快中子反應堆

快中子反應堆

快中子反應堆是世界上第四代先進核能系統的首選堆型,代表了第四代核能系統的發展方向。其形成的核燃料閉合式循環,可使鈾資源利用率提高至60%以上,也可使核廢料產生量得到最大程度的降低,實現放射性廢物最小化。國際社會普遍認為,發展和推廣快堆,可以從根本上解決世界能源的可持續發展和綠色發展問題。

簡介

快中子反應堆是指沒有中子慢化劑核裂變反應堆。快中子反應堆以鈽-239為燃料,每個鈾-235核裂變所產生的快中子,可以使12至16個鈾-238變成鈽-239。儘管它一邊在消耗核燃料鈽-239,但一邊又在產生核燃料鈽-239,生產的比消耗的還要多,具有核燃料的增殖作用。

因為快中子反應堆幾乎可以百分之百地利用資源,所以各國都在積極開發,全世界已有幾十座中小型快堆在運行。

研發背景

快中子反應堆 快中子反應堆

原子能的釋放、控制和利用,是20世紀重大科技成果之一。原子能是原子核裂變產生鏈式反應釋放出的能量,故又稱核能。核裂變和鏈式反應是在原子反應堆中進行的,所以,原子反應堆是核電站的“鍋爐”。
目前(2012年)的核電站中,大多數使用的是輕水堆。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,但是由於天然鈾儲量有限,現探明約可使用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,它們的原子核都會裂變,但鈾-235有其獨特的裂變方式,當中子撞擊其原子核時,原子核會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,當今核電站的核燃料中,鈾-235如同“優質煤”,而鈾-238卻像“煤矸石”,只能作為核廢料堆積在那裡,成為污染環境的“公害”。於是,快中子增殖反應堆便應運而生。

工作原理

快中子反應堆不用鈾-235,而用鈽-239作燃料,不過在堆心燃料鈽-239的外圍再生區里放置鈾-238。鈽-239產生裂變反應時放出來的快中子,被裝在外圍再生區的鈾-238吸收,鈾-238就會很快變成鈽-239。這樣,鈽-239裂變,在產生能量的同時,又不斷地將鈾-238變成可用燃料鈽-239。

而且再生速度高於消耗速度,核燃料越燒越多,快速增殖,所以這種反應堆又稱“快速增殖堆”。據計算,如快中子反應堆推廣套用,將使鈾資源的利用率提高50-60倍,大量鈾-238堆積浪費、污染環境問題將能得到解決。

結構組成

在快中子反應堆中,不能使用水來傳遞堆芯中的熱量,因為它會減緩快中子的速度,鈉和鉀的合金可用於快中子反應堆作熱交換劑。

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,構成增殖層,鈾-238轉變成鈽-239的過程主要在增殖層中進行。堆芯和增殖層都浸泡在液態的金屬鈉中。因為快堆中核裂變反應十分劇烈,必須使用導熱能力很強的液體把堆芯產生的大量熱帶走,同時這種熱也就是用作發電的能源。鈉導熱性好而且不容易減慢中子速度,不會妨礙快堆中鏈式反應的進行,所以是理想的冷卻液體。反應堆中使用吸收中子能力很強的控制棒,靠它插入堆芯的程度改變堆內中子數量,以調節反應堆的功率。為了使放射性的堆芯同發電部分隔離開,鈉冷卻系統也分一次迴路和二次迴路。一次迴路直接同堆芯接觸,通過熱交換器把熱傳給二次迴路。二次迴路的鈉用以使鍋爐加熱,產生483℃左右的蒸氣,用以驅動汽輪機發電。

技術特點

快堆的物理特性對儀表控制系統的影響快堆利用重核元素(鈾或鈽)吸收快中子裂變釋放能量,其物理設計與熱堆差異很大,致使其儀表控制系統也有別於熱堆儀表控制系統。

1、動態參數快堆與熱堆相比,堆芯富集度高、能譜硬、都卜勒效應比熱堆小,而且快堆緩發中子份額小,中子代時間短,這些對快堆控制來說是不利的,要求快堆控制系統有更好的瞬態回響特性。

2、毒物效應在快堆中,熱中子幾乎是不存在的。因此在熱堆設計中十分關鍵的熱中子吸收截面高的材料在快堆中幾乎並不顯得那么重要,象“和”那樣的裂變產物,相對來說是不重要的,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,因此快堆堆芯耦合得比熱堆更緊密,不存在區域不穩定問題。因而在快堆中不必考慮功率分布波動的控制閥題,也不必像壓水堆那樣進行堆芯功率分布的測量,從這個意義上說對簡化儀表控制系統設計是有益的。

3、反應性控制由於快堆採用鈉作冷卻劑,無法使用仞如硼酸等可溶性毒物來控制反應性,一般採取單一的控制棒控制反應性方式,因而必須設定兩套獨立的控制棒停堆系統,以保證冗餘和安全。

4、儀表效率。目前的(2012年)核測儀表均為對熱中子敏感,檢測快中子的效率相對較低,因而要求合理考慮板測儀表的設定和靈敏度問題。

發展現狀

快中子反應堆在技術上,快堆比輕水堆難度要大得多。但是,由於它具有獨特的優點,所以,美、法、日、德、俄等國都在積極開發研究快中子反應堆。早在1967年,法國就建成了一座實驗反應堆。1974年,25萬千瓦的快中子反應堆投入運行。1984年又建成了120萬千瓦的大型商業快堆核電站。日本也設計出輸出功率為30萬千瓦的快中子反應堆。堆心核燃料採用鈾-鈽混合氧化物,堆心外圍是鈾-238,該快堆可使鈾資源的利用率提高50倍,經濟效益和社會效益十分明顯。除前述5個國家外,澳大利亞、挪威、西班牙、瑞典、瑞士、義大利和中國也積極開展了有關的研究工作。
2010年7月21日,中國核工業集團公司在北京宣布:由中核集團中國原子能科學研究院自主研發的中國第一座快中子反應堆——中國實驗快堆(CEFR)達到首次臨界。這是中國核電領域的重大自主創新成果,意味著中國第四代先進核能系統技術實現了重大突破。由此,中國成為世界上少數幾個掌握快堆技術的國家之一。

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