快堆增大核燃料利用率

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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。　　由于在快堆内钚－239裂变后放出的中子比铀－235多，所以快堆内最好用钚－239作为核燃料。如果没有足够的钚，可以用铀－235浓缩度为l5%～20%的浓缩铀代替。但是最经济合理的办法，还是利用热中子反应堆中积累的工业钚。热中子堆卸料时，乏燃料中也积累了一部分钚。但由于热中子反应堆核电站内，核燃料元件的燃耗比生产核武器装料用的生产堆的燃耗深，所以钚中含有20%～30%的钚－240，这种钚称为工业钚。这种钚也可以在热中子反应堆内利用。在热中子堆内，l千克钚只相当0.8千克铀－235，而在快堆内，1千克钚可相当于1.4千克铀－235。所以在快堆内使用热中子堆积累的工业钚，比在热中子堆内使用要合算得多；　　在目前的核电站中，由于重水堆消耗的核燃料少，积累的工业钚多，所以用重水堆为快堆积累工业钚，也就是建立重水堆－快堆组合体系，从核燃料循环的角度看来，最为有利。　　由于只要不断添加铀－238，快堆中有多余的钚－239能不断产生出来，所以只要将这些新产生出来的核燃料，通过后处理不断提取出来，则快堆核电站每过一段时间，它所得到的钚－239，还可以装备一座相同规模的快堆。这段时间称为倍增时间。倍增时间除了决定于反应堆内钚－239的生成速度外，还决定于后处理提取钚，并将钚制成燃料元件所需的时间，以及库存时间。 　　经过一段倍增时间，l座快堆会变成2座快堆，再经过一段倍增时间，这2座快堆就变成4座。按照目前的情况快堆使用的核燃料多为氧化物，它的倍增时间是30多年。也就是说，只要添加铀－238，每过30多年，快堆核电站就可翻一番。只要这种氧化物核燃料快堆稍加改进，倍增时间就可缩短到20年左右。如果我们将快堆的核燃料由氧化物改为碳化物，则快堆的倍增时间可以缩短到10多年。如果改为金属型核燃料，则倍增时间还可缩短到6～7年。

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原子弹和作为核电站用的快堆，虽然都没有慢化剂，而且都是用快中子引发裂变，但有一系列原则上的差别： 　　第一，原子弹使用钚或高浓铀，铀－238的量没有或者很少。而快堆中铀－238很多。铀－238俘获中子后大多不会裂变，它要转化为钚－239后才易裂变。经过这道转换后，作为核电站用的快堆的能量释放速度，就受到极大限制。　　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。　　第四，原子弹的装料超过维持链式反应所需的量多，而快堆的装料仅仅稍微多于维持链式反应的需要，并有负反馈效应——有抑制作用的效应。　　由于这些原因，快堆不可能像原子弹那样爆炸。 　　为了进一步说明问题，我们所谓热中子是指能量为1电子伏以下的中子。铀－235吸收中子裂变时，放出的中子是能量为2兆电子伏特的快中子。在热中子堆中，几乎所有的裂变都是由热中子引起的。为了实现链式反应有两种方法：其一是提高铀中铀－235的浓度，使快中子引起的裂变能持续进行下去，这就是快中子堆的原理；另一种方法是用水、石墨等作慢化剂，把快中子慢化为热中子铀－235对热中子的裂变几率大，对低浓度铀也可使裂变反应继续进行下去，这就是热中子反应堆的原理。 　　在新的世纪，原子能院将以中国实验快堆、中国先进研究堆、串列加速器升级工程和放化后处理实验室四大工程为支柱，发挥多学科的综合优势，建成一流的核科研基地。

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　对热中子堆核电站，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。 　　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。　　快堆可以增殖核燃料，也就是说会越烧越多。我们知道，铀－235一次裂变可放出2.43个快中子，钚－239可放出3个快中子；维持链式反应只有一个中子就够了，余下的1.43个中子可让铀－238吸收，使大部分的铀－238变成钚－239，其中一小部分中子引起了铀－238裂变。如果余下的中子全部被铀－238吸收，那么，每发生一次核裂变，就可产生一个以上新的核燃料——钚－239。当这种新产生的核燃料与所消耗的核燃料之比值大于1时，就称为增殖，其比值称为增殖比。如果这个比值低于1，就称为转换比。对热中子堆，浪费中子较多，这个比值不可能大于1，一般，对气冷堆约为0.8，对轻水堆约为0.5，而快堆的增殖比在1.1～1.4之间。

