快中子增殖堆核電廠

由快中子引起裂變鏈式反應並將所釋放出來的熱能轉換為電能的核電廠。由於快中子反應堆在運行時，能在消耗易裂變核素的同時生產易裂變核素，且能使所產多於所耗，實現核裂變核素的增殖，故稱為快中子增殖堆(簡稱快堆)核電廠。

基本介紹

• 中文名：快中子增殖堆核電廠
• 外文名：fast breeder reactornuclear power plant

增殖工作原理

自然界存在的唯一易裂變核素是鈾-235，它在天然鈾中的豐度只有0.71%。而約占99.3%的鈾-238如能吸收中子，經一系列衰變反應後，最終會生成另一種易裂變核素鈽-239。反應堆運行時，每消耗1個易裂變核所產生的易裂變核的數量稱為轉換比。當轉換比大於1時亦稱為增殖比。易裂變核吸收1箇中子後釋放的中子數η為2~3個。直觀地說，如果η=2，其中1個維持鏈式反應，另1個即使完全被鈾-238吸收而使之變成鈽-239，也只能保證簡單再生產，而實際上由於不可避免的無效吸收和泄漏，不可能達到上述理想情況 。圖1示出了η隨入射中子能量的變化曲線，可以看出，只有在快中子能量區，且最好用鈽-239作燃料，η才超過2，才有可能擴大再生產即增殖。這就是為什麼一般熱中子反應堆不能增殖，而只有快中子反應堆才能增殖的物理依據。

圖1 η隨中子能量的變化

增殖堆產生的易裂變核素量扣除消耗量後達到該堆裝料量的時間稱為加倍時間，即經過這段時間，一座快堆不僅可繼續運行，還可“生出”一座快堆用的燃料來。如果採用目前在快堆中普遍套用的氧化物燃料，加倍時間為15~20年；將來如能成功套用金屬燃料，加倍時間可以短到10年左右。到那一天，人類至少在幾千年內不必為“能源枯竭”發愁了!

除了能增殖核燃料外，快堆還有三個重要的用途：①把裁減下來的武器鈽“燒”掉。在熱中子堆中雖然也能利用這種鈽，但用於快堆效率更高；②在熱堆核電廠中，會產生一些壽命長達百萬年級的放射性錒系元素，目前還找不到一種能在那么長時間後肯定不會再造成生態問題的處置方法，這成為發展核電的“後顧之憂”。在眾多解決此問題的辦法中，將它們放到快堆中“燒”，使其轉變成較短壽命的裂變產物是最現實合理的方法。一座快堆將能處置同等功率5~7座熱堆中產生的這類廢料；③在快堆的轉換區內，可以生產鈽-240小於2%的高效武器鈽。正因為這個潛在的軍事用途，美國竭力反對別國發展快堆，日本發展快堆引起周邊國家的高度警惕也源於此。

電廠概述

快中子堆內不僅沒有慢化劑，連冷卻劑也不能用慢化能力強的水和重水。幾十年來，曾研究過許多種冷卻劑，如氦氣、四氧化二氮、汞、鈉、鈉鉀合金、鉛以及鉛鉍合金等，但最終各國快堆都選擇鈉作為冷卻劑。鈉熱導率高；沸點高，可以在低壓下運行；中子吸收截面不大，這些是它的優點。但鈉易與空氣中的氧和水產生化學反應，由此帶來快堆核電廠的一系列特點。

目前建得最多的是池式鈉冷快堆電廠(見圖2)。現以俄羅斯的БH-600核電廠為例，對此類電廠作一概述。

圖2 鈉冷快堆系統圖(池式)

反應堆本體

БН- 600核電廠的反應堆本體包括堆芯、各種組件、堆內構件、頂蓋、主泵、中間熱交換器和主容器等部件。

(1)堆芯：由燃料組件和控制組件組成。БН-600堆芯直徑為2.06m，高0.75m，內裝369個燃料組件。快堆燃料目前用得最多的是氧化鈾UO₂和混合氧化鈾鈽(Pu，U)O₂，在實驗堆中進行小規模試驗的有鈽鈾鋯合金、混合碳化鈾鈽(Pu，U)C以及混合氮化軸鈽(Pu，U)N。燃料被置於直徑6-8mm的包殼管內，形成燃料棒，БН-600的燃料棒外徑為6.9mm。燃料棒成緊湊三角形排列，徑向用繞絲定位。燃料組件套管是六角管，每個組件所含棒數隨堆的規模而變化，少到37根，多至271根，БН-600的燃料組件內有127根燃料棒。燃料棒包殼材料和組件的結構材料一般採用鉻鎳奧氏體不鏽鋼。為了提高其抗輻照腫脹和蠕變性能，可採用鈦穩定的和冷加工鉻鎳奧氏體不鏽鋼材料。

