快中子增殖反應堆中的鈽-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，變為鈾-239，鈾-239經過幾次衰變後轉化為鈽-239，經過提純處理繼續用於裂變。在大型快堆中，平均每10個鈾-235原子核裂變可使12至14個鈾-238轉變成鈽-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，稱為快中子增殖。
基本介紹
- 中文名：快中子增殖
- 外文名：Fast neutron breeding
- 英文別稱：Fast neutron multiplication
- 所屬領域：核能術語
- 其他領域：核電站運行
- 相關概念：增殖比
相關內容,核燃料,快中子增殖原理,轉換比和增殖比,研究快中子增殖的原因,快中子對核電站的主要特點,快中子增殖反應堆類型,氣冷快堆,鈉冷快堆,發展現狀,中國快中子增殖反應堆開發技術,中國快堆開發方向,中國快堆開發時間,快堆缺點,
相關內容
中子的能量不同，他們與原子核相互作用的機率方式也就不同。在反應堆物理分析中，通常按中子能量的大小把他們分成以下三類：
（1）快中子（E>0.1MeV）；
（2）中能中子（1eV<E<0.1MeV）；
（3）熱中子（E<1eV）。
概括地講，在反應堆內中子與原子核的相互作用方式主要有：勢散射，直接相互作用和複合核的形成。
核燃料
核燃料（nuclear fuel），可在核反應堆中通過核裂變或核聚變產生實用核能的材料。重核的裂變和輕核的聚變是獲得實用鈾棒核能的兩種主要方式。鈾-235、鈾-238和鈽-239是能發生核裂變的核燃料，又稱裂變核燃料。其中鈾235存在於自然界，而鈾-233、鈽-239則是釷-232和鈾-238吸收中子後分別形成的人工核素。從廣義上說，釷-232和鈾-238也是核燃料。氘和氚是能發生核聚變的核燃料，又稱聚變核燃料。氘存在於自然界，氚是鋰6吸收中子後形成的人工核素。核燃料在核反應堆中“燃燒”時產生的能量遠大於化石燃料，1千克鈾-235完全裂變時產生的能量約相當於2500噸煤。
快中子增殖原理
在早期研究核反應實驗時，有科研人員發現鈾-238在參與裂變時，會少量吸收高速中子變為鈾-239，但鈾-239極不穩定，會快速衰變為較為穩定的鈽-239，鈽-239亦可作為與鈾-235相似的裂變原料。基於此特性，上世紀60年代末法國科學家首先通過加大快中子產生量，製造出了第一台快中子堆，通過快中子使原料中鈾-238不斷轉化為鈽-239，由於產生大於消耗，使得原料實現不斷增殖。
所以這種反應堆又稱'快速增殖堆'。
也可以做這樣一個比喻：一艘帆船因暴風雨而擱淺，船員在陰雨連綿的孤島上生火做飯。有的人直接用僅剩的乾木頭生火燒烤食物。但是聰明人則提議，用濕木頭當爐灶來燒食物。這樣乾木頭用完的時候，濕木頭也被烤乾。最後所有的濕木頭都可以用於求生。而在熱堆和快堆中，鈾-235是乾木頭，鈾-238就是濕木頭。乾濕結合地可持續的使用，這就可以榨乾鈾所有的能量。
在這種堆中，每消耗1公斤易裂變燃料可以產出多於1公斤甚至高達1.5公斤以上的新的易裂變燃料(鈽)。多生產出來的燃料可以用於新建快堆，新快堆又進行增殖。從效果看，快堆運行中真正消耗的不是開始放進去的易裂變燃料鈾-235，而是占天然鈾99.2%以上的鈾-238。所以在發展壓水堆的基礎上再發展快堆，考慮鈽的再循環和損耗，可將鈾資源的利用中提高到60-70%。由於利用率的提高，更貧的鈾礦出有了開採的價值，就世界範圍講可采鈾資源將增加千倍。所以說，把快堆發展起來，裂變核能將成為幾乎不可耗竭的能源。
