D快堆核电站.doc

1.2.5 快堆的发展指日可待

快中子反应堆，简称快堆，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。
快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒(见图1.2.17)。
图1.2.17 块堆燃料棒与块堆组件
快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。
反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中，通过顶部的传动机构带动。
由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。
目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。
气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。
钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。钠的中子吸收截面小；导热性好；沸点高达886.6℃，所以在常压下钠的工作温度高，快堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压，冷却剂的温度即可达500-600℃；比热大，因而钠冷堆的热容量大；在工作温度下对很多钢种腐蚀性小；无毒。所以钠是快堆的一种很好的冷却剂。世界上现有的、正在建造的和计划建造的都是钠冷快堆。但钠的熔点为97.8℃，在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。钠的缺点是化学性质活泼，易与氧和水起化学反应。当蒸汽发生器管子破漏时，管外的钠与管内泄漏的水相接触，会引起强烈的钠-水反应。所以在使用钠时，要采取严格的防范措施，这比热堆中用水作为冷却剂的问题要复杂得多。

按结构来分，钠冷快堆有两种类型，即回路式和池式。
回路式结构就是用管路把各个独立的设备连接成回路系统。优点是设备维修比较方便，缺点是系统复杂易发生事故。与一般压水堆回路系统相类似，钠冷快堆中通过封闭的钠冷却剂回路（一回路）最终将堆芯发热传输到汽-水回路，推动汽轮发电机组发电。所不同的是在两个回路之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路（二回路）和钠-钠中间热交换器，以确保因蒸汽发生器泄漏发生钠-水反应时的堆芯安全，如图1.2.18所示。
图1.2.18 回路式钠冷块堆电站
图1.2.19 池式钠冷块堆电站
池式即一体化方案，池式快堆将堆芯、一回路的钠循环泵、中间热交换器，浸泡在一个很大的液态钠池内(见图1.2.19)。通过钠泵使池内的液钠在堆芯与中间热交换器之间流动。中间回路里循环流动的液钠，不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器，使汽-水回路里的水变成高温蒸汽。所以池式结构仅仅是整个一回路放在一个大的钠池内而已。在钠池内，冷、热液态钠被内层壳分开，钠池中冷的液态钠由钠循环泵唧送到堆芯底部，然后由下而上流经燃料组件，使它加热到550℃左右。从堆芯上部流出的高温钠流经钠-钠中间热交换器，将热量传递给中间回路的钠工质，温度降至400℃左右，再流经内层壳与钠池主壳之间，由一回路钠循环泵送回堆芯，构成一回路钠循环系统。
两种结构形式相比较，在池式结构中，即使循环泵出现故障，或者管道破裂和堵塞造成钠的漏失和断流，堆芯仍然泡在一个很大的钠池内。池内大量的钠所具有的足够的热容量及自然对流能力，可以防止失冷事故。因而池式结构比回路式结构的安全性好。现有的钠冷快堆多采用这种池式结构。但是池式结构复杂，不便检修，用钠多。
可以有多达四条相同的钠循环回路组成。中间回路内的压力高于一回路内的压力。每条回路连接一台蒸汽发生器和一台中间回路钠循环泵。汽-水回路的水在蒸汽发生器内吸收热量变为蒸汽，被送往汽轮发电机组发电。
钠冷快中子堆采用停堆换料的方案。换料是在250℃左右高温液态钠池内进行。换料时通过移动臂将燃料组件取出，通过倾斜通道输送到乏燃料贮存池中去，经衰变后送后处理厂加工。
如从1975年起在法国境内合资建造的“超凤凰”快堆电站，就是一座钠冷、池式、四环路快中子堆商用验证电站。其电站热功率300万千瓦，净电功率120万千瓦。采用外径8.5毫米的不锈钢管做燃料元件包壳，271根燃料棒组成一个组件。堆芯共364个燃料组件，通过堆芯的钠流量为5.9万吨/小时。采用池式结构，钠池内径21米，高19.5米，堆芯高1米。有并列的四个环路，包括四台钠泵和八台中间热交换器都放在钠池内。增殖比可达1.2；功率密度为285千瓦/升；热能利用效率达到41％。
