快中子核反应堆的调研

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1、“快中子增殖反应堆” （FBR ）调研报告1. 简要介绍 ：快中子增殖堆是由快中子引起原子核裂变链式反应，并可实现核燃料增殖的核反应堆，能够使铀资源得到充分利用，还能处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物。现阶段基本掌握快中子堆技术的国家为美国、法国、日本、 俄罗斯等， 真正能有能力实现商业化运营的只有法国一家，我国亦广泛开展了该领域的研究。2. 基本原理 ：在早期核反应实验时， 有人发现铀238 在参与裂变时， 会少量吸收高速中子变为铀239，但铀 239 极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚239，钚 239 亦可作为与U235 相似的裂变原料。基于此特性，60 年代末法国科学家首先通过加大

2、快中子产生量，制造出了第一台快中子堆。以较为普遍的浓缩铀 235 为原料，通过快中子使原料中铀238 不断转化为钚239，产生大于消耗，使得原料实现不断增值。快中子反应堆不用铀-235 ，而用钚 -239 作燃料，不过在堆心燃料钚-239 的外围再生区里放置铀 -238。 钚-239 产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238 吸收，铀-238 就会很快变成钚-239 。这样，钚 -239 裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239 ，而且再生速度高于消耗速度，核燃料 越烧越多， 快速增殖， 所以这种反应堆又称 “快速增殖堆 “。据计算，如快中子反应堆推

3、广应用，将使铀资源的利用率提高50-60 倍，大量铀 -238 堆积浪费、污染环境问题 将能得到解决。热中子反应堆是一种安全、干净都达到要求的经济能源，在目前以及今后一段时间内它将是发展核电的主要堆型。然而， 热中子反应堆 所利用的燃料铀235，在自然界 存在的铀中只占 0.7% ， 而占天然铀99.3% 的另一种同位素铀238 却不能在热中子的作用下发生裂变，不能被热中子堆所利用。自然界中的铀储量是有限的，如果只能利用铀235，再有 30 年同样会面临铀235 匮缺的危险。 因此人们把取得丰富核能 的长远希望， 寄托在能够利用铀235以外的可裂变燃料上。于是，快中子增殖反应堆便应运而生。如果

4、 核裂变 时产生的快中子， 不像轻水堆时那样予以减速，当它轰击铀238 时，铀 238便会以一定比例吸收这种快中子，变为钚239 。铀 235 通过吸收一个速度较慢的热中子发生裂变， 而钚 239 可以吸收一个快中子而裂变。钚 239 是比铀 235 更好的 核燃料 。 由铀 238先变为钚， 再由钚进行裂变，裂变释出的能量 变成热，运到外部后加以利用，这便是快中子增殖堆 的工作过程。在快中子 增殖堆 内，每个铀 239 核裂变 所产生的快中子，可以使 12 至 16 个铀 238 变成钚 239。尽管它一边在消耗核燃料 环 239 ，但一边又在产生核燃料钚239 ，生产的比消耗的还要多，具有

5、核燃料的增殖作用，所以这种反应堆也就被叫做快中子增殖堆 ，简称 快堆 。在快中子反应堆中,不能使用水来传递堆芯中的热量,因为它会减缓快中子的速度，钠和钾的合金可用于快中子反应堆作热交换剂。快堆 使用直径约1 米的由 核燃料 组成的堆芯， 铀 238 包围着堆芯的四周， 构成增殖层，铀 238 转变成钚 239 的过程主要在增殖层中进行。堆芯和增殖层都浸泡在液态 的金属钠中。因为 快堆 中核裂变反应 十分剧烈，必须使用导热能力很强的液体把堆芯产生的大量热带走，同时这种热也就是用作发电的能源。钠 导热性 好而且不容易减慢中子速度，不会妨碍 快堆 中链式反应 的进行， 所以是理想的冷却液体。反应堆中

6、使用吸收中子能力很强的控制棒 ，靠它插入堆芯的程度改变堆内中子数量，以调节反应堆的功率。为了使放射性的堆芯同发电部分隔离开， 钠冷却系统也分一次回路和二次回路。一次回路直接同堆芯接触，通过热交换器把热传给二次回路。二次回路的钠用以使锅炉加热，产生 483左右的蒸气， 用以驱动汽轮机发电。快中子 增殖堆 几乎可以百分之百地利用铀资源 ，所以各国都在积极开发，现在全世界已有几十座中小型快堆 在运行。堆型堆芯平均 温度（）堆芯进出温差（）堆芯尺寸（直径 /高）压水堆（ 900MW) 300 左右3540 3.04m/3.66m 快堆400 以上150 左右法国超凤凰470 150 3.7m/1.0m

7、 俄罗斯 H-600 463.5 173 2.06m/0.75m 中国实验快堆445 170 0.6m/0.45m 3. 重要特点 ：（1）可充分利用核燃料，比目前的热堆对核燃料的利用率提高80 倍；（2）可实现核燃料的增殖，摆脱即将面临的铀资源日益枯竭的困境；（3）低压堆芯下的高热效率在堆芯，却剂的基本出口温度可达500-600 摄氏度。4. 快堆优点 ：(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

8、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）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% 。5. 快堆难点 ：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

