快堆浅析

快堆浅析
0、 导言
快中子堆（fast breeder reactor ，FBR ），是由快中子引起裂变链式反应的反应堆。

其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。

快中子堆，全称应为快中子核反应堆或快速增值核反应堆，简称快堆。

快中子堆是第四代核反应堆GIF 建议的六个候选堆型之一，具有可充分利用铀资源、闭路燃料循环、可实现燃料增殖、热效率高等第四代核反应堆系统的特点。

1、 快中子堆基本原理
快中子堆主要是利用天然铀中占99.2%左右的U 238，这很大的区别于压水堆使用U 235作燃料。

U 235对热中子的核裂变截面很大，在0.025ev 时裂变截面达到最大。

U 238只有在足够高的能量的中子轰击下才有可能发生裂变，但是其对快中子的俘获截面很大。

所以使用U 235的压水堆为提高中子利用率，需要使用慢化剂将核裂变中释放的中子迅速慢化，而快中子堆中不需要使用慢化剂。

U 238与快中子发生俘获反应经一系列变化后，转换为易裂变核素Pu 239，Pu 239在任何能量的中子轰击下均能发生核裂变反应释放能量，从而间接的利用了压水堆中无法利用的U 238，这也导致快堆电站初运行时需要装入一定量的Pu 94239作为启动时的核燃料。

其转换式如下：U （n,γ） 92238U 92298 β− Np 93239 β− Pu 94239。

2、 快中子堆基本构成
当前有可能实现商业应用的快中子堆堆型有
三种，分别是气冷快中子堆（GFR ）、铅冷快中子堆
（LFR ）、钠冷快中子堆（SFR ）。

其中基于当前的工
业基础和运行经验，钠冷快堆SFR 被多国作为第四
代快中子反应堆的第一选择。

快堆使用的是能谱较
硬的快中子，这直接导致其在结构构成上很大的区
别于使用热中子的压水堆等。

本文将主要围绕钠冷
快堆展开介绍。

2.1 燃料组件
快中子堆的大部分功率是在燃料组件内产生
的，一座典型的均匀LMFBR ，85%~95%的功率来自
燃料区，3%~6%产生在燃料组件内的轴向转换区，
3%~8%的功率在径向转换区内产生。

燃料元件的结
构必须保证其在工作寿命内，具有承受各种载荷能
力，如高中子辐照、温度、水力载荷以及地震载荷
下保持结构基本完整。

快中子堆燃料组件的结构如图1，其在设计中
广泛的采用三角形栅格或六角形栅格结构。

在典型
的三角形栅格结构中螺旋形金属绕丝把燃料元件棒隔开，271根燃料元件细棒组组成棒束置于组件导管内。

燃料棒由燃料芯块区、上下轴向转换区、裂变气体腔以及结构材料等部分组成。

燃料棒
图1 快中子堆燃料组件
长约3m，但包含有易裂变燃料的区域(它们组成反应堆堆芯)仅约为燃料棒长度的1／3。

目前快堆的燃料是氧化铀和氧化钚(UO2-PuO)混合物，第二代陶瓷燃料—混合碳化物(UC-PuC)正在研究之中，利用金属燃料和钍铀-233混合物陶瓷燃料的设计也已开始研究。

当前的混合氧化物燃料燃耗可达100MW∙d/kg，熔点约为2750℃。

每个燃料芯块长约7mm，直径约6mm。

轴向转换区芯块，是用贫铀氧化物制成的，它们装在堆芯燃料芯块上部和下部。

轴向转换区的典型高度是0.3m~0.4 m，芯块上面的弹簧用于在运输时压紧芯块。

裂变气体腔是用于容纳在辐照期间产生裂变产物的。

燃料组件的结构材料主要包括包壳材料和组件外的套管材料，现在多为奥氏体不锈钢（316SS或316Ti）。

包壳使燃料棒保持结构上的完整性，并把燃料和冷却剂分隔开来，从而避免裂变产物进入一次冷却剂里，包壳管外径的典型值为6mm~8 mm，所以燃料和包壳之间有一个初始的间隙。

快堆燃料元件的功率密度很高，其线功率可达450W/cm，芯块温度梯度高达104℃/cm，包壳最高温度700℃，快中子注射量（2~4）×1015n/(cm2∙s)。

2.2 堆芯结构
快堆的堆芯通常由两个区组成，即燃料区和再生区（增殖转换区）。

燃料区通常由若干钚含量不同的燃料组件同心圆环组成，中间
插有若干含有B4C的控制棒组件；再生区则
由一些含可转换材料(如贫铀)棒的增殖组件
组成。

堆芯的布置可以有两种不同形式：一种
叫做均匀堆芯布置，燃料区集中在中间，再
生区(增殖组件)则包围在燃料区的外围；另
一种是非均匀堆芯，这些增殖组件在芯部中
与燃料组件相间布置。

