快中子反应堆
快堆的概念
第二，原子弹内与裂变无关的材料少。而快堆为了维持长期运行，并将堆内原子核裂变产生的热送出来，堆内有大量的结构材料和冷却剂。它们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，延长了中子存在时间。这是限制核电站用的快堆功率增长速度的另一个因素。
第三，原子弹采用高效炸药的聚心爆炸，使核燃料很快密集在一起，将链式反应的规模急剧扩大，也就是我们说的达到瞬发超临界状态；而作为核电站用的快堆，只要一达到瞬发临界，堆芯很快就会散开，难以维持链式反应。目前的控制手段，已可以保证快堆不至于达到瞬发临界。
快堆增大核燃料利用率
理论上快堆可以将铀－238、铀－235及钚－239全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其他种类的原子核，快堆只能使60～70%的铀得到利用。即使如此，也比目前热堆中的压水堆对铀的利用率高140倍，比重水堆高70倍以上。然而由于贫铀、乏燃料、低品位铀矿乃至海水里的铀，都是快堆的“粮食”来源，所以快堆能为人类提供的能源，就不是比热中子反应堆大几十倍，而是大几千倍，几万倍，甚至更多。
目前，各国发展的主要是用铀、钚混合氧化物作燃料，用液态钠作冷却剂的快中子增殖堆。它的简单工作过程是：堆内产生的热量由液态钠载出，送给中间热交换器。在中间热交换器中，一回路钠把热量传给中间回路钠，中间回路钠进入蒸汽发生器，将蒸汽发生器中的水变成蒸汽。蒸汽驱动汽轮发电机组。
中间回路把一回路和二回路分开。这是为了防止由于钠水剧烈反应使水从蒸汽发生器漏入堆芯，与堆芯钠起激烈的化学反应，直接危及反应堆，造成反应堆破坏事故。同时，也是为了避免发生事故时，堆内受高通量快中子辐照的放射性很强的钠扩散到外部，就铀资源的利用而言，主要是利用天然铀中约占0.7%的铀－235，其余,99.3%的铀－238大部分不能被利用。而快中子堆可以充分利用铀－238把它的利用率从l～2%提高到60～70%。铀－238吸收一个中子变成钚－239。l克钚－239裂变时发出的热量相当于3吨煤的热量。世界铀矿储量约为460万吨，可换算成138，000亿吨煤。目前，全世界已探明煤的储量为6，630亿吨。所以，快中子堆充分利用这些铀资源，就相当于目前已知煤储量的21.8倍。
反应堆结构课件9第九章 快中子增值堆
快堆的分类：
按冷却剂材料，快中子堆又可分为钠冷快堆和气冷快堆，其中LMFBR 的蒸汽参数很高，压力达16～18MPa，温度约为500 c，因此电站的效率 接近 40％。 按回路布置结构，可分为回路式快堆电站和池式快堆电站
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池式的主要系统和上述回路式相同，但它把反应堆堆芯、一回路钠泵 及中间热交换器都浸泡在一个大型钠容器中。这种型式可降低一‘回 路严重泄漏的可能性，即使某些设备发生故障也不会发生钠流出事故， 所以安全性较好。
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国际快堆的发展
快堆是目前唯一能够实现增殖核燃料的先进堆型。 国外快堆发展已有50多年历史，1946年建成第一个实验快堆。 目前世界上已建成了２１座快堆。 其中俄罗斯、法国、日本等国家一直在致力于快堆的发展。 当前国际上最引人注目的消息是：
4 x 8 MWt
印度政府已 经批准在英 迪拉· 甘地原 子研究中心 建造一座 500MWt的原 型快堆！ （池式 /回路）
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快堆技术特点
以快中子产生链式裂变反应 ； 大多数快堆采用液态金属Na做冷却剂，氦气； 比压水堆多一个回路； 一回路是一个高温低压系统。
快堆具有良好的安全性
1，Na的沸点高，常压运行；
2，热容量大，能导出余热； 3，堆芯有较大负反馈，事故状 态能够自稳。 7
快堆是封闭的燃料循环中的关键环节
堆芯分为两个区： 燃料区
钚燃料组件＋B4C控制组件
再生区（增值转换区）
增值组件:可转换材料
快堆 方程式
快堆方程式
"快堆" 是指快中子反应堆（Fast Neutron Reactor）的简称，它使用高速中子来维持和促进核反应。
与热中子反应堆不同，快堆中子的能量级别较高，因此能够触发不同的核反应，包括裂变和转变。
快堆中的核反应通常遵循以下方程式：
1. 快中子裂变反应：这是快堆中最重要的反应之一。
在这种反应中，快中子与核燃料相互作用，导致核燃料的裂变。
