核反應(yīng)及其應(yīng)用之反應(yīng)堆

主講2016.5.31核反應(yīng)及應(yīng)用之反應(yīng)堆2023/2/49:132核反應(yīng)理論裂變反應(yīng)堆終結(jié)與展望2023/2/49:13No.3

核裂變（Nuclearfission）又稱(chēng)核分裂，是一個(gè)原子核分裂成幾個(gè)原子核的變化。一般由重的原子（主要是指鈾或钚）分裂成較輕的原子的一種核反應(yīng)形式。一個(gè)重核吸收一個(gè)中子分裂成兩個(gè)輕核，同時(shí)放出數(shù)個(gè)中子和一定的能量。常用的易裂變核：

U-233，U-235

Pu-239，Pu-2412023/2/49:13No.4U-235核裂變反應(yīng)式U-235每次裂變平均放出2.43個(gè)中子。2023/2/49:13No.5核裂變釋放的能量1個(gè)U-235原子核裂變平均釋放的總能量：200MeV1kgU-235完全裂變釋放的能量：19,600,000,000kcal[比較]化石燃料完全燃燒放出的化學(xué)能：1kg標(biāo)準(zhǔn)煤7,000kcal1L重油9,900kcal1m3天然氣9,800kcal1kgU-235裂變釋放的能量相當(dāng)于2800噸標(biāo)準(zhǔn)煤燃燒釋放的能量2023/2/49:13No.6核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)裂變反應(yīng)中放出的中子與其它可裂變核碰撞，引起新的核裂變，放出第二代中子，再引起核裂變反應(yīng)，放出第三代中子，如此持續(xù)下去的過(guò)程。2023/2/49:13No.7維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的條件核裂變放出中子的三條出路飛走被吸收，不引起新的裂變被裂變核吸收，引起新的裂變中子數(shù)=1，就可使裂變反應(yīng)持續(xù)下去。［自持型］中子數(shù)>1，裂變反應(yīng)越來(lái)越強(qiáng)。［發(fā)散型］中子數(shù)<1，裂變反應(yīng)越來(lái)越弱。［收斂型］2023/2/49:13No.8

核聚變（Nuclearfusion）指由質(zhì)量小的原子，主要是指氘或氚，在一定條件下（如超高溫和高壓），發(fā)生原子核互相聚合作用，生成新的質(zhì)量更重的原子核，并伴隨著巨大的能量釋放的一種核反應(yīng)形式。2023/2/49:13No.9核聚變的兩大優(yōu)點(diǎn)核聚變能可為人類(lèi)提供“取之不盡用之不竭”的能源。地球上僅在海水中就有45萬(wàn)億噸氘，1升海水中所含的氘，經(jīng)過(guò)核聚變可提供相當(dāng)于300升汽油燃燒后釋放出的能量。地球上蘊(yùn)藏的核聚變能約為蘊(yùn)藏的可進(jìn)行核裂變?cè)厮茚尦龅娜亢肆炎兡艿?000萬(wàn)倍，可以說(shuō)是取之不竭的能源。至于氚，雖然自然界中不存在，但靠中子同鋰作用可以產(chǎn)生，而海水中也含有大量鋰。核聚變不會(huì)產(chǎn)生污染環(huán)境的放射性物質(zhì)。2023/2/49:13No.10核聚變的實(shí)現(xiàn)方式聚變反應(yīng)需要非常高的溫度（上億攝氏度），以克服兩個(gè)帶正電的氘核之間的巨大排斥力目前主要的幾種可控核聚變方式：超聲波核聚變激光約束（慣性約束）核聚變磁約束核聚變（托卡馬克）目前，實(shí)現(xiàn)受控核聚變還存在許多困難，核聚變能的大規(guī)模和平利用還尚需時(shí)日2023/2/49:13No.11ITER計(jì)劃背景1985年，在美、蘇首腦的倡議和IAEA的贊同下，一項(xiàng)重大國(guó)際科技合作計(jì)劃——“國(guó)際熱核試驗(yàn)堆（InternationalThermonuclearExperimentalReactor，簡(jiǎn)稱(chēng)ITER）”得以確立，其目標(biāo)是要建造一個(gè)可自持燃燒的托卡馬克聚變實(shí)驗(yàn)堆，驗(yàn)證聚變反應(yīng)堆的工程可行性，聚變輸出功率可達(dá)1500兆瓦。ITER計(jì)劃獨(dú)立于IAEA之外，由俄、日、美、歐四方共同承建，中國(guó)作為全權(quán)獨(dú)立成員加入ITER計(jì)劃。按ITER組織原則，中國(guó)將承擔(dān)ITER工程總造價(jià)46億美元的10%，并享受全部知識(shí)產(chǎn)權(quán)。2023/2/49:13No.12裂變反應(yīng)堆發(fā)展從1954年蘇聯(lián)建成了第一座核電站奧伯寧斯克核電站開(kāi)始，到目前為止，核電技術(shù)的發(fā)展經(jīng)歷了四個(gè)過(guò)程：

