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[科普中国]-快中子堆

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产生

现在在用的核反应堆多数为轻水堆(它分压水堆和沸水堆两类),采用铀235为原料,一般自然界铀235的蕴藏量为0.7%,为保证核反应正常进行,一般轻水堆采用3-4%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废料,铀238不能由中子直接激发裂变产生能量。长期以来核废料的处理一直是一大难题。

原理在早期核反应实验时,有人发现铀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U235相似的裂变原料。基于此特性,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。以较为普遍的浓缩铀235为原料,通过快中子使原料中铀238不断转化为钚239,产生大于消耗,使得原料实现不断增值。

快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料(或采用碳化铀-碳化钚混合物),将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块,装入到直径约为6mm的不锈钢保壳内,构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十根到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。

快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同,它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部式混合物核燃料芯块制成的燃料棒,两端是由天然(或贫化)二氧化铀束棒组成的增殖再生区。燃料区的四周是由二氧化铀束组成的增殖再生区。

反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中,通过顶部的传动机构带动。由于堆内要求的中子能力较高,所以快堆中无须特别添加慢化中子的材料,即快堆中无慢化剂。1

分类目前快堆中的冷却剂主要有两种:液态金属钠或者氦气。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,而且高速气流引起的振动以及氦气泄露后堆芯失冷时的问题较大,所以目前仅处于探索阶段。钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂,通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。钠的中子吸收截面小,导热性号,沸点高达886.6℃,所以在常压下钠的工作温度高,快堆使用钠做冷却剂时只需两三个大气压,冷却剂的温度即可达500~600℃,比热大,因而钠冷堆的热容量大。在工作温度下对很多钢种腐蚀小,无毒,所以钠是快堆的一种很好的冷却剂。世界上现有的、正在建造和计划建造的都是钠冷快堆。但是钠的熔点是97.8℃,在室温下是凝固的,所以要用外加热的方法将钠融化。钠的缺点是化学性质活波,易于氧和水起化学反应。当蒸汽发生器管子破漏时,管外的钠与管内泄露的水相接触,会引起强烈的钠-水反应。所以在使用钠时,要采取严格的防范措施,这比热堆中用水作为冷却剂的问题要复杂得多。

按结构来分,钠冷堆有两种类型,即回路式和池式。

回路式结构就是用管路把各个独立的设备连接成回路系统。优点是设备维修比较方便,缺点是系统复杂易发生事故。与一般压水堆回路系统相类似,钠冷快堆中通过封闭的钠冷却剂回路(一回路)最终将堆芯发热传输到汽-水回路,推动汽轮发电机组发电。所不同的是在两个回路之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路(二回路)和钠-钠中间热交换器,以确保因蒸汽发生器泄露发生钠-水反应时的堆芯安全,如右图所示。

池式即一体化方案,池式快堆将堆芯、一回路的钠循环泵、中间热交换器,浸泡在一个很大的液态钠池内如下图,通过钠泵使池内的液钠在堆芯与中间热交换器之间流动。中间回路里循环流动的液钠,不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器,使汽-水回路里的水变成高温蒸汽。所以池式结构仅仅是整个一回路放在一个大的钠池内而已。在钠池内,冷、热液态钠被内层壳分开,钠池中冷的液态钠由钠循环泵送到堆芯底部,然后由下而上流经燃料组件,使它加热到550℃左右。从堆芯上部流出的高温钠流经钠-钠中间热交换器,将热量传递给中间回路的钠介质。温度降至400℃左右,再流经内层壳与钠池主壳之间,由一回路钠循环泵送回堆芯,构成一回路钠循环系统。

两种结构形式相比较,在池式结构中,即使循环泵出现故障,或者管道破裂和堵塞造成钠的漏失和断流,堆芯仍然泡在一个很大的钠池内。池内大量的钠所具有的足够的热容量及自然对流能力,可以防止失冷事故。因而池式结构比回路结构的安全性好。现有的钠冷却堆多采用这种池式结构。但池式结构复杂,不便检修,用钠多。2

优势采用快中子堆,短期来看,首先解决了核废料的处理问题。快速堆可以使原料利用率提高50-60倍,即实际原料重量的70%左右(一说90%,个人认为不太可能),产生废料的量大为减少,周期也大大增加。长期来看,可以解决长期人类对裂变性核原料的需求。在堆芯处于常压下,冷却剂出口温度可达到500-600℃,远远高于压水堆的330摄氏度左右。

技术现阶段基本掌握快中子堆技术的国家为美国、法国、日本、俄罗斯等,真正能有能力实现商业化运营的只有法国一家,我国亦广泛开展了该领域的研究,现已有数座试验性快堆在使用中。快堆技术难度远较技术成熟的压水堆高,即使是核原料的组合堆置也有一定技术要求,故推广有难度。