基本介紹
簡介,快堆的概念,快堆增大核燃料利用率,快堆與核子彈的區別,快堆的優點和難點,在中國的發展,
簡介
核反應燃料主要是鈾，每一千個鈾原子當中只有七個是鈾235，其餘大部分是鈾238。普遍使用的壓水堆主要以鈾235為燃料，熱中子轟擊鈾235，會使其裂變成2～3個快中子和兩個較輕的原子核，然後快中子經慢化劑減速為熱中子後繼續轟擊鈾235，使得裂變反應能夠持續進行。而快堆是以鈽239為燃料，鈽239裂變又可將占鈾大部分的鈾238變成鈽239，使鈾的利用率提高到60%～70%，使核燃料快速增殖，所以這種反應堆又稱快速增殖堆。
快堆的概念
儘管利用熱中子反應堆可以得到巨大的核能，但是，在天然鈾中，僅有0.714%的鈾同位素——鈾－235，能夠在熱中子的作用下發生裂變反應，而占天然鈾絕大部分的鈾同素——鈾－238卻不能在熱中子的作用下發生裂變反應。
在熱中子反應堆中，產生的鈽－239的數量不足以抵償消耗的鈾－235。只有利用快中子來維持鏈式反應，使新產生的可裂變材料多於消耗的裂變材料。這種主要由快中子來引起裂變鏈式反應的反應堆，叫做快中子反應堆（簡稱快堆）。快堆中常用的核燃料是鈽—239，而鈽—239發生裂變時放出來的快中子會被裝在反應區周圍的鈾－238吸收，又變成鈽—239。這就是說，在堆中一邊消耗鈽—239，又一邊使鈾－238轉變成新的鈽—239，而是新生的鈽—239比消耗掉的還多，從而使堆中核燃料變多。反應開始循環持續下去。
此過程包括 鈽—239釋放快中子----------快中子擊中鈾－238-------鈾－238轉變為鈾—239--------鈾—239經過兩次β衰變變成鈽—239-------鈽—239繼續放出快中子參與反應
世界上可經濟開採的鈾資源只相當於世界石油貯量的1/4。因此，利用原先的熱中子反應堆發電無法根本解決人類無限需求的能源問題。且這種熱堆，在鈾資源的利用上極差，只有1～2%可以用來發電，而其餘的98～99%的鈾只能被作為廢料－貧鈾棄置。
這樣，在原子能工業中我們需要找到新的辦法來解決這個問題。其中一個方法是，充分利用貧鈾；另一個方法是，根本不用鈾。這裡講第一種方法。
快堆增大核燃料利用率
理論上快堆可以將鈾－238、鈾－235及鈽－239全部加以利用。但由於反覆後處理時的燃料損失及在反應堆內變成其他種類的原子核，快堆只能使60～70%的鈾得到利用。即使如此，比重水堆高70倍以上。然而由於貧鈾、乏燃料、低品位鈾礦乃至海水裡的鈾，都是快堆的“糧食”來源，所以快堆能為人類提供的能源，就不是比熱中子反應堆大幾十倍，而是大幾千倍，幾萬倍，甚至更多。
由於在快堆內鈽－239裂變後放出的中子比鈾－235多，所以快堆內最好用鈽－239作為核燃料。如果沒有足夠的鈽，可以用鈾－235濃縮度為l5%～20%的濃縮鈾代替。但是最經濟合理的辦法，還是利用熱中子反應堆中積累的工業鈽。熱中子堆卸料時，乏燃料中也積累了一部分鈽。但由於熱中子反應堆核電站內，核燃料元件的燃耗比生產核武器裝料用的生產堆的燃耗深，所以鈽中含有20%～30%的鈽－240，這種鈽稱為工業鈽。這種鈽也可以在熱中子反應堆內利用。在熱中子堆內，l千克鈽只相當0.8千克鈾－235，而在快堆內，1千克鈽可相當於1.4千克鈾－235。所以在快堆內使用熱中子堆積累的工業鈽，比在熱中子堆內使用要合算得多；
由於只要不斷添加鈾－238，快堆中有多餘的鈽－239能不斷產生出來，所以只要將這些新產生出來的核燃料，通過後處理不斷提取出來，則快堆核電站每過一段時間，它所得到的鈽－239，還可以裝備一座相同規模的快堆。這段時間稱為倍增時間。倍增時間除了決定於反應堆內鈽－239的生成速度外，還決定於後處理提取鈽，並將鈽製成燃料元件所需的時間，以及庫存時間。
經過一段倍增時間，l座快堆會變成2座快堆，再經過一段倍增時間，這2座快堆就變成4座。也就是說，只要添加鈾－238，每過30多年，快堆核電站就可翻一番。只要這種氧化物核燃料快堆稍加改進，倍增時間就可縮短到20年左右。如果我們將快堆的核燃料由氧化物改為碳化物，則快堆的倍增時間可以縮短到10多年。如果改為金屬型核燃料，則倍增時間還可縮短到6～7年。
快堆與核子彈的區別
第一，核子彈使用鈽或高濃鈾，鈾－238的量沒有或者很少。而快堆中鈾－238很多。鈾－238俘獲中子後大多不會裂變，它要轉化為鈽－239後才易裂變。經過這道轉換後，作為核電站用的快堆的能量釋放速度，就受到極大限制。
第二，核子彈內與裂變無關的材料少。而快堆為了維持長期運行，並將堆內原子核裂變產生的熱送出來，堆內有大量的結構材料和冷卻劑。它們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，延長了中子存在時間。這是限制核電站用的快堆功率增長速度的另一個因素。
第四，核子彈的裝料超過維持鏈式反應所需的量多，而快堆的裝料僅僅稍微多於維持鏈式反應的需要，並有負反饋效應——有抑制作用的效應。
