快中子反应堆
合集下载
相关主题
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
（2010年7月21日中核自主研发中国 第一座快中子反应堆首次成功临界）
CEFR系统流程示意图
4
4
6
7
8
2 8
3 1
5
9
8 10
快堆与原子弹
相同点
原子弹和作为核电站用的快堆，都没有慢 化剂，而且都是用快中子引发裂变.
不同点
(1)原子弹使用钚或高浓铀，铀－238的量 没有或者很少。而快堆中铀－238很多。 铀－238俘获中子后大多不会裂变，它要 转化为钚－239后才易裂变。经过这道转 换后，作为核电站用的快堆的能量释放速 度，就受到极大限制。
三种六角形组件
燃料组件,增殖组件,反射层组件： 中心红色为燃料组件P-239＋U-238混合物; 黄色也为燃料组件，含钚比中心略高。 黑色为控制棒组件. 兰色为径向增殖组件，只含 U-238，生产
钚。 边上布置反射层（钢材料，未显示），反
射逃逸中子回堆芯。
前面5种反应堆的总结！！
国外的快堆，除了凤凰 堆以外，普遍不给力！ -----文亦玮
快堆还可以用于大规模制氢、海水淡化等， 也可以建造中小型低噪声的长寿命移动快 堆，或用于建造大型紧凑型船只，如航母 用核动力快堆等。
✓ 1998年关闭。
“超凤凰”是世界上功率最大的快中子增殖反应堆核电站， 然而运行以来，技术故障频发，停停修修，总运转时间不过十几个月。 “超凤凰”在设计之初，投资预算为6 3 亿法郎，到1 9 8 6 年投产时， 资金已追加到2 5 0 亿法郎，而且比预定投产时间推后了3 年。
4、超凤凰堆（Phenix）
5、文 殊 堆（MONJU） －日本回路式钠冷快堆
1994年运行，回路式，300MWe。 自1995年发生液钠泄漏事故以来，现仍未恢复运转。 日本政府1997年6月宣布，要继续推进其开发快堆和核燃料
再循环计划。 2003年美国、法国、日本表示支持文殊快堆再启动 。认为：
文殊快堆尤其能为快堆燃料提供辐照试验设施，并积累快 堆技术的开发经验。 2007年由美国、法国和日本组成的核能研究机构发表了一 份联合声明,呼吁日本政府重新恢复运行文殊原型快中子堆。 资金问题及居民反对使得恢复运行艰难重重。
加快快堆的建设是我国核电发展 的唯一出路
由于热堆在铀资源的利用上极差，只有 1～2％可以用来发电，而其余的98～99 ％的铀只能被作为废料－贫铀弃置。而快 堆能使 60～70％的铀得到利用。快堆比 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。而且贫铀、乏 燃料、低品位铀矿乃至海水里的铀，都是 快堆 “燃料” 的来源。
快堆的优势
(2)、快堆核电站是热中子堆核电站最好 的继续。核工业的发展堆积了大量的贫铀 （含铀－235很少的铀－238），快堆消 耗的正是贫铀。用贫铀来发电，同时还增 殖燃料，实在是一举多得的好事。热中子 堆核电站发展到一定水平时，及时地引入 快堆核电站，利用快堆来增殖核燃料，这 是一个很必然的发展计划。
由快中子来引起裂变链式反应的反应堆，叫做快中子反
应堆（简称快堆）。
快堆的原理
快堆中常用的核燃料是钚—239，而钚—239发生 裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀 －238吸收，又变成钚—239。这就是说，在堆中 一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的 钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多， 从而使堆中核燃料变多。反应开始循环持续下去。
长放射性嬗变试验。 1999年开始全面检修 凤凰堆2003年6月重新启
动
4、超凤凰堆（Phenix）
－法国池式钠冷快堆
✓ 1997年法国政府宣布 将关闭位于法国里昂附 近的欧洲“超凤凰”堆 核电站。
✓ “超凤凰”堆核电站由 法国、德国、比利时和 英国联合修建，法国电 力公司占有一半的股份。
✓ 1 9 7 6 年开始动工， 1 9 8 6年并网发电。
6、中国实验快堆 －China Experimental Fast Reactor“CEFR”
CEFR是我国第一座快堆，65MWt、 20MWe。池式堆 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。
从开始到97年，投资金额已高达4 1 6 亿法郎， 无论电站运转与否，每年都要耗掉6 ．5 亿法郎。 “超凤凰”核电站从兴建之初到现在，围绕着是否该 修建一直争论不休：