第一代核電站是早期的原型堆電站，即1950年至1960年前期開(kāi)發(fā)的輕水堆核電站，如美國(guó)的希平港壓水堆、德累斯頓沸水堆以及英國(guó)的鎂諾克斯石墨氣冷堆等。

第二代核電站是1960年后期到1990年前期在第一代核電站基礎(chǔ)上開(kāi)發(fā)建設(shè)的大型商用核電站，如加拿大坎度堆、蘇聯(lián)的壓水堆等。目前世界上的大多數(shù)核電站都屬于第二代核電站。

第三代是指先進(jìn)的輕水堆核電站，即1990年后期到2010年開(kāi)始運(yùn)行的核電站。第三代核電站采用標(biāo)準(zhǔn)化、最佳化設(shè)計(jì)和安全性更高的非能動(dòng)安全系統(tǒng)，如先進(jìn)的沸水堆、系統(tǒng)80+、AP600、歐洲壓水堆等。

第四代是待開(kāi)發(fā)的核電站，其目標(biāo)是到2030年達(dá)到實(shí)用化的程度，主要特征是經(jīng)濟(jì)性高（與天燃?xì)饣鹆Πl(fā)電站相當(dāng)）、安全性好、廢物產(chǎn)生量小，并能防止核擴(kuò)散。

2023/2/49:13No.13裂變反應(yīng)堆分類(lèi)（1）按照功能分類(lèi)按用途分有三類(lèi)：研究試驗(yàn)堆，生產(chǎn)堆，動(dòng)力堆。（2）按照中子能譜分類(lèi)按照激發(fā)核燃料裂變的中子能量的高低，可將核反應(yīng)堆分為快中子堆、中能中子堆和熱中子堆。（3）按照慢化劑分類(lèi):輕水堆、重水堆、石墨慢化反應(yīng)堆等。（4）按照冷卻劑分類(lèi):氣冷反應(yīng)堆包括CO2冷卻和He氣冷卻；輕水冷卻反應(yīng)堆主要包括壓水堆和沸水堆；還有重水冷卻的重水反應(yīng)堆；液態(tài)金屬冷卻的主要有鈉冷、鉍冷、鋰?yán)?、鉛鉍合金冷卻反應(yīng)堆等。（5）按照核燃料分類(lèi):分成天然鈾燃料堆、稍加濃鈾燃料堆、加濃鈾燃料堆幾種類(lèi)型。目前，在以發(fā)電為目的的核能動(dòng)力領(lǐng)域，世界上應(yīng)用比較普遍或具有良好發(fā)展前景的，主要有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高溫氣冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）等五種堆型。2023/2/49:13No.14壓水堆（60%）