这种裂变反应通常可以用以下方程式表示：
快中子 + 核燃料（通常是钚、铀等） -> 分裂产物 + 快中子
具体的反应方程式将取决于所使用的核燃料和裂变产物。
2. 中子捕获反应：在快堆中，中子还可以被核材料捕获，产生新的核素。
这种中子捕获反应通常可以用以下方程式表示：快中子 + 核材料 -> 新的核素+ γ射线
这个过程有助于产生新的核素，同时也有可能消耗中子。
3. 中子传输反应：在快堆中，中子也可能经过一系列散射事件而保持其高速状态，而没有引起核裂变或中子捕获。
这些中子传输反应可以用散射截面方程式来描述，其中包括散射截面和吸收截面等参数。
这些方程式是用来描述快堆中子反应和核反应的基本方程式。
在实际的核反应堆设计和运营中，需要详细的核反应截面数据以及中子传输的建模和模拟来更精确地描述和控制堆的性能。
核工程师和物理学家使用这些方程式来设计和优化快堆，并确保其安全和高效的运行。
快中子堆浅析
快中子堆浅析0、 导言快中子堆（fast breeder reactor ，FBR ），是由快中子引起裂变链式反应的反应堆。
其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。
快中子堆，全称应为快中子核反应堆或快速增值核反应堆，简称快堆。
快中子堆是第四代核反应堆GIF 建议的六个候选堆型之一，具有可充分利用铀资源、闭路燃料循环、可实现燃料增殖、热效率高等第四代核反应堆系统的特点。
1、 快中子堆基本原理快中子堆主要是利用天然铀中占99.2%左右的U 238，这很大的区别于压水堆使用U 235作燃料。
U 235对热中子的核裂变截面很大，在0.025ev 时裂变截面达到最大。
U 238只有在足够高的能量的中子轰击下才有可能发生裂变，但是其对快中子的俘获截面很大。
所以使用U 235的压水堆为提高中子利用率，需要使用慢化剂将核裂变中释放的中子迅速慢化，而快中子堆中不需要使用慢化剂。
U 238与快中子发生俘获反应经一系列变化后，转换为易裂变核素Pu 239，Pu 239在任何能量的中子轰击下均能发生核裂变反应释放能量，从而间接的利用了压水堆中无法利用的U 238，这也导致快堆电站初运行时需要装入一定量的Pu 94239作为启动时的核燃料。
其转换式如下：U （n,γ） 92238U 92298 β− Np 93239 β− Pu 94239。
2、 快中子堆基本构成当前有可能实现商业应用的快中子堆堆型有三种，分别是气冷快中子堆（GFR ）、铅冷快中子堆（LFR ）、钠冷快中子堆（SFR ）。
其中基于当前的工业基础和运行经验，钠冷快堆SFR 被多国作为第四代快中子反应堆的第一选择。
快堆使用的是能谱较硬的快中子，这直接导致其在结构构成上很大的区别于使用热中子的压水堆等。
本文将主要围绕钠冷快堆展开介绍。
2.1 燃料组件快中子堆的大部分功率是在燃料组件内产生的，一座典型的均匀LMFBR ，85%~95%的功率来自燃料区，3%~6%产生在燃料组件内的轴向转换区，3%~8%的功率在径向转换区内产生。
核反应堆物理分析(上)
核反应堆物理分析(上)核反应堆是一种利用核反应产生能量的设备。
核反应堆的原理是运用核反应的放能来加热液体或者气体，产生蒸汽，使蒸汽驱动轴类转子转动，从而使轴类转子带动发电机发电。
其中，核反应堆是由一系列核反应组成的，核反应会释放出大量的能量，能够加热冷却剂，从而驱动轴类转子转动，实现机械能转化为电能，供应给生活和工业用途。
核反应堆按照使用的核燃料分为热中子反应堆和快中子反应堆。
热中子反应堆是利用热中子与核燃料发生核反应来产生热能，因此核燃料应为小中子吸收截面大、熔点和密度适中的物质，如铀235和铀238。
快中子反应堆使用快中子来发生核反应来产生热能，核燃料应为小中子吸收截面小，熔点和密度大的物质，如氚。
核反应堆按照使用不同的冷却材料分为水冷反应堆和气冷反应堆。
水冷反应堆和气冷反应堆都是通过冷却剂将产生的高温热能带走，从而保证反应堆的稳定运行。
其中，水冷反应堆是使用水作为冷却剂，散热性好，但需要耗费大量水资源。
气冷反应堆使用气体作为冷却剂，无需消耗大量水资源，但由于气体散热性差，需要较大的排气系统。
核反应堆由反应堆堆芯和反应堆周边构成。
反应堆芯是核反应的核心部分，由燃料棒、控制杆、冷却剂以及结构材料等组成。
控制杆的作用是调节核反应的速率，保持反应堆稳定运行状态。
结构材料的作用是支持和固定反应堆芯的元件。
反应堆周边由反应堆罩、核反应堆容器、冷却剂循环系统等组成。
反应堆罩的作用是防止核辐射泄漏、防止反应堆失控。
核反应堆容器的作用是为反应堆芯提供密封保护，以避免辐射外泄。
