快中子實驗堆是指利用快中子實現鏈式裂變反應的實驗堆。主要用於考驗快中子反應堆內材料的特性和系統的性能。
基本介紹
- 中文名：快中子實驗堆
- 外文名：Fastneutron reactor
概述,特點,現狀,
概述
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"。
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。
如果核裂變時產生的快中子，不像輕水堆時那樣予以減速，當它轟擊鈾238時，鈾238便會以一定比例吸收這種快中子，變為鈽239。鈾235通過吸收一個速度較慢的熱中子發生裂變，而鈽239可以吸收一個快中子而裂變。鈽239是比鈾235更好的核燃料。由鈾238先變為鈽，再由鈽進行裂變，裂變釋出的能量變成熱，運到外部後加以利用，這便是快中子增殖堆的工作過程。
在快中子增殖堆內，每個鈾239核裂變所產生的快中子，可以使12至16個鈾238變成鈽239。儘管它一邊在消耗核燃料環239，但一邊又在產生核燃料鈽239，生產的比消耗的還要多，具有核燃料的增殖作用，所以這種反應堆也就被叫做快中子增殖堆，簡稱快堆。在快中子反應堆中,不能使用水來傳遞堆芯中的熱量,因為它會減緩快中子的速度。
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。
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。
特點
快堆的物理特性對儀表控制系統的影響快堆利用重核元素(鈾或鈽)吸收快中子裂變釋放能量，其物理設計與熱堆差異很大，致使其儀表控制系統也有別於熱堆儀表控制系統。
1、動態參數快堆與熱堆相比，堆芯富集度高.能譜硬,都卜勒效應比熱堆小，而且快堆緩發中子份額小，中子代時間短，這些對快堆控制來說是不利的，要求快堆控制系統有更好的瞬態回響特性。
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。
3、反應性控制由於快堆採用鈉作冷卻劑，無法使用仞如硼酸等可溶性毒物來控制反應性，一般採取單一的控制棒控制反應性方式,因而必須設定兩套獨立的控制棒停堆系統，以保證冗餘和安全。
4、儀表效率目前的核測儀表均為對熱中子敏感，檢測快中子的效率相對較低,因而要求合理考慮板測儀表的設定和靈敏度問題。
現狀
在技術上，快堆比輕水堆難度要大得多。但是，由於它具有獨特的優點，所以，美、法、日、德、俄等國都在積極開發研究快中子反應堆。早在1967年，法國就建成了一座實驗反應堆。1974年，25萬千瓦的快中子反應堆投入運行。1984年又建成了120萬千瓦的大型商業快堆核電站。日本也設計出輸出功率為30萬千瓦的快中子反應堆。堆心核燃料採用鈾-鈽混合氧化物，堆心外圍是鈾-238，該快堆可使鈾資源的利用率提高50倍，經濟效益和社會效益十分明顯。除前述5個國家外，澳大利亞、挪威、西班牙、瑞典、瑞士、義大利和我國目前也積極開展了有關的研究工作。
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。
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。
在工程設計方面，實驗快堆也取得了多方面突破：在世界上首次採用了非能動事故餘熱排出系統；自主完成了反應堆換料系統設計。
作為國家863計畫重大項目，中國實驗快堆是中核集團第四代核能技術研發的重點，該堆採用已在美、法、俄、日等國家有多堆運行經驗的鈉冷快堆技術，其熱功率為65兆瓦，電功率20兆瓦。
