快中子反應(yīng)堆 - 簡介

快中子反應(yīng)堆是指沒有中子慢化劑的核裂變反應(yīng)堆。通常的核裂變反應(yīng)堆，為了提升核燃料的鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)的效率，需要將裂變產(chǎn)生的高速中子(快中子)減速稱為速度較慢的中子(熱中子)，通常加入較輕的原子核構(gòu)成的中子慢化劑，比如輕水，重水等等，利用里面的氫原子作為高速中子碰撞減速的中子慢化劑。

快中子反應(yīng)堆 - 概述

原子能的釋放、控制和利用，是20世紀(jì)重大科技成果之一。原子能是原子核裂變產(chǎn)生鏈?zhǔn)椒磻?yīng)釋放出的能量，故又稱核能。核裂變和鏈?zhǔn)椒磻?yīng)是在原子反應(yīng)堆中進(jìn)行的，所以，原子反應(yīng)堆是核電站的"鍋爐"。

目前的核電站中，大多數(shù)使用的是輕水堆。輕水堆以鈾-235為燃料，以水作慢化劑作用是使高速中子減速和冷卻劑。發(fā)電能力為100萬千瓦的輕水堆，每天使用約3公斤鈾-235。雖然用量不多，但是由于天然鈾儲(chǔ)量有限現(xiàn)探明約可使用1000年，其中鈾-235約只占0.7%，而99.3%是鈾-238。鈾-235和鈾-238都是鈾的同位素，它們的原子核都會(huì)裂變，但鈾-235有其獨(dú)特的裂變方式，當(dāng)中子撞擊其原子核時(shí)，原子核會(huì)分裂成重量幾乎相等的兩部分，而鈾-238卻不具備上述裂變方式，所以不能用作輕水堆的燃料。因此，當(dāng)今核電站的核燃料中，鈾-235如同"優(yōu)質(zhì)煤"，而鈾-238卻像"煤矸石"，只能作為核廢料堆積在那里，成為污染環(huán)境的"公害"。

快中子反應(yīng)堆 - 原理

快中子反應(yīng)堆不用鈾-235，而用钚-239作燃料，不過在堆心燃料钚-239的外圍再生區(qū)里放置鈾-238。钚-239產(chǎn)生裂變反應(yīng)時(shí)放出來的快中子，被裝在外圍再生區(qū)的鈾-238吸收，鈾-238就會(huì)很快變成钚-239。這樣，钚-239裂變，在產(chǎn)生能量的同時(shí)，又不斷地將鈾-238變成可用燃料钚-239。

而且再生速度高于消耗速度，核燃料越燒越多，快速增殖，所以這種反應(yīng)堆又稱“快速增殖堆”。據(jù)計(jì)算，如快中子反應(yīng)堆推廣應(yīng)用，將使鈾資源的利用率提高50-60倍，大量鈾-238堆積浪費(fèi)、污染環(huán)境問題將能得到解決。

在快中子反應(yīng)堆中,不能使用水來傳遞堆芯中的熱量,因?yàn)樗鼤?huì)減緩快中子的速度，鈉和鉀的合金可用于快中子反應(yīng)堆作熱交換劑。

熱中反應(yīng)堆是一種安全、干凈都達(dá)到要求的經(jīng)濟(jì)能源，在目前以及今后一段時(shí)間內(nèi)它將是發(fā)展核電的主要堆型。然而，熱中子反應(yīng)堆所利用的燃料鈾235，在自然界存在的鈾中只占0.7%，而占天然鈾99.3%的另一種同位素鈾238卻不能在熱中子的作用下發(fā)生裂變，不能被熱中子堆所利用。自然界中的鈾儲(chǔ)量是有限的，如果只能利用鈾235，再有30年同樣會(huì)面臨鈾235匱缺的危險(xiǎn)。因此人們把取得豐富核能的長遠(yuǎn)希望，寄托在能夠利用鈾235以外的可裂變?nèi)剂仙?。于是，快中子增殖反?yīng)堆便應(yīng)運(yùn)而生。

