科普一下快堆

来源: Twinlight 于 2014-12-21 13:59:42 [档案] [旧帖] [给我悄悄话] 阅读数 : (27750 bytes)

快堆编辑

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快堆，是“快中子反应堆”的简称，是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率提高至60%以上，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。国际社会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

中文名

快堆

外文名

Fast reactor

代表

第四代核能系统

实现

放射性废物最小化

全称

快中子反应堆

利用率

60%以上

1简介编辑

核反应燃料主要是铀，每一千个铀原子当中只有七个是铀235，其余大部分是铀238。普遍使用的压水堆主要以铀235为燃料，慢中子轰击铀235，会使其裂变成2～3个快中子和钚239，然后中子继续轰击铀235，使得裂变反应能够持续进行。而快堆是以钚239为燃料，钚239裂变又可将占铀大部分的铀238变成钚239，使铀的利用率提高到60%～70%，使核燃料快速增殖，所以这种反应堆又称快速增殖堆。^[1]

快堆的概念

尽管利用热中子反应堆可以得到巨大的核能，但是，在天然铀中，仅有0.714%的铀同位素——铀－235，能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀同素——铀－238却不能在热中子的作用下发生裂变反应。

但铀－238在吸收中子后，经过几次核衰变，可以变成另一种可裂变的核材料钚－239。

在热中子反应堆中，产生的钚－239的数量不足以抵偿消耗的铀－235。只有利用快中子来维持链式反应，使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。这种主要由快中子来引起裂变链式反应的反应堆，叫做快中子反应堆（简称快堆）。快堆中常用的核燃

料是钚—239，而钚—239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀－238吸收，又变成钚—239。这就是说，在堆中一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多。反应开始循环持续下去。

此过程包括钚—239释放快中子----------快中子击中铀－238-------铀－238转变为钚—239--------钚—239继续放出快中子参与反应

世界上可经济开采的铀资源只相当于世界石油贮量的1/4。因此，利用原先的热中子反应堆发电无法根本解决人类无限需求的能源问题。且这种热堆，在铀资源的利用上极差，只有1～2%可以用来发电，而其余的98～99%的铀只能被作为废料－贫铀弃置。

这样，在原子能工业中我们需要找到新的办法来解决这个问题。其中一个方法是，充分利用贫铀；另一个方法是，根本不用铀。这里讲第一种方法。

在热中子反应堆内，中子的速度要通过慢化剂，实际上就是水，慢化之后打击到目标核U235上，才能引起裂变放出能量，发电时，核燃料U235越烧越少。快中子反应堆不需要慢化剂，它由快中子引发U238转化为Pu239裂变，在发电的同时，核燃料增殖，会越烧越多。但是实际上还是消耗了外部材料U238,使更多的U238参与反应。

第二种方法也就是不用铀的方法还在研究中，燃烧后废料也比铀少50%。但最主要问题是天然的钍中缺少像U235这样可直接作为核燃料的同位素，为了充分利用钍，就诞生了使用钍的快堆反应模式，用来把钍232转化成用另一种易裂变的核燃料铀233，此过程包括铀233放出快中子---快中子击中钍232 ，转变成钍233 →钍233衰变转化成铀233—— 铀233继续参与反应，该方案的缺点就是铀233更适合在热中子堆中作为燃料使用。

快堆增大核燃料利用率

理论上快堆可以将铀－238、铀－235及钚－239全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其他种类的原子核，快堆只能使60～70%的铀得到利用。即使如此，比重水堆高70倍以上。然而由于贫铀、乏燃料、低品位铀矿乃至海水里的铀，都是快堆的“粮食”来源，所以快堆能为人类提供的能源，就不是比热中子反应堆大几十倍，而是大几千倍，几万倍，甚至更多。

由于在快堆内钚－239裂变后放出的中子比铀－235多，所以快堆内最好用钚－239作为核燃料。如果没有足够的钚，可以用铀－235浓缩度为l5%～20%的浓缩铀代替。但是最经济合理的办法，还是利用热中子反应堆中积累的工业钚。热中子堆卸料时，乏燃料中也积累了一部分钚。但由于热中子反应堆核电站内，核燃料元件的燃耗比生产核武器装料用的生产堆的燃耗深，所以钚中含有20%～30%的钚－240，这种钚称为工业钚。这种钚也可以在热中子反应堆内利用。在热中子堆内，l千克钚只相当0.8千克铀－235，而在快堆内，1千克钚可相当于1.4千克铀－235。所以在快堆内使用热中子堆积累的工业钚，比在热中子堆内使用要合算得多；

