快中子反应堆简析-01
铅冷却快中子反应堆
铅冷却快中子反应堆
铅冷却快中子反应堆是一种新型的核能发电技术。
与传统的水冷反应堆不同，铅冷却快中子反应堆使用液态金属铅作为冷却剂，可以大大提高反应堆的热效率和安全性。
铅冷却快中子反应堆的优点在于，其使用的燃料是天然铀或者钚等可回收燃料，相比于传统的水冷反应堆使用的低浓缩浓缩度燃料，铅冷却快中子反应堆的燃料更安全、更环保。
此外，铅冷却快中子反应堆的反应堆芯温度远高于水冷反应堆，可以更高效地转化能量，提高热效率。
同时，铅冷却快中子反应堆的核燃料循环技术可以将反应堆产生的核废料最大限度地减少，减少对环境的污染。
此外，铅冷却快中子反应堆还有一种被称为“自保护”的特性，即在事故发生时，铅冷却剂可以起到非常好的冷却和减缓反应的作用，保证反应堆的安全性。
总之，铅冷却快中子反应堆是一种高效、安全、环保的核能发电技术，具有广阔的应用前景。
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燃料越烧越多的“魔炉”，快中子核反应堆
燃料越烧越多的“魔炉”，快中子核反应堆如果有人跟你说，在现实生活中有一种“魔炉”，这种“魔炉”非常与众不同，随着“魔炉”内部燃料的不断燃烧，内部的燃料不仅不会减少，反而还会越烧越多。
一般人都会认为这些话不合常理，可能会认为这是不可能的，现实生活中怎么可能会有这种违背常理的东西呢？当然上面所说的“魔炉”并不是无稽之谈，科学家确实成功研发出了这种“魔炉”，它确实可以实现上面这点，“魔炉”内部的燃烧的燃料确实越烧越多。
讲到这里大家可能会感到不可思议，这究竟是什么黑科技呢？“魔炉”又运用什么原理能做到让内部的燃料越烧越多呢？这种“魔炉”叫做钚(Pu)核裂变反应堆，也叫快中子核反应堆。
“魔炉”利用了钚-239原子的核裂变反应，在反应堆内部燃料燃烧(裂变)时不仅会消耗钚-239原子，同时在燃烧过程中还会生成钚-239原子，燃烧过程中钚-239原子的生成量大于燃烧消耗的钚-239原子，也就是上面提到的燃料越烧越多。
“魔炉”的工作原理:钚-239原子的原子核在被高速运动的中子撞击时会发生核裂变反应，钚-239原子裂变时会释放出大量快中子，裂变生成的快中子可以继续撞击钚-239原子的原子核，这样就会引发链式反应让钚-239原子的裂变过程可以继续进行下去，这与铀-235原子的核裂变反应相似。
钚-239自然界中的铀(U)原子主要是铀-238原子，铀-238原子并不像铀-235原子那样容易发生核裂变反应。
虽然铀-238原子不容易发生核裂变反应，但是铀-238原子却可以捕捉快中子变为铀-239原子。
铀-239原子的原子核非常不稳定会发生β衰变，原子核内部释放出一个电子变为镎(Np)-239原子，镎-239原子的原子核同样也非常不稳定也会发生β衰变，原子核内部释放出一个电子变为钚-239原子。
原子核反应方程式:U238 + n → U239U239 → Np239 + e-Np239 → Pu239 + e-如果在钚核裂变反应堆中加入铀-238原子，钚-239原子裂变时释放出的快中子就可以被铀-238原子捕捉，铀-238捕捉快中子之后变为铀-239原子，铀-239原子再经过两次β衰变生成钚-239原子。
快中子堆浅析
快中子堆浅析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。
核反应堆物理分析(上)
核反应堆物理分析(上)核反应堆是一种利用核反应产生能量的设备。
核反应堆的原理是运用核反应的放能来加热液体或者气体，产生蒸汽，使蒸汽驱动轴类转子转动，从而使轴类转子带动发电机发电。
其中，核反应堆是由一系列核反应组成的，核反应会释放出大量的能量，能够加热冷却剂，从而驱动轴类转子转动，实现机械能转化为电能，供应给生活和工业用途。
核反应堆按照使用的核燃料分为热中子反应堆和快中子反应堆。
热中子反应堆是利用热中子与核燃料发生核反应来产生热能，因此核燃料应为小中子吸收截面大、熔点和密度适中的物质，如铀235和铀238。
快中子反应堆使用快中子来发生核反应来产生热能，核燃料应为小中子吸收截面小，熔点和密度大的物质，如氚。
核反应堆按照使用不同的冷却材料分为水冷反应堆和气冷反应堆。
水冷反应堆和气冷反应堆都是通过冷却剂将产生的高温热能带走，从而保证反应堆的稳定运行。
其中，水冷反应堆是使用水作为冷却剂，散热性好，但需要耗费大量水资源。
气冷反应堆使用气体作为冷却剂，无需消耗大量水资源，但由于气体散热性差，需要较大的排气系统。
