d快堆核電站

1、1.2.51.2.5快堆的發(fā)展指日可待快堆的發(fā)展指日可待快中子反應堆，簡稱快堆，是堆芯中核燃料裂變反應主要由平均能量為0.1Mev以上的快中子引起的反應堆?？熘凶佣岩话悴捎醚趸櫤脱趸谢旌先剂希ɑ虿捎锰蓟櫶蓟谢旌衔铮?，將二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6毫米的不銹鋼包殼內，構成燃料元件細棒。燃料組件是由多達幾十到幾百根燃料元件細棒組合排列成六角形的燃料盒(見圖1.2.17)。快堆堆芯與一般的熱中子堆堆芯不

2、同，它分為燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分。燃料區(qū)由幾百個六角形燃料組件盒組成。每個燃料盒的中部是混合物核燃料芯塊制成的燃料棒，兩端是由非裂變物質天然（或貧化）二氧化鈾束棒組成的增殖再生區(qū)。核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區(qū)。反應堆的鏈式反應由插入核燃料區(qū)的控制棒進行控制?？刂瓢舨迦氲蕉研救剂辖M件位置上的六角形套管中，通過頂部的傳動機構帶動。由于堆內要求的中子能量較高，所以快堆中無需特別添加慢化中子的材料，即快堆中無慢化劑。目前快堆

3、中的冷卻劑主要有兩種：液態(tài)金屬鈉或氦氣。根據冷卻劑的種類，可將快堆分為鈉冷快堆和氣冷快堆。氣冷快堆由于缺乏工業(yè)基礎，而且高速氣流引起的振動以及氦氣泄漏后堆芯失冷時的問題較大，所以目前僅處于探索階段。鈉冷快堆用液態(tài)金屬鈉作為冷卻劑，通過流經堆芯的液態(tài)鈉將核反應釋放的熱量帶出堆外。鈉的中子吸收截面?。粚嵝院?；沸點高達886.6℃，所以在常壓下鈉的工作溫度高，快堆使用鈉做冷卻劑時只需兩、三個大氣壓，冷卻劑的溫度即可達500600℃；比熱大，

4、因而鈉冷堆的熱容量大；在工作溫度下對很多鋼種腐蝕性?。粺o毒。所以鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。世界上現(xiàn)有的、正在建造的和計劃建造的都是鈉冷快堆。但鈉的熔點為97.8℃，在室溫下是凝固的，所以要用外加熱的方法將鈉熔化。鈉的缺點是化學性質活潑，易與氧和水起化學反應。當蒸汽發(fā)生器管子破漏時，管外的鈉與管內泄漏的水相接觸，會引起強烈的鈉水反應。所以在使用鈉時，要采取嚴格的防范措施，這比熱堆中用水作為冷卻劑的問題要復雜得多。按結構來分，鈉冷快堆有兩

5、種類型，即回路式和池式。回路式結構就是用管路把各個獨立的設備連接成回路系統(tǒng)。優(yōu)點是設備維修比較方便，缺點是系統(tǒng)復雜易發(fā)生事故。與一般壓水堆回路系統(tǒng)相類似，鈉冷快堆中通過封閉的鈉冷卻劑回圖1.2.17塊堆燃料棒與塊堆組件環(huán)路，包括四臺鈉泵和八臺中間熱交換器都放在鈉池內。增殖比可達1.2；功率密度為285千瓦升；熱能利用效率達到41％。現(xiàn)將快中子對核電站的主要特點歸納如下：1.1.可充分利用核燃料可充分利用核燃料我們知道，鈾－235在天然鈾

6、中只占0.724％。在熱堆中，不可能完全耗盡燃料里的鈾－235。由于后處理投資大、費用高等原因，目前還主要是采用“一次通過”的方式，燃料元件在反應堆內“燒”過后，就存放在反應堆旁的貯存水池內。對于使用濃縮鈾的反應堆，在濃縮鈾廠的尾料中，還會剩余一部分鈾－235。所以大多數(shù)熱堆，只能利用天然鈾中一半的鈾－235。當然，熱堆中鈾－238吸收中子轉化生成的钚－239也可以裂變，這就意味著天然鈾中的鈾238也有消耗；且有極少一部分鈾－238能被

7、尚未來得及慢化的快中子擊中而裂變。即使將鈾238的消耗考慮在內，目前的熱中子動力堆對鈾的利用率也還低于1％。對于快中子堆來說情況就大不相同了。由于天然鈾中的鈾238作為可轉化材料，能在快堆中轉化為易裂變材料钚239，所以理論上通過乏燃料的后處理，快中子堆可以將鈾－235、鈾一238及钚—239全部加以利用。但由于反復后處理時的燃料損失及在反應堆內變成其它核素，快堆只能利用70％以上的鈾資源。即使如此，也比目前的熱堆對核燃料的利用率提高8

8、0倍。由于快堆對核燃料的品位不如熱堆那么敏感，因而品位低的鈾礦也有開采的價值，海水提鈾對于人們的吸引力也大得多。而且目前濃縮鈾廠庫存的貧鈾，熱堆中卸出的乏燃料，都可以成為快堆的糧食來源。由于這些原因，快堆能夠給人類提供的能量，就不止比熱堆大八十倍，而是大幾千倍，幾萬倍，幾十萬倍。2.2.可實現(xiàn)核燃料的增殖可實現(xiàn)核燃料的增殖當前反應堆的主要問題是，必須采用行之有效的措施，從根本上消除目前的熱堆對鈾資源的浪費，使包括鈾一238在內的鈾資源，

9、能在反應堆中得到充分的利用。只有采用能使核燃料增殖的，以鈾——钚循環(huán)為基礎的快堆，才是擺脫即將面臨的鈾資源日益枯竭困境的出路。在快堆中由于沒有慢化劑，再加上堆內結構材料、冷卻劑及各種裂變產物對快中子的吸收幾率很小，因此中子由于寄生俘獲造成的浪費少。此外，钚－239裂變放出的中子多，鈾一238在快堆中裂變的幾率也大。所以每當有一個钚239核裂變，除了維持自身鏈式反應，放出大量裂變能外，還可以剩余1.2到1.3個中子，用來使鈾－238轉變?yōu)?/p>

10、新的钚一239。這就是說，在快堆內只要添加鈾－238，核燃料就越燒越多，這種情況稱為核燃料的增殖。這是快堆與目前的熱堆的主要區(qū)別，也是快堆的主要優(yōu)點。因此快堆又稱增殖堆或快中子增殖反應堆。在快堆中，增殖比可達1.2到1.3。在重水堆和輕水堆中，相應的值（稱之為轉換比）僅分別接近0.8到0.6。從某種意義上說，熱堆核電站是消耗核燃料生產電能的工廠，而快堆核電站則是可以同時生產核燃料和電能的工廠。由于快堆僅在啟動時需要投入核燃料，由于快堆中