快中子增殖反應(yīng)堆及其發(fā)展史

1、快中子增殖反應(yīng)堆及其發(fā)展史什么是快堆快堆是快中子增殖反應(yīng)堆的簡稱，這是堆芯中核燃料裂變反應(yīng)主要由平均能量為0.1Mev以上的快中子引起的反應(yīng)堆，其重要特點是在消耗核燃料的同時，產(chǎn)生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越燒越多，核廢料越燒越少。目前全世界有400多座核電站，多數(shù)為輕水堆，分壓水堆和沸水堆兩類，主要是由熱中子引發(fā)裂變反應(yīng)，因而又被稱為熱堆。熱堆消耗的主要核燃料是鈾235。鈾有三種同位素，即鈾-234、鈾-235和鈾-238。其中的鈾-234不會發(fā)生核裂變，鈾-238在通常情況下也不會發(fā)生核裂變，只有鈾-235這種能夠輕易發(fā)生核裂變的材料，才能做核燃料。但是，自然界中鈾-235的蘊藏量僅

2、占0.66%，其余絕大部分是鈾-238，它占了99.2%。為保證核反應(yīng)正常進行，一般輕水堆采用3-4%的濃縮鈾-235為原料，也就是說真正參與核反應(yīng)的原料只有3-4%，余下是會產(chǎn)生輻射的鈾-238核廢料。這就相當(dāng)于我們的煤餅廠里，鈾-235如同"優(yōu)質(zhì)煤"，而鈾-238卻像"煤矸石"，只能作為核廢料堆積在那里，成為污染環(huán)境的"公害"，長期以來核廢料的處理一直是一大難題。在早期研究核反應(yīng)實驗時，有科研人員發(fā)現(xiàn)鈾-238在參與裂變時，會少量吸收高速中子變?yōu)殁?239，但鈾-239極不穩(wěn)定，會快速衰變?yōu)檩^為穩(wěn)定的钚-239，钚-239亦可作為

3、與鈾-235相似的裂變原料?；诖颂匦?，上世紀60年代末法國科學(xué)家首先通過加大快中子產(chǎn)生量，制造出了第一臺快中子堆，通過快中子使原料中鈾-238不斷轉(zhuǎn)化為钚-239，由于產(chǎn)生大于消耗，使得原料實現(xiàn)不斷增值。解決鈾礦資源枯竭問題快堆不用鈾-235，而用钚-239作燃料，不過在堆心燃料钚-239的外圍再生區(qū)里放置鈾-238。钚-239產(chǎn)生裂變反應(yīng)時放出來的快中子，被裝在外圍再生區(qū)的鈾-238吸收，變?yōu)殁?239，鈾-239經(jīng)過幾次衰變后轉(zhuǎn)化為钚-239。在大型快堆中，平均每10個鈾-235原子核裂變可使12至14個鈾-238轉(zhuǎn)變成钚-239。這樣，钚-239裂變，在產(chǎn)生能量的同時，又不斷地將鈾-2

4、38變成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越燒越多，快速增殖，所以這種反應(yīng)堆又稱"快速增殖堆"。也可以做這樣一個比喻：一艘帆船因暴風(fēng)雨而擱淺，船員在陰雨連綿的孤島上生火做飯。有的人直接用僅剩的干木頭生火燒烤食物。但是聰明人則提議，用濕木頭當(dāng)爐灶來燒食物。這樣干木頭用完的時候，濕木頭也被烤干。最后所有的濕木頭都可以用于求生。而在熱堆和快堆中，鈾-235是干木頭，鈾-238就是濕木頭。干濕結(jié)合地可持續(xù)的使用，這就可以榨干鈾所有的能量。在這種堆中，每消耗1公斤易裂變?nèi)剂峡梢援a(chǎn)出多于1公斤甚至高達1.5公斤以上的新的易裂變?nèi)剂?钚)。多生產(chǎn)出來的燃料可以用于新建快