冷却剂循环系统的作用是帮助反应堆芯和周边的结构材料散热。
核反应堆主要有两种核反应类型：裂变反应和聚变反应。
裂变反应是将重核分裂成两个轻核，同时释放出大量的能量。
核裂变产生的中子能够被稳定核吸收，产生新的能量，同时维持核反应的持续进行。
而聚变反应则是将轻核结合成重核，同样可以产生巨大的能量。
但是由于聚变反应需要极高的温度和压力，因此目前只有太阳和恒星能够维持聚变反应的进行。
中国实验快堆技术管理
中国实验快堆技术管理摘要：中国实验快堆是中国第一座钠冷快中子反应堆，其技术管理组承担运行、试验、生产计划、质保监督等重要管理职责。
本文通过对技术管理组职责的梳理归纳，落实岗位职责，对中国实验快堆运行管理有着重要参考意义。
关键词：中国实验快堆；技术管理中国实验快堆（以下简称CEFR）技术管理组负责CEFR运行、维修等现场活动的组织与管理，包括资源组织、过程控制、质保监督等；同时还承担运行室其它工作的组织与计划管理。
其工作组织的顺畅程度对CEFR运行管理至关重要。
本文参照法规要求，对技术管理组的职责进行梳理归纳，落实岗位职责，进一步提升CEFR运行管理水平。
1 CEFR简介CEFR是中国第一座钠冷快中子反应堆，作为我国核能发展战略三步走战略（压水堆→快堆→聚变堆），是快堆技术发展的基石。
中国实验快堆工程是国家“八六三”计划重大项目，由科技部、科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。
热功率65MW、电功率20MW，采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路传热系统，共16个子项，建筑面积43000m2。
2法规要求根据核设施监督导则《研究堆运行管理》（HAD202/01）2.2 节运行部门责任要求，反应堆运行负责人的责任第三条：建立反应堆安全运行所必需的班、组，并领导其工作。
这些班、组至少应包括：运行班；专业组；辐射防护组；技术管理组。
关于技术管理组职责如下：1）负责制订反应堆的运行、检修、试验、生产计划，经反应堆运行负责人审定后，报营运单位批准；2）组织制订、修改反应堆的各种规程、制度；3）对与反应堆安全密切相关的实验方案和技术方案组织技术审查；4）对反应堆的运行记录进行系统的分析，从中发现技术上的问题并提出改进建议；5）负责对值班记录本和运行数据记录表进行整理加工；6）负责管理反应堆运行过程中产生的技术资料，保证随时处于完好可用状态，并负责编写所有上报材料。
3 CEFR技术管理组职责依据《中国实验快堆运行组织机构及岗位职责》（ZYY•MSTG•DG0001•CEFR），第4.5节技术管理组职责规定：技术管理组设置岗位8个，正式编制10人。
快中子增殖反应堆及其发展史
快中子增殖反应堆及其发展史什么是快堆快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。
目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。
热堆消耗的主要核燃料是铀235。
铀有三种同位素，即铀-234、铀-235和铀-238。
其中的铀-234不会发生核裂变，铀-238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀-235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。
但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66%，其余绝大部分是铀-238，它占了99.2%。
为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。
这就相当于我们的煤饼厂里，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"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。
在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀-239，但铀-239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239亦可作为与铀-235相似的裂变原料。
基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。
