我国快堆技术发展和核能可持续应用

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1、我国快堆技术发展和核能可持续应用徐銤一、前言世纪开始的冷却剂技术进一步发展，尤其是欧美一快中子堆（简称快堆）是主要以平均中子能量些国家暂不追求快堆增殖，而是追求快速减少MA0.08～0.1MeV的快中子引起裂变链式反应的反应的存量，因此用氦和铅或铅铋冷却剂的快堆会有新堆。快中子堆的主要特点是，在堆运行时，新产生的进展。的易裂变核燃料，如钚，能多于消耗掉的易裂变核在过去的快堆发展六十年中，各快堆国家审慎235唯一地选择了钠作为冷却剂，至今已建成18座钠冷燃料钚或U，即增殖比大于1，易裂变核燃料得到增殖，因此又称为快中子增殖反应堆。

2、运行中真快堆，从实验快堆、原型快堆直到经济验证性快堆，正消耗的是天然铀中不易裂变，且丰度占99.2%以相应的电功率从几百kW直至1200MW，并有三座238上的U。快堆的乏燃料（即运行后出堆的燃料）钠冷快堆正处建造阶段。我国长时间发展的正是钠经后处理，所得钚返回堆内再烧，多余的钚则用于冷快堆，表1列出了国外快堆发展概况。装载新的快堆。如此封闭并无限次循环则对铀资源钠在常压下熔点为97.83℃，而沸点高达的利用率可从单单发展压水堆的1%左右提高到881.4℃。堆芯钠出口温度一般在550℃以下，所以60%～70%。钠冷快堆是一个低压

3、系统，在快堆主容器外又设置在热中子反应堆运行时，会产生更高原子序数了保护容器，所以池式快堆堆芯几无失钠的危险。的长寿命锕系核素，包括其产量约为所产工业钚钠有较大的导热系数和比热容，堆芯不易过热。在1/10的次量锕系核素（MinorActinides，缩写MA，快堆中，钠的流动特性类似水，也有较大的热膨胀指镎、镅和锔等元素的核素），锕系核素需要衰变三系数，易于实现自然对流和自然循环，非能动地排四百万年才能将其放射性毒性降到天然铀的水平。出事故余热。钠易于净化，只要氢和氧的含量分别−6−6但这些核素在快中子场中可以裂变成一般裂变产在

4、0.5×10µg/g和5×10µg/g以下，对奥氏体不锈物，因此，可用快中子焚烧堆将它们裂变掉，获得钢、铬钼钢等腐蚀极小，甚至与熔融的燃料、裂变裂变能，达到变害为利。加速器驱动次临界装置产物亦无激烈的化学反应。（ADS），有更硬的中子谱，有更高的效率来焚烧它由于快堆堆芯出口温度高，商用快堆三回路的们。在ADS实用前，快中子堆可望提前对热堆产生过热蒸汽参数高达约510℃/18MPa，因此热效率约的MA进行焚烧，减少MA的存量，降低这种高放为41%。废物的贮存风险，也为ADS焚烧MA积累经验。钠的不足之处是在空气中易燃烧，与水会发生

5、反应堆中的冷却剂是用来冷却反应堆堆芯，并激烈的钠水反应。为了保护堆芯，钠冷快堆采用钠−把裂变热能带出来的介质（如液体）。为了在堆芯内钠−水、蒸汽三回路作为主热传输系统。系统中钠要维持快中子，除气体外不宜用带轻核的冷却剂。2000用氩气保护，换料需在氩气保护下密闭操作。国外年美国首先提出的和核能国家相继支持的第Ⅳ代先建成过18座钠冷快堆，积累了约400堆年的运行经进核能系统中对快中子堆的冷却剂选用钠、氦和铅。验，掌握了数百吨、数千吨液态钠的操作经验，对氦冷快堆早在20世纪六七十年代德、美等国进防止钠泄漏，限制钠火和钠水反应这样一些

6、工业事行过设计研究，当时各国主要追求快堆实现高增殖，故，已有了足够的经验。氦冷快堆难以满足，因而无一堆建造。铅冷快堆至自然界存在的235U用于热中子堆的中子学特性今也无一堆建成，但前苏联于20世纪六七十年代用优于它用于快堆，人类开发利用核能自然地从热中铅铋合金作冷却剂建造过11～12艘核潜艇用堆，共子堆开始，而最适于快中子增殖堆用的裂变燃料是积累过80堆·年的运行经验，但这一技术尚未达到热堆生产的工业钚，所以快堆的推广应用一般在热能满足核电站长期可靠运行的水平。然而随着21堆发展到一定阶段之后。23卷第3期(总135期)·37·

7、表1国外快堆发展概况功率(MW)类别①国家快堆堆型冷却剂燃料运行时间热/电实验堆原型堆经济验证堆商用堆美国Clementine0.025/0回路型HgPu1946～1952√EBR-I1.2/0.2回路型NaKU合金1951～1963√LAMPRE1.0/0回路型Na熔Pu1961～1965√FERMI200/66回路型NaU合金1963～1972√√②EBR-II62.5/20池型Na(U,Pu,Zr)1963～1994√SEFOR20/0回路型NaUO21969～1972√FFTF400/0回路型Na(Pu,U)O21980

8、～1993√CRBR975/380回路型Na(Pu,U)O2√ALMRnx840/303池型Na(U,Pu,Zr)√SAFRnx873/350池型Na(U,Pu,Zr)√法国Rapsodie20～40/0回路型Na(Pu,U)O21967～1983√Phenix