壓水堆(PWR)最初是美國(guó)為核潛艇設(shè)計(jì)的一種熱中子堆堆型。壓水堆核電站采用以稍加濃鈾作核然料，鈾-235的富集度約3%。核燃料是高溫?zé)Y(jié)的圓柱形二氧化鈾陶瓷燃料芯塊。壓水堆冷卻劑入口水溫一般在300oC左右，出口水溫330oC左右，堆內(nèi)壓力15.5MPa。大亞灣和秦山核電廠就是壓水堆核電廠。在壓水堆核電廠中，一回路的冷卻劑通過(guò)堆芯時(shí)被加熱，隨后在蒸汽發(fā)生器中將熱量傳給二回路的水使之沸騰產(chǎn)生蒸汽。2023/2/49:13No.15壓水堆優(yōu)缺點(diǎn)用輕水作慢化劑和冷卻劑的壓水堆最顯著的特點(diǎn)是結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯的功率密度大。壓水堆核電站結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯功率密度大，加上輕水的價(jià)格便宜，導(dǎo)致壓水堆在經(jīng)濟(jì)上基建費(fèi)用低和建設(shè)周期短。為提高出口水溫，為此就必須提高壓力。為了提高壓力，就要有承受高壓的壓力容器。這就導(dǎo)致壓力容器的制作難度和制作費(fèi)用的提高。必須采用有一定富集度達(dá)到3%左右核燃料，因而壓水堆核電站要付出較高的燃料費(fèi)用。2023/2/49:13No.16沸水堆（23%）冷卻劑自下而上流經(jīng)堆芯后大約有14％（重量）被變成蒸汽。為了得到干燥的蒸汽，堆芯上方設(shè)置了汽——水分離器和干燥器。由于堆芯上方被它們占據(jù)，沸水堆的控制棒只好從堆芯下方插入。沸水堆的冷卻劑循環(huán)流程的特點(diǎn)是堆芯內(nèi)具有一個(gè)冷卻劑再循環(huán)系統(tǒng)。流經(jīng)堆芯的水僅有部分變成水蒸汽，其余的水必須再循環(huán)。從圓筒區(qū)的下端抽出一部分水由再循環(huán)泵將其唧送入噴射泵。2023/2/49:13No.17沸水堆的優(yōu)缺點(diǎn)直接循環(huán)。核反應(yīng)堆產(chǎn)生的蒸汽被直接引入蒸汽輪機(jī)，推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電，省去一個(gè)回路，因而不再需要昂貴的、壓水堆中易出事故的蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，減少大量回路設(shè)備。工作壓力可以降低。將冷卻水在堆芯沸騰直接推動(dòng)蒸汽輪機(jī)的技術(shù)方案可以有效降低堆芯工作壓力。為了獲得與壓水堆同樣的蒸汽溫度，沸水堆堆芯只需加壓到約70個(gè)大氣壓是壓水堆堆芯工作壓力的一半。這使系統(tǒng)得到極大地簡(jiǎn)化，能顯著地降低投資。堆芯出現(xiàn)空泡。與壓水堆相比，沸水堆最大的特點(diǎn)是堆內(nèi)有氣泡，空泡的反應(yīng)性負(fù)反饋是沸水堆的固有特性。它可以使反應(yīng)堆運(yùn)行更穩(wěn)定，自動(dòng)展平徑向功率分布，具有較好的控制調(diào)節(jié)性能等。輻射防護(hù)和廢物處理較復(fù)雜，從而影響核電站的設(shè)備利用率。功率密度比壓水堆小。2023/2/49:13No.18重水堆重水堆是指用重水(D2O)作慢化劑的反應(yīng)堆。重水堆核電站動(dòng)力循環(huán)系統(tǒng)與壓水堆核電站相似。一回路系統(tǒng)如圖1-13所示，分別為兩個(gè)相同的循環(huán)回路，一個(gè)設(shè)在反應(yīng)堆的左側(cè)，另一個(gè)設(shè)在反應(yīng)堆的右側(cè)，對(duì)稱(chēng)布置。每一個(gè)循環(huán)回路由2-6個(gè)蒸汽發(fā)生器和2-8合循環(huán)泵組成。