快中子反应堆
快堆的概念
第二，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。
第三，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。
快堆增大核燃料利用率
理论上快堆可以将铀－238、铀－235及钚－239全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其他种类的原子核，快堆只能使60～70%的铀得到利用。即使如此，也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。然而由于贫铀、乏燃料、低品位铀矿乃至海水里的铀，都是快堆的“粮食”来源，所以快堆能为人类提供的能源，就不是比热中子反应堆大几十倍，而是大几千倍，几万倍，甚至更多。
目前，各国发展的主要是用铀、钚混合氧化物作燃料，用液态钠作冷却剂的快中子增殖堆。它的简单工作过程是：堆内产生的热量由液态钠载出，送给中间热交换器。在中间热交换器中，一回路钠把热量传给中间回路钠，中间回路钠进入蒸汽发生器，将蒸汽发生器中的水变成蒸汽。蒸汽驱动汽轮发电机组。
中间回路把一回路和二回路分开。这是为了防止由于钠水剧烈反应使水从蒸汽发生器漏入堆芯，与堆芯钠起激烈的化学反应，直接危及反应堆，造成反应堆破坏事故。同时，也是为了避免发生事故时，堆内受高通量快中子辐照的放射性很强的钠扩散到外部，就铀资源的利用而言，主要是利用天然铀中约占0.7%的铀－235，其余,99.3%的铀－238大部分不能被利用。而快中子堆可以充分利用铀－238把它的利用率从l～2%提高到60～70%。铀－238吸收一个中子变成钚－239。l克钚－239裂变时发出的热量相当于3吨煤的热量。世界铀矿储量约为460万吨，可换算成138，000亿吨煤。目前，全世界已探明煤的储量为6，630亿吨。所以，快中子堆充分利用这些铀资源，就相当于目前已知煤储量的21.8倍。
反应堆结构课件9第九章 快中子增值堆
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
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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。
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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）
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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。 7
快堆是封闭的燃料循环中的关键环节
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
快堆 方程式
快堆方程式
"快堆" 是指快中子反应堆（Fast Neutron Reactor）的简称，它使用高速中子来维持和促进核反应。
与热中子反应堆不同，快堆中子的能量级别较高，因此能够触发不同的核反应，包括裂变和转变。
快堆中的核反应通常遵循以下方程式：
1. 快中子裂变反应：这是快堆中最重要的反应之一。
在这种反应中，快中子与核燃料相互作用，导致核燃料的裂变。
这种裂变反应通常可以用以下方程式表示：
快中子 + 核燃料（通常是钚、铀等） -> 分裂产物 + 快中子
具体的反应方程式将取决于所使用的核燃料和裂变产物。
2. 中子捕获反应：在快堆中，中子还可以被核材料捕获，产生新的核素。
这种中子捕获反应通常可以用以下方程式表示：快中子 + 核材料 -> 新的核素+ γ射线
这个过程有助于产生新的核素，同时也有可能消耗中子。
3. 中子传输反应：在快堆中，中子也可能经过一系列散射事件而保持其高速状态，而没有引起核裂变或中子捕获。
这些中子传输反应可以用散射截面方程式来描述，其中包括散射截面和吸收截面等参数。
这些方程式是用来描述快堆中子反应和核反应的基本方程式。
在实际的核反应堆设计和运营中，需要详细的核反应截面数据以及中子传输的建模和模拟来更精确地描述和控制堆的性能。
核工程师和物理学家使用这些方程式来设计和优化快堆，并确保其安全和高效的运行。
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。
中国实验快堆技术管理
中国实验快堆技术管理摘要：中国实验快堆是中国第一座钠冷快中子反应堆，其技术管理组承担运行、试验、生产计划、质保监督等重要管理职责。
本文通过对技术管理组职责的梳理归纳，落实岗位职责，对中国实验快堆运行管理有着重要参考意义。
关键词：中国实验快堆；技术管理中国实验快堆（以下简称CEFR）技术管理组负责CEFR运行、维修等现场活动的组织与管理，包括资源组织、过程控制、质保监督等；同时还承担运行室其它工作的组织与计划管理。
其工作组织的顺畅程度对CEFR运行管理至关重要。
本文参照法规要求，对技术管理组的职责进行梳理归纳，落实岗位职责，进一步提升CEFR运行管理水平。