支持者认为，快堆利用资源丰富的钚作为燃料，
为开发和利用新的能源开辟了新领域。
反对者则认为保证安全的技术还不够成熟。
据有关部门预测，这项巨大的关闭工程将耗资 1 0 0 亿到1 6 0 亿法郎左右。（实际数据不祥）
钠冷快堆的特点
裂变材料：钚－239，铀－235 转换材料：铀－238 中子类型：快中子（0.08MeV） 慢 化 剂：无 堆 结 构：回路式（16/21)，池式(5/21) 三回路传热：钠－钠－水/蒸汽
钠冷快堆的特点
战略意义:
➢ 铀资源充分利用 PWR + FBR 匹配发展，实现封闭燃料循环
1、PFR－池式钠冷快堆
4 x 8 MWt
PFR （UK）flow sheet
2、前苏联回路式钠冷快堆
3、凤凰堆（Phenix）
－法国池式钠冷快堆
1973建成,位于马尔库尔 核研究中心，是法国研究 长寿命核废物管理的重要 设施
250MWe.3回路（3SG 模块）
运行业绩不错 对燃料辐照、钚、錒系
不同点
(2)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。
不同点
(3)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。
能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大
部分的铀同素——铀－238却不能在热中子的作用下发
生裂变反应。
但铀－238在吸收中子后，经过几次核衰变，可以
变成另一种可裂变的核材料钚－239。
在热中子反应堆中，产生的钚－239的数量不足以
抵偿消耗的铀－235。只有利用快中子来维持链式反应，
使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。这种主要
（1）在快堆中，由于快中子与核燃料中 的原子核相互作用引起裂变的可能性要 比热中子小得多，为了使链式反应能继 续进行下去，所用核燃料的浓度（一般 为12～30%）要比热中子堆的高，装料 量也大得多。
快堆的难处
（2）快堆活性区单位体积所含核燃料比 热中子堆大得多，它的功率密度比热中子 堆大几倍，一般每升为400千瓦左右。这 样高的功率密度，要把热量从堆内取出加 以应用，这在技术上是比较复杂的。
快堆的优势
(3)、快堆核电站具有良好的经济前景。 因为它具有增殖核燃料的突出优点，所以 发电成本在燃料价格上涨的情况下，仍能 保持较低的水乎。据估计，石油价格上涨 100%，油电站发电成本增加60%；天然 铀价格上涨100%，轻水堆核电站发电成 本增加5%，而快堆的发电成本只增加 0.25%。
快堆的难处
此过程包括 钚—239-----------释放快中子，转 变为U235----------快中子击中铀－238-------铀－ 238转变为钚—239--------钚—239继续放出快中子 参与反应
基本就是这个原理
钚239
快中子
铀235 铀238
钠冷快堆的特点
冷 却 剂：
➢ 早期用汞，钠钾合金 ➢ 现一致采用液态钠
什么是快堆？？
快堆，是“快中子反应堆”的简称。其形 成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率提 高至60%以上，也可使核废料产生量得到最大 程度的降低，实现放射性废物最小化。国际社 会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上 解决世界能源的可持续发同位素——铀－235，
不同点
(4)原子弹的装料超过维持链式反应所需 的量多，而快堆的装料仅仅稍微多于维持 链式反应的需要，并有负反馈效应——有 抑制作用的效应。
结论
快堆不可能像原子弹那样爆炸
但是。。。。地震+海啸=？
加快快堆的建设是我国核电发展
的唯一出路
铀在核能发电中起着至关重要的作用， 但是中国是个“贫铀”的国家。我国的铀 矿矿体小（矿床规模以中小为主的占总储 量的60％以上） ，分布广，且矿石品位 偏低（即废物量大）。而且中国现在已探 明的铀矿储量只够2020年铀用量1/3的。 这正是我国发展核电的一个巨大隐忧！
加快快堆的建设是我国核电发展 的唯一出路
铀作为一种枯竭资源，能维持多久还很成 问题。根据预测，全世界核电站在 1996～2010年之间将消耗掉100万吨天然 铀，按照这个速度，（不考虑新建的核电 站）预计到2030年，世界上易开采的低 成本铀资源的80％都将 被消耗掉。我国 如果得不到足够的铀矿资源，不管建多少 核电站，最终都将面临停产的困境.
