超级军网请教增殖堆是怎么回事？我国在这个领域是什么水平？
来源：百度文库 编辑：超级军网 时间：2024/04/27 23:53:00
听说这个可以把核燃料越变越多，我感觉挺适应我国国情。不过现在不怎么提了，不知道怎么回事。听说这个可以把核燃料越变越多，我感觉挺适应我国国情。不过现在不怎么提了，不知道怎么回事。
快中子增殖反应堆
快堆是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的堆型。快堆的一个重要特点是：运行时一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238,铀-238吸收中子后变成钚-239。在快堆中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖，故快堆的全名为快中子增殖反应堆。快堆是当今惟一现实的增殖堆型。
我国核能利用已进入商用阶段,目前已有9座核电反应堆机组在运行,总装机容量达到670万千瓦,主要堆型是压水堆。压水堆是热中子堆（或称慢中子堆），主要利用铀-235作为裂变燃料,而铀-235只占天然铀的0.7%左右。对压水堆来说，烧一次只能烧掉核燃料（即投入铀资源）的0.45%左右,剩下的99%还是烧不掉,其中主要是铀-238。
如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238,所以只有铀-238消耗完了,才不能继续循环。理论上，发展快堆能将铀资源的利用率提高到100%,但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到60％～70％的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130～160倍。利用率提高了,贫铀矿也有开采价值,这样,从世界范围讲,铀资源的可采量将提高上千倍。
1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。
1993年，我国快堆研究进入发展阶段。由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进国外先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，目前设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70％。2005年初，核级钠将进厂,堆本体将进行安装,预计2007年首次临界。
快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，我们在国家“863”高技术计划领导下，完成了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：
第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,目前正在建造,计划2007～2008年临界和并网。
第二步，中国原型快堆，电功率约60万千瓦,建议2013年建造，2020年运行,目前正处规划建议阶段。
第三步，中国商用验证堆，电功率100万～150万千瓦,建议2018年建造，2025年运行,在此基础上2030年～2035年批量推广大型高增殖快堆。
国外快堆的发展已有半个世纪,发展快堆的9个国家美、俄、英、法、日、德、意、印、韩总共建成过21座快堆。
目前所有建造快堆的国家为了未来大规模核能的发展，均不同程度地开始研究用快堆来焚烧热堆产生的放射性废物，使核能变成更加清洁的能源，同时也开展一些新型快堆的预研。
需要大规模发展核能来替代常规能源的国家,必然要发展快堆和相应的闭式燃料循环,将铀资源用好、用尽。如果热堆发展已有一定规模，就应考虑首先用快堆、继而用更有效的加速器驱动次临界快堆将长寿命废物尽量焚烧掉，让需要地质深埋的废物尽量减少。
快堆是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的堆型。快堆的一个重要特点是：运行时一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238,铀-238吸收中子后变成钚-239。在快堆中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖，故快堆的全名为快中子增殖反应堆。快堆是当今惟一现实的增殖堆型。
我国核能利用已进入商用阶段,目前已有9座核电反应堆机组在运行,总装机容量达到670万千瓦,主要堆型是压水堆。压水堆是热中子堆（或称慢中子堆），主要利用铀-235作为裂变燃料,而铀-235只占天然铀的0.7%左右。对压水堆来说，烧一次只能烧掉核燃料（即投入铀资源）的0.45%左右,剩下的99%还是烧不掉,其中主要是铀-238。
如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238,所以只有铀-238消耗完了,才不能继续循环。理论上，发展快堆能将铀资源的利用率提高到100%,但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到60％～70％的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130～160倍。利用率提高了,贫铀矿也有开采价值,这样,从世界范围讲,铀资源的可采量将提高上千倍。
1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。
1993年，我国快堆研究进入发展阶段。由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进国外先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，目前设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70％。2005年初，核级钠将进厂,堆本体将进行安装,预计2007年首次临界。
快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，我们在国家“863”高技术计划领导下，完成了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：
第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,目前正在建造,计划2007～2008年临界和并网。
第二步，中国原型快堆，电功率约60万千瓦,建议2013年建造，2020年运行,目前正处规划建议阶段。
第三步，中国商用验证堆，电功率100万～150万千瓦,建议2018年建造，2025年运行,在此基础上2030年～2035年批量推广大型高增殖快堆。
