我国快堆技术发展和核能可持续应用.pdf

23 卷第 3 期 (总 135 期) · 37 · 我国快堆技术发展和核能可持续应用 徐 銤 一、前言 快中子堆（简称快堆）是主要以平均中子能量 0.08～0.1MeV 的快中子引起裂变链式反应的反应 堆快中子堆的主要特点是，在堆运行时，新产生 的易裂变核燃料，如钚，能多于消耗掉的易裂变核 燃料钚或 235U，即增殖比大于 1，易裂变核燃料得 到增殖，因此又称为快中子增殖反应堆运行中真 正消耗的是天然铀中不易裂变，且丰度占 99.2%以 上的 238U快堆的乏燃料（即运行后出堆的燃料） 经后处理，所得钚返回堆内再烧，多余的钚则用于 装载新的快堆如此封闭并无限次循环则对铀资源 的利用率可从单单发展压水堆的 1%左右提高到 60%～70% 在热中子反应堆运行时，会产生更高原子序数 的长寿命锕系核素，包括其产量约为所产工业钚 1/10 的次量锕系核素（Minor Actinides，缩写 MA， 指镎、镅和锔等元素的核素） ，锕系核素需要衰变三 四百万年才能将其放射性毒性降到天然铀的水平 但这些核素在快中子场中可以裂变成一般裂变产 物，因此，可用快中子焚烧堆将它们裂变掉，获得 裂变能，达到变害为利。

加速器驱动次临界装置 （ADS） ，有更硬的中子谱，有更高的效率来焚烧它 们在 ADS 实用前，快中子堆可望提前对热堆产生 的 MA 进行焚烧，减少 MA 的存量，降低这种高放 废物的贮存风险，也为 ADS 焚烧 MA 积累经验 反应堆中的冷却剂是用来冷却反应堆堆芯，并 把裂变热能带出来的介质（如液体） 为了在堆芯内 维持快中子， 除气体外不宜用带轻核的冷却剂 2000 年美国首先提出的和核能国家相继支持的第Ⅳ代先 进核能系统中对快中子堆的冷却剂选用钠、 氦和铅 氦冷快堆早在 20 世纪六七十年代德、 美等国进 行过设计研究， 当时各国主要追求快堆实现高增殖， 氦冷快堆难以满足，因而无一堆建造铅冷快堆至 今也无一堆建成， 但前苏联于 20 世纪六七十年代用 铅铋合金作冷却剂建造过 11～12 艘核潜艇用堆， 共 积累过 80 堆·年的运行经验，但这一技术尚未达到 能满足核电站长期可靠运行的水平然而随着 21 世纪开始的冷却剂技术进一步发展，尤其是欧美一 些国家暂不追求快堆增殖，而是追求快速减少 MA 的存量，因此用氦和铅或铅铋冷却剂的快堆会有新 的进展 在过去的快堆发展六十年中，各快堆国家审慎 唯一地选择了钠作为冷却剂， 至今已建成 18 座钠冷 快堆，从实验快堆、原型快堆直到经济验证性快堆， 相应的电功率从几百 kW 直至 1200MW，并有三座 钠冷快堆正处建造阶段。

我国长时间发展的正是钠 冷快堆，表 1 列出了国外快堆发展概况 钠 在 常 压 下 熔 点 为 97.83℃， 而 沸 点 高 达 881.4℃堆芯钠出口温度一般在 550℃以下，所以 钠冷快堆是一个低压系统，在快堆主容器外又设置 了保护容器，所以池式快堆堆芯几无失钠的危险 钠有较大的导热系数和比热容，堆芯不易过热在 快堆中，钠的流动特性类似水，也有较大的热膨胀 系数，易于实现自然对流和自然循环，非能动地排 出事故余热钠易于净化，只要氢和氧的含量分别 在 0.5×10−6µg/g 和 5×10−6µg/g 以下，对奥氏体不锈 钢、铬钼钢等腐蚀极小，甚至与熔融的燃料、裂变 产物亦无激烈的化学反应 由于快堆堆芯出口温度高，商用快堆三回路的 过热蒸汽参数高达约 510℃/18MPa，因此热效率约 为 41% 钠的不足之处是在空气中易燃烧，与水会发生 激烈的钠水反应 为了保护堆芯， 钠冷快堆采用钠− 钠−水、 蒸汽三回路作为主热传输系统 系统中钠要 用氩气保护，换料需在氩气保护下密闭操作国外 建成过 18 座钠冷快堆， 积累了约 400 堆年的运行经 验，掌握了数百吨、数千吨液态钠的操作经验，对 防止钠泄漏，限制钠火和钠水反应这样一些工业事 故，已有了足够的经验。

