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日本核能项目开发失败的原因
日本核能项目失败的原因和教训
2013-11-13
【日经BP社报道】日本在战后取得飞跃发展的科学和技术最初大都是从欧美引进的。
但经过1960~1970年代的积累,在1980年代形成了“日本模式”的方法论。
并且,日本在多个领域都跻身世界前列,其中有不少领域处于全球领先地位*1。
*1 在核能领域,日本率先开展轻水反应堆安全性研究、核聚变研究以及使用大强度阳子加速器的物质科学研究等。
从研究费用来看,日本的研发不是政府主导而是民间主导。
两者的差距越来越大,从具体数字来看,1965年政府出资占31%,民间出资占69%,而21年后的1986年,政府出资仅占20%,民间出资扩大到80%。
但在核能领域,由于风险很大,因此相关研发是由政府主导的。
1960~1970年代的研发项目大多都失败了,成功的很少*2。
日本不断总结过去失败的痛苦经历并依靠新培养的人才推进开发,在进入1980年代*3以后情况发生了转变。
*2 1960~1970年代的失败案例有日本核能研究所开展的临界装置以及研究堆、试验堆、动力试验堆的建设和运行等。
*3 1980年代的成功案例有日本核能研究所开展的轻水反应堆安全性研究、核聚变研究、高温气体反应堆、大强度阳子加速器设施以及核能工程试验中心多度津工程试验所开展的三维大型振动台等。
本文主要介绍日本1960~1970年代开展的核能开发项目(半均匀堆、动力试验堆热功率2倍化、核能船“MUTSU”及快中子增殖反应堆原型堆“文殊”号)失败的原因和得到的教训,希望在今后的技术开发中有所借鉴。
I.日本代表性的核能项目
技术开发项目必须具有创造性、脑力劳动性、新信息积累性和风险管理。
尤其是核能开发,需要很长的开发时间和庞大的开发费用,风险特别大,必须由政府主导。
不过,不管是政府主导还是民间主导,技术开发项目成功与否的判断标准是是否实现了目标。
国家核能开发项目和民间主导的技术开发成功与否的判断标准就应该是是否达到实用化或商业化。
日本开展的主要核能技术开发项目有,日本核能研究所(JAERI)开展的半均匀堆、各种原子反应堆、动力试验堆(JPDR)、热功率2倍化(JPDR-II)、轻水反应堆安全性研究、核聚变研究、高温气体反应堆、大强度阳子加速器设施(J-PARC)等,原日本核能船开发事业团(JNSDC)开发的核能船“MUTSU”,原日本动力反应堆及核燃料开发事业团(PNC)开发的日本产动力反应堆、铀浓缩及再处理等核燃料再利用,日本核能工学试验中心(NUPEC)开展的三维大型振动台等。
这些研发项目中获得成功的是各种原子反应堆、轻水反应堆安全性研究、核聚变研究、高温气体反应堆、三维大型振动台、铀浓缩及大强度阳子加速器设施等项目。
其中,尤其需要特别长的开发时间和巨额开发费用的是作为日本“国家项目”推进的日本产动力反应堆和核燃料再利用技术的开发*4。
对于PNC采用“参谋总部方式”的铀浓缩、再处理、新型转换堆原型堆“普贤”号及快中子增殖反应堆原型堆“文殊”号的评价,从实用化和商业化的角度出发,意见有分歧。
但笔者认为,除铀浓缩项目以外,其他项目全部失败。
*4 开发时间10年到40年不等,因项目而异,开发费用在3万亿日元左右(约1850亿元人民币)。
下面来分析一下半均匀堆、JPDR-II、MUTSU、“文殊”号等研发项目和研究机构PNC失败的原因。
半均匀反应堆