国外快堆的发展已有半个世纪,发展快堆的9个国家美、俄、英、法、日、德、意、印、韩总共建成过21座快堆。
目前所有建造快堆的国家为了未来大规模核能的发展，均不同程度地开始研究用快堆来焚烧热堆产生的放射性废物，使核能变成更加清洁的能源，同时也开展一些新型快堆的预研。
需要大规模发展核能来替代常规能源的国家,必然要发展快堆和相应的闭式燃料循环,将铀资源用好、用尽。如果热堆发展已有一定规模，就应考虑首先用快堆、继而用更有效的加速器驱动次临界快堆将长寿命废物尽量焚烧掉，让需要地质深埋的废物尽量减少。
谢谢啊
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""快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，我们在国家“863”高技术计划领导下，完成了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：
第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,目前正在建造,计划2007～2008年临界和并网。""
已经推迟了，08年好像是刚刚注入钠。临界和并网大概要到2010年或2011年。好慢啊
第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,目前正在建造,计划2007～2008年临界和并网。""
已经推迟了，08年好像是刚刚注入钠。临界和并网大概要到2010年或2011年。好慢啊
快堆的概念
版权所有 © 复旦大学核科学教育网
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。
在热中子反应堆中，产生的钚－239的数量不足以抵偿消耗的铀－235。只有利用快中子来维持链式反应，使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。这种主要由快中子来引起裂变链式反应的反应堆，叫做快中子反应堆（简称快堆）。快堆中常用的核燃料是钚—239，而钚—239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀－238吸收，又变成钚—239。这就是说，在堆中一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多。
世界上可经济开采的铀资源只相当于世界石油贮量的1／4。因此，利用原先的热中子反应堆发电无法根本解决人类无限需求的能源问题。且这种热堆，在铀资源的利用上极差，只有1～2%可以用来发电，而其余的98～99%的铀只能被作为废料－贫铀弃置。
这样，在原子能工业中我们需要找到新的办法来解决这个问题。其中一个方法是，充分利用贫铀；另一个方法是，根本不用铀。这里讲第一种方法。
在热中子反应堆内，中子的速度要通过慢化剂减速变慢以后，才能引起铀裂变放出能量，发电时，核燃料越烧越少。快中子反应堆不需要慢化剂，它由快中子引发裂变，在发电的同时，核燃料越烧越多。
快堆增大核燃料利用率
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。
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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。
在热中子反应堆中，产生的钚－239的数量不足以抵偿消耗的铀－235。只有利用快中子来维持链式反应，使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。这种主要由快中子来引起裂变链式反应的反应堆，叫做快中子反应堆（简称快堆）。快堆中常用的核燃料是钚—239，而钚—239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀－238吸收，又变成钚—239。这就是说，在堆中一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多。
世界上可经济开采的铀资源只相当于世界石油贮量的1／4。因此，利用原先的热中子反应堆发电无法根本解决人类无限需求的能源问题。且这种热堆，在铀资源的利用上极差，只有1～2%可以用来发电，而其余的98～99%的铀只能被作为废料－贫铀弃置。
这样，在原子能工业中我们需要找到新的办法来解决这个问题。其中一个方法是，充分利用贫铀；另一个方法是，根本不用铀。这里讲第一种方法。
在热中子反应堆内，中子的速度要通过慢化剂减速变慢以后，才能引起铀裂变放出能量，发电时，核燃料越烧越少。快中子反应堆不需要慢化剂，它由快中子引发裂变，在发电的同时，核燃料越烧越多。
快堆增大核燃料利用率
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。
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那个试验快堆已经推迟了 ，争取10年并网， 在钠冷快堆上中国差的远， 法国，日本搞过商用示范堆，咱们试验堆在俄国帮助下都还没搞定呢， 不过法国日本的堆故障太多，经济性太差， 巨额亏损，都已经停了。 现在有人怀疑钠冷技术路线不对。 听说咱们现在也在研究气冷快堆， 可以利用高温气冷堆的一些技术。
液态钠的问题就是不好保养，实在不好保养。。
因为液态纳不能停止加热，一停止，在管道里做为一回路冷却剂的液态钠就凝固成固体了，堵死在管道里了，反应堆报废。。
但是不停止给一回路加热，那又要怎么给反应堆保养呢？
毛子的方法是给一回路里面灌入高压蒸气。。。。。唉，想想都麻烦。。
因为液态纳不能停止加热，一停止，在管道里做为一回路冷却剂的液态钠就凝固成固体了，堵死在管道里了，反应堆报废。。
但是不停止给一回路加热，那又要怎么给反应堆保养呢？
毛子的方法是给一回路里面灌入高压蒸气。。。。。唉，想想都麻烦。。
用气冷堆的技术。把球球们吹起来，聚到一起，做快堆。要是出问题了，球球自己掉下来，就停了。
美国在50年代就搞过 记得第2艘核潜艇 海狼号就是液态纳的核反应堆 不过维护成本太高放弃了 后来苏联人的阿尔法级核潜艇也是液态钠的反应堆 不过后来也放弃了
液态纳不能停止加热,停止加热后就会把整个循环管道堵塞 后果嘛......
液态纳不能停止加热,停止加热后就会把整个循环管道堵塞 后果嘛......
看来快堆是很有前途的,值得深入研究
那中国核潜艇的那个气冷高温是怎么防止这个问题的呢？
高温气冷堆不能用作动力堆，未来30年压水堆都是有绝对优势。
用高温气冷这个谣言也算是老害之一了。
用高温气冷这个谣言也算是老害之一了。
原帖由 FCS-31 于 2008-10-15 22:13 发表
高温气冷堆不能用作动力堆，未来30年压水堆都是有绝对优势。
用高温气冷这个谣言也算是老害之一了。
气冷堆上艇这个噱头可是凿穿了不少神棍的嘴脸。