如果核裂變時(shí)產(chǎn)生的快中子，不像輕水堆時(shí)那樣予以減速，當(dāng)它轟擊鈾238時(shí)，鈾238便會(huì)以一定比例吸收這種快中子，變?yōu)轭?39。鈾235通過吸收一個(gè)速度較慢的熱中子發(fā)生裂變，而钚239可以吸收一個(gè)快中子而裂變。钚239是比鈾235更好的核燃料。由鈾238先變?yōu)轭?，再由钚進(jìn)行裂變，裂變釋出的能量變成熱，運(yùn)到外部后加以利用，這便是快中子增殖堆的工作過程。

在快中子增殖堆內(nèi)，每個(gè)鈾235核裂變所產(chǎn)生的快中子，可以使12至16個(gè)鈾238變成钚239。盡管它一邊在消耗核燃料環(huán)239，但一邊又在產(chǎn)生核燃料钚239，生產(chǎn)的比消耗的還要多，具有核燃料的增殖作用，所以這種反應(yīng)堆也就被叫做快中子增殖堆，簡稱快堆。

快堆使用直徑約1米的由核燃料組成的堆芯，鈾238包圍著堆芯的四周，構(gòu)成增殖層，鈾238轉(zhuǎn)變成钚239的過程主要在增殖層中進(jìn)行。堆芯和增殖層都浸泡在液態(tài)的金屬鈉中。因?yàn)榭於阎泻肆炎兎磻?yīng)十分劇烈，必須使用導(dǎo)熱能力很強(qiáng)的液體把堆芯產(chǎn)生的大量熱帶走，同時(shí)這種熱也就是用作發(fā)電的能源。鈉導(dǎo)熱性好而且不容易減慢中子速度，不會(huì)妨礙快堆中鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的進(jìn)行，所以是理想的冷卻液體。反應(yīng)堆中使用吸收中子能力很強(qiáng)的控制棒，靠它插入堆芯的程度改變堆內(nèi)中子數(shù)量，以調(diào)節(jié)反應(yīng)堆的功率。為了使放射性的堆芯同發(fā)電部分隔離開，鈉冷卻系統(tǒng)也分一次回路和二次回路。一次回路直接同堆芯接觸，通過熱交換器把熱傳給二次回路。二次回路的鈉用以使鍋爐加熱，產(chǎn)生483℃左右的蒸氣，用以驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電。 快中子增殖堆幾乎可以百分之百地利用鈾資源，所以各國都在積極開發(fā)，現(xiàn)在全世界已有幾十座中小型快堆在運(yùn)行。

快中子反應(yīng)堆 - 特點(diǎn)

快堆的物理特性對(duì)儀表控制系統(tǒng)的影響快堆利用重核元素(鈾或钚)吸收快中子裂變釋放能量，其物理設(shè)計(jì)與熱堆差異很大，致使其儀表控制系統(tǒng)也有別于熱堆儀表控制系統(tǒng)。

1、動(dòng)態(tài)參數(shù)快堆與熱堆相比，堆芯富集度高.能譜硬,多普勒效應(yīng)比熱堆小，而且快堆緩發(fā)中子份額小，中子代時(shí)間短，這些對(duì)快堆控制來說是不利的，要求快堆控制系統(tǒng)有更好的瞬態(tài)響應(yīng)特性。

2、毒物效應(yīng)在快堆中，熱中子幾乎是不存在的因此在熱堆設(shè)計(jì)中十分關(guān)鍵的熱中子吸收截面高的材料在快堆中幾乎并不顯得那么重要，象“和”那樣的裂變產(chǎn)物,相對(duì)來說是不重要的，快堆沒有氙中毒問題.快堆堆芯小，快中子平均自由程比熱中子長，因此快堆堆芯耦臺(tái)得比熱堆更緊密，不存在區(qū)域不穩(wěn)定問題.因而在快堆中不必考慮功率分布波動(dòng)的控制閥題，也不必象壓水堆那樣進(jìn)行堆芯功率分布的測量，從這個(gè)意義上說對(duì)簡化儀表控制系.統(tǒng)設(shè)計(jì)是有益的。