1 CEFR简介CEFR是中国第一座钠冷快中子反应堆，作为我国核能发展战略三步走战略（压水堆→快堆→聚变堆），是快堆技术发展的基石。
中国实验快堆工程是国家“八六三”计划重大项目，由科技部、科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。
热功率65MW、电功率20MW，采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路传热系统，共16个子项，建筑面积43000m2。
2法规要求根据核设施监督导则《研究堆运行管理》（HAD202/01）2.2 节运行部门责任要求，反应堆运行负责人的责任第三条：建立反应堆安全运行所必需的班、组，并领导其工作。
这些班、组至少应包括：运行班；专业组；辐射防护组；技术管理组。
关于技术管理组职责如下：1）负责制订反应堆的运行、检修、试验、生产计划，经反应堆运行负责人审定后，报营运单位批准；2）组织制订、修改反应堆的各种规程、制度；3）对与反应堆安全密切相关的实验方案和技术方案组织技术审查；4）对反应堆的运行记录进行系统的分析，从中发现技术上的问题并提出改进建议；5）负责对值班记录本和运行数据记录表进行整理加工；6）负责管理反应堆运行过程中产生的技术资料，保证随时处于完好可用状态，并负责编写所有上报材料。
3 CEFR技术管理组职责依据《中国实验快堆运行组织机构及岗位职责》（ZYY•MSTG•DG0001•CEFR），第4.5节技术管理组职责规定：技术管理组设置岗位8个，正式编制10人。
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。
快中子反应堆简析-01
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。
中国实验快堆工程
中国实验快堆反应堆容器超压保护系统前言快堆是快中子增殖堆的简称。
快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。
1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。
法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。
现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。
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点成功实现并网发电。
中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4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时成功实现并网发电。
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。
在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统实验快堆反应堆容器超压保护系统一，功能反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。
快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议
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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。
重水堆和快中子增殖反应堆核电站ppt课件
头由锆合金支承板连接，构成长为半米，外径为150毫米左右
的燃料棒束。
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3.2重水堆核电站
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1．压力管卧式重水堆
反应堆堆芯是由几百根带燃料棒束的压力管排列 而成。每一根压力管内装有12-13束燃料组件。
3.2重水堆核电站 1．压力管卧式重水堆
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作为冷却剂的重水在压力管内流动带走 热量。作为慢化剂的重水在反应堆排管 容器中，为了防止热量从冷却剂重水传 到慢化剂重水中，在压力管外设置一同 心容器管，两管之间充以二氧化碳作隔 热层，以保持慢化剂温度不超过60℃。 将慢化剂保持低温，除了可以避免高压， 还可以减少U-238对中子的共振吸收，有 利于实现链式反应。
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快中子反应堆核电站是由快中子引起裂变链 式反应并将释放出来的热能转换成电能的核电 站。
由于快中子反应堆在运行时，能在消耗核裂 变燃料的同时，产生多于消耗的可裂变核燃料， 实现可裂变核燃料的再生增殖，故称为快中子 增殖堆核电站。
3.3快中子反应堆核电站
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增殖原理
核裂变
转化为 钚-239
