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  • 快中子反应堆

    快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型,代表了第四代核能系统的发展方向。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展和绿色发展问题。

    编辑摘要

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    简介/快中子反应堆 编辑

    快中子反应堆是指没有中子慢化剂核裂变反应堆。快中子反应堆以钚-239为燃料,每个铀-235核裂变所产生的快中子,可以使12至16个铀-238变成钚-239。尽管它一边在消耗核燃料钚-239,但一边又在产生核燃料钚-239,生产的比消耗的还要多,具有核燃料的增殖作用。

    因为快中子反应堆几乎可以百分之百地利用资源,所以各国都在积极开发,全世界已有几十座中小型快堆在运行。[1]

    研发背景/快中子反应堆 编辑

    快中子反应堆快中子反应堆

    原子能的释放、控制和利用,是20世纪重大科技成果之一。原子能是原子核裂变产生链式反应释放出的能量,故又称核能。核裂变和链式反应是在原子反应堆中进行的,所以,原子反应堆是核电站的“锅炉”。

    目前(2012年)的核电站中,大多数使用的是轻水堆。轻水堆以铀-235为燃料,以水作慢化剂作用是使高速中子减速和冷却剂。发电能力为100万千瓦的轻水堆,每天使用约3公斤铀-235。虽然用量不多,但是由于天然铀储量有限,现探明约可使用1000年,其中铀-235约只占0.7%,而99.3%是铀-238。铀-235和铀-238都是铀的同位素,它们的原子核都会裂变,但铀-235有其独特的裂变方式,当中子撞击其原子核时,原子核会分裂成重量几乎相等的两部分,而铀-238却不具备上述裂变方式,所以不能用作轻水堆的燃料。因此,当今核电站的核燃料中,铀-235如同“优质煤”,而铀-238却像“煤矸石”,只能作为核废料堆积在那里,成为污染环境的“公害”。于是,快中子增殖反应堆便应运而生。

    工作原理/快中子反应堆 编辑

    快中子反应堆不用铀-235,而用钚-239作燃料,不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子,被装在外围再生区的铀-238吸收,铀-238就会很快变成钚-239。这样,钚-239裂变,在产生能量的同时,又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239。

    而且再生速度高于消耗速度,核燃料越烧越多,快速增殖,所以这种反应堆又称“快速增殖堆”。据计算,如快中子反应堆推广应用,将使铀资源的利用率提高50-60倍,大量铀-238堆积浪费、污染环境问题将能得到解决。[2]

    结构组成/快中子反应堆 编辑

    在快中子反应堆中,不能使用水来传递堆芯中的热量,因为它会减缓快中子的速度,钠和钾的合金可用于快中子反应堆作热交换剂。

    快堆使用直径约1米的由核燃料组成的堆芯,铀-238包围着堆芯的四周,构成增殖层,铀-238转变成钚-239的过程主要在增殖层中进行。堆芯和增殖层都浸泡在液态的金属钠中。因为快堆中核裂变反应十分剧烈,必须使用导热能力很强的液体把堆芯产生的大量热带走,同时这种热也就是用作发电的能源。钠导热性好而且不容易减慢中子速度,不会妨碍快堆中链式反应的进行,所以是理想的冷却液体。反应堆中使用吸收中子能力很强的控制棒,靠它插入堆芯的程度改变堆内中子数量,以调节反应堆的功率。为了使放射性的堆芯同发电部分隔离开,钠冷却系统也分一次回路和二次回路。一次回路直接同堆芯接触,通过热交换器把热传给二次回路。二次回路的钠用以使锅炉加热,产生483℃左右的蒸气,用以驱动汽轮机发电。

    技术特点/快中子反应堆 编辑

    快堆的物理特性对仪表控制系统的影响快堆利用重核元素(铀或钚)吸收快中子裂变释放能量,其物理设计与热堆差异很大,致使其仪表控制系统也有别于热堆仪表控制系统。

    1、动态参数快堆与热堆相比,堆芯富集度高、能谱硬、多普勒效应比热堆小,而且快堆缓发中子份额小,中子代时间短,这些对快堆控制来说是不利的,要求快堆控制系统有更好的瞬态响应特性。

    2、毒物效应在快堆中,热中子几乎是不存在的。因此在热堆设计中十分关键的热中子吸收截面高的材料在快堆中几乎并不显得那么重要,象“和”那样的裂变产物,相对来说是不重要的,快堆没有氙中毒问题。快堆堆芯小,快中子平均自由程比热中子长,因此快堆堆芯耦合得比热堆更紧密,不存在区域不稳定问题。因而在快堆中不必考虑功率分布波动的控制阀题,也不必像压水堆那样进行堆芯功率分布的测量,从这个意义上说对简化仪表控制系统设计是有益的。

    3、反应性控制由于快堆采用钠作冷却剂,无法使用仞如硼酸等可溶性毒物来控制反应性,一般采取单一的控制棒控制反应性方式,因而必须设置两套独立的控制棒停堆系统,以保证冗余和安全。

    4、仪表效率。目前的(2012年)核测仪表均为对热中子敏感,检测快中子的效率相对较低,因而要求合理考虑板测仪表的设置和灵敏度问题。[1]

    发展现状/快中子反应堆 编辑

    快中子反应堆在技术上,快堆比轻水堆难度要大得多。但是,由于它具有独特的优点,所以,美、法、日、德、俄等国都在积极开发研究快中子反应堆。早在1967年,法国就建成了一座实验反应堆。1974年,25万千瓦的快中子反应堆投入运行。1984年又建成了120万千瓦的大型商业快堆核电站。日本也设计出输出功率为30万千瓦的快中子反应堆。堆心核燃料采用铀-钚混合氧化物,堆心外围是铀-238,该快堆可使铀资源的利用率提高50倍,经济效益和社会效益十分明显。除前述5个国家外,澳大利亚、挪威、西班牙、瑞典、瑞士、意大利和中国也积极开展了有关的研究工作。

    2010年7月21日,中国核工业集团公司在北京宣布:由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。这是中国核电领域的重大自主创新成果,意味着中国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此,中国成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。[3]

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    参考资料
    [1]^引用日期:2010-07-22
    [2]^引用日期:2012-01-27
    [3]^引用日期:2012-01-30

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