863项目快中子堆通过审核

来源:百度文库 编辑:超级军网 时间:2024/03/29 15:40:53


快堆具有经济高效低污染特点是第四代呦,能否应用咩,不好说,说不好
cnr.cn/gundong/201210/t20121031_511268741.shtml
快堆,是“快中子反应堆”的简
称,是世界上第四代先进核能系统的
首选堆型,代表了 第四代核能系统 的
发展方向。其形成的核燃料闭合式循
环,可使铀资源利用率提高至60%以
上,也可使核废料产生量得到最大程
度的降低,实现 放射性废物最小化 。
国际社会普遍认为,发展和推广快
堆,可以从根本上解决世界能源的可
持续发展和绿色发展问题。
快堆的概念
尽管利用 热中子反应堆 可以得
到巨大的 核能 ,但是,在天然铀中,
仅有0.714%的铀同位素——铀-
235,能够在热中子的作用下发生裂
变反应,而占天然铀绝大部分的铀同
素——铀-238却不能在热中子的作
用下发生裂变反应。
但铀-238在吸收中子后,经过
几次核衰变,可以变成另一种可裂变
的核材料钚-239 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。
快堆与原子弹的区别
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。
快堆中间回路及增殖比
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。
快堆的优点和难点
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。

快堆具有经济高效低污染特点是第四代呦,能否应用咩,不好说,说不好
cnr.cn/gundong/201210/t20121031_511268741.shtml
快堆,是“快中子反应堆”的简
称,是世界上第四代先进核能系统的
首选堆型,代表了 第四代核能系统 的
发展方向。其形成的核燃料闭合式循
环,可使铀资源利用率提高至60%以
上,也可使核废料产生量得到最大程
度的降低,实现 放射性废物最小化 。
国际社会普遍认为,发展和推广快
堆,可以从根本上解决世界能源的可
持续发展和绿色发展问题。
快堆的概念
尽管利用 热中子反应堆 可以得
到巨大的 核能 ,但是,在天然铀中,
仅有0.714%的铀同位素——铀-
235,能够在热中子的作用下发生裂
变反应,而占天然铀绝大部分的铀同
素——铀-238却不能在热中子的作
用下发生裂变反应。
但铀-238在吸收中子后,经过
几次核衰变,可以变成另一种可裂变
的核材料钚-239 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。
快堆与原子弹的区别
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。
快堆中间回路及增殖比
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。
快堆的优点和难点
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。
楼主。该泻就泻。否则。憋出病来。
这算一句话帖不
该泻就泻。否则。憋出病来。
还只是处于试验性质的项目。基本上设备和材料都是国外的,进口货。自己安装一下。
一句话吊人胃口。
关门放版主!
可用的中子源好像还是个问题
楼主快泄,否则站务投诉你{:soso_e104:}


我是小白菜,求科普呀

我是小白菜,求科普呀
来图啊,没图说个JB
一句话贴那要看有没有价值了
拜托加点内容好不好?

蔡国庆啊蔡国庆
目前快堆的增值效率并不理想(全世界都一样),这个实验堆补课的意义更多一些。