2019 年 5 月 15 日～17 日，“核能與環(huán)境國際高端論壇”（ISNEED）在山東省榮成市舉辦，日本東京大學(xué)教授、日本原子能研究開發(fā)機構(gòu)（JAEA）退役國際共同研究中心（CLADS）主任岡本孝司做了題為“福島核事故后日本核電的現(xiàn)狀與發(fā)展”的報告。報告總結(jié)了日本核電發(fā)展歷史及運營現(xiàn)狀，并介紹了福島核事故后福島第一核電站的退役狀況及 CLADS的研究工作。另外，報告也闡明了福島核事故后，日本出于減排、安全以及綜合利用等因素考慮，將高溫氣冷堆作為重點發(fā)展堆型之一。
1 日本核電發(fā)展歷史及運營現(xiàn)狀
日本重視核電發(fā)展主要出于以下兩方面考慮：
（1）能源安全。日本的自然能源資源非常匱乏，80%以上的能源需要進(jìn)口；其中大部分原油是從中東進(jìn)口的。
（2）減少二氧化碳排放。減緩全球變暖是目前面臨的重要問題。日本承諾將有效控制并降低溫室氣體排放量，力爭 2030年比 2013年減排 26%，到 2050年減排達(dá)到 80%。
核能作為重要的基荷電力，可以減少能源進(jìn)口和二氧化碳排放，發(fā)展核電也能優(yōu)化能源結(jié)構(gòu)。日本從 20 世紀(jì) 60 年代便開始發(fā)展核電。日本動力示范堆 JPDR（12.5 MWe的沸水堆）是日本第一座電力反應(yīng)堆，自 1963年運行至 1976年，1996年完成退役。東海核電站（石墨氣冷堆）是日本第一座商用核電站，自 1966 年運行至 1998 年，目前處于退役階段。敦賀核電站 1號機組（357 MWe的輕水堆）和美浜核電站 1號機組（340 MWe的壓水堆）分別是日本第一座商業(yè)用輕水堆和商用壓水堆，它們都是自 1970年開始運行，2015年宣布退役。
截至 2011年 3月 11日，日本共有 54座核電站，核電已經(jīng)占全國發(fā)電量的 30%。福島核事故后，日本核電受到重創(chuàng)，目前僅有 9座核電站通過新安全標(biāo)準(zhǔn)而獲得重啟，另外有 19座宣布退役。圖 1所示為日本核電站運營情況。
值得注意的是，獲批重啟的 9 座反應(yīng)堆全部集中在日本的西部區(qū)域，且都為壓水堆（福島第一核電站為沸水堆）。與福島核電站同為沸水堆類型的柏崎刈羽核電站 6、7號機組和東海第二核電站雖已通過新安全標(biāo)準(zhǔn)審查，但由于福島核事故的陰影，并不容易得到當(dāng)?shù)鼐用窈妥灾误w的同意，重啟工作困難重重。
日本大部分的核電站已快到達(dá)40年的壽期，如果不能延壽，將面臨退役。此外沒有達(dá)到壽期的核電站也因滿足新安全標(biāo)準(zhǔn)的高昂成本問題以及重啟的不確定性而選擇退役。
2 福島退役工作及相關(guān)研究
福島核事故后日本主要面臨以下兩方面的問題：一是福島第一核電站的退役工作，這其中會面臨許多未知挑戰(zhàn)；二是核安全創(chuàng)新，其中包括整個壽期的核能安全系統(tǒng)以及減少二氧化碳排放的創(chuàng)新系統(tǒng)。
2.1 福島第一核電站退役情況
福島第一核電站的退役需要做好以下幾點工作：保持廠房的穩(wěn)定性、減少輻射劑量和污染、從乏燃料池中取出燃料、清除熔化的燃料碎片、拆除設(shè)施以及放射性廢物處理處置。
目前 1 至 4 號機組全都處于低溫停堆狀態(tài)，事故發(fā)生時沒有運轉(zhuǎn)的 4號機組乏燃料池中的 1 535根燃料棒已于 2014年底全部取出。發(fā)生堆芯熔化的 1 至 3 號機組乏燃料池中還貯存著一千多根燃料棒（1號機組 392根、2號機組 615根、3號機組566 根）。3 號機組乏燃料池中的燃料棒取出計劃經(jīng)多次推遲，現(xiàn)已于 2019年 4月啟動。1、2號機組的燃料棒取出工作將力爭2023財年啟動。