核反应堆由反应堆堆芯和反应堆周边构成。
反应堆芯是核反应的核心部分，由燃料棒、控制杆、冷却剂以及结构材料等组成。
控制杆的作用是调节核反应的速率，保持反应堆稳定运行状态。
结构材料的作用是支持和固定反应堆芯的元件。
反应堆周边由反应堆罩、核反应堆容器、冷却剂循环系统等组成。
反应堆罩的作用是防止核辐射泄漏、防止反应堆失控。
核反应堆容器的作用是为反应堆芯提供密封保护，以避免辐射外泄。
冷却剂循环系统的作用是帮助反应堆芯和周边的结构材料散热。
核反应堆主要有两种核反应类型：裂变反应和聚变反应。
裂变反应是将重核分裂成两个轻核，同时释放出大量的能量。
核裂变产生的中子能够被稳定核吸收，产生新的能量，同时维持核反应的持续进行。
而聚变反应则是将轻核结合成重核，同样可以产生巨大的能量。
但是由于聚变反应需要极高的温度和压力，因此目前只有太阳和恒星能够维持聚变反应的进行。
快中子增殖堆运行原理
快中子增殖堆运行原理
快中子增殖堆的运行原理主要是基于核裂变反应的链式反应。
在这种反应堆中，容易裂变的物质如钚-239，作为核燃料进行裂变反应。
同时，反应过程中释放出的大量中子，被用作其他非裂变物质（如铀-238）转变为裂变物质的媒介。
具体来说，钚-239进行裂变反应时会释放出中子，这些中子一部分会逃出核心，一部分会被其他物质吸收或被燃料本身吸收。
如果至少有一个中子能再诱发下一次裂变，核反应就能持续下去，形成链式反应。
在快中子增殖堆中，为了达到燃料增殖的目的，需要尽量增加每个中子诱发分裂而释放出来的中子数（称为η值），理论上至少要达到2。
这意味着其中一个中子用于诱发下一次核裂变，另一个则被增殖性材料（如铀-238）吸收，这样可裂变物质增加的速度才能刚好等于消耗速度。
因此，快中子增殖堆的特点是使用容易进行快中子诱发裂变的可裂变物质（如钚-239），并利用非裂变物质（如铀-238）作为增殖性材料，通过捕获中子并转化为可裂变物质来达到核燃料的增殖目的。
这种反应堆的优点是可以提高铀资源的利用率，大量铀-238堆积浪费、污染环境问题将能得到解决。
请注意，核反应堆技术是一种高度复杂且需要严格管理和监管的科技领域。
如果对此感兴趣，建议查阅相关文献或咨询专业人士以获取更详细和准确的信息。
快中子增殖反应堆及其发展史
快中子增殖反应堆及其发展史什么是快堆快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。
目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。
热堆消耗的主要核燃料是铀235。
铀有三种同位素，即铀-234、铀-235和铀-238。
其中的铀-234不会发生核裂变，铀-238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀-235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。
但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66%，其余绝大部分是铀-238，它占了99.2%。
为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。
这就相当于我们的煤饼厂里，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。
在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀-239，但铀-239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239亦可作为与铀-235相似的裂变原料。
基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。
解决铀矿资源枯竭问题快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。
钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。
快中子
反应堆