由於這些原因，快堆不可能像核子彈那樣爆炸。
為了進一步說明問題，我們所謂熱中子是指能量為1電子伏以下的中子。鈾－235吸收中子裂變時，放出的中子是能量為2兆電子伏特的快中子。在熱中子堆中，幾乎所有的裂變都是由熱中子引起的。為了實現鏈式反應有兩種方法：其一是提高鈾中鈾－235的濃度，使快中子引起的裂變能持續進行下去，這就是快中子堆的原理；另一種方法是用水、石墨等作慢化劑，把快中子慢化為熱中子鈾－235對熱中子的裂變幾率大，對低濃度鈾也可使裂變反應繼續進行下去，這就是熱中子反應堆的原理。
快堆中間迴路及增殖比
對熱中子堆核電站，就鈾資源的利用而言，主要是利用天然鈾中約占0.7%的鈾－235，其餘,99.3%的鈾－238大部分不能被利用。而快中子堆可以充分利用鈾－238把它的利用率從l～2%提高到60～70%。鈾－238吸收一個中子變成鈽－239。l克鈽－239裂變時發出的熱量相當於3噸煤的熱量。世界鈾礦儲量約為460萬噸，可換算成138，000億噸煤。所以，快中子堆充分利用這些鈾資源。
中間迴路把一迴路和二迴路分開。這是為了防止由於鈉水劇烈反應使水從蒸汽發生器漏入堆芯，與堆芯鈉起激烈的化學反應，直接危及反應堆，造成反應堆破壞事故。同時，也是為了避免發生事故時，堆內受高通量快中子輻照的放射性很強的鈉擴散到外部。
快堆可以增殖核燃料，也就是說會越燒越多。我們知道，鈾－235一次裂變可放出2.43個快中子，鈽－239可放出3個快中子；維持鏈式反應只有一個中子就夠了，餘下的1.43箇中子可讓鈾－238吸收，使大部分的鈾－238變成鈽－239，其中一小部分中子引起了鈾－238裂變。如果餘下的中子全部被鈾－238吸收，那么，每發生一次核裂變，就可產生一個以上新的核燃料——鈽－239。當這種新產生的核燃料與所消耗的核燃料之比值大於1時，就稱為增殖，其比值稱為增殖比。如果這個比值低於1，就稱為轉換比。對熱中子堆，浪費中子較多，這個比值不可能大於1，一般，對氣冷堆約為0.8，對輕水堆約為0.5，而快堆的增殖比在1.1～1.4之間。
快堆的優點和難點
快堆主要有以下優點：(1)、快堆不僅把鈾資源的有效利用率增大數十倍，而且也將鈾資源本身擴大幾百倍以上。因為，一旦大量使用快堆，快堆的利用就可能為人類提供極其豐富的能源。(2)、快堆核電站是熱中子堆核電站最好的繼續。核工業的發展堆積了大量的貧鈾（含鈾－235很少的鈾－238），快堆消耗的正是貧鈾。用貧鈾來發電，同時還增殖燃料，實在是一舉多得的好事。熱中子堆核電站發展到一定水平時，及時地引入快堆核電站，利用快堆來增殖核燃料，這是一個很必然的發展計畫。(3)、快堆核電站具有良好的經濟前景。因為它具有增殖核燃料的突出優點，所以發電成本在燃料價格上漲的情況下，仍能保持較低的水平。據估計，石油價格上漲100%，油電站發電成本增加60%；天然鈾價格上漲100%，輕水堆核電站發電成本增加5%，而快堆的發電成本只增加0.25%。
在快堆中，由於快中子與核燃料中的原子核相互作用引起裂變的可能性要比熱中子小得多，為了使鏈式反應能繼續進行下去，所用核燃料的濃度（一般為12～30%）要比熱中子堆的高，裝料量也大得多。快堆活性區單位體積所含核燃料比熱中子堆大得多，它的功率密度比熱中子堆大幾倍，一般每升為400千瓦左右。這樣高的功率密度，要把熱量從堆內取出加以套用，這在技術上是比較複雜的。快堆不能用水作冷卻劑，而普遍採用液態金屬鈉把熱量帶出來。此外，快堆用的燃料元件的加工製造要比熱中子堆複雜得多和困難得多，隨之而來的製造費用高昂。同時,快堆的控制就是控制中子的作用，由於快堆內快中子壽命短，鈽的緩發中子份額小，這就使得問題複雜多了。並且，對反應堆的作業系統保護的要求也很嚴格。
註：圖為CEFR快堆本體模型
在中國的發展
中國的反應堆堆型以壓水堆為主，如果在發展壓水堆核電站的同時，匹配的發展快堆核電站，壓水堆生產的工業鈽可以作為快堆的初裝料，快堆運行時消耗鈾238，增殖核燃料鈽。這樣兩種堆型匹配發展，並封閉核燃料循環可將鈾資源的利用率從單純發展壓水堆的1%左右提高到60%～70%。中國的快堆研究始於1965年，經歷了基礎研究（1965～1987年）和套用基礎研究（1987～1993年）階段，已進入設計實驗驗證階段（1995年至今）。2010年7月21日，由中核集團中國原子能科學研究院自主研發的中國第一座快中子反應堆——中國實驗快堆（CEFR）達到首次臨界。已經開始進行相關實驗工作。如果相關實驗成功後，將會建立示範工程，然後才能商業化。
我國第一座鈉冷快中子反應堆——中國實驗快堆，於2014年12月15日17時首次達到100%功率，截至18日17時首次實現滿功率穩定運行72小時，主要工藝參數和安全性能指標達到設計要求。這標誌著我國全面掌握了快堆的設計、建造、調試、運行的核心技術。