日本的核能开发是从1956年日本核能研究所成立才开始的,落后欧美大约10年。
但当时日本对动力反应堆开发的意识却紧随世界潮流。
据参考文献介绍,日本核能委员会(AEC)根据欧美的增殖反应堆开发趋势,于1957年提出了《发电用反应堆开发长期规划》,其中提到“到1970年左右建成输出功率为10万千瓦左右的国产增殖反应堆”。
日本核能研究所在当时的社会背景下,于1958年独自提出了半均匀气体冷却反应堆设想,并于第二年、即1959年12月启动了第一个动力反应堆开发项目。
这个项目的目标是经过积累基础研究和技术开发建成实验堆,建立半均匀增殖反应堆开发的基础。
半均匀气体冷却反应堆的燃料是将浓缩二氧化铀或将浓缩碳化铀与石墨粉末一起混合均匀后加工成颗粒并收纳在石墨套中实现的燃料。
冷却材料采用的是惰性气体氦气。
日本核能研究所为了反应堆物理研究,于1959年12月向日本核能事业订购了半均匀临界装置(SHE),大约1年后于1961年1月实施了第一次临界实验*5。
*5 在平均半径2.4m、高2.4m的六棱柱状水平平分堆芯汇总使用20wt%的浓缩铀,热功率为10W。
减速材料、反射体及屏蔽材料采用的是石墨,采用了两根控制棒和6根安全棒。
虽然采用铀235也能在热中子能量区实现增殖,但采用铀233更加有效。
众所周知,铀233燃料与钍232外壳的组合是热中子增殖反应堆的基本概念。
当时,日本核能研究所认识到了这个问题,却因难以获得铀233而采用了铀235燃料。
但是,铀235和铀233在核裂变时释放出的中子数不同。
结果,根据SHE的反应堆物理实验数据设计由铀233燃料和钍232外壳组成的热中子增殖反应堆时,必须进行核调整。
该项目是以1960年5月在日本核能研究所内设立的“半均匀反应堆开发室”为中心,在日本大学和民营企业的协助下开展的,共有60名工程师参与其中。
1961年10月,日本核能研究所用来重新评估项目成果和目标的“半均匀反应堆评估委员会”对该项目给出了“半均匀反应堆的开发方向应该是高温反应堆而不是增殖反应堆,建设实验堆为时尚早”的评估结论。
因此,日本核能研究所于1963年底决定停止为期四年的该项目,但会继续进行基础研究。
日本核能研究所认为该项目失败的原因是欧美的技术趋势。
但是,当采访参与该项目的研究人员时,研究人员说出了内情:
“不了解项目的研究人员以自我为中心,没有形成对项目不可或缺的向心力,因此项目破产了。
”也就是说,在过去开展项目的经验很少的日本,研究人员根本不知道项目的有效推进方法,个性强烈的研究人员们一味沉浸在学术兴趣的世界里,没有形成对项目不可或缺的合作关系和强烈的向心力*6。
*6 日本核能研究所开展半均匀堆开发项目时,原日本国家铁路公司正在推进东海道新干线技术开发项目,当时双方没有进行项目成功方面的知识和经验交流等。
JPDR-II
日本核能研究所采用通用电气(GE)的沸水反应堆(BWR)作为动力试验反应堆(JPDR)是在1959年3月13日。
这不是根据确切的技术依据做出的决定,只不过是由西屋和GE进行竞标,最终选择了报价低的GE。
并且,日本核能研究所在大约1年半后的1960年8月30日与通用电气日本公司(GEJ)签订了购买协议。
日本核能委员会在第二天上报了JPDR的安全性,政府于大约1年后的1961年7月26日颁发了工程施工许可。
在日本核能研究所签订JPDR购买协议时,美国只有两个动力试验反应堆和2个商用轻水反应堆在运行*7。
日本的核能开发虽然比欧美起步晚大约10年,却是全世界较早赶上轻水反应堆技术潮流的。