快堆是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的堆型。快堆的一个重要特点是：运行时 一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是 在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238,铀-238吸收中子后变成钚-239。在快堆 中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖，故快堆的全名为快中子增殖反应堆。快堆是当今惟一现实的增殖堆型。
如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循 环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238,所以只有铀-238消耗完了,才不能继续循环。 理论上，发展快堆能将铀资源的利用率提高到100%,但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到60%～70% 的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130～160倍。利用率提高了,贫铀矿也有开采价值,这样,从世界范 围讲,铀资源的可采量将提高上千倍 。
快中子增殖反应堆使用未经减速的快中子来维持反应，因此需要核燃料中的裂变物质相对于增殖物质铀-238 有较高的浓度。然而，快中子的裂变/俘获比例对于大多数物质来说都比较高，而每一个快中子裂变反应都会释放 出大量的中子，因此一个快中子增殖反应堆很可能产生比它消耗更多的裂变物质。
增殖反应堆的控制不能依靠多普勒展宽和减速剂所提供的负反馈。然而，燃料的热膨胀可以提供快速的负反 馈。切尔诺贝利核事故以后，增殖反应堆的发展几乎停滞，几十年间仅仅制造了很少的反应堆。这也是由于铀的 价格比较低廉。在未来的几年，一些亚洲国家计划建造一些增殖反应堆的大型原型。
快中子堆报告
快中子反应堆及其核燃料循环—2011年4月14日核反应堆技术讲座听课报告中国原子能科学研究院老师讲述有关快中子反应堆的相关问题。
首先知道什么事快中子堆？快中子堆即是快中子增殖反应堆，区别于目前广泛商用的热中子反应堆。
在运行时由快中子引起反应其在运行时，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。
快中子堆亦称为高温气冷堆。
属于未来第四代核电站的备选堆型。
在快堆中的燃料循环是这样的：铀矿—>浓缩铀—>燃料制造—>压水堆核电厂—>乏燃料——>地质储存！首先在采得矿石后，进行浓缩处理，使铀235和钚239的的浓度达到反应堆所能正常运行的浓度。
然后送入反应堆内进行反应，快堆反应的一个重要特点是：在反应堆内运行时一方面消耗裂变燃料铀235或钚239，同时又产生出裂变燃料钚239等，而且产生量大于消耗量，真正消耗掉的的是在热中子反应堆中无法利用的、且在天然铀矿中占99.2%以上的铀238,铀238吸收中子后变成钚239。
因此在快中子反应堆中，裂变燃料越烧越多，得到了所谓的增殖，当然燃料消耗殆尽后，称为乏燃料，内含有剩余的铀的各种同位素，还有钚等其他长寿命元素，都是通过裂变产生的裂变产物。
乏燃料同样会产生热量，这在任何核电站中都是必须高度重视的。
当然，与热中子反应堆相同，快中子堆必须处于次临界状态，否则会导致灾难的发生。
且核燃料的燃料元件不能发生破损。
但是目前的核电站的剩余废料，即乏燃料除深埋外甚至无法进行处理，但乏燃料问题必须得到处理，这关系到核能的可持续发展问题。
第四代核电站将对此问题给出一个满意的答案。
即选择封闭式燃料循环路线，对铀进行充分利用，可以将核电站产生的高辐射性乏燃料进行最大限度缩化，实现放射性废料最小化。
在快中子堆核燃料发展的第一阶段，实用MOX燃料，进行先进水法后处理。
第二阶段使用金属燃料。
实现由实验堆向商用堆的过度。
目前世界中，有21座快中子反应堆，其中17座实验堆，2座试验商用堆，1座商业堆，此一座商用堆前途亦遭到所在地民众非难、从全世界来看，2020年预计有70-80个机组投入运行，2030年预计有200个左右机组运行，到2050年将有400个左右机组投入商业运行，并随着时间推移，将逐步取代热中子反应堆。
快中子反应堆
中国快中子实验堆CEFR
谢谢
钠冷却快中子增殖堆的技术难点 (1) 快堆燃料富集度高，燃料初装量大，限制了大规模应用；
(2) 快堆体积小,功率密度(300~600 MW/m3)是压水堆的4~8倍；
(3) 快堆的燃料元件加工及乏燃料后处理要求高；
(4) 快堆内中子辐照率比热堆大几十倍，对材料要求苛刻；