自然界存在的 235U用于热中子堆的中子学特性 优于它用于快堆，人类开发利用核能自然地从热中 子堆开始，而最适于快中子增殖堆用的裂变燃料是 热堆生产的工业钚，所以快堆的推广应用一般在热 堆发展到一定阶段之后 · 38 · 现代物理知识 表 1 国外快堆发展概况 类别 国家 快堆 功率(MW) 热/电 堆型 ① 冷却剂 燃料 运行时间 实验堆原型堆 经济验证堆 商用堆 美国 Clementine 0.025/0 回路型 Hg Pu 1946～1952 √ EBR-I 1.2/0.2 回路型 NaK U 合金 1951～1963 √ LAMPRE 1.0/0 回路型 Na 熔 Pu 1961～1965 √ FERMI 200/66 回路型 Na U 合金 1963～1972 √ √ ② EBR-II 62.5/20 池型 Na (U,Pu,Zr) 1963～1994 √ SEFOR 20/0 回路型 Na UO2 1969～1972 √ FFTF 400/0 回路型 Na (Pu,U)O2 1980～1993 √ CRBR 975/380 回路型 Na (Pu,U)O2 √ ALMR nx840/303 池型 Na (U,Pu,Zr) √ SAFR nx873/350 池型 Na (U,Pu,Zr) √ 法国 Rapsodie 20～40/0 回路型 Na (Pu,U)O2 1967～1983 √ Phenix 653/254 池型 Na (Pu,U)O2 1973～ √ SPX-1 3000/1242 池型 Na (Pu,U)O2 1985～1998 √ EFR 3600/1500 池型 Na (Pu,U)O2 √ 德国 KNK-II 60/21.4 回路型 Na (Pu,U)O2 1977～1992 √ SNR-300 770/327 回路型 Na (Pu,U)O2 (1994) ③ √ SNR-2 3420/1497 回路型 Na (Pu,U)O2 √ 印度 FBTR 42/12.5～15回路型 Na (Pu,U)C 1985～ √ PFBR 1250/500 池型 Na (Pu,U)O2 (在建) √ 日本 JOYO 100～140/0 回路型 Na (Pu,U)O2 1977～ √ MONJU 714/318 回路型 Na (Pu,U)O2 1994 ④ √ JSFR 3250/1300 池型 Na (Pu,U)O2 √ 英国 DFR 60/15 回路型 Na U 合金 1959～1977 √ PFR 600/270 池型 Na (Pu,U)O2 1974～1995 √ CDFR 3800/1500 池型 Na (Pu,U)O2 √ 意大利 PEC 123/0 回路型 Na (Pu,U)O2 √ 俄罗斯 BR-2 0.1/0 回路型 Hg Pu 1956～1957 √ BR-5/10 5～10/0 回路型 Na Pu,PuO2 1958～ √ BOR-60 60～12 回路型 Na (Pu,U)O2 1969～ √ BN-350 700/130 回路型 Na UO2 1972～1998 √ BN-600 1470/600 池型 Na UO2 1980～ √ BN-800 2000～800 池型 Na (Pu,U)O2 (在建) √ BMN-170 nx425/170 池型 Na (Pu,U)O2 √ BN1600 4200/1600 池型 Na (Pu,U)O2 √ BN1200 3000/1200 池型 Na (Pu,U)O2 √ 韩国 KALIMER 1500/600 池型 Na (U,Pu,Zr) √ ①回路型：堆芯、钠泵和中间热交换器分离布置，用管道相连。

