快中子（核裂变反应中产生的自由中子）

应用

快中子治癌

70年代和最近几年开展中子治癌时,放疗界产生了极大的兴趣和希望。其实,最早利用加速器产生的快中子束治癌始于1938年,仅在发现中子后的第6年。当时,除了期待在控制恶性肿瘤生长方面中子优于光子之外,关于中子的利用与其对正常组织的影响的比较并无科学理论。快中子治癌的研究工作在第2次世界大战期间终止。经快中子治疗的几例病人虽然约30年后还活着,但由于正常组织的极度损伤,尤其是后期损伤,所产生的伤害是严重的。因此,中子治疗计划的主要研究者Stone告诫:继续中子治疗并无正当理由。直至1966年才开始进一步的尝试。那时,英国哈默史密斯医院治疗组重审了有关问题,基于若干放射生物学论据,提出了快中子(或高传能线密度(LET)辐射)治疗的基本原理。最重要的论据是:所观测的中子比光子的氧增强比(在乏氧与充氧条件下照射时获得特定的生物效应所需剂量之比,用符号OER表示)小。

菌株选种培育

研究了从土壤中筛选产脂肪酶的菌株，利用紫外线、快中子、快中子和磁场复合、γ射线、γ射线和磁场复合诱变，以酶活为筛子进行诱变育种。结果，出发菌酶活较低的一株得到了一株酶活为396．22U/mL的诱变株，此酶活比出发菌株高92倍，并发现此菌对紫外线和快中子比较敏感；而出发菌酶活较高的一株得到了酶活为424．60U/mL发酵液的诱变株，此酶活为出发菌株3．0倍。在此基础上，初步探讨了快中子、γ射线及磁场复合处理在产脂肪酸菌种诱变中的作用，并认为，在产脂肪酸菌株的诱变中快中子诱变更为有效。

快中子辐照紫花苜蓿的生物学效应与RAPD分析

采用直线加速器产生3.60×10、7.10×10和3.54×10/cm23种辐照注量的快中子处理肇东苜蓿干种子,对其进行种子发芽试验、幼苗生长和RAPD分子标记分析。研究表明,经3种注量快中子处理后,肇东苜蓿种子发芽势和发芽率显著高于对照;幼苗的苗高和根长小于对照,随着快中子处理注量的增加,幼苗苗高降低和根长减少的幅度越大;当快中子辐照注量达到3.54×10/cm2时,幼苗根长相比对照降低了81.63%,没有生长出真叶,只有子叶。RAPD试验共使用36种引物,结果显示,辐照注量为3.60×10、7.10×10和3.54×10/cm的快中子处理紫花苜蓿M1代的RAPD多态性频率分别为7.25%、6.52%和5.80%,3.60×1011/cm处理辐照注量的RAPD多态性频率最高。在辐照注量范围内,3.60×10/cm是利用快中子诱变紫花苜蓿的适宜辐照注量。

快中子诱变小豆‘京农6号’突变体筛选

为了进行小豆种质创新和获得基因定位和克隆及其基因功能分析的突变体材料,分别用30、35、40、45、50、55Gy剂量的快中子,辐照小豆‘京农6号’干种子。M1出苗率分别为31.72%、29.06%、30.29%、36.51%、16.15%和15.17%,变异率为3.20%、4.70%、6.75%、6.61%、4.00%和2.20%。辐射剂量增加,出苗率降低、变异率呈增加趋势,M2代共获得77份叶形、株型、粒型、籽粒大小、粒色、叶色、早熟、丰产等性状变异材料。40～45Gy为小豆快中子诱变的适宜剂量,这些突变体为小豆相关基因定位克隆、功能分析和育种提供了有价值的材料。