5、堆，新快堆又進行增殖。從效果看，快堆運行中真正消耗的不是開始放進去的易裂變?nèi)剂镶?235，而是占天然鈾99.2%以上的鈾-238。所以在發(fā)展壓水堆的基礎(chǔ)上再發(fā)展快堆，考慮钚的再循環(huán)和損耗，可將鈾資源的利用中提高到60-70%。由于利用率的提高，更貧的鈾礦出有了開采的價值，就世界范圍講可采鈾資源將增加千倍。所以說，把快堆發(fā)展起來，裂變核能將成為幾乎不可耗竭的能源。半個世紀以來，人類總共開采出了大約220萬噸鈾，尚未發(fā)現(xiàn)的儲量估計也有這么多。世界鈾資源的國家分布極不均衡。澳大利亞、加拿大和哈薩克斯坦這3個國家就擁有55%以上的RAR+IFR級鈾資源。如果再加烏茲別克斯坦、南非和納米比亞，這一比例就

6、接近72%。如果再加上尼日爾和俄羅斯，幾乎可達85%。20世紀50-60年代，美國、德國(民主德國)、捷克和法國曾經(jīng)是鈾資源大國?，F(xiàn)在，歐洲國家的鈾資源實際上已經(jīng)用光，美國的鈾資源也只占世界鈾資源的2%左右。美、德、捷、法四國的鈾資源已經(jīng)完全枯竭，其總開采量為76.1萬噸。加拿大、南非、澳大利亞、尼日爾、納米比亞五國的累計開采量已有83.8萬噸，但它們還有資源潛力。一座百萬千瓦輕水堆核電站，每天大約需要消耗3公斤鈾-235。2006年，世界核電站使用了大約7萬噸天然鈾。而2006年全世界的地下鈾礦開采量只有4.3萬噸左右，不足部分主要是依靠消耗庫存和核武器中的核原料。根據(jù)預(yù)測，到2015年，世

7、界核電站對鈾的年需求量將達到7.5萬-8.5萬噸，2025年將為8.5萬-10萬噸。到2015年，這些次生來源也將消耗殆盡。在目前情況下，現(xiàn)已探明的鈾儲量還能使用50年左右。如果考慮到所謂的補充儲量，則還可使用200年。因此，隨著核原料世界需求量的增大，鈾的價格也在飛漲，2007年中期高過每公斤300美元的價格?？於训慕ㄔO(shè)對于解決鈾礦資源枯竭問題也日益迫切。此外，熱堆反應(yīng)后的剩余物的放射性仍然很強，如果直接地質(zhì)處置，則每三四年就需建造一座類似于美國YUCCA MOUNTAIN(尤卡山，大型核廢料處理場)規(guī)模的處置庫，耗資極其驚人。而這些核廢料在快堆反應(yīng)中經(jīng)過回收再利用以后，放射性物質(zhì)的衰變期只

8、有二三百年，可以大大減少核廢物處置量，降低缺乏燃料長期毒性風(fēng)險。目前，在核電站中廣泛應(yīng)用的壓水堆(如我國的秦山、大亞灣核電站堆型)對天然鈾資源的利用率只有約1%，而快堆則可將這一利用率提高到60%70%。這對充分利用我國的鈾資源，促進核電持續(xù)發(fā)展，解決我國的后續(xù)能源供應(yīng)問題具有重要意義。由于利用率的提高，相對較貧的鈾礦也有了開采價值。就世界范圍講，這樣能使可采鈾的資源增加千倍。以目前探明的天然鈾儲量推測，快堆的使用可以使鈾資源可持續(xù)利用3000年以上。快中子增殖反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)快中子堆一般采用氧化鈾和氧化钚混合燃料(或采用碳化鈾-碳化钚混合物)，將二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直

