快中子增殖反应堆（一种裂变链式反应的堆型用中子引起易裂变）

基本介绍

快中子增殖反应堆

基本结构

快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。

快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中，通过顶部的传动机构带动。

由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。

钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。钠的中子吸收截面小；导热性好；沸点高达886.6℃，所以在常压下钠的工作温度高，快堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压，冷却剂的温度即可达500-600℃；比热大，因而钠冷堆的热容量大；在工作温度下对很多钢种腐蚀性小；无毒。所以钠是快堆的一种很好的冷却剂。世界上现有的、正在建造的和计划建造的都是钠冷快堆。但钠的熔点为97.8℃，在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。钠的缺点是化学性质活泼，易与氧和水起化学反应。所以在使用钠时，要采取严格的防范措施，这比热堆中用水作为冷却剂的问题要复杂得多。

按结构来分，钠冷快堆有两种类型，即回路式和池式。

回路式结构就是用管路把各个独立的设备连接成回路系统。优点是设备维修比较方便，缺点是系统复杂易发生事故。与一般压水堆回路系统相类似，钠冷快堆中通过封闭的钠冷却剂回路（一回路）最终将堆芯发热传输到汽-水回路，推动汽轮发电机组发电。所不同的是在两个回路之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路（二回路）和钠-钠中间热交换器，以确保因蒸汽发生器泄漏发生钠-水反应时的堆芯安全。

池式即一体化方案，池式快堆将堆芯、一回路的钠循环泵、中间热交换器，浸泡在一个很大的液态钠池内。通过钠泵使池内的液钠在堆芯与中间热交换器之间流动。中间回路里循环流动的液钠，不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器，使汽-水回路里的水变成高温蒸汽。所以池式结构仅仅是整个一回路放在一个大的钠池内而已。在钠池内，冷、热液态钠被内层壳分开，钠池中冷的液态钠由钠循环泵唧送到堆芯底部，然后由下而上流经燃料组件，使它加热到550℃左右。从堆芯上部流出的高温钠流经钠-钠中间热交换器，将热量传递给中间回路的钠工质，温度降至400℃左右，再流经内层壳与钠池主壳之间，由一回路钠循环泵送回堆芯，构成一回路钠循环系统。

两种结构形式相比较，在池式结构中，即使循环泵出现故障，或者管道破裂和堵塞造成钠的漏失和断流，堆芯仍然泡在一个很大的钠池内。池内大量的钠所具有的足够的热容量及自然对流能力，可以防止失冷事故。因而池式结构比回路式结构的安全性好。现有的钠冷快堆多采用这种池式结构。但是池式结构复杂，不便检修，用钠多。

1975年在法国境内合资建造的"超凤凰"快堆电站，就是一座钠冷、池式、四环路快中子堆商用验证电站。其电站热功率300万千瓦，净电功率120万千瓦。采用外径8.5毫米的不锈钢管做燃料元件包壳，271根燃料棒组成一个组件。堆芯共364个燃料组件，通过堆芯的钠流量为5.9万吨/小时。采用池式结构，钠池内径21米，高19.5米，堆芯高1米。有并列的四个环路，包括四台钠泵和八台中间热交换器都放在钠池内。增殖比可达1.2；功率密度为285千瓦/升；热能利用效率达到41％。钠冷快中子堆采用停堆换料的方案。换料是在250℃左右高温液态钠池内进行。换料时通过移动臂将燃料组件取出，通过倾斜通道输送到乏燃料贮存池中去，经衰变后送后处理厂加工。

基本原理

快中子增殖反应堆

238U＋n→239U→239Np→239Pu

232Th＋n→233Th→233Pa→233U

快中子增殖堆使用快中子谱，因此不要慢化剂，冷却剂使用液态金属，因其核质量较大，不产生慢化。常用的是液态钠。快中子堆还有另外一个重要作用，就是焚烧！它可以利用快中子将热中子反应堆中产生的长寿命放射性元素烧掉，减少对环境的污染与对后代的威胁。因此发展快堆是有意义的。

中国工程

我国的快堆研究始于1965年，凝聚了几代人的心血。经历了基础研究（1965—1987年）和应用基础研究（1987—1993年）阶段。现在已进入设计实验验证阶段（1995年至今）。早在上世纪60年代后期，周恩来总理亲自批准将50公斤浓缩铀用于快堆零功率装置建设，当时将研发的重点放在了快堆堆芯中子学、热工程学、钠工艺和材料等基础方面。到1987年，我国共建成了12台（套）试验装置和钠回路装置，其中包括一座快中子零功率装置，并于1970年6月末首次临界。

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，目前设计已经完成，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，目前正在建造，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，目前正处规划建议阶段。

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。目前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。

中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。是国家863计划中投资最大的专案之一。

工程总建筑面积43500平方米，包括核岛厂房，核岛专用厂房，汽轮发电机厂房（包括连廊），其中核岛厂房建筑面积36000平方米，地下一层，地上十层，东西长64米，南北宽79.65米，3米厚的筏板座落于砂卵石层上，筏板底标高为-7.7米，反应堆大厅顶盖采用圆形砼拱顶，顶标高为57米。整个厂房均为现浇砼结构，其筏板砼总量14600平方米，钢筋2800吨。围绕建设中国实验快堆的目标，中国原子能科学研究院在"七五"、"八五"开展了多项课题研究，并于"八五"开始工程设计。由于这是国内首次自主研究、设计、建造和管理，与国内在建的核电工程相比，技术更复杂，管理难度更大。