每個(gè)循環(huán)回路帶走反應(yīng)堆一半的熱量。一回路中的重水冷卻劑在重水循環(huán)泵的哪送下由左邊循環(huán)回路流入左邊壓力管進(jìn)口，在堆芯內(nèi)冷卻元件。重水被加熱升溫后從反應(yīng)堆右邊流出，進(jìn)入右側(cè)循環(huán)回路。在右邊循環(huán)回路蒸汽發(fā)生器中將熱量傳遞給二回路的水。而從蒸汽發(fā)生器出口，重水又由右邊循環(huán)回路重水泵卿送進(jìn)入右邊壓力管，在堆芯內(nèi)被加熱，然后從堆左邊出去，進(jìn)入左邊循環(huán)回路的蒸汽發(fā)生器中，再由左側(cè)重水循環(huán)泵送入堆芯。如此循環(huán)往復(fù)將核裂變熱能帶至蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路，產(chǎn)生的蒸汽送入蒸汽輪機(jī)做功，帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電.2023/2/49:13No.19重水堆2023/2/49:13No.20CANDU型重水堆加拿大設(shè)計(jì)建造的CANDU堆是壓力管臥式重水堆的典型代表。54萬(wàn)千瓦的皮克靈核電廠，有390根壓力管，壓力管內(nèi)總共放了4680束燃料組件。每個(gè)燃料棒束內(nèi)有37根燃料元件棒，因此這些燃料組件共由大約17萬(wàn)根燃料元件棒組成。壓力管內(nèi)冷卻燃料組件用的高壓重水，壓力為100個(gè)大氣壓，溫度300°C。外套排管與重水排管容器是焊在－起的，重水慢化劑不加壓，溫度約70°C。裂變產(chǎn)生的中子在壓力管內(nèi)得不到充分慢化，主要在排管外慢化。將慢化劑保持低溫，除了可以避免高壓，還可以減少鈾－238對(duì)中子的共振吸收，有利于實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。2023/2/49:13No.21重水堆優(yōu)缺點(diǎn)中子經(jīng)濟(jì)性好，可以采用天然鈾作為核燃料。重水和天然水，(也就是輕水)的核特性相差很大。吸收熱中子的幾率比輕水要低兩百倍高于其他慢化劑。重水吸收熱中子的幾率小，所以中子經(jīng)濟(jì)性好。以重水慢化的反應(yīng)堆，可以采用天然鈾作為核燃料。從而使得建造重水堆的國(guó)家，不必建造濃縮鈾廠。中子經(jīng)濟(jì)性好，比輕水堆更節(jié)約天然鈾。由于重水吸收的中子少，所以重水慢化的反應(yīng)堆，中子除了維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)外，還有較多的剩余可以用來(lái)使鈾-238轉(zhuǎn)變?yōu)轭?239，使得重水堆不但能用天然鈾實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，而且比輕水堆節(jié)約天然鈾20%。壓力管臥式重水堆的設(shè)計(jì)，使不停堆換料得以實(shí)現(xiàn)，滿(mǎn)足核電站連續(xù)不斷發(fā)電的要求。重水堆的功率密度低。由于重水慢化能力比輕水低，為了使裂變產(chǎn)生的快中子得到充分的慢化，堆內(nèi)慢化劑的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天然鈾等原因，同樣功率的重水堆的堆芯體積比壓水堆大十倍左右。重水費(fèi)用占基建投資比重大。20t天然水中含有3kg重水。雖然從天然水中提取重水，比從天然鈾中制取濃縮鈾容易，但是由于天然水中重水含量低，所以重水仍然是一種相當(dāng)昂貴的材料。由于重水用量大，所以重水的費(fèi)用約占重水堆基建投資的六分之一以上。