大型原型增殖反應堆運行時一方面消耗裂變燃料（鈾-235或鈽-239等），同時又生產出裂變燃料(鈽-239等)，而且產大於耗，真正消耗的是在熱中子反應堆中不大能利用的、且在天然鈾中占99.2%以上的鈾-238,鈾-238吸收中子後變成鈽-239。在快堆中，裂變燃料越燒越多，得到了增殖，故快堆的全名為快中子增殖反應堆。快堆是當今唯一現實的增殖堆型。
基本介紹
- 中文名：大型原型增殖反應堆
- 外文名：Large scale prototype breeding reactor
我國核能利用已進入商用階段,目前已有9座核電反應堆機組在運行,總裝機容量達到670萬千瓦,主要堆型是壓水堆。壓水堆是熱中子堆（或稱慢中子堆），主要利用鈾-235作為裂變燃料,而鈾-235隻占天然鈾的0.7%左右。對壓水堆來說，燒一次只能燒掉核燃料（即投入鈾資源）的0.45%左右,剩下的99%還是燒不掉,其中主要是鈾-238。
如果把快堆發展起來，將壓水堆運行後產生的工業鈽和未燒盡的鈾-238作為快堆的燃料也進行如上的多次循環，由於它是增殖堆，裂變燃料實際不消耗，真正消耗的是鈾-238,所以只有鈾-238消耗完了,才不能繼續循環。理論上，發展快堆能將鈾資源的利用率提高到100%,但考慮到加工、處理中的損耗，一般來說可以達到60%～70%的利用率，是壓水堆燃料一次通過的利用率的130～160倍。利用率提高了,貧鈾礦也有開採價值,這樣,從世界範圍講,鈾資源的可采量將提高上千倍。
1986年,我國快堆技術開發納入國家“863”高技術計畫,開始了以6.5萬千瓦熱功率實驗快堆為工程目標的套用基礎研究。研究重點是快堆設計研究、燃料和材料、鈉工藝、快堆安全等。至1993年總共建成20多台套有一定規模的實驗裝置和鈉迴路,為中國實驗快堆的設計奠定了基礎。
1993年，我國快堆研究進入發展階段。由於我國在快堆基礎研究和套用基礎研究階段對快堆設備和系統研究甚少，因此遵照以我為主、引進國外先進技術的原則，與俄羅斯進行了聯合快堆技術設計,接著進行了自主的初步設計和施工設計，目前設計已經完成,主體土建工程已經結束,已有300多台大型設備安裝就位,正在進行各系統的安裝；燃料已驗收，主要設備已到貨，以設備投資計國產化率達到70%。2005年初，核級鈉將進廠,堆本體將進行安裝,預計2007年首次臨界。
2010年7月22日，中國核工業集團宣布，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，這意味著我國第四代先進核能系統技術實現重大突破。
