原子能院实习快堆专题报告.docx

什么是快堆快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆热堆消耗的主要核燃料是铀235铀有三种同位素，即铀－234、铀－235和铀－238其中的铀－234不会发生核裂变，铀－238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀－235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66％，其余绝大部分是铀－238，它占了99.2％为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-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亦可作为与铀-235相似的裂变原料。

基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值解决铀矿资源枯竭问题,为何要发展快堆快堆不用铀-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，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239在大型快堆中，平均每10个铀-235原子核裂变可使12至14个铀-238转变成钚-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"在这种堆中，每消耗1公斤易裂变燃料可以产出多于1公斤甚至高达1．5公斤以上的新的易裂变燃料（钚）多生产出来的燃料可以用于新建快堆，新快堆又进行增殖从效果看，快堆运行中真正消耗的不是开始放进去的易裂变燃料铀—235，而是占天然铀99．2％以上的铀—238所以在发展压水堆的基础上再发展快堆，考虑钚的再循环和损耗，可将铀资源的利用中提高到60-70％。

由于利用率的提高，更贫的铀矿出有了开采的价值，就世界范围讲可采铀资源将增加千倍所以说，把快堆发展起来，裂变核能将成为几乎不可耗竭的能源铀矿石资源及核废料处理问题世界铀资源的国家分布极不均衡澳大利亚、加拿大和哈萨克斯坦这3个国家就拥有55％以上的RAR+IFR级铀资源如果再加乌兹别克斯坦、南非和纳米比亚，这一比例就接近72%如果再加上尼日尔和俄罗斯，几乎可达85%一座百万千瓦轻水堆核电站，每天大约需要消耗3公斤铀-235根据预测，到2015年，世界核电站对铀的年需求量将达到7.5万-8.5万吨，2025年将为8.5万-10万吨到2015年，这些次生来源也将消耗殆尽在目前情况下，现已探明的铀储量还能使用50年左右如果考虑到所谓的补充储量，则还可使用200年因此，随着核原料世界需求量的增大，铀的价格也在飞涨快堆的建设对于解决铀矿资源枯竭问题也日益迫切此外，热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强，如果直接地质处置，则每三四年就需建造一座类似于美国YUCCAMOUNTAIN（尤卡山，大型核废料处理场）规模的处置库，耗资极其惊人而这些核废料在快堆反应中经过回收再利用以后，放射性物质的衰变期只有二三百年，可以大大减少核废物处置量，降低缺乏燃料长期毒性风险。

目前，在核电站中广泛应用的压水堆（如我国的秦山、大亚湾核电站堆型）对天然铀资源的利用率只有约1%,而快堆则可将这一利用率提高到60%〜70%这对充分利用我国的铀资源，促进核电持续发展，解决我国的后续能源供应问题具有重要意义由于利用率的提高，相对较贫的铀矿也有了开采价值就世界范围讲，这样能使可采铀的资源增加千倍以目前探明的天然铀储量推测，快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料，将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入不锈钢包壳内，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°C,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500-600C；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97.8C，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°C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400C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，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％快中子对核电站的主要特点归纳如下：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低压堆芯下的高热效率在堆芯基本处于常压下，冷却剂的出口温度可达500一600Co世界快堆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。

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，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，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，便有经济竞争力中国快堆研究概况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月末首次临界为了缩短研究周期和节省研制费用，中国实验快堆选择与俄罗斯进行全面技术合作自1992年以来，双方共签订30多项合同，俄方人员来华1000多人次，中方人员赴俄700多人次俄罗斯还有六位快堆专家先后获得中国国务院颁发的友谊奖。

1997年完成该堆的初步设计，2000年5月30日，第一罐混凝土浇灌，中国首座实验快堆的建设序幕拉开2000年7月在江泽民主席和普京总统的主持下，中国和俄罗斯在北京签署了中俄两国在中国建造快中子实验堆的合作协议，这将大大推动中俄快堆技术合作2008年12月，安装完成，转入综合调试。