2023/2/49:13No.22高溫氣冷堆高溫氣冷堆是氣冷堆的進(jìn)一步發(fā)展，氣冷堆是以石墨作為慢化劑，二氧化碳或者氦氣作為冷卻劑的反應(yīng)堆。它是出現(xiàn)最早的反應(yīng)堆，早期應(yīng)用于軍事目的，用天然鈾石墨慢化反應(yīng)堆來(lái)生產(chǎn)钚制造核武器。高溫氣冷堆是一種用高富集度鈾的包敷顆粒作核燃料、石墨作中子慢化劑、高溫氦氣作為冷卻劑的先進(jìn)熱中子轉(zhuǎn)化堆。高溫氣冷堆的核燃料是富集度為90%以上(也有的高溫氣冷堆采用中、低富集度)的二氧化鈾或碳化鈾。首先將二氧化鈾或碳化鈾制成直徑小于1mm的小球，其外部包裹著熱解碳涂層和碳化硅涂層.將這種包敷顆粒燃料與石墨粉基體均勻混合之后，外面再包一些石墨粉，經(jīng)復(fù)雜的工藝加工制成直徑達(dá)60mm的球形燃料元件。由于每顆包敷顆粒燃料小球有多層包殼，而且包敷顆粒燃料小球間有石墨包圍，所以這種燃料元件在堆內(nèi)幾乎不會(huì)破裂。2023/2/49:13No.23高溫氣冷堆高溫氣冷堆的冷卻劑是氦氣。球形元件重疊時(shí)，彼此間有空隙可供高溫氦氣流過(guò)。在氦循環(huán)風(fēng)機(jī)的驅(qū)動(dòng)下，氦氣不斷通過(guò)堆芯將裂變熱帶出，進(jìn)行閉式循環(huán)。氦氣的壓力一般為4MPa。2023/2/49:13No.24高溫氣冷堆目前的高溫氣冷堆分為三種:第一種是用蒸汽(在二回路)進(jìn)行間接循環(huán)的高溫氣冷堆。其反應(yīng)堆出口溫度約750℃，一回路氦氣壓力為4MPa。這種閉式循環(huán)的高溫氦氣經(jīng)過(guò)蒸汽發(fā)生器管內(nèi)時(shí)，使蒸汽發(fā)生器管外流動(dòng)著的二回路的水變?yōu)楦邷卣羝駢核涯菢尤ネ苿?dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組。這種間接循環(huán)的高溫氣冷堆的基建投資估計(jì)比相同規(guī)模的壓水堆核電站高出40%，而且要用90%富集度的高濃鈾，經(jīng)濟(jì)上沒(méi)有競(jìng)爭(zhēng)力。第二種是直接循環(huán)的高溫氣冷堆。這種堆產(chǎn)生850℃的高溫氮?dú)?，不?jīng)過(guò)蒸汽發(fā)生器這一中間環(huán)節(jié)，直接去推動(dòng)氦氣輪機(jī)。氮?dú)廨啓C(jī)排出的余熱又可以供氨蒸汽循環(huán)使用，采用這種雙重循環(huán)發(fā)電，熱能利用率可達(dá)50%。也可利用氦氣輪機(jī)余熱供熱，使之成為核熱電站。由于高溫氣冷堆逸出的放射性甚微，用來(lái)自反應(yīng)堆堆芯的高溫氮?dú)庵苯油苿?dòng)氦氣輪機(jī)時(shí)，不會(huì)像沸水堆核電站直接循環(huán)那樣給檢修造成冷難。第三種是特高溫氣冷堆。這種堆的氦氣出口溫度達(dá)950℃以上，可以煉鋼、生產(chǎn)氫氣、煤的液化和氣化等。如果在燃?xì)廨啓C(jī)后增加兩道氨蒸汽循環(huán)發(fā)電.則熱能利用效率可達(dá)60%。研制后兩種高溫氣冷堆的主要困難是材料。在850-1200℃范圍內(nèi)，目前采用的材料的強(qiáng)度難以滿(mǎn)足需要。氦循環(huán)風(fēng)機(jī)、氦氣輪機(jī)等大型設(shè)備也需要進(jìn)行研制。2023/2/49:13No.25高溫氣冷堆優(yōu)缺點(diǎn)核電站選址靈活且熱效率高。利用氦氣輪機(jī)直接循環(huán)時(shí)便于用空氣冷卻塔散失余熱。使這種堆可以建在冷卻水源不足的地方，選址非常靈活。高轉(zhuǎn)化比。高溫氣冷堆中除核燃料外，沒(méi)有金屬結(jié)構(gòu)材料，只有中子吸收截面較小的石墨，反應(yīng)堆的中子經(jīng)濟(jì)性好，有較多的剩余中子。