3.3快中子反应堆核电站
3.3快中子反应堆核电站
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气冷快中子增殖堆
气冷块堆系统是快中子谱 氦冷反应堆，采用闭式燃 料循环。氦气冷却剂出口 高温，可用于发电，生产 氢或高效率处理热。
反应堆堆芯采用锕系元素 混合物颗粒燃料，制成棱 柱块或板状燃料组件。
3.3快中子反应堆核电站
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气冷快中子堆与钠冷快中子堆的各自特点 （一）核燃料增殖性能
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3.2重水堆核电站
加拿大的CANDU型压力管式重水堆核电站
1962年，第一座示范堆罗耳弗顿(22MW)投入运行。 1967年，第一座原型堆道格拉斯角(208MW)投入运行。 1971～1973年，第一批商用重水堆核电站皮克灵
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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快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。
通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。
快中子反应堆-简介快中子反应堆快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。
通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。
快中子反应堆-概述原子能的释放、控制和利用，是20世纪重大科技成果之一。
原子能是原子核裂变产生链式反应释放出的能量，故又称核能。
核裂变和链式反应是在原子反应堆中进行的，所以，原子反应堆是核电站的"锅炉"。
目前的核电站中，大多数使用的是轻水堆。
轻水堆以铀-235为燃料，以水作慢化剂作用是使高速中子减速和冷却剂。
发电能力为100万千瓦的轻水堆，每天使用约3公斤铀-235。
虽然用量不多，但是由于天然铀储量有限现探明约可使用1000年，其中铀-235约只占0．7％，而99．3％是铀-238。
铀-235和铀-238都是铀的同位素，它们的原子核都会裂变，但铀-235有其独特的裂变方式，当中子撞击其原子核时，原子核会分裂成重量几乎相等的两部分，而铀-238却不具备上述裂变方式，所以不能用作轻水堆的燃料。
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"。
快中子反应堆-原理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。
热中反应堆是一种安全、干净都达到要求的经济能源，在目前以及今后一段时间内它将是发展核电的主要堆型。
然而，热中子反应堆所利用的燃料铀235，在自然界存在的铀中只占%，而占天然铀%的另一种同位素铀238却不能在热中子的作用下发生裂变，不能被热中子堆所利用。
自然界中的铀储量是有限的，如果只能利用铀235，再有30年同样会面临铀235匮缺的危险。
因此人们把取得丰富核能的长远希望，寄托在能够利用铀235以外的可裂变燃料上。
于是，快中子增殖反应堆便应运而生。
如果核裂变时产生的快中子，不像轻水堆时那样予以减速，当它轰击铀238时，铀238便会以一定比例吸收这种快中子，变为钚239。
铀235通过吸收一个速度较慢的热中子发生裂变，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。
由铀238先变为钚，再由钚进行裂变，裂变释出的能量变成热，运到外部后加以利用，这便是快中子增殖堆的工作过程。
在快中子增殖堆内，每个铀235核裂变所产生的快中子，可以使12至16个铀238变成钚239。
尽管它一边在消耗核燃料环239，但一边又在产生核燃料钚239，生产的比消耗的还要多，具有核燃料的增殖作用，所以这种反应堆也就被叫做快中子增殖堆，简称快堆。
快堆。
快堆使用直径约1米的由核燃料组成的堆芯，铀238包围着堆芯的四周，构成增殖层，铀238转变成钚239的过程主要在增殖层中进行。
堆芯和增殖层都浸泡在液态的金属钠中。
因为快堆中核裂变反应十分剧烈，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。
反应堆中使用吸收中子能力很强的控制棒，靠它插入堆芯的程度改变堆内中子数量，以调节反应堆的功率。
为了使放射性的堆芯同发电部分隔离开，钠冷却系统也分一次回路和二次回路。
一次回路直接同堆芯接触，通过热交换器把热传给二次回路。
二次回路的钠用以使锅炉加热，产生483℃左右的蒸气，用以驱动汽轮机发电。
快中子增殖堆几乎可以百分之百地利用铀资源，所以各国都在积极开发，现在全世界已有几十座中小型快堆在运行。
[1]快中子反应堆-特点快堆的物理特性对仪表控制系统的影响快堆利用重核元素(铀或钚)吸收快中子裂变释放能量，其物理设计与热堆差异很大，致使其仪表控制系统也有别于热堆仪表控制系统。
