基本介紹
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概述
快中子反應堆目前的核電站中，大多數使用的是輕水堆。輕水堆以鈾-235為燃料，以水作慢化劑和冷卻劑，水的作用是將裂變產生的快中子慢化和導出堆芯熱量。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，當慢中子撞擊其原子核時，鈾-235原子核容易發生裂變，而鈾-238卻不容易發生裂變，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"。
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。
熱中子反應堆是一種安全、乾淨都達到要求的經濟能源，在目前以及今後一段時間內它將是發展核電的主要堆型。然而，熱中子反應堆所利用的燃料鈾235，在自然界存在的鈾中只占0.7%，而占天然鈾99.3%的另一種同位素鈾238卻不能在熱中子的作用下發生裂變，不能被熱中子堆所利用。自然界中的鈾儲量是有限的，如果只能利用鈾-235，再有30年同樣會面臨鈾-235匱缺的危險。因此人們把取得豐富核能的長遠希望，寄托在能夠利用鈾235以外的可裂變燃料上。於是，快中子增殖反應堆便應運而生。
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。 快中子增殖堆幾乎可以百分之百地利用鈾資源，所以各國都在積極開發，現在全世界已有幾十座中小型快堆在運行。
液態金屬快中子反應堆達臨界態
液態金屬快中子反應堆達臨界態影響
快堆堆芯小，功率密度大,熱堆中使用的冷卻劑——水已不能適應其快速換熱、載熱的要求,液態金屬鈉以其優良的熱工特性成為快堆的冷卻劑。但它在解決快堆冷卻問題的同時，也帶來了新問題，快堆熱工特性對儀表控制系統設計具有較大影響。
1、化學反應
鈉是活潑金屬，會與水發生劇烈的化學反應，在空氣中時能夠燃燒，必須設法防止發生鈉泄漏的發生，並能在發生鈉泄漏後限制和減輕其後果，因而在快堆中必須設定鈉泄漏檢測系統，並且對存在鈉水界面的蒸汽發生器進行重點線上監測，防止發生鈉水反應事故，一旦發生泄漏，啟動蒸汽發生器保護系統，防止事故的進一步發展。
2、鈉的活化特性
3、堆芯溫度
與熱堆相比，快堆具有堆芯溫度高，堆芯進出口溫差大，堆芯呈矮胖型，冷卻劑在堆芯的流程短等特點。相應參數如表1所示.這就使堆芯溫度變化限制變得更為突出，因為快速的溫度變化對結構材料很不利，因而為防止在堆功率變化時堆芯平均溫度和進出口溫差變化太大，快堆可採取一迴路流量可變運行方式，而不是象壓水堆所採取的一迴路流量固定運行方式。這樣可以避免在功率變化時堆芯溫度場出現較大變化，以減輕對堆芯機構材料的熱衝擊。正是出於此種考慮，國外快堆一般儘可能減少緊急停堆次數，減少保護停堆動作，而堆本身的固有安全特性也為此提供了可行性。由於鈉的沸點很高,因而不存在壓水堆的偏離泡核沸騰的問題，相對減輕了反應堆保護系統的壓力，壓水堆堆芯冷卻劑出口溫度與飽和溫度相差只有20℃左右,一旦系統減壓或冷卻劑溫度升高，將出現堆芯沸騰，降低換熱效率.造成燃料元件過熱，損壞，後果非常嚴重，因而壓水堆花很大精力用於防止冷卻劑沸騰,維持堆芯冷卻劑保持一定的過冷度。為此設定了超溫保護，超功率保護等保護參數，並且要根據具體工況調整這些保護參數整定值，使得保護系統非常複雜，而快堆則不然。快堆一次冷卻劑系統基本工作在常壓下，鈉的沸點很高,常壓下沸點按近900℃，而工作溫度為500℃左右，存在著300℃以上的過冷度。出現鈉沸騰屬於極稀有工況,出現這種工況前早已因其它參數越限而引起保護系統動作了。因而保護系統的設計可以不考慮鈉沸騰的問題。
表 1 熱工參數對照表
堆型 | 堆芯平均溫度（℃） | 堆芯進出溫差（℃） | 堆芯尺寸（直徑/高） |
壓水堆（900MW) | 300左右 | 35～40 | 3.04m/3.66m |
400以上 | 150左右 | ||
法國超鳳凰 | 470 | 150 | 3.7m/1.0m |
俄羅斯БH-600 | 463.5 | 173 | 2.06m/0.75m |
中國實驗快堆 | 445 | 170 | 0.6m/0.45m |
4、堆芯壓力
壓水堆失壓後，冷卻劑大量蒸發，可能出現堆芯裸露的危險，需要設定專門的安全注入系統為其補水，快堆一次冷卻劑系統基本工作在常壓下，並且為防止主容器發生泄漏，設定了保護容器，一般不會有堆芯裸露的危險，因而快堆不必設定安全注入系統，也不必專門設定穩壓系統。由於壓水堆工作在高壓下，任何意外的系統減壓都將使堆芯發生沸騰和偏離泡核沸騰(DNBR)小於1.3的危險性增加，因而對冷卻劑低壓必須進行保護，然而壓水堆冷停堆狀態下，冷卻劑處於常壓狀態，這就需要在反應堆正常的啟動和減壓過程中，能夠閉鎖這類保護信號，增加了保護系統的允許和聯鎖關係的複雜性，快堆冷卻劑基本工作在常壓下，不涉及減壓保護等同題。允許和聯鎖關係相對簡單一些。