安全性高。高溫氣冷堆的負(fù)溫度系數(shù)大，堆型熱容量也大，因此在事故工況下溫度上升緩慢，即使在失氦情況下，堆型結(jié)構(gòu)也不至于熔化，而且采用了預(yù)應(yīng)力混凝土壓力殼，容器不會(huì)發(fā)生突然爆破事故。對(duì)環(huán)境污染小。由于采用性能穩(wěn)定的氦氣作冷卻劑，氦氣的中子吸收截面極小，反應(yīng)堆一回路放射性劑量較低;而且由于它的熱效率高，排出的廢熱也比輕水堆少35%-40%，熱污染少。有綜合利用的廣闊前景。氦氣是一種惰性氣體，化學(xué)性質(zhì)不活潑，容易凈化，不引起材料的腐蝕。它透明，便于裝卸料操作。在出口溫度提高到1000-1200℃時(shí)，可將反應(yīng)堆的高溫工藝供熱直接應(yīng)用于煉鋼、制氫、煤的液化或氣化等工業(yè)生產(chǎn)中，達(dá)到綜合利用的目的?？蓪?shí)現(xiàn)不停堆換料。高溫氣冷堆使用球形元件時(shí)，可以通過(guò)裝卸料機(jī)構(gòu)實(shí)現(xiàn)不停堆連續(xù)裝卸核燃料。這樣可以使堆內(nèi)的后備反應(yīng)性小，有利于反應(yīng)堆的控制。2023/2/49:13No.26高溫氣冷堆優(yōu)缺點(diǎn)高燃耗包敷顆粒核燃料元件的制備和輻照考驗(yàn)。燃料元件復(fù)雜的制備工藝，巨大的數(shù)量，要求不僅要克服燃料元件制造工藝上遇到的很多技術(shù)難關(guān)，還要求元件的制造必須有可靠的穩(wěn)定性，另外，為了驗(yàn)證這些撤料元件在反應(yīng)堆內(nèi)高溫、強(qiáng)輻照條件下能否具備良好的使用性能，必須在反應(yīng)堆內(nèi)進(jìn)行長(zhǎng)期的輻照考驗(yàn)。高溫高壓氮?dú)饣芈吩O(shè)備的工藝技術(shù)問(wèn)題。由于高溫高壓的氮?dú)鈽O易泄漏，因此對(duì)氦氣泄漏的指標(biāo)需要嚴(yán)格加以控制。為此，一回路的系統(tǒng)及設(shè)備都需要采取一系列嚴(yán)格的密封防泄漏措施。特別是高溫氮?dú)庋h(huán)風(fēng)機(jī)、氮?dú)廨啓C(jī)、氣體閥門(mén)等帶轉(zhuǎn)動(dòng)部件的設(shè)備，防泄漏動(dòng)密封的問(wèn)題最大。燃料后處理及再加工問(wèn)題。在高溫氣冷堆中，為了加大轉(zhuǎn)化比，加大燃耗和降低成本，采用鈾-釷燃料循環(huán)體系，這就給燃料后處理和再加工帶來(lái)了很多新的問(wèn)題。在元件再加工中，由于鈾-233燃料中含有難以分離的鈾-232，后者帶有很強(qiáng)的γ放射性，因此必須采取特殊的防護(hù)措施和遙控操作。另一方面，另建一套釷-鈾燃料循環(huán)體系，在技術(shù)上和經(jīng)濟(jì)上都要克服一定的困難。2023/2/49:13No.27快中子堆快中子反應(yīng)堆，簡(jiǎn)稱(chēng)快堆，是堆芯中核燃料裂變反應(yīng)主要由平均能量為0.1Mev以上的快中子引起的反應(yīng)堆。快中子堆一般采用氧化鈾和氧化钚混合燃料（或采用碳化鈾-碳化钚混合物），將二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6毫米的不銹鋼包殼內(nèi)，構(gòu)成燃料元件細(xì)棒。燃料組件是由多達(dá)幾十到幾百根燃料元件細(xì)棒組合排列成六角形的燃料盒?？於讯研九c一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分。燃料區(qū)由幾百個(gè)六角形燃料組件盒組成。每個(gè)燃料盒的中部是混合物核燃料芯塊制成的燃料棒，兩端是由非裂變物質(zhì)天然(或貧化)二氧化鈾束棒組成的增殖再生區(qū)。核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區(qū)。2023/2/49:13No.28快中子堆由于堆內(nèi)要求的中子能量較高，所以快堆中無(wú)需特別添加慢化中子的材料，即快堆中無(wú)慢化劑。目前快堆中的冷卻劑主要有兩種:液態(tài)金屬鈉或氦氣。