快中子增殖反应堆

快中子增殖反应堆
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开放分类：基本物理概念
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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。

我国核能利用已进入商用阶段,目前已有9座核电反应堆机组在运行,总装机容量达到670万千瓦,主要堆型是压水堆。

压水堆是热中子堆（或称慢中子堆），主要利用铀-235作为裂变燃料,而铀-235只占天然铀的0.7%左右。

对压水堆来说，烧一次只能烧掉核燃料（即投入铀资源）的0.45%左右,剩下的99%还是烧不掉,其中主要是铀-238。

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。

1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。

研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。

至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。

1993年，我国快堆研究进入发展阶段。

由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进国外先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，目前设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70％。

2005年初，核级钠将进厂,堆本体将进行安装,预计2007年首次临界。

快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，我们在国家“863”高技术计划领导下，完成
了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,目前正在建造,计划2007～2008年临界和并网。

第二步，中国原型快堆，电功率约60万千瓦,建议2013年建造，2020年运行,目前正处规划建议阶段。

第三步，中国商用验证堆，电功率100万～150万千瓦,建议2018年建造，2025年运行,在此基础上2030年～2035年批量推广大型高增殖快堆。

国外快堆的发展已有半个世纪,发展快堆的9个国家美、俄、英、法、日、德、意、印、韩总共建成过21座快堆。

目前所有建造快堆的国家为了未来大规模核能的发展，均不同程度地开始研究用快堆来焚烧热堆产生的放射性废物，使核能变成更加清洁的能源，同时也开展一些新型快堆的预研。

需要大规模发展核能来替代常规能源的国家,必然要发展快堆和相应的闭式燃料循环,将铀资源用好、用尽。

如果热堆发展已有一定规模，就应考虑首先用快堆、继而用更有效的加速器驱动次临界快堆将长寿命废物尽量焚烧掉，让需要地质深埋的废物尽量减少。

由于快中子增值反应堆中的核反应会产生核武器的重要原料钚-239，因而有较大的核武器扩散风险。

增殖反应堆
铀２３５是实用的核燃料。

这就是说，慢中子会使铀２３５原子发生裂变（一分为二），并且产生更多的慢中子，而这些慢中子又会进一步引起其他铀原子裂变，使裂变过程持续下去。

由于同样的原因，铀２３３和钚２３９也是实用的核燃料。

遗憾的是，天然存在的铀２３5和钚２３９的数量真是微乎其微，而铀２３５的数量虽然比较可观，但也相当稀少。

在任何一块天然铀的标本中，每一千个铀原子当中只有七个是铀２３５，其余的都是铀２３８。

铀２３８是最常见的一种铀，但它却不是实用的核燃料。

铀２３８也能在中子作用下发生裂变，但只有快中子才能做到这一点。

那些分裂成两半的铀２３８会产生一些慢中子，而慢中子不足以引起进一步的裂变。

铀２３８可以比作潮湿的木头：你可以把它烧着，但它最后还是要熄灭的。

但是，假定把铀２３５同铀２３８分离开来（这是一个相当艰巨的任务），并且用铀２３５来建造一个原子核反应堆，这时，构成反应堆燃料的那些铀２３５原子就会发生裂
变，并向四面八方发射出无数慢中子。

如果这个反应堆包着一个用普通铀（其中
绝大部分是铀２３８）制成的外壳，那么，射入这个外壳的中子就会被铀２３８所吸收。

这些中子不可能迫使铀２３８发生裂变，但却会使铀２３８发生另外的变化，最后就会产生钚２３９。

如果把这些钚２３９从铀里面分离出来（这是个相当容易完成的任务），它们就可以用作实用的核燃料了。

能够用这种方式产生新燃料去代替用掉的燃料的反应堆就是增殖反应堆。

一座设计得当的增殖反应堆所生产的钚２３９，在数量上要多于消耗掉的铀２３５。

利用这种办法，就可以使地球上的全部铀——而不仅仅是稀有的铀２３５——都变成潜在的燃料来源。

天然存在的钍完全是由钍２３２组成的。

钍２３２就象铀２３８一样，也不是实用的核燃料，因为要有快中子才能使它发生裂变。

不过，如果把钍２３２放进包着核反应堆的外壳里，钍２３２原子就会吸收慢中子，并且尽管它不发生裂变，最后却会变成铀２３３原子。

由于铀２３３是一种很容易同钍分离开来的实用燃料，这样做的结果便又实现了另一种增殖反应堆，它会把地球上现有的钍资源变成潜在的核燃料。

地球上的铀和钍的总量大约比铀２３５一项的蕴藏量多８００倍。

这就是说，如果适当地利用增殖反应堆，就可以通过原子核裂变发电厂把地球上的潜在能源增加８００倍。