(5) 快堆内中子的平均寿命短，239Pu的缓发中子的份额少， 因此控制比较困难。
——建造快中子堆
快中子反应堆原理
实现了易裂变产物239Pu的增值，消耗 了自然界储量大，又难裂变的238U 。使 自然界铀资源的利用率由1 ~ 2%提高到 60 ~ 70%。
快中子反应堆结构
11—第二回路
2—增殖燃料组件 3—控制棒 1—裂变燃料组件 20、21—高压、 低压涡轮机17—冷凝器源自5—钠池16—给水泵
12—第二钠循环泵
4—钠循环泵
快中子堆优点
1.以快堆中子产生链式裂变反应，必须采用 浓缩度比较高的燃料（16%左右或更高） 2.没有慢化剂，并采用高浓度燃料，堆芯结 1.Na的沸点高，常压运行； 构紧凑，功率密度高，大多数快堆采用液态 2.热容量大，能导出余热； 3.堆芯有较大负反馈，事故状态 金属Na做冷却剂 3.由于Na能够自稳。 将堆芯活化，为防止污染蒸汽发生 器中的水，设置中间回路，采用三回路系统 4.堆芯均是有燃料区和再生区组成的 5.快堆具有良好的固有安全性
快中子堆
易裂变核素：233U、235U、239Pu 可裂变核素：232Th、238U 存在于自然界：232Th、235U（0.720%） 238U（99.274%） 几乎不存在：233U、239Pu
快中子增殖堆
P58 3.5 快增殖堆3.5.1热中子堆和快中子堆核反应堆按照中子的反应速度可以分为热中子堆和快中子堆。
通常的核裂变反应堆使用的核材料都包含了铀235和铀238。
其中铀238的含量为总体含量的95%~97%，而能够产生核裂变反应的只有少量的铀235。
并且，铀238对高速中子的捕获能力比铀235强，在裂变反应中，铀238吸收了大多数中子，同时由于中子的注量率降低，使得链式反应不能持续进行。
为了降低铀238对中子的吸收，提升核燃料链式裂变反应的效率，需要采用中子慢化剂将高速中子减速成为速度较慢的热中子。
中子慢化剂是由较轻的原子核构成，比如轻水、重水等，利用其中的氢原子与中子碰撞，来达到减速中子的目的。
这种利用热中子使铀235裂变的核反应堆，叫做热中子堆。
核裂变时产生的中子，如果不采用慢化剂减速，称作快中子。
快中子轰击铀238时，铀238会以一定的比例吸收这种快中子，变为钚239。
快中子反应堆的反应过程: 速度较慢的热中子被铀235吸收后，会发生裂变。
而钚239可以吸收一个快中子而裂变。
钚239是比铀235更好的核燃料。
铀238先吸收快中子变为钚239，再由钚239进行核裂变，裂变会发生质量亏损，释放的能量以热能的形式散发，运到外部后加以利用。
在快中子增殖堆内，核燃料是在增加的。
因为每个铀235裂变产生的中子可以使12~16个铀238变成钚239，即就是一边消耗核燃料钚，一边通过反应产生钚，但是产生的消耗的多，所以最终核燃料是增加的。
因此这种反应堆被叫做快中子增殖反应堆。
中子增殖堆利用铀资源的效率几乎高达100%，另外中子增殖堆还可以让核燃料充分燃烧，减少了污染物质的排放。
尽管如此，这种反应堆并未大量使用。
因为在核反应器中制造更多的核燃料是有风险的，产生的钚可能会促进核子增生反应，同时提炼钚必须进行燃料的再制，该过程会产生放射性废料，还有可能造成大量放射线外泄，引发更严重的环境问题，再加上制造的核燃料可能被用于制造核武器，在限制核武器上还有顾虑。
快中子堆浅析
快中子堆浅析快中子堆浅析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。
快中子反应堆的设计与安全分析
快中子反应堆的设计与安全分析快中子反应堆是一种利用中子裂变反应产生能量的核反应堆，在现代科技发展中具有重要意义。
为了确保快中子反应堆的设计与运行安全性，需要进行深入研究与分析。
首先，快中子反应堆的设计是至关重要的。
设计阶段需要考虑到反应堆的尺寸、材料选择、控制系统等因素。
在反应堆设计中，需要考虑到如何实现高效的中子裂变反应，同时保证反应堆的稳定运行。
不同类型的快中子反应堆，如液态金属快中子反应堆、气冷式快中子反应堆等，在设计上会有所不同，但都要保证其设计合理性和安全性。
其次，快中子反应堆的安全性分析是必不可少的。
在反应堆运行时，需要考虑到如何避免反应堆的过热、核材料泄漏等安全问题。
安全性分析可以通过模拟计算、实验验证等手段进行，确保反应堆在运行时不会发生意外事故。
此外，还需要考虑如何保护反应堆的辐射安全性，避免对周围环境和人员造成危害。
另外，快中子反应堆在设计与运行过程中还需要考虑到如何应对紧急情况。