3、反應(yīng)性控制由于快堆采用鈉作冷卻劑，無法使用仞如硼酸等可溶性毒物來控制反應(yīng)性，一般采取單一的控制棒控制反應(yīng)性方式,因而必須設(shè)置兩套獨(dú)立的控制棒停堆系統(tǒng)，以保證冗余和安全。

4、儀表效率目前的核測儀表均為對(duì)熱中子敏感，檢測快中子的效率相對(duì)較低,因而要求合理考慮板測儀表的設(shè)置和靈敏度問題。

快中子反應(yīng)堆 - 影響

快堆堆芯小，功率密度大,熱堆中使用韻冷卻劑——水已不能適應(yīng)其快速換熱，載熱的要求,液態(tài)金屬鈉以其優(yōu)良的熱工特性成為快堆的冷卻剜。但它在解決快堆冷卻問題的同時(shí)，也帶來了新問題，快堆熱工特性對(duì)儀表控制系統(tǒng)設(shè)計(jì)具有較大影響。

1、化學(xué)反應(yīng)鈉是活潑金屬，會(huì)與水發(fā)生劇烈的化學(xué)反應(yīng)，在空氣中鰣夠燃燒，必須設(shè)法肪止發(fā)生鈉泄漏的發(fā)生，并能在發(fā)生鈉泄漏后限制和減輕其后果，因而在快堆中必須設(shè)置鈉泄漏植測系統(tǒng)，并且對(duì)存在鈉水界面的蒸汽發(fā)生器進(jìn)行重點(diǎn)在線監(jiān)測，防止發(fā)生鈉水反應(yīng)事故，一旦發(fā)生泄漏，啟動(dòng)蒸汽發(fā)生器保護(hù)系統(tǒng)，防止事故的進(jìn)一步發(fā)展。

2、鈉的活化特性由于鈉容易被活化，一次鈉系統(tǒng)帶有較強(qiáng)的放射性.因而快堆一般設(shè)計(jì)成三個(gè)回路，比壓水堆多一個(gè)中間回路(二次鈉回路)，這樣就增加了熱傳輸?shù)臅r(shí)間，加大了電廠系統(tǒng)的時(shí)間常數(shù)，使得全廠的協(xié)調(diào)控制難度增加。

3、堆芯溫度與熱堆相比，快堆具有堆芯溫度高，堆蕊進(jìn)出口溫差大，堆芯呈矮胖型，冷卻劑在堆芯的流程短等特點(diǎn)。相應(yīng)參數(shù)如表1所示.這就使墟芯溫度變化限制變得更為突出，因?yàn)榭焖俚臏囟茸兓瘜?duì)結(jié)構(gòu)材料很不利，因而為防止在堆功率變化時(shí)堆芯平均溫度和進(jìn)出=溫差變化太大，快堆可采取一回路流量可變運(yùn)行方式，而不是象壓水堆所采取的一回路流量固定運(yùn)行方式。這樣可以避免在功率變化時(shí)堆芯溫度場出現(xiàn)較大變化，以減輕對(duì)堆芯機(jī)構(gòu)材料的熱沖擊。正是出于此種考慮，國外快堆一般盡可能減少緊急停堆次數(shù)，減少保護(hù)停堆動(dòng)作，而-堆的本身的固有安全特性也為此提供了可行性。由于鈉的沸點(diǎn)很高,因而不存在壓水堆的偏離泡核沸騰的問題，相對(duì)減輕丁反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的壓力，壓水堆堆芯冷卻劑出口溫度與飽和溫度相差只有20℃左右,一旦系統(tǒng)減壓或冷卻劑溫度升高，將出現(xiàn)堆芯沸騰，降低換熱效率.造成燃料元件過熱，損壞，后果非常嚴(yán)重，因而壓水堆花很大精力用于防止冷卻荊沸騰,維持堆芯冷卻劑保持一定的過冷度。為此2襄熱工參數(shù)對(duì)照表堆型難薔平均溫度《℃1堆芯進(jìn)出椎差《七)堆志尺寸(直徑)壓承堆(91)30左右35～403.04、366快堆柏0以上150左右格國超鳳凰4701537/1俄羅斯一600463.5173206,075中廈實(shí)量快堆445700.6,05設(shè)置了超溫保護(hù)，超功率矗保護(hù)等保護(hù)參數(shù)，并且要根據(jù)具體工況調(diào)整這些保護(hù)參數(shù)整定值，使得保護(hù)系統(tǒng)非常復(fù)雜，而快堆則不然?？於岩淮卫鋮s劑系統(tǒng)基本工作在常壓下，鈉的沸點(diǎn)鑷高,常壓下沸點(diǎn)按近900℃，而工作溫度為500℃左右，存在著300℃以上的過冷度。出現(xiàn)鈉沸騰屬于極稀有工況,出現(xiàn)這種工況前早已因其它參數(shù)越限而引起保護(hù)系統(tǒng)動(dòng)作了。因而保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)可以不考慮鈉沸騰的問題。