快堆控制棒組件一般採用B豐度高的B₄C作為中子吸收材料。結構材料也採用鉻鎳奧氏體不鏽鋼。

(2)各種組件：轉換區組件的外形尺寸與燃料組件相同，但棒的芯體是貧鈾UO₂，且棒徑較粗。從堆芯外泄的中子在轉換區與鈾-238產生核反應，生產鈽-239。堆芯內的鈾-238也會產生類似的後應。

反射層組件的功能是將中子反射回堆芯以減少中子損失，一般用鎳或不鏽鋼製成。

禁止層組件一般用碳化(天然)硼B₄C製造，用以吸收泄漏的中子，保護反應堆構件和主容器池壁。

(3)堆內構件：由支承堆芯和各類組件的柵板聯箱以及把熱鈉與冷鈉分開的一些隔板組成，一般用不鏽鋼焊成，並固定在鈉池上。

(4)頂蓋：頂蓋是一個約2m厚的支承和禁止構件。頂蓋中央是一個由大旋塞和小旋塞組成的雙旋塞系統。小旋塞偏心地布置在大旋塞上。在小旋塞上偏心地布置著燃料操作機構和帶有控制棒驅動機構的中央測量柱。在正常運行時，中央測量柱位於堆芯的正上方，測量堆芯鈉出口參數。當停堆換料時，控制棒與其驅動機構脫開，大、小旋塞旋轉，使燃料操作機構的提升機與需要更換的燃料組件位置對中，此時即可進行插入或抽出燃料組件的操作。

(5)主泵：主泵是一台立式的離心泵，懸掛在頂蓋上。由於它的軸很長，驅動電動機與泵體之間要很好密封以防止鈉與空氣接觸，因而結構十分複雜。

(6)中間熱交換器：中間熱交換器也懸掛在頂蓋上。放射性的一迴路鈉在其中將熱量傳給沒有放射性的二迴路鈉。

(7)主容器：主容器是一個大鈉池，凡與一迴路鈉接觸的部件都置於主容器內。БН-600主容器的直徑為12.8m，高12.6m。一迴路鈉在堆芯內被加熱後，進入中間熱交換器一次側，將熱量傳給二迴路鈉後進入主泵吸入口，被唧送到壓力聯箱，再重新進入堆芯。

二迴路

從安全方面考慮，快堆核電廠目前都採用三迴路布置，即在放射性鈉的一迴路與汽- 水三迴路之間插入一條二迴路，它的工質也是鈉，但沒有放射性。這樣，一旦處於二、三迴路之間的蒸汽發生器發生泄漏而產生鈉水反應時，也不致造成放射性外泄。該系統由二迴路鈉泵、蒸汽發生器、管道和閥門組成。二迴路鈉在中間熱交換器內得到熱量，由泵唧送通過蒸汽發生器的蒸發器和過熱器，在其中將三迴路的水加熱，產生過熱蒸汽。當然，加了這條迴路將增加造價，這也正是快堆核電廠造價高於壓水堆這類熱堆核電廠的主要原因。

快堆核電廠中所有與鈉接觸的部件都用鉻鎳奧氏體不鏽鋼製造，鈉與它有良好的相容性。

三迴路

是汽-水迴路。由於快堆鈉溫度高，可以產生過熱蒸汽，因此它的汽輪機不是採用飽和蒸汽，而用過熱蒸汽，且其參數可以接近常規火電廠的水平。БН-600核電廠的蒸汽壓力為14.2MPa，溫度為505℃。

燃料操作和儲存系統 快堆燃料操作有如下特點：①每個組件的反應性相當大，必須停堆換料；②燃料比功率高，燃耗深，停堆後衰變熱大，因此換料操作要在鈉液面以下進行；③鈉不透明，因而操作是不可見的；④燃料進入水儲存池之前必須進行除鈉和檢查。由於要嚴格防止鈉與空氣接觸，所有鈉容器液面上都要用惰性氣體(氬)覆蓋，燃料和其他組件都要在密閉狀態下進行“暗箱”操作。因而快堆燃料作業系統是相當複雜的。