- 运行温度高： 550 °C（高效发电） - 运行压力低：<0.5MPa（避免失压、失冷） - 冷却剂热容大：抗热冲击 - 流动性好：利于自然循环被动载热
钠冷快堆的特点
➢ 燃料包壳与冷却剂间温差小 ➢ 与堆内材料相容性好（堆芯材料用奥氏体不锈钢） ➢ 与各种燃料相容性好 缺点 ➢ 在中子辐照下有活性 ➢ 化学性质活泼，与氧、水有激烈反应 ➢ 必须装二回路 ➢ 不透明性 ➢ 温度低于100 °C（97.8 °C)将冷冻
➢ 中国计划： - 先发展PWR，积存工业钚。 - 2025年建快堆， - 2050年PWR＋FBR 616GW
池式及回路式钠冷快堆
快堆的优势
(1)、快堆不仅把铀资源的有效利用率增 大数十倍，而且也将铀资源本身扩大几百 倍以上。因为，一旦大量使用快堆，目前 认为开采价值不大的铀矿便具有开采价值。 这样，快堆的利用就可能为人类提供极其 丰富的能源。
快堆的难处
3）快堆不能用水作冷却剂，而普遍采用 液态金属钠把热量带出来。此外，快堆用 的燃料元件的加工制造要比热中子堆复杂 得多和困难得多，随之而来的制造费用高 昂。
快堆的难处
（4）同时,快堆的控制就是控制中子的作 用，由于快堆内快中子寿命短，钚的缓发 中子份额小，这就使得问题复杂多了。并 且，对反应堆的操作系统保护的要求也很 严格。
CEFR系统流程示意图
4
4
6
7
8
2 8
3 1
5
9
8 10
快堆与原子弹
相同点
原子弹和作为核电站用的快堆，都没有慢 化剂，而且都是用快中子引发裂变.
不同点
(1)原子弹使用钚或高浓铀，铀－238的量 没有或者很少。而快堆中铀－238很多。 铀－238俘获中子后大多不会裂变，它要 转化为钚－239后才易裂变。经过这道转 换后，作为核电站用的快堆的能量释放速 度，就受到极大限制。
三种六角形组件
燃料组件,增殖组件,反射层组件： 中心红色为燃料组件P-239＋U-238混合物; 黄色也为燃料组件，含钚比中心略高。 黑色为控制棒组件. 兰色为径向增殖组件，只含 U-238，生产
钚。 边上布置反射层（钢材料，未显示），反
射逃逸中子回堆芯。
前面5种反应堆的总结！！
国外的快堆，除了凤凰 堆以外，普遍不给力！ -----文亦玮
快堆还可以用于大规模制氢、海水淡化等， 也可以建造中小型低噪声的长寿命移动快 堆，或用于建造大型紧凑型船只，如航母 用核动力快堆等。
✓ 1998年关闭。
“超凤凰”是世界上功率最大的快中子增殖反应堆核电站， 然而运行以来，技术故障频发，停停修修，总运转时间不过十几个月。 “超凤凰”在设计之初，投资预算为6 3 亿法郎，到1 9 8 6 年投产时， 资金已追加到2 5 0 亿法郎，而且比预定投产时间推后了3 年。
4、超凤凰堆（Phenix）
5、文 殊 堆（MONJU） －日本回路式钠冷快堆
1994年运行，回路式，300MWe。 自1995年发生液钠泄漏事故以来，现仍未恢复运转。 日本政府1997年6月宣布，要继续推进其开发快堆和核燃料
再循环计划。 2003年美国、法国、日本表示支持文殊快堆再启动 。认为：
文殊快堆尤其能为快堆燃料提供辐照试验设施，并积累快 堆技术的开发经验。 2007年由美国、法国和日本组成的核能研究机构发表了一 份联合声明,呼吁日本政府重新恢复运行文殊原型快中子堆。 资金问题及居民反对使得恢复运行艰难重重。
加快快堆的建设是我国核电发展 的唯一出路
由于热堆在铀资源的利用上极差，只有 1～2％可以用来发电，而其余的98～99 ％的铀只能被作为废料－贫铀弃置。而快 堆能使 60～70％的铀得到利用。快堆比 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。而且贫铀、乏 燃料、低品位铀矿乃至海水里的铀，都是 快堆 “燃料” 的来源。
快堆的优势
