快中子反应堆

快堆方程式
"快堆" 是指快中子反应堆（Fast Neutron Reactor）的简称，它使用高速中子来维持和促进核反应。

与热中子反应堆不同，快堆中子的能量级别较高，因此能够触发不同的核反应，包括裂变和转变。

快堆中的核反应通常遵循以下方程式：
1. 快中子裂变反应：这是快堆中最重要的反应之一。

在这种反应中，快中子与核燃料相互作用，导致核燃料的裂变。

这种裂变反应通常可以用以下方程式表示：
快中子 + 核燃料（通常是钚、铀等） -> 分裂产物 + 快中子
具体的反应方程式将取决于所使用的核燃料和裂变产物。

2. 中子捕获反应：在快堆中，中子还可以被核材料捕获，产生新的核素。

这种中子捕获反应通常可以用以下方程式表示：快中子 + 核材料 -> 新的核素+ γ射线
这个过程有助于产生新的核素，同时也有可能消耗中子。

3. 中子传输反应：在快堆中，中子也可能经过一系列散射事件而保持其高速状态，而没有引起核裂变或中子捕获。

这些中子传输反应可以用散射截面方程式来描述，其中包括散射截面和吸收截面等参数。

这些方程式是用来描述快堆中子反应和核反应的基本方程式。

在实际的核反应堆设计和运营中，需要详细的核反应截面数据以及中子传输的建模和模拟来更精确地描述和控制堆的性能。

核工程师和物理学家使用这些方程式来设计和优化快堆，并确保其安全和高效的运行。

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。

中国实验快堆技术管理摘要：中国实验快堆是中国第一座钠冷快中子反应堆，其技术管理组承担运行、试验、生产计划、质保监督等重要管理职责。

本文通过对技术管理组职责的梳理归纳，落实岗位职责，对中国实验快堆运行管理有着重要参考意义。

关键词：中国实验快堆；技术管理中国实验快堆（以下简称CEFR）技术管理组负责CEFR运行、维修等现场活动的组织与管理，包括资源组织、过程控制、质保监督等；同时还承担运行室其它工作的组织与计划管理。

其工作组织的顺畅程度对CEFR运行管理至关重要。

本文参照法规要求，对技术管理组的职责进行梳理归纳，落实岗位职责，进一步提升CEFR运行管理水平。

1 CEFR简介CEFR是中国第一座钠冷快中子反应堆，作为我国核能发展战略三步走战略（压水堆→快堆→聚变堆），是快堆技术发展的基石。

中国实验快堆工程是国家“八六三”计划重大项目，由科技部、科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。

热功率65MW、电功率20MW，采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路传热系统，共16个子项，建筑面积43000m2。

2法规要求根据核设施监督导则《研究堆运行管理》（HAD202/01）2.2 节运行部门责任要求，反应堆运行负责人的责任第三条：建立反应堆安全运行所必需的班、组，并领导其工作。

这些班、组至少应包括：运行班；专业组；辐射防护组；技术管理组。

关于技术管理组职责如下：1）负责制订反应堆的运行、检修、试验、生产计划，经反应堆运行负责人审定后，报营运单位批准；2）组织制订、修改反应堆的各种规程、制度；3）对与反应堆安全密切相关的实验方案和技术方案组织技术审查；4）对反应堆的运行记录进行系统的分析，从中发现技术上的问题并提出改进建议；5）负责对值班记录本和运行数据记录表进行整理加工；6）负责管理反应堆运行过程中产生的技术资料，保证随时处于完好可用状态，并负责编写所有上报材料。

3 CEFR技术管理组职责依据《中国实验快堆运行组织机构及岗位职责》（ZYY•MSTG•DG0001•CEFR），第4.5节技术管理组职责规定：技术管理组设置岗位8个，正式编制10人。

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。

快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。

通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。

快中子反应堆-简介快中子反应堆快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。

通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。

快中子反应堆-概述原子能的释放、控制和利用，是20世纪重大科技成果之一。

原子能是原子核裂变产生链式反应释放出的能量，故又称核能。

核裂变和链式反应是在原子反应堆中进行的，所以，原子反应堆是核电站的"锅炉"。

目前的核电站中，大多数使用的是轻水堆。

轻水堆以铀-235为燃料，以水作慢化剂作用是使高速中子减速和冷却剂。

发电能力为100万千瓦的轻水堆，每天使用约3公斤铀-235。

虽然用量不多，但是由于天然铀储量有限现探明约可使用1000年，其中铀-235约只占0．7％，而99．3％是铀-238。

铀-235和铀-238都是铀的同位素，它们的原子核都会裂变，但铀-235有其独特的裂变方式，当中子撞击其原子核时，原子核会分裂成重量几乎相等的两部分，而铀-238却不具备上述裂变方式，所以不能用作轻水堆的燃料。

因此，当今核电站的核燃料中，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"。

快中子反应堆-原理快中子反应堆不用铀-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，铀-238就会很快变成钚-239。

中国实验快堆反应堆容器超压保护系统前言快堆是快中子增殖堆的简称。

快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。

1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。

法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。

现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。

中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。

2011年7月21日10点成功实现并网发电。

中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。

快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。

我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。

标志着国家“863计划”重大项目目标的全面实现，列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。

这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。

在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统实验快堆反应堆容器超压保护系统一，功能反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。

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。

快中子堆浅析快中子堆浅析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。