快中子反应堆简析-01

铅冷却快中子反应堆
铅冷却快中子反应堆是一种新型的核能发电技术。

与传统的水冷反应堆不同，铅冷却快中子反应堆使用液态金属铅作为冷却剂，可以大大提高反应堆的热效率和安全性。

铅冷却快中子反应堆的优点在于，其使用的燃料是天然铀或者钚等可回收燃料，相比于传统的水冷反应堆使用的低浓缩浓缩度燃料，铅冷却快中子反应堆的燃料更安全、更环保。

此外，铅冷却快中子反应堆的反应堆芯温度远高于水冷反应堆，可以更高效地转化能量，提高热效率。

同时，铅冷却快中子反应堆的核燃料循环技术可以将反应堆产生的核废料最大限度地减少，减少对环境的污染。

此外，铅冷却快中子反应堆还有一种被称为“自保护”的特性，即在事故发生时，铅冷却剂可以起到非常好的冷却和减缓反应的作用，保证反应堆的安全性。

总之，铅冷却快中子反应堆是一种高效、安全、环保的核能发电技术，具有广阔的应用前景。

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燃料越烧越多的“魔炉”，快中子核反应堆如果有人跟你说，在现实生活中有一种“魔炉”，这种“魔炉”非常与众不同，随着“魔炉”内部燃料的不断燃烧，内部的燃料不仅不会减少，反而还会越烧越多。

一般人都会认为这些话不合常理，可能会认为这是不可能的，现实生活中怎么可能会有这种违背常理的东西呢？当然上面所说的“魔炉”并不是无稽之谈，科学家确实成功研发出了这种“魔炉”，它确实可以实现上面这点，“魔炉”内部的燃烧的燃料确实越烧越多。

讲到这里大家可能会感到不可思议，这究竟是什么黑科技呢？“魔炉”又运用什么原理能做到让内部的燃料越烧越多呢？这种“魔炉”叫做钚(Pu)核裂变反应堆，也叫快中子核反应堆。

“魔炉”利用了钚-239原子的核裂变反应，在反应堆内部燃料燃烧(裂变)时不仅会消耗钚-239原子，同时在燃烧过程中还会生成钚-239原子，燃烧过程中钚-239原子的生成量大于燃烧消耗的钚-239原子，也就是上面提到的燃料越烧越多。

“魔炉”的工作原理:钚-239原子的原子核在被高速运动的中子撞击时会发生核裂变反应，钚-239原子裂变时会释放出大量快中子，裂变生成的快中子可以继续撞击钚-239原子的原子核，这样就会引发链式反应让钚-239原子的裂变过程可以继续进行下去，这与铀-235原子的核裂变反应相似。

钚-239自然界中的铀(U)原子主要是铀-238原子，铀-238原子并不像铀-235原子那样容易发生核裂变反应。

虽然铀-238原子不容易发生核裂变反应，但是铀-238原子却可以捕捉快中子变为铀-239原子。

铀-239原子的原子核非常不稳定会发生β衰变，原子核内部释放出一个电子变为镎(Np)-239原子，镎-239原子的原子核同样也非常不稳定也会发生β衰变，原子核内部释放出一个电子变为钚-239原子。

原子核反应方程式:U238 + n → U239U239 → Np239 + e-Np239 → Pu239 + e-如果在钚核裂变反应堆中加入铀-238原子，钚-239原子裂变时释放出的快中子就可以被铀-238原子捕捉，铀-238捕捉快中子之后变为铀-239原子，铀-239原子再经过两次β衰变生成钚-239原子。