在退役作業(yè)中，取出 1 至 3 號機組反應(yīng)堆安全殼內(nèi)的大量熔落燃料碎片是最大難關(guān)。為此日本計劃于 2019 年 4～9 月和2019年 10月～2020年 3月分別進(jìn)行 1、2號機組反應(yīng)堆安全殼內(nèi)部調(diào)查工作，并計劃對沉積物進(jìn)行取樣。
防止放射性物質(zhì)飛散的工作也在推進(jìn)中。目前，能夠穿普通作業(yè)服的綠色區(qū)域已擴(kuò)展到廠區(qū)面積的 96%。受照劑量也從2011年 3月事故之后的月平均 21.59 mSv下降至 0.3 mSv。
在污染水處理對策下，雖然每天污水的產(chǎn)生量減少了，但是水箱的儲量不斷增加，至 2019年 1月已達(dá) 112萬噸。雖然計劃建造 137萬噸儲水箱，但適合建設(shè)的用地也已面臨極限。
另外，為了應(yīng)對海嘯導(dǎo)致的污染水流出風(fēng)險，日本正在計劃建造海拔 11米的防潮堤。
2.2 退役國際共同研究中心的研究情況
退役國際共同研究中心（CLADS）于 2015 年 4 月設(shè)立，旨在集結(jié)世界英才的智慧、產(chǎn)學(xué)官協(xié)作推進(jìn)福島退役相關(guān)研究和人才培養(yǎng)工作。CLADS還在福島縣富岡町建造了“國際聯(lián)合研究大樓”作為工作的中心基地，于 2017年 4月開始運營。具體研究活動如圖 2所示。
在燃料碎片表征與分析工作中，CLADS使用模擬燃料碎片估算反應(yīng)堆中燃料碎片的特性，并建立了處理和分析實際碎片的方法，用于清除和貯存燃料碎片的退役工作中。此外，利用無損檢測（NDA）技術(shù)進(jìn)行燃料碎片的劑量評估和核材料衡算。圖3是三維劑量率分布的計算和 NDA系統(tǒng)的概念設(shè)計示意圖。
3 福島核事故后日本核能發(fā)展探究
福島核事故后日本對核能的安全和綜合利用提出了更高要求。首先，核電站的設(shè)計要考慮嚴(yán)重事故發(fā)生的可能性，采用固有安全設(shè)計，保障在任何條件下都能處于安全狀態(tài)，即使事故發(fā)生時也無需廠外人員疏散。另外要保障整個壽期的安全性，包括對高放廢物的處臵以及強化 3 S（核安全、核安保、核保障）對策。此外，還要重視核能在減排和實現(xiàn)脫碳社會方面的作用。
高溫氣冷堆（HTGR）是滿足上述要求的解決方案之一。HTGR具有固有安全性：使用陶瓷包覆燃料，可有效防止放射物質(zhì)外泄；良好的負(fù)反應(yīng)性反饋，在事故條件下能夠依靠自然對流導(dǎo)出堆芯余熱；堆芯功率密度低、熱容量大，有很高的熱穩(wěn)定性。這些特點使得 HTGR十分安全可靠，即使長期停電也不會發(fā)生福島那樣的嚴(yán)重事故。另外，HTGR采用模塊化設(shè)計方法，可根據(jù)需要靈活部署；HTGR還具有成本競爭力，可實現(xiàn)制氫、發(fā)電、工藝加熱、海水淡化等多種應(yīng)用。日本十分重視氫能源的發(fā)展，HTGR良好的制氫應(yīng)用可為日本實現(xiàn)“氫能社會”提供良好基礎(chǔ)。
日本高溫工程試驗研究堆（HTTR）自 1998年開始運行，出口溫度可達(dá) 950 ℃，展示了 HTGR的固有安全特性和高溫供熱性能。JAEA在此基礎(chǔ)上進(jìn)行了商用高溫氣冷堆系統(tǒng)的研發(fā)，設(shè)計了 GTHTR300，相關(guān)參數(shù)如圖 4所示。JAEA相關(guān)報告顯示，當(dāng)前目標(biāo)是至 21世紀(jì) 30年代完成燃?xì)廨啓C發(fā)電系統(tǒng)的示范。
在 HTGR的研發(fā)過程中，JAEA自 2014年起開始進(jìn)行連續(xù)制氫試驗。2019年 1月 25日，JAEA 宣布已經(jīng)利用制氫試驗裝臵通過熱化學(xué)硫碘循環(huán)實現(xiàn)連續(xù) 150 小時制氫。未來還要進(jìn)行HTTR-GT/H2試驗，對 HTGR熱利用技術(shù)進(jìn)行綜合示范，進(jìn)行實際規(guī)模的高溫功能試驗等，以盡早推進(jìn) HTGR的商用化。