根據(jù)冷卻劑的種類(lèi)，可將快堆分為鈉冷快堆和氣冷快堆。氣冷快堆由于缺乏工業(yè)基礎(chǔ)，而且高速氣流引起的振動(dòng)以及氮?dú)庑孤┖蠖研臼Ю鋾r(shí)的問(wèn)題較大，所以目前僅處于探索階段。鈉冷快堆用液態(tài)金屬鈉作為冷卻劑，通過(guò)流經(jīng)堆芯的液態(tài)鈉將核反應(yīng)釋放的熱量帶出堆外。鈉的中子吸收截面小;導(dǎo)熱性好;沸點(diǎn)高達(dá)886.6℃，所以在常壓下鈉的工作溫度高，快堆使用鈉做冷卻劑時(shí)只需兩三個(gè)大氣壓，冷卻劑的溫度即可達(dá)500-600℃;比熱大.因而鈉冷堆的熱容量大;在工作溫度下對(duì)很多鋼種腐蝕性小;無(wú)毒。所以鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。世界上現(xiàn)有的、正在建造的和計(jì)劃建造的都是鈉冷快堆。2023/2/49:13No.29快中子堆按結(jié)構(gòu)來(lái)分，鈉冷快堆有兩種類(lèi)型，即回路式和池式。2023/2/49:13No.30快中子堆優(yōu)缺點(diǎn)可充分利用核燃料。天然鈾中的鈾·238作為可轉(zhuǎn)化材料，能在快堆中轉(zhuǎn)化為易裂變材料钚-239，所以理論上通過(guò)乏燃料的后處理，快中子堆可以將鈾-235、鈾-38及钚-239全部加以利用。但由于反復(fù)后處理時(shí)的燃料損失及在反應(yīng)堆內(nèi)變成其他核素，快堆只能利用70%以上的鈾資源.即使如此，也比目前的熱堆對(duì)核燃料的利用率提高80倍。由于快堆對(duì)核燃料的品位不如熱堆那么敏感，原料來(lái)源充足?？蓪?shí)現(xiàn)核燃料的增殖。使核燃料增殖的，以鈾-钚循環(huán)為基礎(chǔ)的快堆，才是消除目前的熱堆對(duì)鈾資源的浪費(fèi)，擺脫即將面臨的鈾資源日益枯竭困境的出路。低壓堆芯下的高熱效率?？於延捎诓捎靡簯B(tài)金屬鈉作為冷卻劑，在堆芯基本處于常壓下，冷卻劑的出口溫度可達(dá)500-600℃。這為提高快堆核電站的熱效率奠定了基礎(chǔ)。“超鳳凰”快堆電站的熱能利用率達(dá)41%，遠(yuǎn)超過(guò)現(xiàn)在先進(jìn)壓水堆可以達(dá)到的34%的水平。2023/2/49:13No.31快中子堆優(yōu)缺點(diǎn)在鈉作冷卻劑的快堆中，液態(tài)金屬鈉與水(或蒸汽)相遇就會(huì)產(chǎn)生劇烈的化學(xué)反應(yīng)，并可能引起爆炸。鈉與空氣接觸就會(huì)燃燒鈉中含氧量超過(guò)一定數(shù)量會(huì)造成系統(tǒng)內(nèi)結(jié)構(gòu)等材料的嚴(yán)重的腐蝕堆內(nèi)的液態(tài)鈉由于沸騰所產(chǎn)生的氣泡空腔會(huì)引入正的反應(yīng)性，其結(jié)果會(huì)使反應(yīng)堆的功率激增，容易導(dǎo)致反應(yīng)堆堆芯熔化事故的發(fā)生快堆為提高熱利用率和適應(yīng)功率密度的提高，燃料元件包殼的最高溫度可達(dá)650℃，遠(yuǎn)遠(yuǎn)超過(guò)壓水堆燃料元件約350℃的最高包殼溫度。很高的溫度、很深的燃耗以及數(shù)量很大的快中子的強(qiáng)烈轟擊，使快堆內(nèi)的燃料芯塊及包殼碰到的問(wèn)題比熱堆復(fù)雜得多。2023/2/49:13No.32第四代反應(yīng)堆第四代核反應(yīng)堆系統(tǒng)（GenIV）是當(dāng)前正在被研究的一組理論上的核反應(yīng)堆，其概念最先是在1999年6月召開(kāi)的美國(guó)核學(xué)會(huì)年會(huì)上提出的。美國(guó)、法國(guó)、日本、英國(guó)等核電發(fā)達(dá)國(guó)家在2000年組建了Gen-IV國(guó)際論壇（GIF），并完成制定GenIV研發(fā)目標(biāo)計(jì)劃。預(yù)期在2030年之前，這些設(shè)計(jì)方案一般不可能投入商業(yè)運(yùn)行。超高溫氣冷反應(yīng)堆（VHTR）是高溫