4、堆芯壓力壓水堆失壓后，冷卻劑大量蒸發(fā)，可能出現(xiàn)堆芯課露的危險(xiǎn)，需要設(shè)置專門的安全注人系統(tǒng)為其補(bǔ)水，快堆一次冷卻劑系統(tǒng)基本工作在常壓下，并且為防止主容器發(fā)生泄漏，設(shè)置了保護(hù)容器，一般不會(huì)有堆芯裸露的危險(xiǎn)，因而快堆不必設(shè)置安全注人系統(tǒng)，也不必專門設(shè)置穩(wěn)壓系統(tǒng)。由于壓水堆工作在高壓下，任何意外的系統(tǒng)減壓都將使堆芯發(fā)生沸騰和偏離泡核沸騰比小于1-3的危險(xiǎn)性增加，因而對(duì)冷卻荊低壓必須進(jìn)行保護(hù)，然而壓水堆冷停堆狀態(tài)下，冷卻劑處于常壓狀態(tài)，這就需要在反應(yīng)堆正常的啟動(dòng)和減壓過程中，能夠閉鎖這類保護(hù)信號(hào)，增加了保護(hù)系統(tǒng)的允許和聯(lián)鎖關(guān)系的復(fù)雜性，快堆冷卻劑基本工作在常壓下，不涉及減壓保護(hù)等同題。允許和聯(lián)鎖關(guān)系相對(duì)簡單一些。

5、蒸汽發(fā)生器由于快堆二回路的壓力低于三回路的壓力，因而其蒸汽發(fā)生器的結(jié)構(gòu)與熱堆不同，快堆普遍采用直流式蒸汽發(fā)生器，管側(cè)為三回路的汽一水回路，殼側(cè)為二回路的鈉。三回路刨空間小，緩沖能力差，對(duì)負(fù)荷的變化更加敏感,因而快堆蒸汽發(fā)生器的保護(hù)問題相對(duì)突出，對(duì)蒸汽旁排系統(tǒng)要求有更快的響應(yīng)，不能照般壓水堆的模式，直流式蒸汽發(fā)生器的水位無法直觀監(jiān)鍘。