9、，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。6. 发展现状及前景 ：国内201

10、0 年 7 月 21 日， 中国核工业集团公司今日在 北京 宣布：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。这是中国核电领域的重大自主创新成果，意味着中国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此，中国成为世界上少数几个掌握快堆技术 的国家之一。资料图：中国实验快堆外景由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的我国第一座快中子反应堆 中国实验快堆（ CEFR ）今天达到首次临界。中核集团公司 党组成员、副总经理、中国实验快堆领导小组组长 杨长利 表示， 这意味着中国第四代先进核能系统技术实现了重大突破，成为世界上第 8 个拥有

11、 快堆技术 的国家。杨长利介绍，快中子反应堆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， 可使天然铀资源利用率从压水堆的约1% 提高至 60%以上，同时还能让核废料充分燃烧，减少污染物质的排放，实现 放射性废物最小化。由于利用率的提高， 相对较贫的铀矿也有了开采的价值，这将使世界可采铀资源增加千倍。发展和推广 快堆，因此被认为从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。据了解，目前中核集团已初步建立起钠冷快堆技术 的研发体系和标准规范体系，全面掌握了快堆物理、热工、力学 以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利。

12、值得一提的是，实验快堆有近200 多个系统，设备达7000 多台套。国产化率达到70% 以上。在工程设计方面，实验快堆 也取得了多方面突破：在世界上首次采用了非能动事故余热排出系统 ；自主完成了反应堆换料系统设计。作为 国家 863 计划 重大项目，中国实验快堆是中核集团第四代核能 技术研发的重点，该堆采用已在美、 法、俄、日等国家有多堆运行经验的钠冷快堆技术 ， 其热功率为65 兆瓦，电功率 20 兆瓦。建造实验 快堆 是中国快堆发展第一步。杨长利同时表示，未来中核集团将加快推进第四代核电机组 中国示范快堆的建造， 推动中国铀钚混合燃料制造技术等配套技术的发展。32011 年 7 月 22

13、日上午 10 时， 我国第一个由快中子引起核裂变反应 的中国实验快堆成功实现并网发电。这一国家863 计划重大项目目标的全面实现，标志着列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术 取得重大突破， 也标志着我国在占领核能 技术制高点， 建立可持续发展的先进核能系统上跨出重要一步。快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的主力堆型。中国实验快堆 是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一步。该堆采用先进的池式结构，核热功率65 兆瓦，实验发电功率 20 兆瓦，是目前世界上为数不多的大功率、具备发电功能的实验快堆 ，其主要系统设置和参数选择与大型快堆电站相同。实验快堆充分利用固有安全性并采用多种非能动

14、安全技术， 安全性已达到第四代核能系统要求。据中国实验 “ 快堆 ” 总工程师徐銤介绍，“ 与前几代核能系统比， ,快堆 ? 的安全性好、废料少，优势十分明显。虽然我国在发展“ 快堆 ” 方面比一些发达国家晚了一步，但我们在学习国外技术的基础上进行改进，在管理方法、 安全性上都有提高。 ” 徐銤说， 由于 “ 快堆 ” 采用了先进的非能动事故余热排出系统，日本福岛核电站发生的堆芯熔化事故，在“ 快堆 ” 身上不会发生。中国核工业集团公司相关负责人介绍，以快堆 为牵引的先进核燃料循环系统具有两大优势：一是能够大幅提高铀资源利用率，可将天然铀资源的利用率从目前在核电站中广泛应用的压水堆的约1%提高

15、到 60%以上。二是可以嬗变压水堆产生的长寿命放射性废物，实现放射性废物的最小化。快堆技术 的发展和推广， 对促进我国核电可持续发展和先进燃料循环体系的建立，对核能 的可持续发展具有重要意义。该项目由科技部、国防科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。 多年来， 原子能院组织国内相关大学、研究院和企业等数百家单位并大力开展国际合作，经过不断创新探索和协作攻关，先后完成了研究、设计、建造、调试，2009 年5 月开始系统热调试，2010 年 7 月 21 日实现首次核临界。在长达20 多年的实验快堆研发过程中， 我国全面掌握了快堆技术 ，取得了一大批自主创新成果和专利，

16、实现了实验快堆的自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理，形成了完整的研发能力，并培养了一批优秀的技术人才队伍。作为总工程师，徐銤带领着团队，从预先研究、概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试，一手缔造了中国第一个“ 快堆 ” 。长达 11 年的建设过程中，他们先后完成设计文件5000 多册， 调试技术文件600 多册， 运行维保规程600 多册、各类研究报告1200 多个，开展设计验证近53 项，调试试验1000 多项。作为一个全新的重大科学工程， 徐銤和他的科研团队始终坚持自主创新，并加强国际合作，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利，设备国产化率高达70% ，为我国 “ 快堆 ”发展打下了坚实的基础。国外美、法、日、德、俄等国都在积极开发研究快中子反应堆。早在1967 年， 法国 就建成了一座实验反应堆。1974 年， 25 万千瓦的快中子反应堆投入运行。1984 年又建成了120万千瓦的大型商业快堆核电站。日本 也设计出输出功率为30 万千瓦的快中子反应堆。堆心核燃料 采用铀 -钚混合 氧化物 ，堆心外围是铀-