9、徑約為6毫米的不銹鋼包殼內(nèi)，構(gòu)成燃料元件細棒。燃料組件是由多達幾十到幾百根燃料元件細棒組合排列成六角形的燃料盒?？於讯研九c一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分。燃料區(qū)由幾百個六角形燃料組件盒組成。每個燃料盒的中部是混合物核燃料芯塊制成的燃料棒，兩端是由非裂變物質(zhì)天然(或貧化)二氧化鈾束棒組成的增殖再生區(qū)。核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區(qū)。反應(yīng)堆的鏈式反應(yīng)由插入核燃料區(qū)的控制棒進行控制?？刂瓢舨迦氲蕉研救剂辖M件位置上的六角形套管中，通過頂部的傳動機構(gòu)帶動。由于堆內(nèi)要求的中子能量較高，所以快堆中無需特別添加慢化中子的材料，即快堆中無慢化劑。目前快堆中的冷卻劑主要有兩

10、種：液態(tài)金屬鈉或氦氣。根據(jù)冷卻劑的種類，可將快堆分為鈉冷快堆和氣冷快堆。氣冷快堆由于缺乏工業(yè)基礎(chǔ)，而且高速氣流引起的振動以及氦氣泄漏后堆芯失冷時的問題較大，所以目前僅處于探索階段。鈉冷快堆用液態(tài)金屬鈉作為冷卻劑，通過流經(jīng)堆芯的液態(tài)鈉將核反應(yīng)釋放的熱量帶出堆外。鈉的中子吸收截面小；導(dǎo)熱性好；沸點高達886.6，所以在常壓下鈉的工作溫度高，快堆使用鈉做冷卻劑時只需兩、三個大氣壓，冷卻劑的溫度即可達500-600；比熱大，因而鈉冷堆的熱容量大；在工作溫度下對很多鋼種腐蝕性??；無毒。所以鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。世界上現(xiàn)有的、正在建造的和計劃建造的都是鈉冷快堆。但鈉的熔點為97.8，在室溫下是凝固的

11、，所以要用外加熱的方法將鈉熔化。鈉的缺點是化學(xué)性質(zhì)活潑，易與氧和水起化學(xué)反應(yīng)。所以在使用鈉時，要采取嚴格的防范措施，這比熱堆中用水作為冷卻劑的問題要復(fù)雜得多。按結(jié)構(gòu)來分，鈉冷快堆有兩種類型，即回路式和池式?；芈肥浇Y(jié)構(gòu)就是用管路把各個獨立的設(shè)備連接成回路系統(tǒng)。優(yōu)點是設(shè)備維修比較方便，缺點是系統(tǒng)復(fù)雜易發(fā)生事故。與一般壓水堆回路系統(tǒng)相類似，鈉冷快堆中通過封閉的鈉冷卻劑回路(一回路)最終將堆芯發(fā)熱傳輸?shù)狡?水回路，推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。所不同的是在兩個回路之間增加了一個以液鈉為工作介質(zhì)的中間回路(二回路)和鈉-鈉中間熱交換器，以確保因蒸汽發(fā)生器泄漏發(fā)生鈉-水反應(yīng)時的堆芯安全。池式即一體化方案，池式快堆

12、將堆芯、一回路的鈉循環(huán)泵、中間熱交換器，浸泡在一個很大的液態(tài)鈉池內(nèi)。通過鈉泵使池內(nèi)的液鈉在堆芯與中間熱交換器之間流動。中間回路里循環(huán)流動的液鈉，不斷地將從中間熱交換器得到的熱量帶到蒸汽發(fā)生器，使汽-水回路里的水變成高溫蒸汽。所以池式結(jié)構(gòu)僅僅是整個一回路放在一個大的鈉池內(nèi)而已。在鈉池內(nèi)，冷、熱液態(tài)鈉被內(nèi)層殼分開，鈉池中冷的液態(tài)鈉由鈉循環(huán)泵唧送到堆芯底部，然后由下而上流經(jīng)燃料組件，使它加熱到550左右。從堆芯上部流出的高溫鈉流經(jīng)鈉-鈉中間熱交換器，將熱量傳遞給中間回路的鈉工質(zhì)，溫度降至400左右，再流經(jīng)內(nèi)層殼與鈉池主殼之間，由一回路鈉循環(huán)泵送回堆芯，構(gòu)成一回路鈉循環(huán)系統(tǒng)。兩種結(jié)構(gòu)形式相比較，在池式