快中子反應(yīng)堆 - 發(fā)展現(xiàn)狀

在技術(shù)上，快堆比輕水堆難度要大得多。但是，由于它具有獨(dú)特的優(yōu)點(diǎn)，所以，美、法、日、德、俄等國都在積極開發(fā)研究快中子反應(yīng)堆。早在1967年，法國就建成了一座實(shí)驗(yàn)反應(yīng)堆。1974年，25萬千瓦的快中子反應(yīng)堆投入運(yùn)行。1984年又建成了120萬千瓦的大型商業(yè)快堆核電站。日本也設(shè)計(jì)出輸出功率為30萬千瓦的快中子反應(yīng)堆。堆心核燃料采用鈾-钚混合氧化物，堆心外圍是鈾-238，該快堆可使鈾資源的利用率提高50倍，經(jīng)濟(jì)效益和社會(huì)效益十分明顯。除前述5個(gè)國家外，澳大利亞、挪威、西班牙、瑞典、瑞士、意大利和中國目前也積極開展了有關(guān)的研究工作。2010年7月21日，中國核工業(yè)集團(tuán)公司今日在北京宣布：由中核集團(tuán)中國原子能科學(xué)研究院自主研發(fā)的中國第一座快中子反應(yīng)堆——中國實(shí)驗(yàn)快堆(CEFR)達(dá)到首次臨界。這是中國核電領(lǐng)域的重大自主創(chuàng)新成果，意味著中國第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)技術(shù)實(shí)現(xiàn)了重大突破。由此，中國成為世界上少數(shù)幾個(gè)掌握快堆技術(shù)的國家之一。

由中核集團(tuán)中國原子能科學(xué)研究院自主研發(fā)的我國第一座快中子反應(yīng)堆——中國實(shí)驗(yàn)快堆(CEFR)今天達(dá)到首次臨界。中核集團(tuán)公司黨組成員、副總經(jīng)理、中國實(shí)驗(yàn)快堆領(lǐng)導(dǎo)小組組長楊長利表示，這意味著中國第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)技術(shù)實(shí)現(xiàn)了重大突破，成為世界上第8個(gè)擁有快堆技術(shù)的國家。

楊長利介紹，快中子反應(yīng)堆代表了第四代核能系統(tǒng)的發(fā)展方向，其形成的核燃料閉合式循環(huán)，可使天然鈾資源利用率從壓水堆的約1%提高至60%以上，同時(shí)還能讓核廢料充分燃燒，減少污染物質(zhì)的排放，實(shí)現(xiàn)放射性廢物最小化。由于利用率的提高，相對(duì)較貧的鈾礦也有了開采的價(jià)值，這將使世界可采鈾資源增加千倍。發(fā)展和推廣快堆，因此被認(rèn)為從根本上解決世界能源的可持續(xù)發(fā)展和綠色發(fā)展問題。

據(jù)了解，目前中核集團(tuán)已初步建立起鈉冷快堆技術(shù)的研發(fā)體系和標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范體系，全面掌握了快堆物理、熱工、力學(xué)以及總體、結(jié)構(gòu)、回路、儀控、電氣設(shè)計(jì)技術(shù)，取得了以鈉工藝為代表的一批自主創(chuàng)新成果，申請(qǐng)了百余項(xiàng)專利。值得一提的是，實(shí)驗(yàn)快堆有近200多個(gè)系統(tǒng)，設(shè)備達(dá)7000多臺(tái)套。國產(chǎn)化率達(dá)到70%以上。

在工程設(shè)計(jì)方面，實(shí)驗(yàn)快堆也取得了多方面突破：在世界上首次采用了非能動(dòng)事故余熱排出系統(tǒng);自主完成了反應(yīng)堆換料系統(tǒng)設(shè)計(jì)。

作為國家863計(jì)劃重大項(xiàng)目，中國實(shí)驗(yàn)快堆是中核集團(tuán)第四代核能技術(shù)研發(fā)的重點(diǎn)，該堆采用已在美、法、俄、日等國家有多堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的鈉冷快堆技術(shù)，其熱功率為65兆瓦，電功率20兆瓦。

建造實(shí)驗(yàn)快堆是中國快堆發(fā)展第一步。楊長利同時(shí)表示，未來中核集團(tuán)將加快推進(jìn)第四代核電機(jī)組——中國示范快堆的建造，推動(dòng)中國鈾钚混合燃料制造技術(shù)等配套技術(shù)的發(fā)展。