也可以做這樣一個比喻：一艘帆船因暴風雨而擱淺，船員在陰雨連綿的孤島上生火做飯。有的人直接用僅剩的乾木頭生火燒烤食物。但是聰明人則提議，用濕木頭當爐灶來燒食物。這樣乾木頭用完的時候，濕木頭也被烤乾。最後所有的濕木頭都可以用於求生。而在熱堆和快堆中，鈾-235是乾木頭，鈾-238就是濕木頭。乾濕結合地可持續的使用，這就可以榨乾鈾所有的能量。
在這種堆中，每消耗1公斤易裂變燃料可以產出多於1公斤甚至高達1.5公斤以上的新的易裂變燃料(鈽)。多生產出來的燃料可以用於新建快堆，新快堆又進行增殖。從效果看，快堆運行中真正消耗的不是開始放進去的易裂變燃料鈾-235，而是占天然鈾99.2%以上的鈾-238。所以在發展壓水堆的基礎上再發展快堆，考慮鈽的再循環和損耗，可將鈾資源的利用中提高到60-70%。由於利用率的提高，更貧的鈾礦出有了開採的價值，就世界範圍講可采鈾資源將增加千倍。所以說，把快堆發展起來，裂變核能將成為幾乎不可耗竭的能源。
轉換比和增殖比
增殖堆的一個重要參數是“轉化比”（平均每個裂變原子生成的易裂變原子數）。轉化比是新生成的易裂變材料與消耗的易裂變材料的比。例如，低富集鈾輕水堆的轉化比大約為0.6。使用天然鈾的壓重水堆（PHWR）的轉化比約為0.8。
增殖堆的轉化比大於1。過去增值殖堆的發展主要集中在提高增值殖比，從希平港反應堆的1.01到俄羅斯BN-350的超過1.2。液態鈉冷增值殖堆的理論模型表明，增殖比至少可達到1.8。
研究快中子增殖的原因
長久以來，核電一直被認為是人類在和平利用核能方面的偉大創舉，全世界已有核電站400多座，占全世界發電總量的17%。核電憑藉其安全、高效、清潔的諸多特性，開始為越來越多的國家重視。美國和歐洲許多國家經歷了20世紀80年代初到90年代末的反核浪潮之後，又開始大力發展核電，可以預見在未來的20年內，世界範圍內將掀起新一輪發展核電的熱潮。亞洲則以中國龐大的核電建設計畫震撼世界，按照規劃中國將在2020年前新建58座百萬千瓦核電機組，這相當於日本核電機組的總數。
但是大規模的核電建設計畫，對於日益枯竭的鈾礦資源而言，是個矛盾日深的關係。其關鍵癥結在於國際上使用的壓水堆核電站存在核燃料利用率低的問題，鈾礦資源中只有占蘊藏量0.66%的鈾－235能夠在提純處理後作為核電站燃料，而其餘占天然鈾99.2%以上的鈾—238則只能做核廢料處理。預計到2030年，世界上易開採的低成本鈾資源的80%都將被消耗掉。而那時，正是我國核電事業大發展時期，核電站可能出現無米下鍋的尷尬局面。
但是大規模的核電建設計畫，對於日益枯竭的鈾礦資源而言，是個矛盾日深的關係。其關鍵癥結在於國際上使用的壓水堆核電站存在核燃料利用率低的問題，鈾礦資源中只有占蘊藏量0.66%的鈾－235能夠在提純處理後作為核電站燃料，而其餘占天然鈾99.2%以上的鈾—238則只能做核廢料處理。預計到2030年，世界上易開採的低成本鈾資源的80%都將被消耗掉。而那時，正是我國核電事業大發展時期，核電站可能出現無米下鍋的尷尬局面。
此外，熱堆反應後的剩餘物的放射性仍然很強，如果直接地質處置，則每三四年就需建造一座類似於美國YUCCA MOUNTAIN（尤卡山，大型核廢料處理場）規模的處置庫，耗資極其驚人。而這些核廢料在快堆反應中經過回收再利用以後，放射性物質的衰變期只有二三百年，可以大大減少核廢物處置量，降低缺乏燃料長期毒性風險。
而快中子增殖反應堆則完全能夠解決這一問題，它可以將帶有放射性的鈾-238從核廢料變成核燃料，使鈾礦資源利用率從1%提高到70%以上。一舉解決鈾礦資源枯竭，核材料利用率低，和核廢料難以處理等三大棘手問題。因此開發快中子增殖反應堆，對於充分利用我國鈾資源、持續穩定地發展核電、解決後續能源供應等問題具有重大的戰略意義。