例如，在反应堆突发故障或事故时，如何快速采取应急措施保证反应堆的安全性，是需要深入研究的问题。
在设计中应考虑如何配置应急设备、设置应急预案等，以便在紧急情况下及时处置。
除此之外，快中子反应堆在设计与安全分析中还需要考虑到不同的应用场景。
快中子反应堆不仅可以用于产生能源，还可以用于核物理研究、同位素生产等领域。
在不同的应用场景下，需要考虑到不同的安全性问题和设计要求，保证反应堆在不同场景下的安全性和性能。
梳理一下本文的重点，我们可以发现，是一个复杂而重要的课题。
通过深入研究与分析，可以不断完善反应堆的设计，提高反应堆的安全性和性能，推动核能技术的发展。
希望未来能有更多的研究者投入到这一领域，共同致力于快中子反应堆的发展与安全。
中国实验快堆
中国实验快堆
快中子增殖堆的简称
01 快堆简介
03 各项参数
目录
02 重要意义 04 突出特点
05 建设过程
07 事故报道
目录
06 并发电
快堆是快中子增殖堆的简称，中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水 三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事 故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5 月开工建设。2011年7月21日10点成功实现并发电。
据介绍，在长达20多年的实验快堆研发过程中，我国全面掌握了快堆技术，取得了一大批自主创新成果和专 利，实现了实验快堆的自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理，形成了完整的研发能力，并培养 了一批优秀的技术人才队伍。在此基础上，中核集团公司已经着手研发百万千瓦级商用快堆电站技术。
建设过程
中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设，2002年8月主厂房封顶，2010年7月21 日首次达到临界。中国成为继美、英、法等国之后，世界上第8个拥有快堆技术的国家。
快堆简介
中国实验快堆中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第四代核能系统的优选堆型，快堆可将天然 铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战 略意义。快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。我国第一个由快中子引起核裂 变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并发电。标志着国家“863”计划重大项目目标的全面实现，列入国 家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续 发展的先进核能系统上跨出了重要的一步 。
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中国快中子实验堆CEFR 中国快中子实验堆CEFR
CEFR系统流程示意图 CEFR系统流程示意图
国外现状
• 在技术上，快堆比轻水堆难度要大得多。但是，由于它具 有独特的优点，所以，美、法、日、德、俄等国都在积极 开发研究快中子反应堆。早在1967年，法国就建成了一座 实验反应堆。1974年，25万千瓦的快中子反应堆投入运 行。1984年又建成了120万千瓦的大型商业快堆核电站。 杨长利介绍，快中子反应堆代表了第四代核能系统的发展 方向，其形成的核燃料闭合式循环，可使天然铀资源利用 率从压水堆的约1%提高至60%以上，同时还能让核废料 充分燃烧，减少污染物质的排放，实现放射性废物最小化。 由于利用率的提高，相对较贫的铀矿也有了开采的价值， 这将使世界可采铀资源增加千倍。发展和推广快堆，因此 被认为从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问 题。
快堆的分类
• 按冷却剂材料，快中子堆又可分为钠冷却堆和气冷快堆， 其中LMFBR的蒸汽参数很高，压力达16—18MPa，温度 约为500摄氏度，为此电站的效率接近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
快堆的特点