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。

核反应堆物理分析(上)核反应堆是一种利用核反应产生能量的设备。

核反应堆的原理是运用核反应的放能来加热液体或者气体，产生蒸汽，使蒸汽驱动轴类转子转动，从而使轴类转子带动发电机发电。

其中，核反应堆是由一系列核反应组成的，核反应会释放出大量的能量，能够加热冷却剂，从而驱动轴类转子转动，实现机械能转化为电能，供应给生活和工业用途。

核反应堆按照使用的核燃料分为热中子反应堆和快中子反应堆。

热中子反应堆是利用热中子与核燃料发生核反应来产生热能，因此核燃料应为小中子吸收截面大、熔点和密度适中的物质，如铀235和铀238。

快中子反应堆使用快中子来发生核反应来产生热能，核燃料应为小中子吸收截面小，熔点和密度大的物质，如氚。

核反应堆按照使用不同的冷却材料分为水冷反应堆和气冷反应堆。

水冷反应堆和气冷反应堆都是通过冷却剂将产生的高温热能带走，从而保证反应堆的稳定运行。

其中，水冷反应堆是使用水作为冷却剂，散热性好，但需要耗费大量水资源。

气冷反应堆使用气体作为冷却剂，无需消耗大量水资源，但由于气体散热性差，需要较大的排气系统。

核反应堆由反应堆堆芯和反应堆周边构成。

反应堆芯是核反应的核心部分，由燃料棒、控制杆、冷却剂以及结构材料等组成。

控制杆的作用是调节核反应的速率，保持反应堆稳定运行状态。

结构材料的作用是支持和固定反应堆芯的元件。

反应堆周边由反应堆罩、核反应堆容器、冷却剂循环系统等组成。

反应堆罩的作用是防止核辐射泄漏、防止反应堆失控。

核反应堆容器的作用是为反应堆芯提供密封保护，以避免辐射外泄。

冷却剂循环系统的作用是帮助反应堆芯和周边的结构材料散热。

核反应堆主要有两种核反应类型：裂变反应和聚变反应。

裂变反应是将重核分裂成两个轻核，同时释放出大量的能量。

核裂变产生的中子能够被稳定核吸收，产生新的能量，同时维持核反应的持续进行。

而聚变反应则是将轻核结合成重核，同样可以产生巨大的能量。

但是由于聚变反应需要极高的温度和压力，因此目前只有太阳和恒星能够维持聚变反应的进行。

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。

P58 3.5 快增殖堆3.5.1热中子堆和快中子堆核反应堆按照中子的反应速度可以分为热中子堆和快中子堆。

通常的核裂变反应堆使用的核材料都包含了铀235和铀238。

其中铀238的含量为总体含量的95%~97%，而能够产生核裂变反应的只有少量的铀235。

并且，铀238对高速中子的捕获能力比铀235强，在裂变反应中，铀238吸收了大多数中子，同时由于中子的注量率降低，使得链式反应不能持续进行。

为了降低铀238对中子的吸收，提升核燃料链式裂变反应的效率，需要采用中子慢化剂将高速中子减速成为速度较慢的热中子。

中子慢化剂是由较轻的原子核构成，比如轻水、重水等，利用其中的氢原子与中子碰撞，来达到减速中子的目的。

这种利用热中子使铀235裂变的核反应堆，叫做热中子堆。

核裂变时产生的中子，如果不采用慢化剂减速，称作快中子。

快中子轰击铀238时，铀238会以一定的比例吸收这种快中子，变为钚239。

快中子反应堆的反应过程: 速度较慢的热中子被铀235吸收后，会发生裂变。

而钚239可以吸收一个快中子而裂变。

钚239是比铀235更好的核燃料。

铀238先吸收快中子变为钚239，再由钚239进行核裂变，裂变会发生质量亏损，释放的能量以热能的形式散发，运到外部后加以利用。

在快中子增殖堆内，核燃料是在增加的。

因为每个铀235裂变产生的中子可以使12~16个铀238变成钚239，即就是一边消耗核燃料钚，一边通过反应产生钚，但是产生的消耗的多，所以最终核燃料是增加的。

因此这种反应堆被叫做快中子增殖反应堆。

中子增殖堆利用铀资源的效率几乎高达100%，另外中子增殖堆还可以让核燃料充分燃烧，减少了污染物质的排放。

尽管如此，这种反应堆并未大量使用。

因为在核反应器中制造更多的核燃料是有风险的，产生的钚可能会促进核子增生反应，同时提炼钚必须进行燃料的再制，该过程会产生放射性废料，还有可能造成大量放射线外泄，引发更严重的环境问题，再加上制造的核燃料可能被用于制造核武器，在限制核武器上还有顾虑。