在试验快堆建设过程中，以钠为冷却剂，首次将非能动余热倒出系统应用于快堆，正在国际上也是首次。该系统的设计原理式依靠自然对流和自然循环倒出余热，不用阀门和泵，初打开空气冷却器风门为主动动作外，其余全部由非能动原理试验。该系统可以保证在全厂断电、地震和失水三种最严重的事故状态下，将堆芯余热倒出，从而保证反应堆的安全。

该实验堆热功率65MW，试验发电功率20MW，共分15个子项、219个系统。1995年底由有关部门批准立项，自1998年10月开始负挖，2000年5月30日浇灌第一罐混凝土，2000年7月18日，国家主席江泽民与俄罗斯总统普京出席《中俄两国政府关于在中国建造和运行快中子实验堆的合作协议》的签字仪式，将中俄两国的快堆技术合作推到国家一级的新高度。2002年8月核岛主厂房封顶，2005年8月11日堆容器首批大型部件吊入反应堆大厅安装。计划于2009年6月建成达到临界，2010年6月试验发电。

发展现状

国际上快堆发展从上世纪四十年代起步，只比热堆的出现晚四年，而且第一座实现核能发电的是快堆。1942年12月2日，美国科学家费米在芝加哥的一个地下实验室里，用石墨和碳棒建立了世界上第一个可控制的核反应堆。1946年美国建成世界上第一座实验性快中子反应堆即热功率25千瓦的克来门汀（Clementine）。截至今天，世界上共建成了各种类型的快堆21座。

1964年，苏联建立第一个热中子反应堆。1967年，法国建成名为“狂想曲”的热功率为4万千瓦的反应堆。1974年，25万千瓦的快中子反应堆投入运行。1980年，苏联建成电功率60万千瓦的快中子实验反应堆，有着相当于秦山核电站的二期工程的发电量。1985年法、德、意三国建成的功率120千瓦的经济验证快堆Superhenix-1。同年，印度在法国人的帮助下建立试验热中子反应堆。1994年日本建成的功率31.8万千瓦的文殊（Monju）原形快堆。但是半个世纪后，快堆仍然停留在实验堆的基础上，还未发展到商用阶段。这主要是在技术上，快堆比轻水堆难度要大得多。

在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与水（或蒸汽）相遇就会产生剧烈的化学反应，并可能引起爆炸；钠与空气接触就会燃烧；钠中含氧量超过一定数量会造成系统内结构等材料的严重的腐蚀；堆内的液态钠由于沸腾所产生的气泡空腔会引入正的反应性，其结果会使反应堆的功率激增，从容导致反应堆堆芯熔化事故的发生；快堆为提高热利用率和适应功率密度的提高，燃料元件包壳的最高温度可达650℃，远远超过压水堆燃料元件约350℃的最高包壳温度。很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆复杂得多。

通过四十年来的努力，以及一系列试验堆、示范堆和商用验证堆的建造，上述困难已基本克服。现在快堆技术上已日臻完善，是目前接近成熟的堆型，为大规模商用准备了条件。预计本世纪中期，快堆将逐渐在反应堆中占主导地位。可以说，快中子堆对即将到来的核能大发展是最为重要的堆型。

2000年国际原子能机构提出的未来国际上第4代六种核电堆型中，就有3种是快堆，即钠冷快堆、铅冷快堆和气冷快堆，之所以如此，是因为无论哪种类型的快堆，都具有增殖裂变核燃料和嬗变长寿命核废物的特点，而这正是核电发展过程中至关重要的前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。实践证明，快堆是一种安全可靠的堆型。目前是单堆生产，经济性不好，一旦推广应用，便有经济竞争力。

但是20世纪90年代初，由于西方环保组织的大力反对，欧美等国相继放弃了快堆的发展。由于欧美经济发展不快，人口几无增长，德国购得便宜的天然气，美、英控制了中东石油，法国电力过剩，它们在近一二十年内已很少建新核电站，因此快堆的商用计划也就推晚了。但是进入21世纪之后，这些国家相继重开快堆的研究，重点从增殖核燃料转向了用快堆来焚烧核电站产生的放射性废物和过剩的钚，使之对环境无害。

缺少能源的国家和积极开发快堆市场的国家对快堆发展和商用计划并不放松，如中、俄、日、印、韩国等。俄已开始两座80万千瓦的快堆电站的建造，一座在斯维尔德洛夫斯克，一座在南乌拉尔。印度于2001年开始建造一座50万千瓦快堆电站，预计2020年印度将有五座这一规模的快堆运行，日本原子能委员会认定快中子增殖堆和基于钚利用的封闭的核燃料循环是日本供应长期稳定能源的方向，成立了日本核燃料循环研究院，加强快堆技术开发。韩国快堆发展计划已经开始，技术路线是国际合作，在美国通用电气的帮助下积极发展功率13万千瓦的实验快堆。跳过实验快堆阶段，一步到原型快堆规模的模块快堆。巴西也已开始组织快堆技术的发展工作。可以预见，随着核电发展与铀矿资源不足矛盾的加深，国际上将掀起快堆发展的新高峰。预计快堆商用化要到2030～2040年。