池型：这些设备都放在反应堆的主容器中 ②FERMI 原作原型堆设计 ③SNR-300 建成，因地方政府反核而未装料，已拆除 ④MONJU 1995 年二回路钠泄漏，停堆 15 年，2010 年 5 月重新启动 然而，钠冷快堆是一种全新的核工程技术，需 要从基础研究、发展、验证、推广多个阶段，耗时 数十年对于需要大规模开发利用核能而言，快堆 的研发需适时地开始在国际上，钠冷快堆的技术 已发展到推广应用的前夕，我国快堆的技术发展尚 处于在实验快堆的调试阶段实验快堆是快堆工程 23 卷第 3 期 (总 135 期) · 39 · 技术发展的第一步，它将为后续的大功率快堆：示 范快堆、商用快堆奠定技术基础 二、快堆技术科研 1. 快堆技术基础研究 在前核工业部（中国核工业集团公司前身）领 导下，我国快堆技术的开发始于 20 世纪 60 年代中 后期重点放在快堆堆芯中子学、热工流体、钠工 艺、材料，燃料、安全、小型钠设备和仪表1986 年之前，建成了约 12 台套实验装置和钠回路其中 包括一座快中子零功率装置，1968 年经李富春副总 理和周总理特批，调用核燃料，该装置于 1970 年 6 月 29 日首次临界（图 1） 。

图 1 我国首座快中子零功率装置 DF-6 在这二十多年间通过理论和实验研究，初步掌 握了堆芯中子学和钠热工流体的计算方法、钠净化 技术、钠与材料的相互作用原理、小型钠设备和仪 表技术以及快中子临界装置的运行技术等 2. 快堆技术应用基础研究 1986 年快堆技术发展纳入国家八六三高技术 计划，1988～1993 年八大院校：中国原子能科学研 究院、西安交大、清华大学、核工业一院、核工业 404 厂、上海交大、湖南大学、钢铁研究总院和郑州 机械研究所合作，共约 500 余人进行了以 65 MW 热 功率实验快堆为工程目标的应用基础研究， 重点放在 快堆设计、 钠工艺、 材料和燃料以及快堆安全研究上 建成了约 20 台套具有一定规模的试验装置和试验钠 回路；完成了设计计算程序编制、收集、开发和实 用化，实验快堆概念设计，实用化的钠净化、分析 技术的开发；建成一批钠水反应、钠沸腾等安全研 究实验装置；完成了大部分钠热工仪表的研制，并 已实用化；完成了钠水反应、钠沸腾等诊断试验；完 成了燃料组件模拟件、 阀门的研制； 开展了燃料研制 与试验工作，准备了材料使用性能验证的条件 三、中国实验快堆 中国实验快堆（CEFR）是我国快堆工程发展的 第一步，其目的是：积累快堆电站的设计、建造和 运行经验；运行后作为快中子辐照装置，辐照考验 燃料和材料，也作为钠冷快堆全参数实验平台考验 钠设备和仪表，为快堆工程的进一步发展服务。

对 CEFR 的原则要求是保证运行的安全性和保 证运行安全的可靠性和为后续高功率快堆积累经 验，技术上易于向后续高功率快堆过渡具体设计 要求是： （1）技术方案应有商用前景； （2）热工参数应接近商用快堆； （3）充分利用快堆的固有安全性； （4）反应堆应尽量设计成具有非能动安全性； （5）利用包括国外的成熟技术 CEFR 是一座热功率 65MW、电功率 20MW 的 钠冷池型快堆设计燃料为 PuO2-UO2，首炉采用 235U 加浓度 64.4%的 UO 2堆芯， 包括 81 盒燃料组件， 3盒补偿棒组件， 2盒调节棒组件和3盒安全棒组件， 337 盒不同形式的不锈钢组件和 230 盒 B4C 屏蔽组 件，另有 56 个供乏燃料初步贮存的位置补偿棒组 件和调节棒组件组成第一停堆系统，安全棒组件组 成第二停堆系统 CEFR 一回路系统采用了池式结构，堆本体由 一个直径 8.01m、高 12m、下部支撑的大钠池，即 主容器、保护容器、双旋塞、两台主钠泵、栅板联 箱及堆芯、四台中间热交换器、事故余热导出系统 的两立热交换器，堆内燃料操作系统及堆内构 件等组成（图 2） ，内装由 Ar 作为覆盖气体的 260 吨液态钠，堆本体总重约 1200 吨。

· 40 · 现代物理知识 图 2 中国实验快堆堆本体。