(2)、快堆核电站是热中子堆核电站最好 的继续。核工业的发展堆积了大量的贫铀 （含铀－235很少的铀－238），快堆消 耗的正是贫铀。用贫铀来发电，同时还增 殖燃料，实在是一举多得的好事。热中子 堆核电站发展到一定水平时，及时地引入 快堆核电站，利用快堆来增殖核燃料，这 是一个很必然的发展计划。
由快中子来引起裂变链式反应的反应堆，叫做快中子反
应堆（简称快堆）。
快堆的原理
快堆中常用的核燃料是钚—239，而钚—239发生 裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀 －238吸收，又变成钚—239。这就是说，在堆中 一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的 钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多， 从而使堆中核燃料变多。反应开始循环持续下去。
长放射性嬗变试验。 1999年开始全面检修 凤凰堆2003年6月重新启
动
4、超凤凰堆（Phenix）
－法国池式钠冷快堆
✓ 1997年法国政府宣布 将关闭位于法国里昂附 近的欧洲“超凤凰”堆 核电站。
✓ “超凤凰”堆核电站由 法国、德国、比利时和 英国联合修建，法国电 力公司占有一半的股份。
✓ 1 9 7 6 年开始动工， 1 9 8 6年并网发电。
6、中国实验快堆 －China Experimental Fast Reactor“CEFR”
CEFR是我国第一座快堆，65MWt、 20MWe。池式堆 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。
从开始到97年，投资金额已高达4 1 6 亿法郎， 无论电站运转与否，每年都要耗掉6 ．5 亿法郎。 “超凤凰”核电站从兴建之初到现在，围绕着是否该 修建一直争论不休：
支持者认为，快堆利用资源丰富的钚作为燃料，
为开发和利用新的能源开辟了新领域。
反对者则认为保证安全的技术还不够成熟。
据有关部门预测，这项巨大的关闭工程将耗资 1 0 0 亿到1 6 0 亿法郎左右。（实际数据不祥）
钠冷快堆的特点
裂变材料：钚－239，铀－235 转换材料：铀－238 中子类型：快中子（0.08MeV） 慢 化 剂：无 堆 结 构：回路式（16/21)，池式(5/21) 三回路传热：钠－钠－水/蒸汽
钠冷快堆的特点
战略意义:
➢ 铀资源充分利用 PWR + FBR 匹配发展，实现封闭燃料循环
1、PFR－池式钠冷快堆
4 x 8 MWt
PFR （UK）flow sheet
2、前苏联回路式钠冷快堆
3、凤凰堆（Phenix）
－法国池式钠冷快堆
1973建成,位于马尔库尔 核研究中心，是法国研究 长寿命核废物管理的重要 设施
250MWe.3回路（3SG 模块）
运行业绩不错 对燃料辐照、钚、錒系
不同点
(2)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。
不同点
(3)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。
能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大
部分的铀同素——铀－238却不能在热中子的作用下发
生裂变反应。
但铀－238在吸收中子后，经过几次核衰变，可以
变成另一种可裂变的核材料钚－239。
在热中子反应堆中，产生的钚－239的数量不足以
抵偿消耗的铀－235。只有利用快中子来维持链式反应，
使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。这种主要
（1）在快堆中，由于快中子与核燃料中 的原子核相互作用引起裂变的可能性要 比热中子小得多，为了使链式反应能继 续进行下去，所用核燃料的浓度（一般 为12～30%）要比热中子堆的高，装料 量也大得多。