比较

大多数核裂变反应堆是热反应堆，它们使用中子减速剂使裂变产生的中子速度降低。减速可以大大增加裂变物质如铀-235、钚-239的原子核裂变反应截面。此外，铀-238对热中子的俘获截面很小，因此，减速以后更多的中子可以用于引发裂变，形成链式反应，而不会被铀-238俘获。这些效应使得轻水反应堆可以使用低浓缩铀。重水反应堆与石墨反应堆甚至可以使用天然铀作为核燃料，这是因为重水与石墨的中子俘获界面要比轻水小很多  。

增加核燃料的温度可以通过多普勒展宽增加铀-238对热中子的吸收，从而产生对核反应堆控制的负反馈。当减速剂是一种循环使用的冷却剂（如重水、轻水）的时候，冷却剂沸腾会降低减速剂的密度，从而提供了负反馈。

对于大多数核燃料，中间能量的中子的裂变/俘获比例比快中子和热中子都低。一个例外是钍循环中使用的铀-233，这也使得钍循环对各种中子能量都有很好的裂变/俘获比例。

快中子增殖反应堆使用未经减速的快中子来维持反应，因此需要核燃料中的裂变物质相对于增殖物质铀-238有较高的浓度。然而，快中子的裂变/俘获比例对于大多数物质来说都比较高，而每一个快中子裂变反应都回释放出大量的中子，因此一个快中子增殖反应堆很可能产生比它消耗更多的裂变物质。

增殖反应堆的控制不能依靠多普勒展宽和减速剂所提供的负反馈。然而，燃料的热膨胀可以提供快速的负反馈。切尔诺贝利核事故以后，增殖反应堆的发展几乎停滞，几十年间仅仅制造了很少的反应堆。这也是由于铀的价格比较低廉。在未来的几年，一些亚洲国家计划建造一些增殖反应堆的大型原型。

反应堆

快堆是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的堆型。快堆的一个重要特点是：运行时一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238,铀-238吸收中子后变成钚-239。在快堆中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖，故快堆的全名为快中子增殖反应堆。快堆是当今惟一现实的增殖堆型。

我国核能利用已进入商用阶段,已有9座核电反应堆机组在运行,总装机容量达到670万千瓦,主要堆型是压水堆。压水堆是热中子堆（或称慢中子堆），主要利用铀-235作为裂变燃料,而铀-235只占天然铀的0.7%左右。对压水堆来说，烧一次只能烧掉核燃料（即投入铀资源）的0.45%左右,剩下的99%还是烧不掉,其中主要是铀-238。如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238,所以只有铀-238消耗完了,才不能继续循环。理论上，发展快堆能将铀资源的利用率提高到100%,但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到60%～70%的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130～160倍。利用率提高了,贫铀矿也有开采价值,这样,从世界范围讲,铀资源的可采量将提高上千倍。1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。1993年，我国快堆研究进入发展阶段。由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进国外先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70%。2005年初，核级钠将进厂,堆本体将进行安装,预计2007年首次临界。快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，我们在国家“863”高技术计划领导下，完成了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,正在建造,计划2007～2008年临界和并网。第二步，中国原型快堆，电功率约60万千瓦,建议2013年建造，2020年运行,正处规划建议阶段。第三步，中国商用验证堆，电功率100万～150万千瓦,建议2018年建造，2025年运行,在此基础上2030年～2035年批量推广大型高增殖快堆。国外快堆的发展已有半个世纪,发展快堆的9个国家美、俄、英、法、日、德、意、印、韩总共建成过21座快堆。所有建造快堆的国家为了未来大规模核能的发展，均不同程度地开始研究用快堆来焚烧热堆产生的放射性废物，使核能变成更加清洁的能源，同时也开展一些新型快堆的预研。需要大规模发展核能来替代常规能源的国家,必然要发展快堆和相应的闭式燃料循环,将铀资源用好、用尽。如果热堆发展已有一定规模，就应考虑首先用快堆、继而用更有效的加速器驱动次临界快堆将长寿命废物尽量焚烧掉，让需要地质深埋的废物尽量减少。