通常为了减少堆芯外
部的中子注量，并起部分反射中子作用，在
芯部外面围上数圈“反射”组件，这些组件的
形状和尺寸均与燃料组件一样，但它是由不
锈钢钢材料制成。

2.3 冷却剂
快堆使用直径约1米的由核燃料组成
的堆芯，堆中核裂变反应十分剧烈，体积比功率是压水堆的4~5倍，必须使用导热能力很强的液体把堆芯产生的大量热带走，同时这种热也就是用作发电的能源。

钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的液态钠将核反应图3 池式钠冷快堆
释放的热量带出堆外。

钠的中子吸收截面小，导热性好，而且
不容易减慢中子速度，不会妨碍快堆中链式
反应的进行，所以是理想的冷却液体；沸点
高达886.6℃，常压下钠的工作温度高，快
堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压，
冷却剂的温度即可达500-600℃；比热大，
因而钠冷堆的热容量大；在工作温度下对很
多钢种腐蚀性小；无毒。

所以钠是快堆的一
种很好的冷却剂。

但钠的熔点为97.8℃，在
室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将
钠熔化。

钠的缺点是化学性质活泼，易与氧和水起化学反应，在使用钠时，要采取严格的防范措施。

为确保因蒸汽发生器泄漏发生钠-水反应时的堆芯安全，钠冷快堆在钠冷却剂回路（一回路）和汽-水回路（二回路）之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路和钠-钠中间热交换器（如图3），这与压水堆电站有很大的不同。

中间回路里循环流动的液钠，不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器，使汽-水回路里的水变成高温蒸汽，并推动汽轮机发电机组发电。

2.4快中子堆压力容器
为保护电站的工作人员，与不含放射性的二次钠回路不同，必须对一次回路的放射性进行屏蔽。

为此可有两种不同的布置方式：可把中间热交换器和推动冷却剂循环的一次泵安置在邻近的房间里，再用管道将它们与反应堆容器联接；或者把它们都放在反应堆钠池里面。

前一种称之为回路式系统，后一种叫池式系统。

2.4.1 回路式系统与池式系统
回路式设计的反应堆容器是一个竖直的、圆柱形的壳体，并且带有半球形的底部，反应堆容器悬挂在支撑圆环的顶部，燃料组件放置在堆芯支撑结构(又称堆芯栅板)上。

与堆芯
支撑结构相连接的是堆芯吊篮筒体或堆芯
筒体，它把流过堆芯、转换区和径向屏蔽
层的钠与周围的钠池隔离开来。

入口流道
结构把钠从入口联箱引导到燃料组件中；
上面的一个内部结构把流过燃料组件的钠
流引导到出口联箱中。

回路式反应堆容器外面是一个保护容
器，用来防止反应堆容器破损时钠的泄漏。

钠液面被几厘米厚的覆盖气体—氩气覆盖
着，覆盖气体的作用是把钠池和反应堆顶
盖隔离开来。

池式即一体化方案，池式快堆将堆芯、
一回路的钠循环泵、中间热交换器，浸泡
在一个很大的液态钠池内。

在钠池内，冷、
热液态钠被内层壳分开，钠池中冷的液态
钠由钠循环泵唧送到堆芯底部，然后由下
而上流经燃料组件，使它加热到550℃左
右。

从堆芯上部流出的高温钠流经钠-钠中
间热交换器，将热量传递给中间回路的钠工质，温度降至400℃左右，再流经内层壳与钠池主壳之间，由一回路钠循环泵送回堆芯，构成一回路钠循环系统。

2.4.2 回路式系统与池式系统的比较
回路式系统有如下优点：第一，回路系统的部件隔离在小室内，系统的维修比较简单；第二，防止二次钠活化的中子屏蔽少，堆容器顶盖的结构设计比池式系统巨大的堆顶屏蔽盖的设计简单；第三，中间热交换器与堆的高度差较大，增强了环路的自然循环。

此外，在回路式设计中，蒸汽系统和二次钠系统与一次钠系统和反应堆耦合得更紧、对一次钠系统和反应堆变化响应更快，这会影响整个热传输系统和蒸汽系统的控制与负荷跟踪。

池式系统的优点可以概括为三点：第一，一次系统部件和管道的泄漏不会导致一次系统的泄漏；第二，一次系统内的钠质量约为一条环路中钠质量的三倍，热容量是一条环路热容量的三倍。

在异常的瞬变过程中，钠池的热惰性很大，整个系统的温升较低，有力地
减弱系统其它各个部件的瞬态热效应；第三，唯一自由液面是反应堆钠池内的钠自由液面，覆盖气体系统比较简单。