*7 2个动力试验反应堆是跟JPDR同类型同规模的“BORAX-3”(GE制造)和“EBWR”(GE制造),2个商用轻水反应堆是指希平港压水堆核电站(发电功率为10万千瓦)和德累斯顿(Dresden)沸水堆核电站(发电功率为21万千瓦)。
GE考虑到日本核能研究所是研究机构,以技术开发为主题,因此,为了将堆芯冷却水由自然循环改为强制循环,在反应堆压力容器的下部设置了连接管道的喷嘴。
如果将自然循环变成强制循环,反应堆热功率就会达到原来的2倍*8。
*8 引发核裂变的热中子个数取决于堆芯的减速材料——轻水的密度。
轻水的密度越大,就有越多的高速中子(快中子)减速,变成高效引发核裂变的热中子。
沸水反应堆的堆芯不是膜状沸腾,而是产生小气泡的泡核沸腾。
与轻水的自然循环相比,采用强制循环时,轻水密度变成2倍,结果,核裂变的次数也提高到2倍。
JPDR于1963年8月22日达到临界,依靠自然循环运行到6年后的1969年9月1日。
打算将热功率提高到原来2倍的JPDR-II改造工程于1969年10月启动,到2年后的1971年12月完工。
1970年2月17日,JPDR-II达到了临界。
不过,日本核能研究所的目的并不是将发电功率提高到原来的2倍。
因此,涡轮和发电机直接将一半蒸汽通过新增的凝聚湿气的换热器散掉,并通过采用海水冷却的冷凝器凝缩为水返回反应堆。
JPDR-II运行到1976年3月18日,只运行了大约3年。
据参考文献记载,JPDR-II的设计存在诸多问题。
为实现强制循环,并不是简单地设置再循环泵,将一半蒸汽由主蒸汽管引到湿气冷凝器就行的。
设计需要反应堆热流动技术,如果没有反应堆厂家那样的经验和技术,就无法达到目的。
JPDR-II虽然在管道不发生应力腐蚀开裂、热功率在50%(JPDR的100%)以下时可正常运行,但将热功率提高到75%以后,就会出现意想不到的管道振动和机器损伤。
在性能测试中,直径8in(0.2m)的不锈钢管因振动发生了剪切断裂。
但是,日本核能研究所考虑到当时日本轻水反应堆的运行,担心给电力公司带来困扰,隐瞒了剪切断裂的事实。
但该所并没有采取措施防止管道振动和机器损伤,因此未达到目的就放弃了运行,并将开发重点转向了废堆技术。
JPDR-II开发项目失败的原因是日本核能研究所的研究人员不具备像反应堆厂商那样的经验和技术,无法解决管道振动等问题。
一般来说,所有产业领域的设备设计看似是组合管道,其实要考虑热流动,还要采取措施防止应力集中于管道及防止因流体流动而引起的管道振动。
要防止振动,不仅需要工学理论,还需要基于长期实践的经验。
可以说,JPDR-II的问题暴露了日本核能研究所研究人员最大的弱点。
(特约撰稿人:
樱井淳,物理学者兼技术评论家)
核能船“陆奥(MUTSU)”号
日本核能委员会在1961年公布的“核能长期使用计划”中指出:
鉴于美国和苏联的核能船已经建成,日本要到1970年左右建成第一艘核能船,用来确立核能船建造技术和培训船员*9。
*9 当时,美国建成了“萨瓦纳(Savannah)号”,苏联建成了“列宁号”。
另外,西德也有建造核能船的计划。
据参考文献介绍,日本核能委员会于1963年7月确定了“首艘核能船开发基本计划”,并于1963年8月17日成立了原日本核能船开发事业团*10。
原日本核能船开发事业团于1976年4月提交了“反应堆建设许可申请书”。
1976年11月获批,从1976年年底开始建设,1971年日本第一艘核能船建成*11。
由于以青森县的陆奥湾作为系泊港,因此该船被命名为“陆奥(MUTSU)”号。