在核電站中廣泛套用的壓水堆（如我國的秦山、大亞灣核電站堆型）對天然鈾資源的利用率只有約1%，而快堆則可將這一利用率提高到60%～70%。這對充分利用我國的鈾資源，促進核電持續發展，解決我國的後續能源供應問題具有重要意義。由於利用率的提高，相對較貧的鈾礦也有了開採價值。就世界範圍講，這樣能使可采鈾的資源增加千倍。以探明的天然鈾儲量推測，快堆的使用可以使鈾資源可持續利用3000年以上。
快中子對核電站的主要特點
1. 可充分利用核燃料 比熱堆對核燃料的利用率提高80倍。
2. 可實現核燃料的增殖 擺脫即將面臨的鈾資源日益枯竭的困境。
3. 低壓堆芯下的高熱效率 在堆芯基本處於常壓下，冷卻劑的出口溫度可達500-600℃。
3. 低壓堆芯下的高熱效率 在堆芯基本處於常壓下，冷卻劑的出口溫度可達500-600℃。
快中子增殖反應堆類型
由於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。快堆中的冷卻劑主要有兩種：液態金屬鈉或氦氣。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
氣冷快堆由於缺乏工業基礎，而且高速氣流引起的振動以及氦氣泄漏後堆芯失冷時的問題較大，所以僅處於探索階段。
鈉冷快堆
鈉冷快堆用液態金屬鈉作為冷卻劑，通過流經堆芯的液態鈉將核反應釋放的熱量帶出堆外。鈉的中子吸收截面小；導熱性好；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500-600℃；比熱大，因而鈉冷堆的熱容量大；在工作溫度下對很多鋼種腐蝕性小；無毒。所以鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。世界上現有的、正在建造的和計畫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。所以在使用鈉時，要採取嚴格的防範措施，這比熱堆中用水作為冷卻劑的問題要複雜得多。
按結構來分，鈉冷快堆有兩種類型，即迴路式和池式。
迴路式結構就是用管路把各個獨立的設備連線成迴路系統。優點是設備維修比較方便，缺點是系統複雜易發生事故。與一般壓水堆迴路系統相類似，鈉冷快堆中通過封閉的鈉冷卻劑迴路（一迴路）最終將堆芯發熱傳輸到汽-水迴路，推動汽輪發電機組發電。所不同的是在兩個迴路之間增加了一個以液鈉為工作介質的中間迴路（二迴路）和鈉-鈉中間熱交換器，以確保因蒸汽發生器泄漏發生鈉-水反應時的堆芯安全。
池式即一體化方案，池式快堆將堆芯、一迴路的鈉循環泵、中間熱交換器，浸泡在一個很大的液態鈉池內。通過鈉泵使池內的液鈉在堆芯與中間熱交換器之間流動。中間迴路里循環流動的液鈉，不斷地將從中間熱交換器得到的熱量帶到蒸汽發生器，使汽-水迴路里的水變成高溫蒸汽。所以池式結構僅僅是整個一迴路放在一個大的鈉池內而已。在鈉池內，冷、熱液態鈉被內層殼分開，鈉池中冷的液態鈉由鈉循環泵唧送到堆芯底部，然後由下而上流經燃料組件，使它加熱到550℃左右。從堆芯上部流出的高溫鈉流經鈉-鈉中間熱交換器，將熱量傳遞給中間迴路的鈉工質，溫度降至400℃左右，再流經內層殼與鈉池主殼之間，由一迴路鈉循環泵送回堆芯，構成一迴路鈉循環系統。
兩種結構形式相比較，在池式結構中，即使循環泵出現故障，或者管道破裂和堵塞造成鈉的漏失和斷流，堆芯仍然泡在一個很大的鈉池內。池內大量的鈉所具有的足夠的熱容量及自然對流能力，可以防止失冷事故。因而池式結構比迴路式結構的安全性好。現有的鈉冷快堆多採用這種池式結構。但是池式結構複雜，不便檢修，用鈉多。
