2019 年 5 月 15 日～17 日，“核能与环境国际高端论坛”（ISNEED）在山东省荣成市举办，日本东京大学教授、日本原子能研究开发机构（JAEA）退役国际共同研究中心（CLADS）主任冈本孝司做了题为“福岛核事故后日本核电的现状与发展”的报告。报告总结了日本核电发展历史及运营现状，并介绍了福岛核事故后福岛第一核电站的退役状况及 CLADS的研究工作。另外，报告也阐明了福岛核事故后，日本出于减排、安全以及综合利用等因素考虑，将高温气冷堆作为重点发展堆型之一。

    1 日本核电发展历史及运营现状

    日本重视核电发展主要出于以下两方面考虑：

   （1）能源安全。日本的自然能源资源非常匮乏，80%以上的能源需要进口；其中大部分原油是从中东进口的。

    （2）减少二氧化碳排放。减缓全球变暖是目前面临的重要问题。日本承诺将有效控制并降低温室气体排放量，力争 2030年比 2013年减排 26%，到 2050年减排达到 80%。

    核能作为重要的基荷电力，可以减少能源进口和二氧化碳排放，发展核电也能优化能源结构。日本从 20 世纪 60 年代便开始发展核电。日本动力示范堆 JPDR（12.5 MWe的沸水堆）是日本第一座电力反应堆，自 1963年运行至 1976年，1996年完成退役。东海核电站（石墨气冷堆）是日本第一座商用核电站，自 1966 年运行至 1998 年，目前处于退役阶段。敦贺核电站 1号机组（357 MWe的轻水堆）和美浜核电站 1号机组（340 MWe的压水堆）分别是日本第一座商业用轻水堆和商用压水堆，它们都是自 1970年开始运行，2015年宣布退役。

    截至 2011年 3月 11日，日本共有 54座核电站，核电已经占全国发电量的 30%。福岛核事故后，日本核电受到重创，目前仅有 9座核电站通过新安全标准而获得重启，另外有 19座宣布退役。图 1所示为日本核电站运营情况。

    值得注意的是，获批重启的 9 座反应堆全部集中在日本的西部区域，且都为压水堆（福岛第一核电站为沸水堆）。与福岛核电站同为沸水堆类型的柏崎刈羽核电站 6、7号机组和东海第二核电站虽已通过新安全标准审查，但由于福岛核事故的阴影，并不容易得到当地居民和自治体的同意，重启工作困难重重。

    日本大部分的核电站已快到达40年的寿期，如果不能延寿，将面临退役。此外没有达到寿期的核电站也因满足新安全标准的高昂成本问题以及重启的不确定性而选择退役。

    2 福岛退役工作及相关研究

    福岛核事故后日本主要面临以下两方面的问题：一是福岛第一核电站的退役工作，这其中会面临许多未知挑战；二是核安全创新，其中包括整个寿期的核能安全系统以及减少二氧化碳排放的创新系统。

    2.1 福岛第一核电站退役情况

    福岛第一核电站的退役需要做好以下几点工作：保持厂房的稳定性、减少辐射剂量和污染、从乏燃料池中取出燃料、清除熔化的燃料碎片、拆除设施以及放射性废物处理处置。

    目前 1 至 4 号机组全都处于低温停堆状态，事故发生时没有运转的 4号机组乏燃料池中的 1 535根燃料棒已于 2014年底全部取出。发生堆芯熔化的 1 至 3 号机组乏燃料池中还贮存着一千多根燃料棒（1号机组 392根、2号机组 615根、3号机组566 根）。3 号机组乏燃料池中的燃料棒取出计划经多次推迟，现已于 2019年 4月启动。1、2号机组的燃料棒取出工作将力争2023财年启动。

    在退役作业中，取出 1 至 3 号机组反应堆安全壳内的大量熔落燃料碎片是最大难关。为此日本计划于 2019 年 4～9 月和2019年 10月～2020年 3月分别进行 1、2号机组反应堆安全壳内部调查工作，并计划对沉积物进行取样。

    防止放射性物质飞散的工作也在推进中。目前，能够穿普通作业服的绿色区域已扩展到厂区面积的 96%。受照剂量也从2011年 3月事故之后的月平均 21.59 mSv下降至 0.3 mSv。

    在污染水处理对策下，虽然每天污水的产生量减少了，但是水箱的储量不断增加，至 2019年 1月已达 112万吨。虽然计划建造 137万吨储水箱，但适合建设的用地也已面临极限。

    另外，为了应对海啸导致的污染水流出风险，日本正在计划建造海拔 11米的防潮堤。

    2.2 退役国际共同研究中心的研究情况

    退役国际共同研究中心（CLADS）于 2015 年 4 月设立，旨在集结世界英才的智慧、产学官协作推进福岛退役相关研究和人才培养工作。CLADS还在福岛县富冈町建造了“国际联合研究大楼”作为工作的中心基地，于 2017年 4月开始运营。具体研究活动如图 2所示。

    在燃料碎片表征与分析工作中，CLADS使用模拟燃料碎片估算反应堆中燃料碎片的特性，并建立了处理和分析实际碎片的方法，用于清除和贮存燃料碎片的退役工作中。此外，利用无损检测（NDA）技术进行燃料碎片的剂量评估和核材料衡算。图3是三维剂量率分布的计算和 NDA系统的概念设计示意图。

    3 福岛核事故后日本核能发展探究

    福岛核事故后日本对核能的安全和综合利用提出了更高要求。首先，核电站的设计要考虑严重事故发生的可能性，采用固有安全设计，保障在任何条件下都能处于安全状态，即使事故发生时也无需厂外人员疏散。另外要保障整个寿期的安全性，包括对高放废物的处臵以及强化 3 S（核安全、核安保、核保障）对策。此外，还要重视核能在减排和实现脱碳社会方面的作用。

    高温气冷堆（HTGR）是满足上述要求的解决方案之一。HTGR具有固有安全性：使用陶瓷包覆燃料，可有效防止放射物质外泄；良好的负反应性反馈，在事故条件下能够依靠自然对流导出堆芯余热；堆芯功率密度低、热容量大，有很高的热稳定性。这些特点使得 HTGR十分安全可靠，即使长期停电也不会发生福岛那样的严重事故。另外，HTGR采用模块化设计方法，可根据需要灵活部署；HTGR还具有成本竞争力，可实现制氢、发电、工艺加热、海水淡化等多种应用。日本十分重视氢能源的发展，HTGR良好的制氢应用可为日本实现“氢能社会”提供良好基础。

    日本高温工程试验研究堆（HTTR）自 1998年开始运行，出口温度可达 950 ℃，展示了 HTGR的固有安全特性和高温供热性能。JAEA在此基础上进行了商用高温气冷堆系统的研发，设计了 GTHTR300，相关参数如图 4所示。JAEA相关报告显示，当前目标是至 21世纪 30年代完成燃气轮机发电系统的示范。

    在 HTGR的研发过程中，JAEA自 2014年起开始进行连续制氢试验。2019年 1月 25日，JAEA 宣布已经利用制氢试验装臵通过热化学硫碘循环实现连续 150 小时制氢。未来还要进行HTTR-GT/H2试验，对 HTGR热利用技术进行综合示范，进行实际规模的高温功能试验等，以尽早推进 HTGR的商用化。

    来源：核能与环境国际高端论坛（刘乙竹编译）