最前列、技术路线最全的核燃料科研生产基地，承载着自主先进核燃料研发攻坚的使命。
作为元老级的核燃料企业，从2000年开始涉足民用核燃料领域至今，通过全盘引进、消化吸收、本土化改造，再到自主创新，中核北方已相继建成了重水堆燃料元件生产线、具有自主知识产权的世界首条具有四代核电特征的高温气冷堆燃料元件生产线燃料元件生产线燃料定型组件……仅十几年时间，中核北方就已实现核燃料生产从“拿来”向“引领”的蜕变。
除此之外，据中核集团相关负责人向《瞭望》新闻周刊记者介绍，未来将应用于“华龙一号”核电工程的我国自主产权的CF2、CF3燃料组件，也将于2017年陆续实现工业化应用，能够满足国内和国外开工建设的“华龙一号”工程的燃料需求。
《瞭望》新闻周刊记者了解到，目前，我国已掌握世界上主要压水堆、重水堆等核燃料组件的生产制造技术，可全面满足我国核电发展和“走出去”需求。作为在运、在建机组总量位居全球前三甲的核电大国，我国核电的“粮食”生产已跻身世界先进行列。
先进技术纵然能够保证核电“粮食”的供给充足，但对于普通民众而言，最关心的永远是核电站的安全性。那么，中国核燃料产业在高速发展的同时，如何确保核电站的“粮食安全”？
走进中核北方的核燃料元件生产一线，在偌大的重水堆核燃料元件生产车间，《瞭望》新闻周刊记者所遇工作人员寥寥可数，车床中间的通道上，只见一个个的AGV小车（Automated Guided Vehicle，自动导航车）一刻不停地穿梭忙碌搬运燃料。当本刊记者挡住这些“小黄人”的去路时，其自身固有的避障探测系统会第一时间发现，使得它们在劳动之余，还懂得礼貌让路。除此之外，它们还具备自动充电功能，“累了”就会回到充电器旁乖乖给自己加满能量。
据中核北方总经理助理、重水堆核燃料元件厂厂长张杰为《瞭望》新闻周刊记者介绍，重水堆核燃料元件生产线包括上料、转运、加工、下料等多个步骤，原来大部分由人工操作，占用人员多不说，效率也不高，容易出错，现在这些任务都由各类机器人承担了。AGV小车这样的搬运机器人只是车间里众多机器人的一种。
“重水堆核燃料元件的生产实现自动化后，不仅精简了工作人员数量，还优化了人员结构。现在的一线的工作人员，已由原来的手工劳动者，变成了生产过程监督者。”张杰说，“目前全厂储备了自动化、机电一体化、设计、软件编程等专业的技术人员30余名。”
《瞭望》新闻周刊记者在车间的控制室看到，自动化的操纵监控系统，将生产环节的各个角落都集成在电子屏幕上，工作人员坐在电脑台前，就可以监测到车间的实时生产情况，第一时间通过电脑操作控制生产流程。
除此之外，在核燃料生产领域，3D打印等智能制造技术也正被引入应用。2016年1月，中核北方在国内首次成功运用3D打印技术打印出CAP1400自主化燃料组件管座。应用3D打印技术可以明显提高核燃料元件生产效率，缩短生产时间。
“例如，防异物板一类零件采用常规加工方式时，最快也需要2～3小时的加工时间，但是按目前5kg/h的3D打印效率计算，该零件理论加工用时仅需10分钟左右。”中核建中核燃料元件有限公司七车间副主任何俊杰向《瞭望》新闻周刊记者表示。
整套智能化生产，一方面保障了我国核燃料产业在高速发展的同时仍能保证产品的高质量；另一方面，也保证了核电站运行安全。我国目前燃料元件破损率小于千分之二点五。
“按照国际标准，核燃料元件产品质量指标是堆内破损率低于万分之三。目前我们压水堆和重水堆燃料元件的堆内破损率远远优于国际标准。”中国核燃料有限公司总经理马文军为《瞭望》新闻周刊记者介绍说，中国与加拿大、韩国、阿根廷、罗马尼亚等重水堆国家相比较，破损率最低，仅为万分之零点一六。