氣冷堆的進(jìn)一步發(fā)展，采用石墨慢

化、氦氣冷卻、鈾燃料一次性循環(huán)

方式。該反應(yīng)堆的預(yù)期出口氣體溫

度可達(dá)1000℃，這種熱能可用于工

業(yè)熱工藝生產(chǎn)。2023/2/49:13No.33第四代反應(yīng)堆超臨界水冷反應(yīng)堆（SCWR）系統(tǒng)是一個(gè)高溫、高壓水冷反應(yīng)堆，運(yùn)行在水的熱力學(xué)臨界點(diǎn)（374℃,221Mpa/705℉,3208psia）以上。超臨界水冷堆（SCWR）利用超臨界水作冷卻劑流體。這種水既具有液體性質(zhì)又具有氣體性質(zhì)，

熱傳導(dǎo)效率遠(yuǎn)遠(yuǎn)優(yōu)于普通

的"輕水"。2023/2/49:13No.34第四代反應(yīng)堆熔鹽反應(yīng)堆（MSR）的冷卻劑為一種熔融鹽氟化物。由于熔融鹽氟化物在熔融狀態(tài)下具有很低的蒸汽壓力，傳熱性能好，無(wú)輻射，與空氣、水都不發(fā)生劇烈反應(yīng)，上世紀(jì)50