迴路式結構就是用管路把各個獨立的設備連線成迴路系統。優點是設備維修比較方便，缺點是系統複雜易發生事故。與一般壓水堆迴路系統相類似，鈉冷快堆中通過封閉的鈉冷卻劑迴路（一迴路）最終將堆芯發熱傳輸到汽-水迴路，推動汽輪發電機組發電。所不同的是在兩個迴路之間增加了一個以液鈉為工作介質的中間迴路（二迴路）和鈉-鈉中間熱交換器，以確保因蒸汽發生器泄漏發生鈉-水反應時的堆芯安全。
池式即一體化方案，池式快堆將堆芯、一迴路的鈉循環泵、中間熱交換器，浸泡在一個很大的液態鈉池內。通過鈉泵使池內的液鈉在堆芯與中間熱交換器之間流動。中間迴路里循環流動的液鈉，不斷地將從中間熱交換器得到的熱量帶到蒸汽發生器，使汽-水迴路里的水變成高溫蒸汽。所以池式結構僅僅是整個一迴路放在一個大的鈉池內而已。在鈉池內，冷、熱液態鈉被內層殼分開，鈉池中冷的液態鈉由鈉循環泵唧送到堆芯底部，然後由下而上流經燃料組件，使它加熱到550℃左右。從堆芯上部流出的高溫鈉流經鈉-鈉中間熱交換器，將熱量傳遞給中間迴路的鈉工質，溫度降至400℃左右，再流經內層殼與鈉池主殼之間，由一迴路鈉循環泵送回堆芯，構成一迴路鈉循環系統。
兩種結構形式相比較，在池式結構中，即使循環泵出現故障，或者管道破裂和堵塞造成鈉的漏失和斷流，堆芯仍然泡在一個很大的鈉池內。池內大量的鈉所具有的足夠的熱容量及自然對流能力，可以防止失冷事故。因而池式結構比迴路式結構的安全性好。現有的鈉冷快堆多採用這種池式結構。但是池式結構複雜，不便檢修，用鈉多。
發展現狀
半個世紀後，快堆仍然停留在實驗堆的基礎上，還未發展到商用階段。這主要是在技術上，快堆比輕水堆難度要大得多。
在鈉作冷卻劑的快堆中，液態金屬鈉與水（或蒸汽）相遇就會產生劇烈的化學反應，並可能引起爆炸；鈉與空氣接觸就會燃燒；鈉中含氧量超過一定數量會造成系統內結構等材料的嚴重的腐蝕；堆內的液態鈉由於沸騰所產生的氣泡空腔會引入正的反應性，其結果會使反應堆的功率激增，從容導致反應堆堆芯熔化事故的發生；快堆為提高熱利用率和適應功率密度的提高，燃料元件包殼的最高溫度可達650℃，遠遠超過壓水堆燃料元件約350℃的最高包殼溫度。很高的溫度、很深的燃耗以及數量很大的快中子的強烈轟擊，使快堆內的燃料芯塊及包殼碰到的問題比熱堆複雜得多。
通過四十年來的努力，以及一系列試驗堆、示範堆和商用驗證堆的建造，上述困難已基本克服。快堆技術上已日臻完善，是接近成熟的堆型，為大規模商用準備了條件。預計本世紀中期，快堆將逐漸在反應堆中占主導地位。可以說，快中子堆對即將到來的核能大發展是最為重要的堆型。
2000年國際原子能機構提出的未來國際上第4代六種核電堆型中，就有3種是快堆，即鈉冷快堆、鉛冷快堆和氣冷快堆，之所以如此，是因為無論哪種類型的快堆，都具有增殖裂變核燃料和嬗變長壽命核廢物的特點，而這正是核電發展過程中至關重要的前端核燃料供給和後端乏燃料處理問題。實踐證明，快堆是一種安全可靠的堆型。單堆生產，經濟性不好，一旦推廣套用，便有經濟競爭力。
在鈉作冷卻劑的快堆中，液態金屬鈉與水（或蒸汽）相遇就會產生劇烈的化學反應，並可能引起爆炸；鈉與空氣接觸就會燃燒；鈉中含氧量超過一定數量會造成系統內結構等材料的嚴重的腐蝕；堆內的液態鈉由於沸騰所產生的氣泡空腔會引入正的反應性，其結果會使反應堆的功率激增，從容導致反應堆堆芯熔化事故的發生；快堆為提高熱利用率和適應功率密度的提高，燃料元件包殼的最高溫度可達650℃，遠遠超過壓水堆燃料元件約350℃的最高包殼溫度。很高的溫度、很深的燃耗以及數量很大的快中子的強烈轟擊，使快堆內的燃料芯塊及包殼碰到的問題比熱堆複雜得多。
通過四十年來的努力，以及一系列試驗堆、示範堆和商用驗證堆的建造，上述困難已基本克服。快堆技術上已日臻完善，是接近成熟的堆型，為大規模商用準備了條件。預計本世紀中期，快堆將逐漸在反應堆中占主導地位。可以說，快中子堆對即將到來的核能大發展是最為重要的堆型。