就核燃料厂本身的安全性而言，据专家介绍，核燃料中仅存在天然放射性核素，不存在人工放射性核素，放射水平比较低，职业照射风险小。从国际经验看，核燃料厂在生产过程中可能发生六氟化铀泄漏事故，但发生概率极低。由于核燃料中铀－235含量不超过5%（远低于要求铀－235含量90%的水平），几乎不可能发生核临界事故。
环保部相关负责人也向《瞭望》新闻周刊记者表示，30多年来，我国核能与核技术利用事业始终保持良好安全业绩，核电安全达到国际先进水平，研究堆和核燃料循环设施保持良好安全记录，放射源辐射事故发生率不断降低。
比如，在国家能源局印发的《能源技术创新“十三五”规划》中，为进一步确保核电站的“生产安全”，研制事故容错燃料元件（Accident Tolerant Fuel，简称ATF），研制性能优于M5、ZIRLO合金的新锆合金包壳材料，已被正式纳入其中。
据专家介绍，核燃料元件本身能够作为核电站第一道安全屏障，基于核燃料的陶瓷芯块和芯块外面包裹的锆合金包壳。陶瓷芯块的坚固固体形态，具有良好的固有安全性，可防止放射性物质外泄。锆合金是迄今为止抗腐蚀、耐高温、耐磨损性能最好的金属，能够有效阻挡核反应气体泄漏和核燃料熔化物外泄。
相比传统核燃料，ATF能够在较长时间内抵抗严重事故工况。性能优于现有锆合金材质的新型锆合金材料，必将进一步提高核燃料自身的安全性能。根据规划，“十三五”期间，ATF应完成可行性验证及初步设计，适时启动材料堆外性能测试、堆内辐照考验；同时在第一代ATF反馈基础上，积极优化革新型第二代ATF燃料新材料选型论证及关键技术研究。近日，本刊记者从中核集团获悉，2017年ATF研发项目将进入实质性研发阶段。
此外，谈及核燃料的安全，除了生产段和消费段，核循环后段也是关键一环。近期陆续公布的重磅规划及相关文件表明，采用核循环方式对乏燃料（使用过的核燃料，仍具有较强的辐射性）进行后处理与再循环再利用，可以大大提高核能资源利用率，减小高水平放射性废物体积，或为下一步行业发力重点。
这也是目前国内核燃料产业链相对薄弱的环节。业内预计，到2020年，我国乏燃料累计储量将达到7700吨。
据环保部相关负责人向《瞭望》新闻周刊记者介绍，我国历来重视核电厂乏燃料的长期安全。为了充分利用裂变材料资源，确立了乏燃料后处理的闭式核燃料循环政策，并设立了专门的乏燃料基金，保障乏燃料后处理经费，积极推进乏燃料后处理技术研究、开发并取得突破。动力堆乏燃料后处理中试厂已经热试，200吨乏燃料后处理示范厂正在设计中。
在商用乏燃料后处理厂建设方面，为了弥补技术不足，我国企业正在积极考虑借助国际力量。中核集团2014年与核燃料循环后段领军企业——法国阿海珐集团签署“后处理/再循环长期合作谅解备忘录”，计划与法国合作建设一座具备每年800吨乏燃料后处理能力的核循环厂，计划2030年投产。今年2月21日，中法两方签署相关协议，意味着我国距离这一计划的实现更进一步。
环保部相关负责人表示，总体而言，我国核电厂乏燃料贮存安全、稳定，但是部分核电厂乏燃料在堆贮存能力紧张，外运需求急迫。为此，国务院近复的《核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025年远景目标》明确提出，“十三五”时期编制和发布核电厂乏燃料处置规划，推进乏燃料贮存和处理。积极推动大型商用后处理厂选址和建设，缓解核电厂乏燃料在堆贮存压力。
