快中子反应堆

1、PFR－池式钠冷快堆
4 x 8 MWt
PFR （UK）flow sheet
2、前苏联回路式钠冷快堆
3、凤凰堆（Phenix）
－法国池式钠冷快堆 Nhomakorabea
1973建成,位于马尔库尔 核研究中心，是法国研究 长寿命核废物管理的重要 设施 250MWe.3回路（3SG 模块） 运行业绩不错 对燃料辐照、钚、錒系 长放射性嬗变试验。 1999年开始全面检修 凤凰堆2003年6月重新启 动
快堆的优势

(3)、快堆核电站具有良好的经济前景。 因为它具有增殖核燃料的突出优点，所以 发电成本在燃料价格上涨的情况下，仍能 保持较低的水乎。据估计，石油价格上涨 100%，油电站发电成本增加60%；天然 铀价格上涨100%，轻水堆核电站发电成 本增加5%，而快堆的发电成本只增加 0.25%。
快堆的难处
快堆的优势

(2)、快堆核电站是热中子堆核电站最好 的继续。核工业的发展堆积了大量的贫铀 （含铀－235很少的铀－238），快堆消 耗的正是贫铀。用贫铀来发电，同时还增 殖燃料，实在是一举多得的好事。热中子 堆核电站发展到一定水平时，及时地引入 快堆核电站，利用快堆来增殖核燃料，这 是一个很必然的发展计划。
5、文 殊 堆（MONJU） －日本回路式钠冷快堆
1994年运行，回路式，300MWe。 自1995年发生液钠泄漏事故以来，现仍未恢复运转。 日本政府1997年6月宣布，要继续推进其开发快堆和核燃料 再循环计划。 2003年美国、法国、日本表示支持文殊快堆再启动 。认为： 文殊快堆尤其能为快堆燃料提供辐照试验设施，并积累快 堆技术的开发经验。 2007年由美国、法国和日本组成的核能研究机构发表了一 份联合声明,呼吁日本政府重新恢复运行文殊原型快中子堆。 资金问题及居民反对使得恢复运行艰难重重。




在中子辐照下有活性 化学性质活泼，与氧、水有激烈反应 必须装二回路 不透明性 温度低于100 °C（97.8 °C)将冷冻
钠冷快堆的特点


裂变材料：钚－239，铀－235 转换材料：铀－238 中子类型：快中子（0.08MeV） 慢 化 剂：无 堆 结 构：回路式（16/21)，池式(5/21) 三回路传热：钠－钠－水/蒸汽
不同点

(4)原子弹的装料超过维持链式反应所需 的量多，而快堆的装料仅仅稍微多于维持 链式反应的需要，并有负反馈效应——有 抑制作用的效应。
结论

快堆不可能像原子弹那样爆炸
但是。。。。地震+海啸=？
加快快堆的建设是我国核电发展 的唯一出路

铀在核能发电中起着至关重要的作用， 但是中国是个“贫铀”的国家。我国的铀 矿矿体小（矿床规模以中小为主的占总储 量的60％以上） ，分布广，且矿石品位 偏低（即废物量大）。而且中国现在已探 明的铀矿储量只够2020年铀用量1/3的。 这正是我国发展核电的一个巨大隐忧！
（2010年7月21日中核自主研发中国 第一座快中子反应堆首次成功临界）
CEFR系统流程示意图
6 4 4 8 7
2 8 3 9 1 8 5 10
快堆与原子弹
相同点

原子弹和作为核电站用的快堆，都没有慢 化剂，而且都是用快中子引发裂变.
不同点

(1)原子弹使用钚或高浓铀，铀－238的量 没有或者很少。而快堆中铀－238很多。 铀－238俘获中子后大多不会裂变，它要 转化为钚－239后才易裂变。经过这道转 换后，作为核电站用的快堆的能量释放速 度，就受到极大限制。
基本就是这个原理
钚239
快中子
铀235 铀238
钠冷快堆的特点


冷 却 剂：
早期用汞，钠钾合金 现一致采用液态钠 - 运行温度高： 550 °C（高效发电） - 运行压力低：<0.5MPa（避免失压、失冷） - 冷却剂热容大：抗热冲击 - 流动性好：利于自然循环被动载热
钠冷快堆的特点
燃料包壳与冷却剂间温差小 与堆内材料相容性好（堆芯材料用奥氏体不锈钢） 与各种燃料相容性好 缺点
快堆的难处

3）快堆不能用水作冷却剂，而普遍采用 液态金属钠把热量带出来。此外，快堆用 的燃料元件的加工制造要比热中子堆复杂 得多和困难得多，随之而来的制造费用高 昂。
快堆的难处

（4）同时,快堆的控制就是控制中子的作 用，由于快堆内快中子寿命短，钚的缓发 中子份额小，这就使得问题复杂多了。并 且，对反应堆的操作系统保护的要求也很 严格。
三种六角形组件
燃料组件,增殖组件,反射层组件： 中心红色为燃料组件P-239＋U-238混合物 ; 黄色也为燃料组件，含钚比中心略高。 黑色为控制棒组件. 兰色为径向增殖组件，只含 U-238，生产 钚。 边上布置反射层（钢材料，未显示），反 射逃逸中子回堆芯。
前面5种反应堆的总结！！
什么是快堆？？