13、結(jié)構(gòu)中，即使循環(huán)泵出現(xiàn)故障，或者管道破裂和堵塞造成鈉的漏失和斷流，堆芯仍然泡在一個很大的鈉池內(nèi)。池內(nèi)大量的鈉所具有的足夠的熱容量及自然對流能力，可以防止失冷事故。因而池式結(jié)構(gòu)比回路式結(jié)構(gòu)的安全性好?，F(xiàn)有的鈉冷快堆多采用這種池式結(jié)構(gòu)。但是池式結(jié)構(gòu)復(fù)雜，不便檢修，用鈉多。1975年在法國境內(nèi)合資建造的"超鳳凰"快堆電站，就是一座鈉冷、池式、四環(huán)路快中子堆商用驗證電站。其電站熱功率300萬千瓦，凈電功率120萬千瓦。采用外徑8.5毫米的不銹鋼管做燃料元件包殼，271根燃料棒組成一個組件。堆芯共364個燃料組件，通過堆芯的鈉流量為5.9萬噸/小時。采用池式結(jié)構(gòu)，鈉池內(nèi)徑21米，高1

14、9.5米，堆芯高1米。有并列的四個環(huán)路，包括四臺鈉泵和八臺中間熱交換器都放在鈉池內(nèi)。增殖比可達1.2；功率密度為285千瓦/升；熱能利用效率達到41%。鈉冷快中子堆采用停堆換料的方案。換料是在250左右高溫液態(tài)鈉池內(nèi)進行。換料時通過移動臂將燃料組件取出，通過傾斜通道輸送到乏燃料貯存池中去，經(jīng)衰變后送后處理廠加工?？熘凶訉穗娬镜闹饕攸c歸納如下：1.可充分利用核燃料比目前的熱堆對核燃料的利用率提高80倍。2.可實現(xiàn)核燃料的增殖擺脫即將面臨的鈾資源日益枯竭的困境。3.低壓堆芯下的高熱效率在堆芯基本處于常壓下，冷卻劑的出口溫度可達500一600。這是一座核能發(fā)電廠，水蒸氣正在從雙曲面形狀的冷卻塔排

15、出。核反應(yīng)堆位于圓桶狀的安全殼建筑物內(nèi)。世界快堆發(fā)展現(xiàn)狀國際上快堆發(fā)展從上世紀四十年代起步，只比熱堆的出現(xiàn)晚四年，而且第一座實現(xiàn)核能發(fā)電的是快堆。1942年12月2日，美國科學(xué)家費米在芝加哥的一個地下實驗室里，用石墨和碳棒建立了世界上第一個可控制的核反應(yīng)堆。1946年美國建成世界上第一座實驗性快中子反應(yīng)堆即熱功率25千瓦的克來門汀(Clementine)。截至今天，世界上共建成了各種類型的快堆21座。1964年，蘇聯(lián)建立第一個熱中子反應(yīng)堆。1967年，法國建成名為"狂想曲"的熱功率為4萬千瓦的反應(yīng)堆。1974年，25萬千瓦的快中子反應(yīng)堆投入運行。1980年，蘇聯(lián)建成電功率6

16、0萬千瓦的快中子實驗反應(yīng)堆，有著相當(dāng)于秦山核電站的二期工程的發(fā)電量。1985年法、德、意三國建成的功率120千瓦的經(jīng)濟驗證快堆Superhenix-1。同年，印度在法國人的幫助下建立試驗熱中子反應(yīng)堆。1994年日本建成的功率31.8萬千瓦的文殊(Monju)原形快堆。但是半個世紀后，快堆仍然停留在實驗堆的基礎(chǔ)上，還未發(fā)展到商用階段。這主要是在技術(shù)上，快堆比輕水堆難度要大得多。在鈉作冷卻劑的快堆中，液態(tài)金屬鈉與水(或蒸汽)相遇就會產(chǎn)生劇烈的化學(xué)反應(yīng)，并可能引起爆炸；鈉與空氣接觸就會燃燒；鈉中含氧量超過一定數(shù)量會造成系統(tǒng)內(nèi)結(jié)構(gòu)等材料的嚴重的腐蝕；堆內(nèi)的液態(tài)鈉由于沸騰所產(chǎn)生的氣泡空腔會引入正的反應(yīng)性