*10 首艘核能船开发基本计划中写明了采用轻水冷却型反应堆以及使用目的(海洋观测和培训船员)。
后来,使用目的改成了特殊货船。
*11 船体由石川岛播磨重工业(现IHI)制造,反应堆由三菱核能工业建造。
长130×宽19×深13.2m,总吨位8241.72t,航速为16.5海里(30.6km/h)。
配备了一个压水反应堆(反应堆热功率为36MW)和两个柜式蒸气发生器。
反应堆安全壳的设计压力为12kg/cm2G。
由于当地渔民的反对,陆奥(MUTSU)号未能在系泊港内进行提高功率的试验,而是在太平洋上进行的*12。
1974年9月1日,达到额定热功率的1.4%时,发生了意外的核泄漏。
*12 提高功率的试验是在太平洋上尻屋崎以东约800km的海上进行的。
后来调查发现,核泄漏发生在反应堆安全壳外上部的屏蔽体部位。
原因是放射线一边散射一边透过屏蔽体狭小空间的streaming现象。
1978年7月,陆奥(MUTSU)号的新系泊港确定在长崎县佐世保市的佐世保港,并在这个海港实施了屏蔽体修复工程和安全总检查等(1982年6月完工)。
修复后的1985年3月31日,原日本核能船开发事业团并入了日本核能研究所,后来在太平洋上提高功率的试验及性能试验都是由日本核能研究所实施的。
日本核能研究所的资料中记载,虽然陆奥(MUTSU)号配备了具有潜在核辐射危险的反应堆,但其船体采用了跟普通客船、货船及油轮一样的船底结构。
可能是参考了美国和苏联的先例,未采用防止触礁和撞船的双重构造,构造存在缺陷。
另外,为了方便从反应堆安全壳外的上部更换燃料时拿开屏蔽体、揭开反应堆安全壳盖及揭开反应堆压力容器盖等,对遮蔽体的构造下了一番工夫。
估计设计者优先考虑了设置场所和目的做了最佳设计,但由于当时屏蔽实验和计算存在不确实性,反而事与愿违,导致了屏蔽缺陷。
修复后,根据基于放射线传输计算代码的结果,增加了特别重的混凝土屏蔽体*13。
*13 计算代码采用了一维的“ANISN”、二维的“DOT-3.5”以及一维和二维的“PALLAS”等。
其实,原日本核能船开发事业团曾委托西屋公司对陆奥(MUTSU)号的反应堆做过技术评估。
西屋公司指出反应堆安全壳外上部的屏蔽做得不够,但原日本核能船开发事业团未作任何改进。
陆奥(MUTSU)号的反应堆是采用1960年代中后期的技术设计的。
虽然日本核能研究所用来做屏蔽研究等的JRR-4在1965年7月19日达到了额定热功率,但其研究成果并未充分反映到陆奥(MUTSU)号的屏蔽设计中。
日本当时刚开始着手屏蔽研究,研究人员的经验、技术及数据蓄积还有待提高。
如果陆奥(MUTSU)号的反应堆是在1970年代中期设计的,由于基于JRR-4的屏蔽研究已有进展,估计不会出现失误。
图1:
“文殊”号的系统构成(点击放大)
陆奥(MUTSU)号核泄漏的原因不是反应堆的构造缺陷,而是由于周边技术——反应堆安全壳外上部屏蔽体的缺陷。
原日本核能船开发事业团在成立大约3年后才着手设计工作,因此内部的经验和人才缺乏,只能依赖于原日本科学技术厅(现在的文部科学省)下属的研究机构和民营企业派遣者的知识和经验。
在这种体制下,派遣者存在为原单位谋求利益、妨碍其他公司的行为以及派遣者之间相互扯皮等,阻碍事业的发展,很难进行管理和业务执行。
核泄漏很可能不单纯是由技术缺陷造成的,还跟开发体制的缺陷有关。
实际上,陆奥(MUTSU)号的项目管理不当,开发费用花了最初预算的10倍,开发时间用了最初预算的几倍。
快速中子增殖反应堆原型堆“文殊”号