3 快中子堆特点
快中子堆相对于当前广泛采用的热中子堆，具有能实现燃料增殖、可嬗变锕系元素、低压堆芯下的高热效率等突出优点。

能实现燃料增殖 热中子反应堆采用在天然铀中只含0.71％左右的U 235为裂变燃料。

反应堆运行时，有一小部分U 238会吸收中子转变成人工可裂变燃料Pu 239，在压水堆中，每消耗1个可裂变核，能生产出0.5-0.6个Pu 239，即转换比是0.5-0.6。

将这些Pu 239当作新燃料重复再用，考虑到损耗，对铀资源的利用率也只有1％左右。

在快中子增殖堆中，这种转换比可达到1.3-1.5，这时称增殖比。

也就是说，裂变燃料在快堆中越烧越多，实际消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的在天然铀中含99.2％左右的U 238，考虑到各种损耗，可以利用铀资源的60-70％。

可嬗变锕系元素 任何核电站反应堆运行时，每Gwe·a(100万干瓦·年)将产生25-100kg(依燃料成份而变)的长寿命锕系核素，它们要衰变三、四百万年才能达到该堆所用天然铀对环境的影响水平。

长期埋存由于天灾人祸引起放射性释放的风险很大。

快堆中的快中子可以将长寿命的锕系核素转变成短寿命的裂变产物，从而便于最终处理和处置，一座快堆可以烧掉(转变掉)4~10座同等功率规模的热堆产生的锕系核素。

发展快堆可解决核能发展中所产生的后顾之忧。

低压堆芯下的高热效率 压水堆堆芯在15MPa 下其出口水温才仅达330℃左右。

而快堆由于采用液态金属钠作为冷却剂，在堆芯基本处于常压下，冷却剂的出口温度就可达500一600℃。

这为提高快堆核电站的热效率奠定了基础。

法国“超凤凰”快堆电站的热能利用率达41%，远超过现在先进压水堆可以达到的34%的水平。

但是，我们同时也需要看到快堆发展中需要注意的一些诸如冷却剂化学性质活跃、堆芯温度高、瞬态响应要求高等新问题。

钠化学性质活跃 在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与空气、水（或蒸汽）相遇可能燃烧并引起爆炸，钠中含氧量超过一定数量会造成系统内结构等材料的严重的腐蚀；
瞬态响应能力要求高 快堆堆芯富集度高.能谱硬,多普勒效应比热堆小，而且快堆缓发中子份额小，中子代时间短，这要求快堆控制系统有更好的瞬态响应特性。

同时快堆为提高安全性并屏蔽一次钠的放射性，比压水堆多一个中间回路(二次钠回路)，这样就增加了热传输的时间，加大了电厂系统的时间常数，使得全厂的协调控制难度增加。

堆芯温度高 快堆燃料元件包壳的最高温度可达650℃，远远超过压水堆燃料元件约350℃的最高包壳温度。

很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，对材料性能要求很高，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆复杂得多。

4 世界快堆发展及中国实验快堆（CEFR ）
1942年12月2日，费米用石墨和碳棒建立了世界上第一个可控核反应堆。

1946年美国建成世界上第一座实验性快中子反应堆—热功率25千瓦的克来门汀（Clementine ）。

1985年法、德、意三国建成的功率120千瓦的经济验证快堆Superhenix-1。

由于上述新问题的出现，使得快堆虽在四十年代已起步，只比热堆晚出现四年，而且第一座实现核能发电的是快堆，但是至今仍未发展到商用阶段。

我国的快堆研究始于1965年，经历了基础研究（1965—1987年）、应用基础研究（1987—1993年）阶段和目前的设计实验验证阶段（1995年至今）。

我国快堆研究加速是在1987年快堆技术被列为863高技术计划之后。

由中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆—中国实验快堆2010年7月21日首次达到临界，实现了中国快堆技术的重大突破。

5 结束语
尽管问题依然存在，但通过四十年来的努力，以及一系列试验堆、示范堆和商用验证堆的建造，上述困难已基本克服。

现在快堆技术上已日臻完善，是目前接近成熟的堆型，为大规模商用准备了条件，预计本世纪中期，快堆将逐渐在反应堆中占主导地位。

可以说，快中子堆是即将到来的核能大发展是最为重要的堆型，快堆的应用前景一片大好！
[注释]：快中子是指能量大于0.1Mev的中子，现在压水堆核电站使用的均为能量小于0.1ev 的热中子。

[参考文献]：1 谢光善，张汝娴.快中子堆燃料元件[M].北京：化学工业出版社，2007.
2 孟先雍.原子能工业[M].北京：原子能出版社，1978.
3 欧阳予.先进核能技术研究新进展[J].中国核电，2009，2(2):98~105.
4 徐崃.中国快堆技术发展的现状和前景[J].中国工程学，2008,10(1):70~76.。