积累的工业钚多，所以用重水堆为快堆积累工业钚，也就是建立重水堆－快堆组合体系，从核燃料循环的角度看来，最为有利。

由于只要不断添加铀－238，快堆中有多余的钚－239能不断产生出来，所以只要将这些新产生出来的核燃料，通过后处理不断提取出来，则快堆核电站每过一段时间，它所得到的钚－239，还可以装备一座相同规模的快堆。这段时间称为倍增时间。倍增时间除了决定于反应堆内钚－239的生成速度外，还决定于后处理提取钚，并将钚制成燃料元件所需的时间，以及库存时间。

经过一段倍增时间，l座快堆会变成2座快堆，再经过一段倍增时间，这2座快堆就变成4座。也就是说，只要添加铀－238，每过30多年，快堆核电站就可翻一番。只要这种氧化物核燃料快堆稍加改进，倍增时间就可缩短到20年左右。如果我们将快堆的核燃料由氧化物改为碳化物，则快堆的倍增时间可以缩短到10多年。如果改为金属型核燃料，则倍增时间还可缩短到6～7年。

快堆与原子弹的区别

原子弹和作为核电站用的快堆，虽然都没有慢化剂，而且都是用快中子引发裂变，但有一系列原则上的差别：

第一，原子弹使用钚或高浓铀，铀－238的量没有或者很少。而快堆中铀－238很多。铀－238俘获中子后大多不会裂变，它要转化为钚－239后才易裂变。经过这道转换后，作为核电站用的快堆的能量释放速度，就受到极大限制。

第二，原子弹内与裂变无关的材料少。而快堆为了维持长期运行，并将堆内原子核裂变产生的热送出来，堆内有大量的结构材料和冷却剂。它们的存在既增加了中子的吸收，又使中子的速度有一定程度的慢化，延长了中子存在时间。这是限制核电站用的快堆功率增长速度的另一个因素。

第三，原子弹采用高效炸药的聚心爆炸，使核燃料很快密集在一起，将链式反应的规模急剧扩大，也就是我们说的达到瞬发超临界状态；而作为核电站用的快堆，只要一达到瞬发临界，堆芯很快就会散开，难以维持链式反应。

第四，原子弹的装料超过维持链式反应所需的量多，而快堆的装料仅仅稍微多于维持链式反应的需要，并有负反馈效应——有抑制作用的效应。

由于这些原因，快堆不可能像原子弹那样爆炸。

为了进一步说明问题，我们所谓热中子是指能量为1电子伏以下的中子。铀－235吸收中子裂变时，放出的中子是能量为2兆电子伏特的快中子。在热中子堆中，几乎所有的裂变都是由热中子引起的。为了实现链式反应有两种方法：其一是提高铀中铀－235的浓度，使快中子引起的裂变能持续进行下去，这就是快中子堆的原理；另一种方法是用水、石墨等作慢化剂，把快中子慢化为热中子铀－235对热中子的裂变几率大，对低浓度铀也可使裂变反应继续进行下去，这就是热中子反应堆的原理。

快堆中间回路及增殖比

对热中子堆核电站，就铀资源的利用而言，主要是利用天然铀中约占0.7%的铀－235，其余,99.3%的铀－238大部分不能被利用。而快中子堆可以充分利用铀－238把它的利用率从l～2%提高到60～70%。铀－238吸收一个中子变成钚－239。l克钚－239裂变时发出的热量相当于3吨煤的热量。世界铀矿储量约为460万吨，可换算成138，000亿吨煤。所以，快中子堆充分利用这些铀资源。

它的简单工作过程是：堆内产生的热量由液态钠载出，送给中间热交换器。在中间热交换器中，一回路钠把热量传给中间回路钠，中间回路钠进入蒸汽发生器，将蒸汽发生器中的水变成蒸汽。蒸汽驱动汽轮发电机组。

中间回路把一回路和二回路分开。这是为了防止由于钠水剧烈反应使水从蒸汽发生器漏入堆芯，与堆芯钠起激烈的化学反应，直接危及反应堆，造成反应堆破坏事故。同时，也是为了避免发生事故时，堆内受高通量快中子辐照的放射性很强的钠扩散到外部。