解决铀矿资源枯竭问题快堆不用铀-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，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。
快中子
反应堆
快堆是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的堆型。快堆的一个重要特点是：运行时 一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是 在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238,铀-238吸收中子后变成钚-239。在快堆 中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖，故快堆的全名为快中子增殖反应堆。快堆是当今惟一现实的增殖堆型。
如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循 环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238,所以只有铀-238消耗完了,才不能继续循环。 理论上，发展快堆能将铀资源的利用率提高到100%,但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到60%～70% 的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130～160倍。利用率提高了,贫铀矿也有开采价值,这样,从世界范 围讲,铀资源的可采量将提高上千倍 。
快中子增殖反应堆使用未经减速的快中子来维持反应，因此需要核燃料中的裂变物质相对于增殖物质铀-238 有较高的浓度。然而，快中子的裂变/俘获比例对于大多数物质来说都比较高，而每一个快中子裂变反应都会释放 出大量的中子，因此一个快中子增殖反应堆很可能产生比它消耗更多的裂变物质。
增殖反应堆的控制不能依靠多普勒展宽和减速剂所提供的负反馈。然而，燃料的热膨胀可以提供快速的负反 馈。切尔诺贝利核事故以后，增殖反应堆的发展几乎停滞，几十年间仅仅制造了很少的反应堆。这也是由于铀的 价格比较低廉。在未来的几年，一些亚洲国家计划建造一些增殖反应堆的大型原型。
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中国快中子实验堆CEFR
谢谢
钠冷却快中子增殖堆的技术难点 (1) 快堆燃料富集度高，燃料初装量大，限制了大规模应用；
(2) 快堆体积小,功率密度(300~600 MW/m3)是压水堆的4~8倍；
(3) 快堆的燃料元件加工及乏燃料后处理要求高；
(4) 快堆内中子辐照率比热堆大几十倍，对材料要求苛刻；
(5) 快堆内中子的平均寿命短，239Pu的缓发中子的份额少， 因此控制比较困难。
——建造快中子堆
快中子反应堆原理
实现了易裂变产物239Pu的增值，消耗 了自然界储量大，又难裂变的238U 。使 自然界铀资源的利用率由1 ~ 2%提高到 60 ~ 70%。
快中子反应堆结构
11—第二回路
2—增殖燃料组件 3—控制棒 1—裂变燃料组件 20、21—高压、 低压涡轮机17—冷凝器源自5—钠池16—给水泵
12—第二钠循环泵
4—钠循环泵
快中子堆优点
1.以快堆中子产生链式裂变反应，必须采用 浓缩度比较高的燃料（16%左右或更高） 2.没有慢化剂，并采用高浓度燃料，堆芯结 1.Na的沸点高，常压运行； 构紧凑，功率密度高，大多数快堆采用液态 2.热容量大，能导出余热； 3.堆芯有较大负反馈，事故状态 金属Na做冷却剂 3.由于Na能够自稳。 将堆芯活化，为防止污染蒸汽发生 器中的水，设置中间回路，采用三回路系统 4.堆芯均是有燃料区和再生区组成的 5.快堆具有良好的固有安全性
快中子堆
易裂变核素：233U、235U、239Pu 可裂变核素：232Th、238U 存在于自然界：232Th、235U（0.720%） 238U（99.274%） 几乎不存在：233U、239Pu
快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。 通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反 如何充分利用自然界中的铀资源？ 应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减 速成为速度较慢的中子（热中子）。