第九章 快中子增值堆

7
国际快堆的发展



快堆是目前唯一能够实现增殖核燃料的先进堆型。 国外快堆发展已有50多年历史，1946年建成第一个实验快堆。 目前世界上已建成了２１座快堆。 其中俄罗斯、法国、日本等国家一直在致力于快堆的发展。 当前国际上最引人注目的消息是：
4 x 8 MWt
印度政府已 经批准在英 迪拉· 甘地原 子研究中心 建造一座 500MWt的原 型快堆！ （池式 /回路）
15
钠池是池式钠冷快堆一回路主冷却系统 的主体，它容纳反应堆堆芯、一回路循 环泵、热交换器、设备和容器的支承结 构以及大量的液态钠（CEFR有260吨）。
中间热交换 器支承 大小旋塞 主泵支承
堆内屏蔽
堆芯围桶
主容器及 保护容器
压力管 栅扳联箱 堆芯熔化 收集器
堆内支承 结构 保温层
16
快堆堆芯结构
5
快堆技术特点



以快中子产生链式裂变反应 ； 大多数快堆采用液态金属Na做冷却剂，氦气； 比压水堆多一个回路； 一回路是一个高温低压系统。
快堆具有良好的安全性
1，Na的沸点高，常压运行；
2，热容量大，能导出余热； 3，堆芯有较大负反馈，事故状 态能够自稳。 6
快堆是封闭的燃料循环中的关键环节
CEFR系统流程示意图
6 4 4 8 7
2 8 3 9 1 8 5 10
12
液态金属钠
具有较高的传热特性
1 可以在很高的温度下，在较小的温差情况下 移走大量的热能 2 堆内燃料元件的热流很高，可以达到较高的 比功率 3 由于热钠的热导好，热点因子也会减小，活 性区内温度变化随之降低，及时在热冲击的情况 下，结构变形的几率也非常小。
3
快堆的分类：
按冷却剂材料，快中子堆又可分为钠冷快堆和气冷快堆，其中LMFBR 的蒸汽参数很高，压力达16～18MPa，温度约为500 c，因此电站的效率 接近 40％。 按回路布置结构，可分为回路式快堆电站和池式快堆电站
4
池式的主要系统和上述回路式相同，但它把反应堆堆芯、一回路钠泵 及中间热交换器都浸泡在一个大型钠容器中。这种型式可降低一‘回 路严重泄漏的可能性，即使某些设备发生故障也不会发生钠流出事故， 所以安全性较好。
18
快堆燃料组件结构
燃料棒定位
两种方案： 金属绕丝 or 定位栅格架 金属绕丝： 制造容易，成本低；机械性能好，但在运行时 会发生轻微移动 定位格架： 提高增值比；降低热管因子
19
快堆堆内其它组件
转换区组件：
与燃料组件外观相似，内部装料不同，全部为增值材料， 元件棒直径较大（2倍），并保证线功率不超标
堆芯分为两个区： 燃料区
钚燃料组件＋B4C控制组件
再生区（增值转换区）
增值组件:可转换材料
布置方式：均匀，非均匀
均匀： 非均匀：
17
快堆燃料组件结构
采用三角形或者六角形栅格结构的原因 燃料棒结构
第一代核燃料：氧化物； 第二代核燃料：炭化物
芯块大小 7mm高度，6mm直径，包壳外径6-8mm, 易裂变燃料装载高度为燃料棒长度的1/3,总高度为3m. 轴向转换区：贫铀氧化物，装在堆芯上部和下部，典型高 度0.3-0.4m 裂变气体腔；高度1m，位置？？
14
燃料组件采用国际通用的六角形结构，由操作头、六角形套管 、管角、燃 料棒束和上部钢屏蔽棒等组成。燃料棒也是快堆典型的燃料棒结构，中间 是燃料区，紧靠燃料两端是贫铀转换区，下转换区下面是裂变气体腔。燃 料棒插在组件下部格栅上，外缠螺旋绕丝，以径向定位。组件通过小栅板 联箱固定在大栅板联箱上，组件上面有定位块径向定位。
1
快堆概述
优点： 增值： 快中于反应堆内核燃料裂变主要由能量约100 keV以上的快中子引起，不需要慢化剂，可实现钚-239和钍 232的增值转换。 快中子增殖堆尚有一系列技术上和经济上的问题还没有解决。 主要是： 1、快中子反应堆内中子平均能量很高，中子有害吸收小，易 于实现增殖。但在高能区核燃料的裂变截面也很小，因此 为了使链式裂变反应能进行，快中子堆内必须有较高的核 燃料富集度(当量富集度达15％(质量)一35％(质量)，而且燃 料初装量也很大。