• 以快堆中子产生链式裂变反应，必须采用浓缩度 比较高的燃料（16%左右或更高） • 没有慢化剂，并采用高浓度燃料，堆芯结构紧凑， 功率密度高，大多数快堆采用液态金属Na做冷却 剂 • 由于Na将堆芯活化，为防止污染蒸汽发生器中的 水，设置中间回路，采用三回路系统 • 堆芯均是有燃料区和再生区组成的 • 快堆具有良好的固有安全性
为什么发展快堆
• 至今，我们知道自然界存在的易于吸收中子而裂变的原子核仅有铀的一 种同位素铀－235原子核，它在天然铀中的丰度只有0．71％左右，而占 99．2％以上的铀－238则不易裂变，因此，当今核电站的核燃料中，铀-235 如同“优质煤”，而铀-238却像“煤矸石”，只能作为核废料堆积在那里， 成为污染环境的“公害” 。压水堆就是主要利用铀－235裂变的堆型。单单 发展压水堆最多只能利用铀资源的0．71％。但是，因为在压水堆运行时，有 一部分铀－238原子核会吸收中子变成钚－239，这是一种人工易裂变核，可 以作为反应堆的裂变燃料。 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。
谢谢
快堆具有良好的安全性
1.Na的沸点高，常压行； 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。
快堆堆芯结构
中国快堆的发展
• 我国早在70年代就开始快堆开发和研究 • 七五期间，国家八六三科技计划能源领域 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,电功率的20MW的实验快堆” • 当前以发展热堆为主，同时要继续开展快 中子增值堆和受控核聚变堆技术研究、开 发和跟踪
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快中子堆
• • • • • 概述 分类 特点 堆芯结构 中国快堆的发展
概述
• 快中子反应堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆 心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂 变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸 收，铀-238就会很快变成钚-239。这样，钚-239裂变，在 产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239， 而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖， 所以这种反应堆又称“快速增殖堆”。据计算，如快中子 反应堆推广应用，将使铀资源的利用率提高50-60倍，大 量铀-238堆积浪费、污染环境问题将能得到解决。在快中 子反应堆中,不能使用水来传递堆芯中的热量,因为它会减 缓快中子的速度 ，钠和钾的合金可用于快中子反应堆作 热交换剂。
核电的发展方向
——快中子堆
前言
• 核能是目前唯一现实的、可大规模代替化 石燃料的能源。 • 核能分两种：一种是重元素原子核分裂成 两个中重核时放出的能量，称为裂变能;一 种是两个轻元素的原子核聚合在一起变成 一个原子核时所放出的能量，称为聚变能。 • 热中子反应堆——快中子反应堆——受控 核聚变堆
• U238或Th232发生反应转化成易裂变核Pu239或U233。增殖反应的方程式如 U238或Th232发生反应转化成易裂变核Pu239或U233。增殖反应的方程式如 下： 238U ＋ n → 239U → 239Np → 239Pu 232Th ＋ n → 233Th → 233Pa → 233U
什么是快堆
快堆与秦山、大亚湾核电站用的压水堆一样都是核裂变反应堆。 但在这种反应堆中主要引起易裂变原子核铀－235或钚－239等产生裂 变链式反应的是快中子，故称快堆。而压水堆属热中子反应堆，中子 能量与原子热运动的能量相当，故称热中子。这里快堆快中子的能量 要比压水堆的热中子的能量大百万倍。 为了保持引起裂变链式反应的中子主要是快中子，裂变出来的新 的中子不能受到过分的慢化。快堆要用金属钠做冷却剂，将核裂变热 能载带出来，最终将水加热成饱和蒸汽，继而成过热蒸汽，像火电站 一样推动汽轮发电机发电。 钠在常压下沸点是881℃，从堆芯载热出来时的平均温度是540℃ 左右，远低于其沸点，不需要像压水堆那样有高的压力。因此快堆是 一种高温低压系统。