快堆燃料儲存要多種方案。一般是先將乏燃料在堆內作初級儲存，經過一段時間衰變後，再運出堆容器送到水池中儲存。

安全設施

池式快堆將放射性鈉置於一個很大的主容器內，主容器外面還包有一個更大一點的保護容器；一迴路放射性鈉唯一引出主容器外的淨化系統也採用雙層管；堆頂蓋上方有一個防護罩，這些設施組合起來實際上起到安全殼的作用。由於鈉的壓力很低，即使發生事故也不會在廠房中產生多大壓力，因此反應堆廠房主要考慮防禦外部衝擊。

快堆主容器內有大量鈉，巨大的熱容量可以使停堆後剩餘釋熱時升溫很慢。此外，在鈉池中還裝有獨立熱交換器，它的二迴路用鈉或鈉鉀合金做工質，後面帶一個空氣冷卻器，這幾個迴路都靠自然循環運行，因而是一個完全非能動的衰變熱排出系統。

由於這些特點和設施，使得快堆具有比現有商用熱中子堆更好的安全性。

與池式快堆對應的是環路式快堆，它把泵和中間熱交換器搬到堆容器之外，其布置與通常的熱中子堆相似。這種堆的特點是布置靈活，且可避免過大的主容器帶來的一系列困難。

快堆的特點

由上可知，快堆具有下列特點：①技術複雜。高溫鈉是一種特殊工藝，又要確保它不與空氣和水接觸，工程套用會產生許多難題，所幸經過幾十年的實踐，問題都已解決；②安全性好。快堆可以設計得具有很大的負反應性係數，即有良好的自穩定性，雖溫度較高，但壓力很低(一迴路

圖3 鈉冷快堆系統圖(迴路式)

壓力只有0.1~0.3MPa)，再加上鈉傳熱性能好和龐大的熱容量，因此公認快堆比目前一代的熱堆更為安全；③經濟性差。目前快堆造價約為同功率熱堆的2~3倍，將來批量建造後有可能降到1.3倍。因此目前一些已開發國家儘管已掌握快堆技術，但並沒有大量建造商用堆，只有在將來鈾資源緊張或出於其他目的，才可能大量建造，時間估計為21世紀中葉。

國外快堆簡況

早在1946年，美國就建成了世界上第一座實驗快堆CLEMENTINE，1951年又建成了能發電的實驗快堆EBR-1，此後又建造了一些快堆，實際上已掌握了快堆技術。英國、德國等於60~70年代建造了實驗堆和原型堆，也成為掌握快堆技術的國家。法國於1967年建成“狂想曲”實驗堆，1973年建成原型堆“鳳凰”，1985年與義大利、德國合作建成“超鳳凰”商用驗證堆，其電功率高達1200MW，成為快堆最先進國家之一。但是從90年代開始，這些國家紛紛宣告停止發展快堆，已建成的快堆也一一關閉。究其原因，主要是核能發展遠沒有原先想像那么迅速，近年又發現一些大鈾礦，再加上核裁軍裁減下來不少武器鈽，對他們來講，近期核燃料綽綽有餘，客觀上不需要增殖；同時快堆造價高，商業上無法競爭，這是經濟上的原因。從政治上來說，因為快堆要用鈽，又能生產鈽，往往成為綠黨反核的重點對象，例如法國的“超鳳凰”堆，經過十多年努力，本來已經可以滿功率發電取得經濟效益了，就因為綠黨反對而於1998年關閉。

前蘇聯於二次大戰後即開展快堆研究開發工作。從1957年建成БР-5實驗堆開始，先後建成了實驗堆БОР-60(1968年)、原型堆БН-350(1972年)和БН-600(1980年)。特別是БН-600(電功率600MW)，建成後運行情況十分好，無論是可用率、負荷因子，還是安全情況都是全蘇聯核電廠中最好的，也是世界上最成功的原型快堆核電廠。儘管由於政治變動，俄羅斯經濟情況不佳，但他們估計21世紀20年代後，快堆在全世界將要有較大發展，為了搶占那時的世界市場，仍大力發展快堆，目前正在建造兩座БН-800(電功率800MW)。

日本一直致力於發展快堆，於1977年建成實驗堆“常陽”後，又於1992年建成電功率300MW的原型堆“文殊”。儘管1997年“文殊”堆發生了二迴路非放射性鈉的泄漏事故，但政府仍宣稱要繼續推進快堆發展計畫。印度於1985年建成實驗快堆FBTR後，一直繼續發展快堆，並準備於2001年開始建造電功率550MW的PFBR原型快堆。這些國家的常規能源都十分缺乏，為長久生存打算，花大力氣發展快堆是唯一出路。類似的國家還有巴西、韓國等。國外快堆發展情況見表1。