我国目前的核电站中，有两个装机为重水堆型，其余全部为压水堆型。 世界各国研究表明：快堆可以解决大规模的压水堆核电站发展带来的核燃料 短缺及长寿命核废物处置问题。 快堆是封闭的燃料循环必不可少的环节已经得到世界公认。封闭燃料循环可 将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1％左右提高到60~70％ 。
13
在稳态情况下，快堆燃料元件的中心温度不能超 过燃料的融化温度。不锈钢包壳温度温度不能超 过定值，对于采用316不锈钢的CEFR温度运行限 值为700℃，安全限值为800℃。 .
堆芯稳态热工设计问题
图1 CEFR堆芯流量分区
CEFR的65MW热功率是 由堆芯燃料组件、控制棒 组件、屏蔽层组件等发出 的，其中堆芯燃料组件占 90％多的额定热功率。需 要约300kg/s的冷却剂钠 从360℃加热到约530℃， 才能把堆芯的热能载出到 反应堆容器之外，并且要 保证燃料的最高温度和燃 料棒包壳的最高温度不超 过它们的熔点，钠的最高 温度不超过相应压力下的 沸点。
ຫໍສະໝຸດ Baidu
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
精品课件！
36
精品课件！
37
38
Fig.1 PFBR flow sheet
8
中国的快堆发展

我国早在70年代就开始快堆开发和研究 七五期间，国家八六三高技术计划能源领域专家委员会对我国发展快堆 进行了论证，结论是：
“应力争在本世纪末建造一座热功率65MW，电功率 约20MW的实验性快堆 ”
在我国新世纪的核能发展基本方针中指出：“核能发展继续执行热中 子反应堆（压水堆为主）－快中子反应堆－受控核聚变堆，三步走的 路线，当前以发展热堆为主，同时要继续开展快中子增殖堆和受控核 聚变堆技术研究、开发和跟踪”
控制组件：
主要功能（1）补偿反应性（2）启堆停堆（3）快速停堆
屏蔽组件：
为反应堆容器和容器内的重要部件提供中子等屏蔽
20
快堆的发展前景
在我国新世纪的核能发展基本方针中指出：“核能发展继 续执行热中子反应堆（压水堆为主）－快中子反应堆－ 受控核聚变堆，三步走的路线，当前以发展热堆为主， 同时要继续开展快中子增殖堆和受控核聚变堆技术研究、 开发和跟踪”
2
2 ．由于快中子堆堆芯内没有慢化剂，所以体积小，功率 密度高达300一600 Mw／m3，是压水堆的4—8倍。因此要 求采用传热性能好而慢化化性能差的冷却剂，目前采用液 态金属钠和氦气，但钠回路工艺及防爆措施在工业规模的 大量操作上还缺乏经验。而流速约为100 m／s的氦气冷却 在技术上也是较复杂的问题，还需进行大量研究试验。 3．快中子堆的燃料元件加工及乏燃料后处理要求高。且 其快中子辐照注量率也比热中子堆大几十倍，因此对材料 的要求也较苛刻。 4．快中子堆内的中子平均寿命比热中子堆的短，而且 坏—239的缓发中子份额只有铀—235的1／3左有，所以快 中子堆的控制比较困难。 因此，到目前为止，快中子反应堆还未能获得大量发展。
很宽的温度范围内 保持为液态
普朗特数很小
其熔点仅为97.8℃，沸点高达882.9℃。 这样使得快堆采用比较低的系统压力 就可以得到高的反应堆堆芯出口温度。 从而获得较高的动力循环效率，而堆 容器内的压力又不高，降低了造价， 也就降低了发电成本。
1 跟其它流体不同，在液态钠流道内的热阻不是集中在层流底层或缓冲层内，而是比较均匀的分布在 整个截面上。 2 液钠的高热到使得边界条件的影响达到更远的范围，因而流道的几何形状对液钠的热传递影响很大。 由于分子热导在整个流道中起着很重要的作用，流体中温度分布与边界的形状有很大关系 3 湍流状态的液钠的热入口效应比普通流体大的多，发热面的热流分布情况对传热系数有很大影响。
9
CEFR－中国原子能科学研究院（北京/房山区）
10
中国实验快堆 China Experimental Fast Reactor “CEFR”


CEFR是我国第一座 快堆，65MWt、 20MWe。 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。 11