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快堆科普
文章来源: 日期:2010年07月20日

  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。

  热堆与快堆

  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。自然界中铀235的蕴藏量仅占0.66%,其余绝大部分是铀238,占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铀235只有3% ~4%,余下是会产生辐射的铀238核废料。

  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。

  快堆的优势

  核燃料越烧越多: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,相对较贫的铀矿有了开采的价值。就世界范围讲,可采铀资源将因此增加上千倍。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。

  核废料越烧越少:热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强,如果直接进行地质处置,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,降低乏燃料长期毒性风险。

  快堆的分类

  根据冷却剂的种类,可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础,目前仅处于探索阶段。世界上现有的、正在建造的和计划建造的都是钠冷快堆。

  快堆的结构

  按结构来分,钠冷快堆有两种类型,即回路式和池式。中国实验快堆采用的是池式结构。

  世界快堆发展历程

  国际上快堆发展从上世纪40年代起步,只比热堆晚四年,而且第一座实现核能发电的是快堆。截至目前,世界上共建成了各种类型的快堆21座——

  1946年,美国建成世界上第一座实验性快中子反应堆,即热功率25千瓦的克来门汀(Clementine)。

  1967年,法国建成名为“狂想曲”的热功率为4万千瓦的反应堆;1974年,25万千瓦的快中子反应堆投入运行。

  1980年,苏联建成电功率60万千瓦的快中子实验反应堆。

  1985年,法、德、意三国建成功率120 千瓦的经济验证快堆Superhenix-1。

  1994年,日本建成功率31.8万千瓦的文殊(Monju)原型快堆。

  由于技术难度大,世界各国的快堆仍然停留在实验堆的基础上,尚未发展到商用阶段。随着快堆技术的日臻完善,接近成熟,国际上预计将掀起快堆发展高潮。

  俄罗斯:已开始两座80万千瓦的快堆电站的建造,一座在斯维尔德洛夫斯克,一座在南乌拉尔。

  日本:成立了日本核燃料循环研究院,加强快堆技术开发。

  韩国:在美国通用电气的帮助下积极发展功率13万千瓦的实验快堆。

  巴西:开始组织快堆技术的发展工作。

  印度:2001年开始建造电功率50万千瓦的快堆电站。

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