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快堆主要有以下优点：(1)、快堆不仅把铀资源的有效利用率增大数十倍，而且也将铀资源本身扩大几百倍以上。因为，一旦大量使用快堆，目前认为开采价值不大的铀矿便具有开采价值。这样，快堆的利用就可能为人类提供极其丰富的能源。(2)、快堆核电站是热中子堆核电站最好的继续。核工业的发展堆积了大量的贫铀（含铀－235很少的铀－238），快堆消耗的正是贫铀。用贫铀来发电，同时还增殖燃料，实在是一举多得的好事。热中子堆核电站发展到一定水平时，及时地引入快堆核电站，利用快堆来增殖核燃料，这是一个很必然的发展计划。(3)、快堆核电站具有良好的经济前景。因为它具有增殖核燃料的突出优点，所以发电成本在燃料价格上涨的情况下，仍能保持较低的水乎。据估计，石油价格上涨100%，油电站发电成本增加60%；天然铀价格上涨100%，轻水堆核电站发电成本增加5%，而快堆的发电成本只增加0.25%。 　　在快堆中，由于快中子与核燃料中的原子核相互作用引起裂变的可能性要比热中子小得多，为了使链式反应能继续进行下去，所用核燃料的浓度（一般为12～30%）要比热中子堆的高，装料量也大得多。快堆活性区单位体积所含核燃料比热中子堆大得多，它的功率密度比热中子堆大几倍，一般每升为400千瓦左右。这样高的功率密度，要把热量从堆内取出加以应用，这在技术上是比较复杂的。快堆不能用水作冷却剂，而普遍采用液态金属钠把热量带出来。此外，快堆用的燃料元件的加工制造要比热中子堆复杂得多和困难得多，随之而来的制造费用高昂。同时,快堆的控制就是控制中子的作用，由于快堆内快中子寿命短，钚的缓发中子份额小，这就使得问题复杂多了。并且，对反应堆的操作系统保护的要求也很严格。

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目前快堆的主要问题是验证其经济性。只有当快堆在经济上可以与目前的压水堆竞争时，快堆才有可能大规模进入市场。　　据估计，法国超风凰快堆每千瓦的基建投资，是最先进的145万千瓦的压水堆的3倍多，运行费与核燃料费也比压水堆略高。所以超凤凰的发电成本是压水堆的2.5倍。 　　法国、英国、德国合作设计了150万千瓦的欧洲快堆。欧洲快堆的功率比超凤凰快堆的功率加大了，不锈钢等材料的用量大大减少，一些设备也简化了。因此欧洲快堆每千瓦的单位投资，只是法国最先进的压水堆的2倍，运行费也有所降低，燃料费则比压水堆少，因此总的发电成本是压水堆的1.45倍。今后，由于欧洲快堆的成批建造，每千瓦的基建投资只是压水堆的1.26倍，核燃料费大约是压水堆的一半，因而总的发电成本只比压水堆贵3%，已经在计算的误差范围以内。　　独联体在60万千瓦快堆电站取得成功的基础上建造了80万千瓦的快堆电站，九十年代在此基础上，发展160万干瓦的快堆电站。日本1992年建成30万千瓦的示范快堆，在此以后，又建造一系列大型快堆。日本的快堆也将在经济上取得与压水堆竞争的地位。 　　由于快堆技术的进一步成熟和完善，由于快堆成批建造费用的降低，也由于石油价格的上涨导致的天然铀价格的上涨，使得快堆在经济性上就将逐渐优于压水堆。到那时，快堆将首先在个别国家，然后在全世界迅速发展起来。

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世界能源信息服务公司(WISE)公布了1997年第475期新闻公报，其中有关世界快堆的现状报道如下： ·法国宣布将关闭超凤凰快堆，超凤凰快堆由欧洲快堆核协会(NERSA)创建于 1974年，最初投资为60亿法郎，1986年投入运行，由于发生一些事故，在运行的11年中，满功率运行只有278天，1994年决定把超凤凰堆的作用从增殖发电转为燃耗钚， 1995年9月15日，NERSA一致同意这个堆一直运行到2000年12月13日。1996年12月24 日超凤凰堆暂时停堆进行维修改造，计划在1997年6月重新运行。1997年2月超凤凰堆失去了运行许可证，要求在今秋作一些技术改进后再运行，法国前政府准备在不举行新的公众听众会的情况下就给它重新运行的许可证，法国选择结果，左翼政府上台，作出了关闭该堆的决定。根据法国审计局的资料，到2000年超凤凰堆的费用总共为 600亿法郎，2020年按期关闭超凤凰堆的直接费用为204亿法郎，其中89亿法郎支付债务，30亿法郎为关闭费用，30亿法郎为乏燃料处理费用，50亿法郎为拆除费用。如果提前关闭而不是在2020年关闭，则还要另加60亿法郎。 ·法国宣布将关闭超凤凰堆后，引起世界范围对快堆前景的辩论，尤其是日本。但是日本官方的科技厅官员说，法国的决定对日本只是一种心理影响，它不会对日本发展快堆计划有什么影响，日本不会象法国那样停止快堆发展计划。目前世界上印度、俄罗斯和日本仍认为快堆有良好的前景。 ·俄罗斯快堆进展情况 今年5月在北京召开的国际快堆工作组第三十届年会上，俄罗斯代表尤里·波克沙先生报告了俄原型快堆БH600(电功率60万千瓦)的运行情况：该堆持续可靠地运行， 1996年负荷因子达到76.32%，1995年是70.31%，从1980年启动运行起直至1997年1月1 日平均负荷因子达到70%，已经达到商用堆的水平。 目前，俄罗斯已开始建造两座80万千瓦的商用快堆БH800(800MWe)，一座在别洛雅尔斯克，一座在南乌拉尔。 俄的两座实验快堆БP?5和БOP?60，已分别运行了近40年和30年，现在还在继续运行。苏联解体后，БH350已划哈萨克斯坦。该堆原设计寿命20年，现已超过年限，正在进行检修，准备延长寿命继续运行，除近两年停堆检修外，过去20多年也未低于过70%的负荷因子，它的电价低于当地其它发电系统，同时俄安全当局也认为当前快堆的安全性优于俄的其它堆型，因此1993年至1994年间，面对多种堆型核电站建造申请，首先批准了两座БH800快堆商用电站的建造。几年来，由于俄政府经济拮据， БH800建造进展缓慢。

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