现将快中子对核电站的主要特点归纳如下：
1. 可充分利用核燃料 我们知道，铀－235在天然铀中只占0.724％。在热堆中，不可能完全耗尽燃料里的铀－235。由于后处理投资大、费用高等原因，目前还主要是采用“一次通过”的方式，燃料元件在反应堆内“烧”过后，就存放在反应堆旁的贮存水池内。对于使用浓缩铀的反应堆，在浓缩铀厂的尾料中，还会剩余一部分铀－235。所以大多数热堆，只能利用天然铀中一半的铀－235。当然，热堆中铀－238吸收中子转化生成的钚－239也可以裂变，这就意味着天然铀中的铀-238也有消耗；且有极少一部分铀－238能被尚未来得及慢化的快中子击中而裂变。即使将铀-238的消耗考虑在内，目前的热中子动力堆对铀的利用率也还低于1％。
对于快中子堆来说情况就大不相同了。由于天然铀中的铀-238作为可转化材料，能在快堆中转化为易裂变材料钚-239，所以理论上通过乏燃料的后处理，快中子堆可以将铀－235、铀一238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它核素，快堆只能利用70％以上的铀资源。即使如此，也比目前的热堆对核燃料的利用率提高80倍。
由于快堆对核燃料的品位不如热堆那么敏感，因而品位低的铀矿也有开采的价值，海水提铀对于人们的吸引力也大得多。而且目前浓缩铀厂库存的贫铀，热堆中卸出的乏燃料，都可以成为快堆的粮食来源。由于这些原因，快堆能够给人类提供的能量，就不止比热堆大八十倍，而是大几千倍，几万倍，几十万倍。
2. 可实现核燃料的增殖 当前反应堆的主要问题是，必须采用行之有效的措施，从根本上消除目前的热堆对铀资源的浪费，使包括铀一238在内的铀资源，能在反应堆中得到充分的利用。只有采用能使核燃料增殖的，以铀——钚循环为基础的快堆，才是摆脱即将面临的铀资源日益枯竭困境的出路。
在快堆中由于没有慢化剂，再加上堆内结构材料、冷却剂及各种裂变产物对快中子的吸收几率很小，因此中子由于寄生俘获造成的浪费少。此外，钚－239裂变放出的中子多，铀一238在快堆中裂变的几率也大。所以每当有一个钚-239核裂变，除了维持自身链式反应，放出大量裂变能外，还可以剩余1.2到1.3个中子，用来使铀－238转变为新的钚一239。这就是说，在快堆内只要添加铀－238，核燃料就越烧越多，这种情况称为核燃料的增殖。这是快堆与目前的热堆的主要区别，也是快堆的主要优点。因此快堆又称增殖堆或快中子增殖反应堆。
在快堆中，增殖比可达1.2到1.3。在重水堆和轻水堆中，相应的值（称之为转换比）仅分别接近0.8到0.6。从某种意义上说，热堆核电站是消耗核燃料生产电能的工厂，而快堆核电站则是可以同时生产核燃料和电能的工厂。
由于快堆仅在启动时需要投入核燃料，由于快堆中钚一239能增殖，如果我们通过后处理，将快堆增殖的核燃料不断提取出来，则快堆电站每过一段时间，它所得到的钚一239，还可以装备一座规模相同的快堆电站。这段时间，称为倍增时间。经过一段倍增时间，一座快地会变成两座快堆，再经过一段倍增时间，这两座快堆就变成四座。按照目前的情况，快堆的倍增时间是三十多年。也就是说，只要有足够的铀－238，每过三十多年，快堆电站就可以翻一番。
3. 低压堆芯下的高热效率 我们知道，压水堆堆芯在15MPa下其出口水温才仅达330℃左右。而快堆由于采用液态金属钠作为冷却剂，在堆芯基本处于常压下，冷却剂的出口温度可达500一600℃。这为提高快堆核电站的热效率奠定了基础。“超凤凰”快堆电站的热能利用率达41%，远超过现在先进压水堆可以达到的34%的水平。
除上述突出特点外，对于快中子堆核电站的安全性也应有足够的认识。
在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与水（或蒸汽）相遇就会产生剧烈的化学反应，并可能引起爆炸；钠与空气接触就会燃烧；钠中含氧量超过一定数量会造成系统内结构等材料的严重的腐蚀；堆内的液态钠由于沸腾所产生的气泡空腔会引入正的反应性，其结果会使反应堆的功率激增，从容导致反应堆堆芯熔化事故的发生；快堆为提高热利用率和适应功率密度的提高，燃料元件包壳的最高温度可达650℃，远远超过压水堆燃料元件约350℃的最高包壳温度。很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆复杂得多。由于以上原因，虽然快堆在四十年代已起步，只比热堆的出现晚四年，而且第一座实现核能发电的是快堆，但是快堆现在还未发展到商用阶段。
然而，通过四十年来的努力，以及一系列试验堆、示范堆和商用验证堆的建造，上述困难已基本克服。现在快堆技术上已日臻完善，是目前接近成熟的堆型，为大规模商用准备了条件。预计本世纪初期或中期，快堆将逐渐在反应堆中占主导地位。
可以说，快中子堆对即将到来的核能大发展是最为重要的堆型。