快堆，是“快中子反应堆”的简称。其形 成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率提 高至60%以上，也可使核废料产生量得到最大 程度的降低，实现放射性废物最小化。国际社 会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上 解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。
快堆的原理


在天然铀中，仅有0.714%的铀同位素——铀－235， 能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大 部分的铀同素——铀－238却不能在热中子的作用下发 生裂变反应。 但铀－238在吸收中子后，经过几次核衰变，可以 变成另一种可裂变的核材料钚－239。 在热中子反应堆中，产生的钚－239的数量不足以 抵偿消耗的铀－235。只有利用快中子来维持链式反应， 使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。这种主要 由快中子来引起裂变链式反应的反应堆，叫做快中子反 应堆（简称快堆）。
国外的快堆，除了凤凰
堆以外，普遍不给力！ -----文亦玮
6、中国实验快堆 －China Experimental Fast Reactor“CEFR”
CEFR是我国第一座快堆，65MWt、 20MWe。池式堆 2000年浇灌第一罐混凝土， 2002年8月15日核岛主厂房封顶， 2004年完成施工设计， 目前进入全面安装阶段，调试已经开 始，运行准备工作正在进行， 预计2008年12月首次临界。
钠冷快堆的特点


战略意义:
铀资源充分利用 PWR + FBR 匹配发展，实现封闭燃料循环 中国计划： - 先发展PWR，积存工业钚。 - 2025年建快堆， - 2050年PWR＋FBR 616GW
池式及回路式钠冷快堆
快堆的优势

(1)、快堆不仅把铀资源的有效利用率增 大数十倍，而且也将铀资源本身扩大几百 倍以上。因为，一旦大量使用快堆，目前 认为开采价值不大的铀矿便具有开采价值。 这样，快堆的利用就可能为人类提供极其 丰富的能源。
快堆的原理


快堆中常用的核燃料是钚—239，而钚—239发生 裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀 －238吸收，又变成钚—239。这就是说，在堆中 一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的 钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多， 从而使堆中核燃料变多。反应开始循环持续下去。 此过程包括 钚—239-----------释放快中子，转 变为U235----------快中子击中铀－238-------铀－ 238转变为钚—239--------钚—239继续放出快中子 参与反应
加快快堆的建设是我国核电发展 的唯一出路

铀作为一种枯竭资源，能维持多久还很成 问题。根据预测，全世界核电站在 1996～2010年之间将消耗掉100万吨天然 铀，按照这个速度，（不考虑新建的核电 站）预计到2030年，世界上易开采的低 成本铀资源的80％都将 被消耗掉。我国 如果得不到足够的铀矿资源，不管建多少 核电站，最终都将面临停产的困境.

快堆还可以用于大规模制氢、海水淡化等， 也可以建造中小型低噪声的长寿命移动快 堆，或用于建造大型紧凑型船只，如航母 用核动力快堆等。
从开始到97年，投资金额已高达4 1 6 亿法郎， 无论电站运转与否，每年都要耗掉6 ．5 亿法郎。 “超凤凰”核电站从兴建之初到现在，围绕着是否该 修建一直争论不休：
支持者认为，快堆利用资源丰富的钚作为燃料，
为开发和利用新的能源开辟了新领域。 反对者则认为保证安全的技术还不够成熟。

据有关部门预测，这项巨大的关闭工程将耗资 1 0 0 亿到1 6 0 亿法郎左右。（实际数据不祥）
加快快堆的建设是我国核电发展 的唯一出路

由于热堆在铀资源的利用上极差，只有 1～2％可以用来发电，而其余的98～99 ％的铀只能被作为废料－贫铀弃置。而快 堆能使 60～70％的铀得到利用。快堆比 目前热堆中的压水堆对铀的利用率高140 倍，比重水堆高70倍以上。而且贫铀、乏 燃料、低品位铀矿乃至海水里的铀，都是 快堆 “燃料” 的来源。
不同点

(2)原子弹内与裂变无关的材料少。而快 堆为了维持长期运行，并将堆内原子核裂 变产生的热送出来，堆内有大量的结构材 料和冷却剂。它们的存在既增加了中子的 吸收，又使中子的速度有一定程度的慢化， 延长了中子存在时间。这是限制核电站用 的快堆功率增长速度的另一个因素。
不同点

(3)原子弹采用高效炸药的聚心爆炸，使 核燃料很快密集在一起，将链式反应的规 模急剧扩大，也就是我们说的达到瞬发超 临界状态；而作为核电站用的快堆，只要 一达到瞬发临界，堆芯很快就会散开，难 以维持链式反应。目前的控制手段，已可 以保证快堆不至于达到瞬发临界。

（1）在快堆中，由于快中子与核燃料中 的原子核相互作用引起裂变的可能性要 比热中子小得多，为了使链式反应能继 续进行下去，所用核燃料的浓度（一般 为12～30%）要比热中子堆的高，装料 量也大得多。