快中子增殖反应堆
《快中子增值堆》课件
引言
介绍快中子增值堆的概述和背景，探讨本次课程的目标和意义。
快中子增值堆的基本原理
探究快中子的定义，并解释快中子在核反应堆中的作用和快中子与热中子的 区别。
快中子增值堆的工作原理
1
固态快中子增值堆
介绍固态快中子增值堆的工作原理及特点。
2
液态快中子增值堆
探讨液态快中子增值堆的工作原理及优势。
快中子增值堆的发展现状
1
ห้องสมุดไป่ตู้
国内外研究现状对比
对比分析国内外快中子增值堆研究现状，了解不同国家的发展情况。
2
快中子增值堆的最新进展
介绍快中子增值堆的最新技术和研发进展，展望未来的发展趋势。
结语
总结本次课程内容，同时展望快中子增值堆在能源领域和科学研究中的未来发展。
3
快中子增值堆示意图
使用示意图展示快中子增值堆的结构和工作原理。
快中子增值堆的应用
快中子增值堆在核武器 领域的应用
讨论快中子增值堆在核武器 研究和开发中的应用。
快中子增值堆在核电站 领域的应用
探索快中子增值堆在核电站 中的角色和能源产出优势。
快中子增值堆在科学研 究领域的应用
介绍快中子增值堆在科学领 域中的应用案例和研究进展。
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
5
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。
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
8
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）
6
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。
快中子增殖堆运行原理
快中子增殖堆运行原理
快中子增殖堆的运行原理主要是基于核裂变反应的链式反应。
在这种反应堆中，容易裂变的物质如钚-239，作为核燃料进行裂变反应。
同时，反应过程中释放出的大量中子，被用作其他非裂变物质（如铀-238）转变为裂变物质的媒介。
具体来说，钚-239进行裂变反应时会释放出中子，这些中子一部分会逃出核心，一部分会被其他物质吸收或被燃料本身吸收。
如果至少有一个中子能再诱发下一次裂变，核反应就能持续下去，形成链式反应。
在快中子增殖堆中，为了达到燃料增殖的目的，需要尽量增加每个中子诱发分裂而释放出来的中子数（称为η值），理论上至少要达到2。
这意味着其中一个中子用于诱发下一次核裂变，另一个则被增殖性材料（如铀-238）吸收，这样可裂变物质增加的速度才能刚好等于消耗速度。
因此，快中子增殖堆的特点是使用容易进行快中子诱发裂变的可裂变物质（如钚-239），并利用非裂变物质（如铀-238）作为增殖性材料，通过捕获中子并转化为可裂变物质来达到核燃料的增殖目的。
这种反应堆的优点是可以提高铀资源的利用率，大量铀-238堆积浪费、污染环境问题将能得到解决。
请注意，核反应堆技术是一种高度复杂且需要严格管理和监管的科技领域。
如果对此感兴趣，建议查阅相关文献或咨询专业人士以获取更详细和准确的信息。
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。
中国实验快堆工程
中国实验快堆反应堆容器超压保护系统前言快堆是快中子增殖堆的简称。
快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。
1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。
法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。
现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。
中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。
2011年7月21日10点成功实现并网发电。
中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。
快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。
我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。
标志着国家“863计划”重大项目目标的全面实现，列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。
这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。
在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统实验快堆反应堆容器超压保护系统一，功能反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。
快中子堆报告
快中子反应堆及其核燃料循环—2011年4月14日核反应堆技术讲座听课报告中国原子能科学研究院老师讲述有关快中子反应堆的相关问题。
首先知道什么事快中子堆？快中子堆即是快中子增殖反应堆，区别于目前广泛商用的热中子反应堆。
在运行时由快中子引起反应其在运行时，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。
快中子堆亦称为高温气冷堆。
属于未来第四代核电站的备选堆型。
在快堆中的燃料循环是这样的：铀矿—>浓缩铀—>燃料制造—>压水堆核电厂—>乏燃料——>地质储存！首先在采得矿石后，进行浓缩处理，使铀235和钚239的的浓度达到反应堆所能正常运行的浓度。
然后送入反应堆内进行反应，快堆反应的一个重要特点是：在反应堆内运行时一方面消耗裂变燃料铀235或钚239，同时又产生出裂变燃料钚239等，而且产生量大于消耗量，真正消耗掉的的是在热中子反应堆中无法利用的、且在天然铀矿中占99.2%以上的铀238,铀238吸收中子后变成钚239。
因此在快中子反应堆中，裂变燃料越烧越多，得到了所谓的增殖，当然燃料消耗殆尽后，称为乏燃料，内含有剩余的铀的各种同位素，还有钚等其他长寿命元素，都是通过裂变产生的裂变产物。
乏燃料同样会产生热量，这在任何核电站中都是必须高度重视的。
当然，与热中子反应堆相同，快中子堆必须处于次临界状态，否则会导致灾难的发生。
且核燃料的燃料元件不能发生破损。
但是目前的核电站的剩余废料，即乏燃料除深埋外甚至无法进行处理，但乏燃料问题必须得到处理，这关系到核能的可持续发展问题。
第四代核电站将对此问题给出一个满意的答案。
即选择封闭式燃料循环路线，对铀进行充分利用，可以将核电站产生的高辐射性乏燃料进行最大限度缩化，实现放射性废料最小化。
在快中子堆核燃料发展的第一阶段，实用MOX燃料，进行先进水法后处理。
第二阶段使用金属燃料。
实现由实验堆向商用堆的过度。
目前世界中，有21座快中子反应堆，其中17座实验堆，2座试验商用堆，1座商业堆，此一座商用堆前途亦遭到所在地民众非难、从全世界来看，2020年预计有70-80个机组投入运行，2030年预计有200个左右机组运行，到2050年将有400个左右机组投入商业运行，并随着时间推移，将逐步取代热中子反应堆。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
快中子增殖反应堆
词条有待完善，欢迎您编写!
