世界快堆现状

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1、核电厂核反应堆世界快堆现状【澳大利亚铀信息中心2006年6月简报多难以克服的技术和材料难题，而且在20世第98期报道】纪70年代的地质勘探结果显示铀资源匮乏自20世纪50年代以来，全世界大约有20已不再是问题。基于上述两原因，因此到20座快中子反应堆已投入运行，其中一些用于世纪80年代，FBR仍无法在商业上与现有轻商业发电，并已积累了300多堆年的运行经验。它们更表1快中子反应堆多的是以铀-238为燃料，也有以铀-235为燃料的。如果输出功率:MWeMWt运行时间在反应堆运行过程中生成的美国钚多于消耗的钚，那么

2、这种EBR10.21951—1963年快堆被称为快中子增殖堆EBR2201963—1994年（FBR）。如果反应堆的运费米-1（Fermi1）661963—1972年行只是纯消耗钚，那么这种SEFOR201969—1972年快堆被称为“燃烧器”。快中子通量试验装置4001980—1993年若干国家拥有快堆研发英国计划。国际原子能机构敦雷快堆151959—1977年（IAEA）主持的国际创新型原型快堆2701974—1994年反应堆及燃料循环项目法国Rapsodie401966—1982年（INPRO）涉及已将快

3、堆作凤凰2501973年—为其研发重点并计划采用闭超凤凰112401985—1998年式燃料循环的22个国家。例德国如法国已计划，到2050年，KNK2211977—1991年目前核电容量的一半将被快印度堆替代（另一半容量将由第快中子试验堆401985年—三代反应堆——欧洲压水堆日本（EPR）机组替代）。常阳1401978年—FBR最初的构想是对世文殊2801994—1996年—？界铀资源进行更加充分的利哈撒克斯坦用。在核工业发展早期，由BN3501351972—1999年于当时认为世界上铀资源十俄罗斯分匮乏，

4、因此若干国家开始BR5/105/101959—1971年,1973年—了广泛的快堆开发计划。但BOR60121969年—这些国家在开发中遇到了许BN6006001980年—15&国外核新闻2006.7核电厂核反应堆水堆竞争。17%～26%的高浓铀作为燃料。其设计寿期今天，虽然在快堆技术上已取得一些进为20年，1993年以后，它在每年换发许可证展，但其经济性仍然取决于它所增殖出的钚的基础上运行。俄罗斯BOR-60快堆是在燃料相对于新铀燃料成本的价值。此外，过BN-350之前的一座示范堆。剩军用钚的处置也是国际社会

5、关注的问题，新的别洛雅尔斯克4号机组已开始建也有人建议把这些军用钚用于快堆。不论从造，该机组将是第一座BN-800快堆哪方面，这项技术对于世界能源可持续性的（880MWe），它具有一些改进特性，包括长期考虑都是至关重要的。燃料灵活性——可使用铀-钚氮化物、混合氧对快堆重新燃起兴趣的另一个原因是化物（MOX）或金属燃料，增殖率提升到1.3。快堆具有裂变锕系元素的能力，包括那些可它的安全性和经济性均得到大幅提高，运行从普通反应堆乏燃料中回收的锕系元素。快费用只比VVER型反应堆高15%。它每年可中子环境使锕系元素的

6、中子俘获反应最小消耗2t从核武器上拆卸的钚，并将试验性地化，并使其裂变反应最大化。这意味着高放对燃料中的次锕系元素进行循环利用。俄还废物中的长寿命核素将减少。计划再建造几座BN-800机组。核工业有关人士警告俄政府，由于缺乏法国资金建设BN-800，俄罗斯在快堆开发上的领法国自1973年开始运行凤凰快堆，其中导地位正受到威胁。翻修用了几年时间。1250MWe的商业原型俄罗斯已对铅冷反应堆设计进行过实快堆超凤凰由于政治原因于1998年关闭，在验，并在阿尔法（Alfa）级核潜艇反应堆中13年的缓慢开发进程中几乎没怎

7、么运行。对使用铅-铋冷却剂长达40年。铅-208（54%的1450MWe的欧洲快增殖堆的研究工作也几天然铅）可被中子穿透。俄另一个重大的新乎停止。设计是300MWe或更大功率的、以铅作为一俄罗斯及哈萨克斯坦次冷却剂的BREST快堆，工作温度为540℃，拥有超临界蒸汽发生器。它拥有固有安全俄罗斯别洛雅尔斯克3号机组（BN-600性，使用铀-钚氮化物为燃料。它不会产生武快增殖堆）自1980年并网发电，据说在俄所器级钚（因为不存在铀增殖区），乏燃料可有核反应堆中拥有最佳的运行和生产记录。以通过厂内设施无限地再循环。俄

8、罗斯正在该堆使用氧化铀燃料，部分燃料的丰度达到别洛雅尔斯克建造一台该堆型试验机组，并20%以上，钠冷却剂在比大气压略高的压力且还计划建设1台1200MWe的机组。下释放出550℃的高温。俄罗斯计划重新装一种更小和更新的俄罗斯设计为配BN-600，使其能以库存中的军用钚为燃75～100MWe的铅-铋快堆（SVBR）。这是料，并将其寿期延长至30年以上。一种一体化的设计，蒸汽发生器位于与堆