快堆可以增殖核燃料，也就是说会越烧越多。我们知道，铀－235一次裂变可放出2.43个快中子，钚－239可放出3个快中子；维持链式反应只有一个中子就够了，余下的1.43个中子可让铀－238吸收，使大部分的铀－238变成钚－239，其中一小部分中子引起了铀－238裂变。如果余下的中子全部被铀－238吸收，那么，每发生一次核裂变，就可产生一个以上新的核燃料——钚－239。当这种新产生的核燃料与所消耗的核燃料之比值大于1时，就称为增殖，其比值称为增殖比。如果这个比值低于1，就称为转换比。对热中子堆，浪费中子较多，这个比值不可能大于1，一般，对气冷堆约为0.8，对轻水堆约为0.5，而快堆的增殖比在1.1～1.4之间。

快堆的优点和难点

快堆主要有以下优点：(1)、快堆不仅把铀资源的有效利用率增大数十倍，而且也将铀资源本身扩大几百倍以上。因为，一旦大量使用快堆，快堆的利用就可能为人类提供极其丰富的能源。(2)、快堆核电站是热中子堆核电站最好的继续。核工业的发展堆积了大量的贫铀（含铀－235很少的铀－238），快堆消耗的正是贫铀。用贫铀来发电，同时还增殖燃料，实在是一举多得的好事。热中子堆核电站发展到一定水平时，及时地引入快堆核电站，利用快堆来增殖核燃料，这是一个很必然的发展计划。(3)、快堆核电站具有良好的经济前景。因为它具有增殖核燃料的突出优点，所以发电成本在燃料价格上涨的情况下，仍能保持较低的水乎。据估计，石油价格上涨100%，油电站发电成本增加60%；天然铀价格上涨100%，轻水堆核电站发电成本增加5%，而快堆的发电成本只增加0.25%。

在快堆中，由于快中子与核燃料中的原子核相互作用引起裂变的可能性要比热中子小得多，为了使链式反应能继续进行下去，所用核燃料的浓度（一般为12～30%）要比热中子堆的高，装料量也大得多。快堆活性区单位体积所含核燃料比热中子堆大得多，它的功率密度比热中子堆大几倍，一般每升为400千瓦左右。这样高的功率密度，要把热量从堆内取出加以应用，这在技术上是比较复杂的。快堆不能用水作冷却剂，而普遍采用液态金属钠把热量带出来。此外，快堆用的燃料元件的加工制造要比热中子堆复杂得多和困难得多，随之而来的制造费用高昂。同时,快堆的控制就是控制中子的作用，由于快堆内快中子寿命短，钚的缓发中子份额小，这就使得问题复杂多了。并且，对反应堆的操作系统保护的要求也很严格。

注：图为CEFR快堆本体模型

2在中国的发展编辑

中国的反应堆堆型以压水堆为主，如果在发展压水堆核电站的同时，匹配的发展快堆核电站，压水堆生产的工业钚可以作为快堆的初装料，快堆运行时消耗铀238，增殖核燃料钚。这样两种堆型匹配发展，并封闭核燃料循环可将铀资源的利用率从单纯发展压水堆的1%左右提高到60%～70%。中国的快堆研究始于1965 年，经历了基础研究（1965～1987年）和应用基础研究（1987～1993年）阶段，已进入设计实验验证阶段（1995年至今）。2010年7月 21日，由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）达到首次临界。已经开始进行相关实验工作。如果相关实验成功后，将会建立示范工程，然后才能商业化。^[1]

我国第一座钠冷快中子反应堆——中国实验快堆，于2014年15日17时首次达到100%功率，截至18日17时首次实现满功率稳定运行72小时，主要工艺参数和安全性能指标达到设计要求。这标志着我国全面掌握了快堆的设计、建造、调试、运行的核心技术。

至2014年12月18日，中国实验快堆已经累计并网运行438小时，累计发电量超过300万度，累计上网电量超过 180万度，并已同期开展材料和燃料辐照考验试验。此后将按照既定的试验计划，继续开展满功率下的紧急停堆试验、堆内自然循环试验及堆本体氩气泄漏率试验 3项总体性试验以及其他伴随性试验，预计在2015年上半年完成第一阶段全部试验内容。^[2]

参考资料