快堆是一種以快中子引起易裂變核鈾-235或鈽-239等裂變鏈式反應的堆型。
基本介紹
- 中文名：快中子增殖反應堆
- 外文名：Fast Breeder Reactor
- 縮寫：FBR
- 類型：裂變鏈式反應的堆型
快中子增殖反應堆簡介,英譯,重要特點,涉及工程,中國快中子增殖反應堆開發技術,中國快堆開發時間,快堆缺點,
快中子增殖反應堆簡介
英譯
Fast Breeder Reactor（FBR）
重要特點
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。
涉及工程
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。
中國快中子增殖反應堆開發技術
中國快堆開發時間
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。
快堆技術比較複雜，工程開發投資較大，我們在國家“863”高技術計畫領導下，完成了我國快堆發展戰略和技術路線的研究，並提出我國快堆工程技術分三步發展的建議：
第一步，中國實驗快堆，熱功率6.5萬千瓦，電功率2萬千瓦,目前正在建造,計畫2007～2008年臨界和併網。
第二步，中國原型快堆，電功率約60萬千瓦,建議2013年建造，2020年運行,目前正處規劃建議階段。
第三步，中國商用驗證堆，電功率100萬～150萬千瓦,建議2018年建造，2025年運行,在此基礎上2030年～2035年批量推廣大型高增殖快堆。
國外快堆的發展已有半個世紀,發展快堆的9個國家美、俄、英、法、日、德、意、印、韓總共建成過21座快堆。
目前所有建造快堆的國家為了未來大規模核能的發展，均不同程度地開始研究用快堆來焚燒熱堆產生的放射性廢物，使核能變成更加清潔的能源，同時也開展一些新型快堆的預研。
需要大規模發展核能來替代常規能源的國家,必然要發展快堆和相應的閉式燃料循環,將鈾資源用好、用盡。如果熱堆發展已有一定規模，就應考慮首先用快堆、繼而用更有效的加速器驅動次臨界快堆將長壽命廢物儘量焚燒掉，讓需要地質深埋的廢物儘量減少。
快堆缺點
由於快中子增值反應堆中的核反應會產生核武器的重要原料鈽-239，因而有較大的核武器擴散風險。