1、动态参数快堆与热堆相比，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，这些对快堆控制来说是不利的，要求快堆控制系统有更好的瞬态响应特性。
2、毒物效应在快堆中，热中子几乎是不存在的因此在热堆设计中十分关键的热中子吸收截面高的材料在快堆中几乎并不显得那么重要，象“和”那样的裂变产物,相对来说是不重要的，快堆没有氙中毒问题.快堆堆芯小，快中子平均自由程比热中子长，因此快堆堆芯耦台得比热堆更紧密，不存在区域不稳定问题.因而在快堆中不必考虑功率分布波动的控制阀题，也不必象压水堆那样进行堆芯功率分布的测量，从这个意义上说对简化仪表控制系.统设计是有益的。
3、反应性控制由于快堆采用钠作冷却剂，无法使用仞如硼酸等可溶性毒物来控制反应性，一般采取单一的控制棒控制反应性方式,因而必须设置两套独立的控制棒停堆系统，以保证冗余和安全。
4、仪表效率目前的核测仪表均为对热中子敏感，检测快中子的效率相对较低,因而要求合理考虑板测仪表的设置和灵敏度问题。
[2]快中子反应堆-影响快堆堆芯小，功率密度大,热堆中使用韵冷却剂——水已不能适应其快速换热，载热的要求,液态金属钠以其优良的热工特性成为快堆的冷却剜。
但它在解决快堆冷却问题的同时，也带来了新问题，快堆热工特性对仪表控制系统设计具有较大影响。
1、化学反应钠是活泼金属，会与水发生剧烈的化学反应，在空气中鲥够燃烧，必须设法肪止发生钠泄漏的发生，并能在发生钠泄漏后限制和减轻其后果，因而在快堆中必须设置钠泄漏植测系统，并且对存在钠水界面的蒸汽发生器进行重点在线监测，防止发生钠水反应事故，一旦发生泄漏，启动蒸汽发生器保护系统，防止事故的进一步发展。
2、钠的活化特性由于钠容易被活化，一次钠系统带有较强的放射性.因而快堆一般设计成三个回路，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。
3、堆芯温度与热堆相比，快堆具有堆芯温度高，堆蕊进出口温差大，堆芯呈矮胖型，冷却剂在堆芯的流程短等特点。
相应参数如表1所示.这就使墟芯温度变化限制变得更为突出，因为快速的温度变化对结构材料很不利，因而为防止在堆功率变化时堆芯平均温度和进出=温差变化太大，快堆可采取一回路流量可变运行方式，而不是象压水堆所采取的一回路流量固定运行方式。
这样可以避免在功率变化时堆芯温度场出现较大变化，以减轻对堆芯机构材料的热冲击。
正是出于此种考虑，国外快堆一般尽可能减少紧急停堆次数，减少保护停堆动作，而-堆的本身的固有安全特性也为此提供了可行性。
由于钠的沸点很高,因而不存在压水堆的偏离泡核沸腾的问题，相对减轻丁反应堆保护系统的压力，压水堆堆芯冷却剂出口温度与饱和温度相差只有20℃左右,一旦系统减压或冷却剂温度升高，将出现堆芯沸腾，降低换热效率.造成燃料元件过热，损坏，后果非常严重，因而压水堆花很大精力用于防止冷却荆沸腾,维持堆芯冷却剂保持一定的过冷度。
为此2襄热工参数对照表堆型难蔷平均温度《℃1堆芯进出椎差《七)堆志尺寸(直径)压承堆(91)30左右35～、366快堆柏0以上150左右格国超凤凰4701537/1俄罗斯一,075中厦实量快堆,05设置了超温保护，超功率矗保护等保护参数，并且要根据具体工况调整这些保护参数整定值，使得保护系统非常复杂，而快堆则不然。
快堆一次冷却剂系统基本工作在常压下，钠的沸点镊高,常压下沸点按近900℃，而工作温度为500℃左右，存在着300℃以上的过冷度。
出现钠沸腾属于极稀有工况,出现这种工况前早已因其它参数越限而引起保护系统动作了。
因而保护系统的设计可以不考虑钠沸腾的问题。
4、堆芯压力压水堆失压后，冷却剂大量蒸发，可能出现堆芯课露的危险，需要设置专门的安全注人系统为其补水，快堆一次冷却剂系统基本工作在常压下，并且为防止主容器发生泄漏，设置了保护容器，一般不会有堆芯裸露的危险，因而快堆不必设置安全注人系统，也不必专门设置稳压系统。
由于压水堆工作在高压下，任何意外的系统减压都将使堆芯发生沸腾和偏离泡核沸腾比小于1-3的危险性增加，因而对冷却荆低压必须进行保护，然而压水堆冷停堆状态下，冷却剂处于常压状态，这就需要在反应堆正常的启动和减压过程中，能够闭锁这类保护信号，增加了保护系统的允许和联锁关系的复杂性，快堆冷却剂基本工作在常压下，不涉及减压保护等同题。
允许和联锁关系相对简单一些。
5、蒸汽发生器由于快堆二回路的压力低于三回路的压力，因而其蒸汽发生器的结构与热堆不同，快堆普遍采用直流式蒸汽发生器，管侧为三回路的汽一水回路，壳侧为二回路的钠。
三回路刨空间小，缓冲能力差，对负荷的变化更加敏感,因而快堆蒸汽发生器的保护问题相对突出，对蒸汽旁排系统要求有更快的响应，不能照般压水堆的模式，直流式蒸汽发生器的水位无法直观监铡。
快中子反应堆-发展现状快中子反应堆在技术上，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。
日本也设计出输出功率为30万千瓦的快中子反应堆。
堆心核燃料采用铀-钚混合氧化物，堆心外围是铀-238，该快堆可使铀资源的利用率提高50倍，经济效益和社会效益十分明显。
除前述5个国家外，澳大利亚、挪威、西班牙、瑞典、瑞士、意大利和zg目前也积极开展了有关的研究工作。
2010年7月21日，zg核工业集团公司今日在北京宣布：由中核集团zg原子能科学研究院自主研发的zg第一座快中子反应堆——zg实验快堆(CEFR)达到首次临界。