5、蒸汽發生器
由於快堆二迴路的壓力低於三迴路的壓力，因而其蒸汽發生器的結構與熱堆不同，快堆普遍採用直流式蒸汽發生器，管側為三迴路的汽一水迴路，殼側為二迴路的鈉。三迴路刨空間小，緩衝能力差，對負荷的變化更加敏感,因而快堆蒸汽發生器的保護問題相對突出，對蒸汽旁排系統要求有更快的回響，不能照般壓水堆的模式，直流式蒸汽發生器的水位無法直觀監測。
特點
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“核”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，因此快堆堆芯耦台得比熱堆更緊密，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，也不必象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。
國外
國內
2010年7月21日，中國核工業集團公司今日在北京宣布：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。由中核集團中國原子能科學研究院自主研發的我國第一座快中子反應堆——中國實驗快堆（CEFR）今天達到首次臨界。中核集團公司黨組成員、副總經理、中國實驗快堆領導小組組長楊長利表示，這意味著中國第四代先進核能系統技術實現了重大突破，成為世界上第8個擁有快堆技術的國家。 楊長利介紹，快中子反應堆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，可使天然鈾資源利用率從壓水堆的約1%提高至60%以上，同時還能讓核廢料充分燃燒，減少污染物質的排放，實現放射性廢物最小化。由於利用率的提高，相對較貧的鈾礦也有了開採的價值，這將使世界可采鈾資源增加千倍。發展和推廣快堆，因此被認為從根本上解決世界能源的可持續發展和綠色發展問題。
資料圖：中國實驗快堆外景
資料圖：中國實驗快堆外景據了解，目前中核集團已初步建立起鈉冷快堆技術的研發體系和標準規範體系，全面掌握了快堆物理、熱工、力學以及總體、結構、迴路、儀控、電氣設計技術，取得了以鈉工藝為代表的一批自主創新成果，申請了百餘項專利。值得一提的是，實驗快堆有近200多個系統，設備達7000多台套。國產化率達到70%以上。
2011年7月22日上午10時，我國第一個由快中子引起核裂變反應的中國實驗快堆成功實現併網發電。這一國家863計畫重大項目目標的全面實現，標誌著列入國家中長期科技發展規劃前沿技術的快堆技術取得重大突破，也標誌著我國在占領核能技術制高點，建立可持續發展的先進核能系統上跨出重要一步。
快中子反應堆是世界上第四代先進核能系統的主力堆型。中國實驗快堆是我國快中子增殖反應堆（快堆）發展的第一步。該堆採用先進的池式結構，核熱功率65兆瓦，實驗發電功率20兆瓦，是目前世界上為數不多的大功率、具備發電功能的實驗快堆，其主要系統設定和參數選擇與大型快堆電站相同。實驗快堆充分利用固有安全性並採用多種非能動安全技術，安全性已達到第四代核能系統要求。據中國實驗“快堆”總工程師徐銤介紹，“與前幾代核能系統比，‘快堆’的安全性好、廢料少，優勢十分明顯。雖然我國在發展“快堆”方面比一些已開發國家晚了一步，但我們在學習國外技術的基礎上進行改進，在管理方法、安全性上都有提高。”徐銤說，由於“快堆”採用了先進的非能動事故餘熱排出系統，日本福島核電站發生的堆芯熔化事故，在“快堆”身上不會發生。
該項目由科技部、國防科工局主管，中國核工業集團公司組織，中國原子能科學研究院具體實施。多年來，原子能院組織國內相關大學、研究院和企業等數百家單位並大力開展國際合作，經過不斷創新探索和協作攻關，先後完成了研究、設計、建造、調試，2009年5月開始系統熱調試，2010年7月21日實現首次核臨界。在長達20多年的實驗快堆研發過程中，我國全面掌握了快堆技術，取得了一大批自主創新成果和專利，實現了實驗快堆的自主研究、自主設計、自主建造、自主運行和自主管理，形成了完整的研發能力，並培養了一批優秀的技術人才隊伍。作為總工程師，徐銤帶領著團隊，從預先研究、概念設計、初步設計、施工設計及建築、安裝調試，一手締造了中國第一個“快堆”。長達11年的建設過程中，他們先後完成設計檔案5000多冊，調試技術檔案600多冊，運行維保規程600多冊、各類研究報告1200多個，開展設計驗證近53項，調試試驗1000多項。作為一個全新的重大科學工程，徐銤和他的科研團隊始終堅持自主創新，並加強國際合作，取得了以鈉工藝為代表的一批自主創新成果，申請了百餘項專利，設備國產化率高達70%，為我國“快堆”發展打下了堅實的基礎。