快堆的难处
（2）快堆活性区单位体积所含核燃料比 热中子堆大得多，它的功率密度比热中子 堆大几倍，一般每升为400千瓦左右。这 样高的功率密度，要把热量从堆内取出加 以应用，这在技术上是比较复杂的。
快堆的优势
(3)、快堆核电站具有良好的经济前景。 因为它具有增殖核燃料的突出优点，所以 发电成本在燃料价格上涨的情况下，仍能 保持较低的水乎。据估计，石油价格上涨 100%，油电站发电成本增加60%；天然 铀价格上涨100%，轻水堆核电站发电成 本增加5%，而快堆的发电成本只增加 0.25%。
快堆的难处
此过程包括 钚—239-----------释放快中子，转 变为U235----------快中子击中铀－238-------铀－ 238转变为钚—239--------钚—239继续放出快中子 参与反应
基本就是这个原理
钚239
快中子
铀235 铀238
钠冷快堆的特点
冷 却 剂：
➢ 早期用汞，钠钾合金 ➢ 现一致采用液态钠
什么是快堆？？
快堆，是“快中子反应堆”的简称。其形 成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率提 高至60%以上，也可使核废料产生量得到最大 程度的降低，实现放射性废物最小化。国际社 会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上 解决世界能源的可持续发同位素——铀－235，
不同点
(4)原子弹的装料超过维持链式反应所需 的量多，而快堆的装料仅仅稍微多于维持 链式反应的需要，并有负反馈效应——有 抑制作用的效应。
结论
快堆不可能像原子弹那样爆炸
但是。。。。地震+海啸=？
加快快堆的建设是我国核电发展
的唯一出路
铀在核能发电中起着至关重要的作用， 但是中国是个“贫铀”的国家。我国的铀 矿矿体小（矿床规模以中小为主的占总储 量的60％以上） ，分布广，且矿石品位 偏低（即废物量大）。而且中国现在已探 明的铀矿储量只够2020年铀用量1/3的。 这正是我国发展核电的一个巨大隐忧！
加快快堆的建设是我国核电发展 的唯一出路
铀作为一种枯竭资源，能维持多久还很成 问题。根据预测，全世界核电站在 1996～2010年之间将消耗掉100万吨天然 铀，按照这个速度，（不考虑新建的核电 站）预计到2030年，世界上易开采的低 成本铀资源的80％都将 被消耗掉。我国 如果得不到足够的铀矿资源，不管建多少 核电站，最终都将面临停产的困境.
- 运行温度高： 550 °C（高效发电） - 运行压力低：<0.5MPa（避免失压、失冷） - 冷却剂热容大：抗热冲击 - 流动性好：利于自然循环被动载热
钠冷快堆的特点
➢ 燃料包壳与冷却剂间温差小 ➢ 与堆内材料相容性好（堆芯材料用奥氏体不锈钢） ➢ 与各种燃料相容性好 缺点 ➢ 在中子辐照下有活性 ➢ 化学性质活泼，与氧、水有激烈反应 ➢ 必须装二回路 ➢ 不透明性 ➢ 温度低于100 °C（97.8 °C)将冷冻
➢ 中国计划： - 先发展PWR，积存工业钚。 - 2025年建快堆， - 2050年PWR＋FBR 616GW
池式及回路式钠冷快堆
快堆的优势
(1)、快堆不仅把铀资源的有效利用率增 大数十倍，而且也将铀资源本身扩大几百 倍以上。因为，一旦大量使用快堆，目前 认为开采价值不大的铀矿便具有开采价值。 这样，快堆的利用就可能为人类提供极其 丰富的能源。
快堆的难处
3）快堆不能用水作冷却剂，而普遍采用 液态金属钠把热量带出来。此外，快堆用 的燃料元件的加工制造要比热中子堆复杂 得多和困难得多，随之而来的制造费用高 昂。
快堆的难处
（4）同时,快堆的控制就是控制中子的作 用，由于快堆内快中子寿命短，钚的缓发 中子份额小，这就使得问题复杂多了。并 且，对反应堆的操作系统保护的要求也很 严格。