17、，其結(jié)果會使反應(yīng)堆的功率激增，從容導(dǎo)致反應(yīng)堆堆芯熔化事故的發(fā)生；快堆為提高熱利用率和適應(yīng)功率密度的提高，燃料元件包殼的最高溫度可達650，遠遠超過壓水堆燃料元件約350的最高包殼溫度。很高的溫度、很深的燃耗以及數(shù)量很大的快中子的強烈轟擊，使快堆內(nèi)的燃料芯塊及包殼碰到的問題比熱堆復(fù)雜得多。通過四十年來的努力，以及一系列試驗堆、示范堆和商用驗證堆的建造，上述困難已基本克服?，F(xiàn)在快堆技術(shù)上已日臻完善，是目前接近成熟的堆型，為大規(guī)模商用準備了條件。預(yù)計本世紀中期，快堆將逐漸在反應(yīng)堆中占主導(dǎo)地位。可以說，快中子堆對即將到來的核能大發(fā)展是最為重要的堆型。2000年國際原子能機構(gòu)提出的未來國際上第4代六種核

18、電堆型中，就有3種是快堆，即鈉冷快堆、鉛冷快堆和氣冷快堆，之所以如此，是因為無論哪種類型的快堆，都具有增殖裂變核燃料和嬗變長壽命核廢物的特點，而這正是核電發(fā)展過程中至關(guān)重要的前端核燃料供給和后端乏燃料處理問題。實踐證明，快堆是一種安全可靠的堆型。目前是單堆生產(chǎn)，經(jīng)濟性不好，一旦推廣應(yīng)用，便有經(jīng)濟競爭力。但是20世紀90年代初，由于西方環(huán)保組織的大力反對，歐美等國相繼放棄了快堆的發(fā)展。由于歐美經(jīng)濟發(fā)展不快，人口幾無增長，德國購得便宜的天然氣，美、英控制了中東石油，法國電力過剩，它們在近一二十年內(nèi)已很少建新核電站，因此快堆的商用計劃也就推晚了。但是進入21世紀之后，這些國家相繼重開快堆的研究，重點

19、從增殖核燃料轉(zhuǎn)向了用快堆來焚燒核電站產(chǎn)生的放射性廢物和過剩的钚，使之對環(huán)境無害。缺少能源的國家和積極開發(fā)快堆市場的國家對快堆發(fā)展和商用計劃并不放松，如中、俄、日、印、韓國等。俄已開始兩座80萬千瓦的快堆電站的建造，一座在斯維爾德洛夫斯克，一座在南烏拉爾。印度于2001年開始建造一座50萬千瓦快堆電站，預(yù)計2020年印度將有五座這一規(guī)模的快堆運行，日本原子能委員會認定快中子增殖堆和基于钚利用的封閉的核燃料循環(huán)是日本供應(yīng)長期穩(wěn)定能源的方向，成立了日本核燃料循環(huán)研究院，加強快堆技術(shù)開發(fā)。韓國快堆發(fā)展計劃已經(jīng)開始，技術(shù)路線是國際合作，在美國通用電氣的幫助下積極發(fā)展功率13萬千瓦的實驗快堆。跳過實驗快堆

