原子能院实习快堆专题报告.docVIP

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。在大型快堆中，平均每10个铀-235原子核裂变可使12至14个铀-238转变成钚-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。 在这种堆中，每消耗1公斤易裂变燃料可以产出多于1公斤甚至高达1．5公斤以上的新的易裂变燃料(钚)。多生产出来的燃料可以用于新建快堆，新快堆又进行增殖。从效果看，快堆运行中真正消耗的不是开始放进去的易裂变燃料铀—235，而是占天然铀99．2％以上的铀—238。所以在发展压水堆的基础上再发展快堆，考虑钚的再循环和损耗，可将铀资源的利用中提高到60-70％。由于利用率的提高，更贫的铀矿出有了开采的价值，就世界范围讲可采铀资源将增加千倍。所以说，把快堆发展起来，裂变核能将成为几乎不可耗竭的能源。 世界铀资源的国家分布极不均衡。澳大利亚、加拿大和哈萨克斯坦这3个国家就拥有55％以上的RAR+IFR级铀资源。如果再加乌兹别克斯坦、南非和纳米比亚，这一比例就接近72%。如果再加上尼日尔和俄罗斯，几乎可达85%。 一座百万千瓦轻水堆核电站，每天大约需要消耗3公斤铀-235。根据预测，到2015年，世界核电站对铀的年需求量将达到7.5万-8.5万吨，2025年将为8.5万-10万吨。到2015年，这些次生来源也将消耗殆尽。在目前情况下，现已探明的铀储量还能使用50年左右。如果考虑到所谓的补充储量，则还可使用200年。因此，随着核原料世界需求量的增大，铀的价格也在飞涨。快堆的建设对于解决铀矿资源枯竭问题也日益迫切。 　　此外，热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强，如果直接地质处置，则每三四年就需建造一座类似于美国YUCCA MOUNTAIN（尤卡山，大型核废料处理场）规模的处置库，耗资极其惊人。而这些核废料在快堆反应中经过回收再利用以后，放射性物质的衰变期只有二三百年，可以大大减少核废物处置量，降低缺乏燃料长期毒性风险。 目前，在核电站中广泛应用的压水堆（如我国的秦山、大亚湾核电站堆型）对天然铀资源的利用率只有约1%，而快堆则可将这一利用率提高到60%～70%。这对充分利用我国的铀资源，促进核电持续发展，解决我国的后续能源供应问题具有重要意义。由于利用率的提高，相对较贫的铀矿也有了开采价值。就世界范围讲，这样能使可采铀的资源增加千倍。以目前探明的天然铀储量推测，快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上。快中子增殖反应堆结构 快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料，将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入不锈钢包壳内，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。 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。。 由于堆内要求的中子能量