开放分类：基本物理概念
编辑词条分享
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。
我国核能利用已进入商用阶段,目前已有9座核电反应堆机组在运行,总装机容量达到670万千瓦,主要堆型是压水堆。
压水堆是热中子堆（或称慢中子堆），主要利用铀-235作为裂变燃料,而铀-235只占天然铀的0.7%左右。
对压水堆来说，烧一次只能烧掉核燃料（即投入铀资源）的0.45%左右,剩下的99%还是烧不掉,其中主要是铀-238。
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。
1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。
研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。
至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。
1993年，我国快堆研究进入发展阶段。
由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进国外先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，目前设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70％。
2005年初，核级钠将进厂,堆本体将进行安装,预计2007年首次临界。
快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，我们在国家“863”高技术计划领导下，完成
了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,目前正在建造,计划2007～2008年临界和并网。
第二步，中国原型快堆，电功率约60万千瓦,建议2013年建造，2020年运行,目前正处规划建议阶段。
第三步，中国商用验证堆，电功率100万～150万千瓦,建议2018年建造，2025年运行,在此基础上2030年～2035年批量推广大型高增殖快堆。
国外快堆的发展已有半个世纪,发展快堆的9个国家美、俄、英、法、日、德、意、印、韩总共建成过21座快堆。
目前所有建造快堆的国家为了未来大规模核能的发展，均不同程度地开始研究用快堆来焚烧热堆产生的放射性废物，使核能变成更加清洁的能源，同时也开展一些新型快堆的预研。
需要大规模发展核能来替代常规能源的国家,必然要发展快堆和相应的闭式燃料循环,将铀资源用好、用尽。
如果热堆发展已有一定规模，就应考虑首先用快堆、继而用更有效的加速器驱动次临界快堆将长寿命废物尽量焚烧掉，让需要地质深埋的废物尽量减少。
由于快中子增值反应堆中的核反应会产生核武器的重要原料钚-239，因而有较大的核武器扩散风险。
增殖反应堆
铀２３５是实用的核燃料。
这就是说，慢中子会使铀２３５原子发生裂变（一分为二），并且产生更多的慢中子，而这些慢中子又会进一步引起其他铀原子裂变，使裂变过程持续下去。
由于同样的原因，铀２３３和钚２３９也是实用的核燃料。
遗憾的是，天然存在的铀２３5和钚２３９的数量真是微乎其微，而铀２３５的数量虽然比较可观，但也相当稀少。
在任何一块天然铀的标本中，每一千个铀原子当中只有七个是铀２３５，其余的都是铀２３８。
铀２３８是最常见的一种铀，但它却不是实用的核燃料。
铀２３８也能在中子作用下发生裂变，但只有快中子才能做到这一点。
那些分裂成两半的铀２３８会产生一些慢中子，而慢中子不足以引起进一步的裂变。
铀２３８可以比作潮湿的木头：你可以把它烧着，但它最后还是要熄灭的。
但是，假定把铀２３５同铀２３８分离开来（这是一个相当艰巨的任务），并且用铀２３５来建造一个原子核反应堆，这时，构成反应堆燃料的那些铀２３５原子就会发生裂
变，并向四面八方发射出无数慢中子。
如果这个反应堆包着一个用普通铀（其中
绝大部分是铀２３８）制成的外壳，那么，射入这个外壳的中子就会被铀２３８所吸收。
这些中子不可能迫使铀２３８发生裂变，但却会使铀２３８发生另外的变化，最后就会产生钚２３９。
如果把这些钚２３９从铀里面分离出来（这是个相当容易完成的任务），它们就可以用作实用的核燃料了。
能够用这种方式产生新燃料去代替用掉的燃料的反应堆就是增殖反应堆。
一座设计得当的增殖反应堆所生产的钚２３９，在数量上要多于消耗掉的铀２３５。
利用这种办法，就可以使地球上的全部铀——而不仅仅是稀有的铀２３５——都变成潜在的燃料来源。
天然存在的钍完全是由钍２３２组成的。
钍２３２就象铀２３８一样，也不是实用的核燃料，因为要有快中子才能使它发生裂变。
不过，如果把钍２３２放进包着核反应堆的外壳里，钍２３２原子就会吸收慢中子，并且尽管它不发生裂变，最后却会变成铀２３３原子。
由于铀２３３是一种很容易同钍分离开来的实用燃料，这样做的结果便又实现了另一种增殖反应堆，它会把地球上现有的钍资源变成潜在的核燃料。
地球上的铀和钍的总量大约比铀２３５一项的蕴藏量多８００倍。
这就是说，如果适当地利用增殖反应堆，就可以通过原子核裂变发电厂把地球上的潜在能源增加８００倍。