20、階段，一步到原型快堆規(guī)模的模塊快堆。巴西也已開始組織快堆技術(shù)的發(fā)展工作。可以預(yù)見，隨著核電發(fā)展與鈾礦資源不足矛盾的加深，國際上將掀起快堆發(fā)展的新高峰。預(yù)計快堆商用化要到20302040年。中國快堆研究概況我國的快堆研究始于1965年，凝聚了幾代人的心血。經(jīng)歷了基礎(chǔ)研究(1965-1987年)和應(yīng)用基礎(chǔ)研究(1987-1993年)階段?，F(xiàn)在已進入設(shè)計實驗驗證階段(1995年至今)。早在上世紀60年代后期，周恩來總理親自批準將50公斤濃縮鈾用于快堆零功率裝置建設(shè)，當(dāng)時將研發(fā)的重點放在了快堆堆芯中子學(xué)、熱工程學(xué)、鈉工藝和材料等基礎(chǔ)方面。到1987年，我國共建成了12臺(套)試驗裝置和鈉回路裝置，其中

21、包括一座快中子零功率裝置，并于1970年6月末首次臨界。我國快堆研究加速是在1987年快堆技術(shù)被列為863高技術(shù)計劃之后，當(dāng)時的核工業(yè)部集中了全國快堆技術(shù)人員，并撥出?？罱⒘藢ｉT的快堆研究實驗室，1992年正式命名為快堆研究中心。開始了以6.5萬千瓦中國實驗快堆為目標的應(yīng)用基礎(chǔ)研究，相繼開展了九個課題60多個子課題的研究工作，獲得一大批科研成果。開發(fā)和研制了物理、熱工、燃料、力學(xué)、安全等方面約50個設(shè)計計算程序，基本滿足了快堆設(shè)計的軟件需要。先后建成多功能鈉凈化臺架、中規(guī)模鈉凈化裝置，成功開發(fā)了實用化的鈉凈化技術(shù)；建立了高溫鈉沸騰試驗回路，為燃料元件安全設(shè)計提供了分析依據(jù)。研制成功快堆燃料包

22、殼和堆芯結(jié)構(gòu)材料，為實驗快堆提供國產(chǎn)材料做好了技術(shù)準備。1997年完成該堆的初步設(shè)計，2000年5月開始建造。2000年7月在江澤民主席和普京總統(tǒng)的主持下，中國和俄羅斯在北京簽署了中俄兩國在中國建造快中子實驗堆的合作協(xié)議，這將大大推動中俄快堆技術(shù)合作。我國改革開放三十多年來，國民經(jīng)濟發(fā)展突飛猛進。為實現(xiàn)本世紀中葉達到中等發(fā)達國家的經(jīng)濟水平的戰(zhàn)略目標，對比當(dāng)今中等發(fā)達國家的經(jīng)濟水平，特別是經(jīng)濟發(fā)展的基礎(chǔ)，要求年人均能耗至少應(yīng)達到3噸標煤，年人均電力消耗至少應(yīng)達到5000度。目前我國這兩項指標只有約1噸標煤和約1000度電的水平。由于我國核能的應(yīng)用，從一開始就重點選擇的是壓水堆。按照我國核電發(fā)展的

23、速度計算，預(yù)計到2020年，核電總裝機容量有可能達到4000萬千瓦，按照百萬千瓦級壓水堆核電站初裝料為天然鈾360噸、年換料為140噸計算，到那時我國對天然鈾的需求量將達到6萬噸；而到2030年，核電裝機總?cè)萘窟_到5000萬千瓦時，對天然鈾的年需求量將達到11.7萬噸，國內(nèi)的天然鈾產(chǎn)量已經(jīng)無法滿足需要。而如果在發(fā)展壓水堆核電站的同時，匹配的發(fā)展快堆核電站，壓水堆生產(chǎn)的工業(yè)钚可以作為快堆的初裝料，快堆運行時消耗鈾-238，增殖核燃料钚。這樣，兩種堆型匹配發(fā)展，并封閉核燃料循環(huán)可將鈾資源的利用率從單純發(fā)展壓水堆的1%左右提高到60%70%。所以，只要2030年左右能批量建成高增殖快堆，則壓水堆給快堆的钚的積累核快堆自身增殖則可以使我國核電在2050年發(fā)展到2.4億千瓦的水平