随着1967年10月2日原日本动力反应堆及核燃料开发事业团(PNC)成立,日本核能研究所绘制的快速中子增殖反应堆(FBR)实验堆“常阳”和新型转换堆(ATR)原型炉“普贤”号的概念图转给了PNC。
PNC在反应堆厂商的协助下,进行详细设计,最终将这些反应堆建成并投入运行。
而快速中子增殖反应堆原型堆“文殊”号是以技术开发为目的,由PNC在反应堆厂商的协助下独立进行概念设计乃至详细设计,从而建成并投入运行的反应堆。
图1是“文殊”号的系统图,图2是温度计的截面图。
图2:
温度计的截面图
未在温度计管粗度突变的部分设置R,因此在液体钠的流力振動所引起的覆变应力下破损,钠通过温度計内部从接头上部流出。
(点击放大)
从时间顺序可以看出,“文殊”号的设计没有充分反映常阳的运行业绩。
温度计是由石川岛播磨重工(现IHI)设计、由东京都大田区的街道工厂制造的。
为避免应力集中而在段差位置设置R是行业常识,但该温度计却直接采用了跟管内钻头顶端角度平行的段差形状。
没有发现这种低级设计失误证明街道工厂的熟练工人越来越少。
而IHI的设计人员也没做实验。
液体钠(Na)和水的流力特性非常相似,可以用水中实验来代替。
但“文殊”号跟陆奥(MUTSU)号一样,不是因反应堆本身的缺陷也是因周边技术的缺陷而失败的*14。
*14 “文殊”号是使用铀钸混合氧化物(MOX)燃料、用液体钠冷却的发电功率为28万千瓦的快中子增殖反应堆原型堆。
详细设计和建设有东芝、日立、富士及三菱重工参与。
“文殊”号于1984年下单,1985年10月开工建设,1984年4月5日达到临界。
但是,在提高功率的试验过程中,1995年12月8日,由于安装在二次液体钠管道上的温度计的小小设计缺陷而折损,液体钠通过温度计的管子泄漏到系统外,引发了火灾。
加上PNC的不作为,事故后不得不停运了10多年。
反应堆冷却系管道不管是一次系统还是二次系统都要具有很高的可靠性。
从系统安全的角度来看,不仅管道,管道上安装的各种传感器也要跟管道具有同等的可靠性。
但是,虽然管道的材质和结构在安全审查范围内,但传感器只在施工申请书中有提到,基本不经过审查。
也就是说,“文殊”号的钠泄漏事故不仅是因为设计者的低级设计失误,还源于安全审查和施工申请书等制度缺陷。
安全审查及申请书等的可靠性不是通过审查方的注意力来保证的,而是通过申请方的注意力和相互的信任关系来维持的。
从安全角度来讲,这是极其脆弱的。
“文殊”号停运14年是PNC在发生事故时应对不力造成社会信用丧失的结果,也说明了日本科学技术厅项目管理不严。
1990年代后半期,日本国内的技术开发项目有几项取得了成功,积累了经验和技术。
尽管如此,拿不出重启的具体方案而浪费掉大量时间的责任是重大的。
PNC承担的日本国家项目
最后,再分析一下PNC这一组织存在的问题。
PNC由于组织不稳固,成立30年就不得不解散了。
PNC及其后来改组而成的核燃料循环开发机构(JNC)的口碑比日本核能研究所还差。
但是,如果当初PNC没有成立,日本核能研究所很有可能变得跟PNC一样。
笔者认为PNC口碑差及项目失败的根本原因在于“参谋本部方式”这一体制,“动力堆开发恳谈会”于1966年5月尊重以电力公司为中心的产业界的意见,决定采用重视业务委托的“参谋本部方式”。
这种参谋本部方式的确定过程如下。
“围绕新事业团的作用和性质也从很多角度,进行了充分认真地讨论,有时还举行非公开会议。
即使日本核能研究所反对也要举国推进的该动力堆开发项目的核心——新法人应该定性为开发参谋本部?