2000年國際原子能機構提出的未來國際上第4代六種核電堆型中，就有3種是快堆，即鈉冷快堆、鉛冷快堆和氣冷快堆，之所以如此，是因為無論哪種類型的快堆，都具有增殖裂變核燃料和嬗變長壽命核廢物的特點，而這正是核電發展過程中至關重要的前端核燃料供給和後端乏燃料處理問題。實踐證明，快堆是一種安全可靠的堆型。單堆生產，經濟性不好，一旦推廣套用，便有經濟競爭力。
中國快中子增殖反應堆開發技術
中國快堆開發方向
由於我國核能的套用，從一開始就重點選擇的是壓水堆。按照我國核電發展的速度計算，預計到2020年，核電總裝機容量有可能達到4000萬千瓦，按照百萬千瓦級壓水堆核電站初裝料為天然鈾360噸、年換料為140噸計算，到那時我國對天然鈾的需求量將達到6萬噸；而到2030年，核電裝機總容量達到5000萬千瓦時，對天然鈾的年需求量將達到11.7萬噸，國內的天然鈾產量已經無法滿足需要。
而如果在發展壓水堆核電站的同時，匹配的發展快堆核電站，壓水堆生產的工業鈽可以作為快堆的初裝料，快堆運行時消耗鈾-238，增殖核燃料鈽。這樣，兩種堆型匹配發展，並封閉核燃料循環可將鈾資源的利用率從單純發展壓水堆的1%左右提高到60%～70%。所以，只要2030年左右能批量建成高增殖快堆，則壓水堆給快堆的鈽的積累核快堆自身增殖則可以使我國核電在2050年發展到2.4億千瓦的水平，並且天然鈾的年累積需求量不會超過25萬噸。而快堆可以嬗變長壽命放射性廢物，將使核工業發展無環境污染之憂。核電站所產生的乏燃料中，有些長壽命的核廢物需要衰變三、四百萬年才能降到與天然鈾相當的放射水平。而快堆是以快中子運行的反應堆，那些強放射性廢物在快堆中可以當裂變燃料燒掉，研究證明，一座熱功率為100～150萬千瓦的大型快堆，可以嬗變掉5～10座同等功率壓水堆所產生的長壽命核廢物。
而如果在發展壓水堆核電站的同時，匹配的發展快堆核電站，壓水堆生產的工業鈽可以作為快堆的初裝料，快堆運行時消耗鈾-238，增殖核燃料鈽。這樣，兩種堆型匹配發展，並封閉核燃料循環可將鈾資源的利用率從單純發展壓水堆的1%左右提高到60%～70%。所以，只要2030年左右能批量建成高增殖快堆，則壓水堆給快堆的鈽的積累核快堆自身增殖則可以使我國核電在2050年發展到2.4億千瓦的水平，並且天然鈾的年累積需求量不會超過25萬噸。而快堆可以嬗變長壽命放射性廢物，將使核工業發展無環境污染之憂。核電站所產生的乏燃料中，有些長壽命的核廢物需要衰變三、四百萬年才能降到與天然鈾相當的放射水平。而快堆是以快中子運行的反應堆，那些強放射性廢物在快堆中可以當裂變燃料燒掉，研究證明，一座熱功率為100～150萬千瓦的大型快堆，可以嬗變掉5～10座同等功率壓水堆所產生的長壽命核廢物。
所以在我國，快堆發展起來後可以實現兩大方面的引用，一是大型增殖快堆，其發展將使我國核電大規模發展而無核燃料缺乏之虞，另一個是中等規模的模組化快堆，一方面發電，一方面焚燒長壽命放射性廢物，使我國核電大規模發展亦無環境污染之憂。快堆是當今現實的增殖堆和有效的嬗變堆型，壓水堆、快堆配套發展，能夠實現核燃料的封閉循環，使核能真正成為能夠大規模套用的清潔能源。
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，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,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,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。
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。