表1 國外快堆簡表

國家	堆名	熱功率 (MW)	電功率 (MW)	類別	建成時間	關閉時間
美國	CLEMENTINE	0.02		實驗堆	1946	1953
美國	EBR-Ⅰ	1.4	0.2	實驗堆	1951	1963
美國	FERMI	300	60	實驗堆	1963	1973
美國	EBR-Ⅱ	62.5	20	實驗堆	1963
美國	SEFOR	20		實驗堆	1969	1972
美國	FFTF	400		實驗堆	1979
美國	CRBR	975	350	原型堆	1983停建
蘇聯	БР-5	10		實驗堆	1957
蘇聯	БОР-60	60	12	實驗堆	1968
蘇聯	БН-350	1000	350	原型堆	1972
蘇聯	БН-600	1470	600	原型堆	1980
英國	DFR	72	15	實驗堆	1959	1976
英國	PFR	600	250	原型堆	1974
法國	Rapsodie	40		實驗堆	1967	1983
法國	Phenix	560	250	原型堆	1973
法、意、德聯合	Superphenix	3000	1200	商用驗證堆	1985	1998
德國	KNK-Ⅱ			實驗堆	1976
德國	SNR-300	762	312	原型堆	待裝料
日本	JOYO	100		實驗堆	1977
日本	MONJU	714	300	原型堆	(1992)
印度	FBTR	40	15	實驗堆	1985
義大利	PEC	120		實驗堆	1988停建

中國實驗快堆

早在60年代，中國就已開展了快堆研究，建造了零功率裝置和若干條鈉試驗迴路，但直到納入國家高科技發展(863)計畫後，才有了實質性的進展。

中國幅員遼闊，人口眾多。按人口平均來說，礦物資源並不豐富，大量燃燒石油和煤炭引起的環境污染目前已經達到了不容忽視的地步，因此發展核能是客觀需要，大勢所趨。但是中國鈾礦資源並不豐富，據估計如只建造熱堆核電廠，大致只能滿足30~40GW的核電廠需求，與21世紀對核電的需求相去甚遠。為此急需尋找增殖核燃料的途徑。在目前國內外研究的幾種方案中，看來唯有快堆是技術上已成熟、已可投入工業套用的現實方案。因此在高科技發展計畫中，快堆理所當然地可以成為能源領域的發展選擇目標之一。

中國發展快堆技術的第一步是建造一座實驗堆CEFR。其建造目的主要是：①獲取快堆設計、建造和運行的工程經驗；②建造一座能對快堆燃料、材料和主要設備進行考驗和研究的裝置；③培養造就一支快堆科學技術隊伍，為將來快堆發展打下人才基礎。

從吸取國外成功經驗和可能的國際合作環境出發，並考慮到下一步向商用堆的過渡，確定以俄羅斯的БН-600作為主要參考堆型，採用表2所示的技術方案和參數(為了便於比較，表中還列出了БН-600的相應參數)。

在“七五”期間，經國內各方面專家反覆論證後，確定快堆為863計畫能源領域先進反應堆的首選項目。1992年3月經國務院批准正式立項。幾年來經過初步可行性、可行性、初步設計、初步安全分析、環境影響等審查，於2000年6月澆灌第一罐混凝土，正式開工興建。預計在2005年間達到臨界。

表2 CEFR的主要參數

參數	單位	數值
		CEFR	БН-600
反應堆熱功率	MW	65	1470
淨電功率	MW	20(淨)	600(毛)
反應堆
堆容器直徑	m	8.0	12.8
堆容器高	m	12.0	12.6
燃料裝量	kg	236.6(U)	2020(UO2)
燃料成分		UO2	UO2和(U，Pu)O2
燃料富集度	%	64.4	17，21，26
燃料燃耗	MW·d/t	50000(第一步)	100000
最大中子注量率	n/(cm·s)	3.4×10	1×10
堆芯直徑	mm	600	2060
堆芯高度	mm	450	750
最大線功率	W/cm	410	470
燃料元件直徑	mm	6	6.9
最高包殼溫度	℃	670	700
一迴路系統
鈉裝量	t	260	770
環路數		2	3
每條環路流量	t/s	137	2030
堆芯進/出口溫度	℃	360/516	380/550
(氬)氣壓力	MPa	0.15	0.137
二迴路系統
鈉裝量	t	48.2	830
環路數		2	3
每條環路流量	t/h	198	2200
蒸汽發生器進/出口溫度	℃	310/495	320/520
(氬)氣控壓力	MPa	0.30	0.245
三(水-汽)迴路系統
蒸汽發生器台數		2	24
過熱蒸汽溫度	℃	470	505
過熱蒸汽壓力	MPa	13	14.2
給水溫度	℃	190	240