还是开发公社?
还是包括设施和人员在内的机构?
大家有很大的分歧。
按照日本的惯例,一个新组织需要几年才能有效运转起来,而急于追赶发达国家的该项目以开发公社方案不合适为由排除了该方案,而确定了重视业务委托的参谋本部方式,不是将人才引进事业团而是要充分发挥各组织机构的实力。
并且,为了按计划推进业务,PNC决定利用OR方法及RERT等科学管理方法灵活运营项目,还设立了项目管理部”。
但实际上,日本国家项目的预算通过PNC这一机构流到了核能产业界。
这里的工作人员既是PNC的员工,又是反应堆厂家等民营企业派遣来的工程师,他们写完技术参数书之后,就委托原单位进行技术开发和产品制造。
导致PNC的国产动力堆开发不能按计划进行,未能取得很大的成功。
笔者认为失败的根本原因是采用重视业务委托的参谋本部方式,造成员工责任感稀薄。
ATR“普贤”号于PNC成立后的1967年底订货,于3年后的1970年12月开工建设,1978年3月20日达到了临界。
后来也没有发生严重的事故和故障,一直顺利运行。
因此,日本电源开发公司准备在青森县大间町建设新型转换堆实证堆,但日本电气事业联合会(电事联)以新型转换堆的经济效益为由决定取消项目。
实证堆项目于1995年被取消。
PNC接到日本科学技术厅的行政命令,在“普贤”号的设计寿命——30年内停止了运行。
一般,反应堆是按照实验堆、原型堆、实证堆、商业堆的顺序来开发*15。
但是,只有“普贤”号是从原型堆开始开发的。
因为像“普贤”号这样的压力管式重水减速型沸腾轻水冷却堆在英国已有SGHWR这个先例*16。
实际上,日本核能研究所在概念设计的最后阶段曾请做过SGHWR详细设计的企业做技术指导。
*15 实验堆的目的是验证技术的可行性和安全,原型堆的目的是验证大型技术系统的可行性和安全,实证堆的目的是验证商业规模下的安全性和经济效益。
*16 SGHWR的发电功率为10.2千瓦,1963年订货时尚在建设中。
“普贤”号能够使用天然铀、微浓缩铀及铀钸混合氧化物(MOX)燃料,不仅为核燃料利用的多样性开辟了道路,还适合推进核不扩散政策。
因此,从反应堆系统的构成和安全性来看,也是世界上比较出色的技术。
但是,其被轻水反应堆的安全性和经济效益逐渐被世人所了解的时代背景所捉弄,被日本电事连以经济效益为由而放弃。
这是日本没有长期培育国产动力堆的开发姿势的一种表现。
另一方面,“文殊”号因前面提到的液体钠泄漏和火灾事故以及后来的应对不力,未能运行到2009年春季。
后来还发现了很多故障,至今也没有实现额定功率运行。
事故过去大约17年后仍不能实现额定功率运行的核能行政和开发体制需要进行根本性改革。
FBR的开发因日本没有技术和经验,是从实验堆常阳开始的。
1970年12月开工建设,1977年6月达到临界。
常阳的概念设计是由日本核能研究所做的,在PNC成立后将项目转给了PNC。
世界上的FBR实验堆和原型堆发生了很多事故和故障,但常阳一直没有发生严重的问题和事故或故障。
估计是因为日本核能研究所的概念设计做得好。
PNC从概念设计开始就独立运作的“文殊”号是在常阳达到临界之后大约7年后才订货的。
但是常阳的技术积累并未充分运用在“普贤”号的设计和品质管理上。
发生重大事故及后来停运17年不过是PNC体制问题的表现。
明显暴露出了参谋本部方式的缺点。
(未完待续,特约撰稿人:
樱井淳,物理学者兼技术评论家)
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