反应堆介绍.doc

热中子反应堆反应堆是指能够在受控下(所以不会发生原子弹那样爆炸)持续进行核裂变链式(连锁)反应的 装置。所以把它叫做“堆”，是因为世界上第一个核反应堆是用石墨块(用以控制反应速度) 和金属铀块(反应燃料)一层一层交替地“堆”起来而构成的。后来，其他不用石墨的核反应 装置，仍沿用这种叫法。热中子反应堆是一种进行核裂变的反应堆。目前，已经实用化的核反应堆有轻水堆和重水堆 (重水是氢的同位素氘(重氢)同氧的化合物)之别。目前使用的多为轻水堆。在轻水堆中，水被兼作减速(和石墨一样起控制反应速度的作用)和冷却用。轻水堆又可分为压水型和沸腾水 型的，现在大多数核电站用的都是压水型的。压水堆最初被用作核潜艇的动力。它的冷却水分为一次系统和二次系统两部分。一次系统的 冷却水保持在约160气压这样的高压，所以加热到约325仍能保持为液体状态。为了吸收核裂变中的中子，水中加入一点硼，用以调整核反应的速度。一次冷却水直接同核袭变部分接触，将它产生的热量带走。经由蒸气发生器进行热交换，使二次冷却水被加热至沸腾。二次冷却水在60大气压下被加热到275，成为蒸气用以驱动发电用的汽轮机。压水堆利用浓缩铀工厂提供的低浓度铀235作为核燃料。铀235是铀的一种放射性同位素，是自然界中唯一存在的裂变核燃料。裂变中产生的中子，或被燃料棒中铀238所吸收，或使铀235发生裂变，或逸出于燃料棒之外。如中子速度快，则使铀235发生裂变的机会就小了，所以要用水(轻水或重水)和石墨作为减速材料，放在燃料棒四周，使中子速度减慢以有助于使铀235发生裂变。减速后的中子能量最后都变为热能，为了把它运到外部，需要使用冷却材料(通常也用水)。把含有硼等吸收中子物质的控制棒放在堆芯中，当它插入燃料中时，产生的中子数量达不到临界值，裂变无法连续进行下去。当控制棒拔起来时，中子数目加多，通过连销反应，铀的裂变便可连续进行下去。这种速度变慢的中子称为热中子，利用热中子使铀235裂变的核反应堆，称为热中子反应堆。核反应原理2007年09月01日 星期六 下午 03:21热堆的概念 中子打入铀235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出23个中子和其它射线。 这些中子再打入别的铀235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应 利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。 热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。 反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。 核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆压水堆电站 自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。 目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。 压水堆核电站 压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。 压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。 堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有24%的铀235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。 轻水堆沸水堆电站 沸水堆核电站 沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。 沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。 总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。 从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。 重水堆核电站 重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。 因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。 压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷却堆核电站 这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。 这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。 （2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站 这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。 因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀235或钚239。 重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。 石墨气冷堆核电站 所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂的反应堆。这种堆经历了三个发展阶段，产生了三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。 （1）天然铀石墨气冷堆核电站 天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一，是在军用钚生产堆的基础上发展起来的，早在1956年英国就建造了净功率为45兆瓦的核电站。因为它是用镁合金作燃料包壳的，英国人又把它称为镁诺克斯堆。 该堆的堆芯大致为圆柱形，是由很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成。在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道。以便使冷却剂流过将热量带出去。从堆芯出来的热气体，在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水，从而产生蒸汽。这些冷却气体借助循环回路回到堆芯。蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机，带动汽轮发电机组发电。这就是天然铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理。 这种堆的主要优点是用天然铀作燃料，其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高，天然铀消耗量远远大于其他堆。现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。 (2)改进型气冷堆核电站 改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。设计的目的是改进蒸汽条件，提高气体冷却剂的最大允许温度。这种堆，石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(铀235的浓度为23%)，出口温度可达670。它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准，其热效率也可与之相比。 这种堆被称为第二代气冷堆，英国建造了这种堆，由于存在不少工程技术问题，对其经济性多年来争论不休，得不出定论，所以前途暗淡。 （3）高温气冷堆 高温气冷堆被称为第三代气冷堆，它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。 这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的程度。因为在这种反应堆中，采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并用了惰性的氦气作冷却剂，这样，就把气体的温度提高到750以上。同时，由于结构材料石墨吸收中子少，从而加深了燃耗。另外，由于颗粒状燃料的表面积大、氦气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性能，提高了功率密度。这样，高温气冷堆成为一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。 它的简单工作过程是，氦气冷却剂流过燃料体之间，变成了高温气体；高温气体通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽带动汽轮发电机发电。 高温气冷堆有特殊的优点：由于氦气是惰性气体，因而它不能被活化，在高温下也不腐蚀设备和管道；由于石墨的热容量大，所以发生事故时不会引起温度的迅速增加；由于用混凝土做成压力壳，这样，反应堆没有突然破裂的危险，大大增加了安全性；由于热效率达到40%以上，这样高的热效率减少了热污染。 高温气冷堆有可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现氢还原炼铁、石油和天然气裂解、煤的气化等新工艺，开辟综合利用核能的新途径。但是高温气冷堆技术较复杂。铀235(U-235)是铀的三种同位素之一，当中只有铀235能够发生核裂变，引发连锁核裂变反应，可用作核电及核弹。这是自然界至今唯一能够裂变的同位素，1935年由加拿大科学家邓史达(Arthur Jeffrey Dempster)发现。根据国际原子能机构的定义，浓度为3的铀235为核电站发电用低浓缩铀，若於80%称作高浓缩铀，大约90%则叫作为武器级高浓缩铀。概述铀是自然界的稀有化学元素，具有放射性。铀主要含三种同位素，即铀238、铀235和铀234，但只有铀235是可裂变核元素。当最少一个中子攻击铀235时，连锁核裂变将会产生。铀235需要到达临界质量，连锁核裂变才会持续下去。早在1934年，意大利物理学家费米（Fermi）以中子撞击铀元素，首次发现核分裂反应。几经研究，科学家最初发现天然铀含有铀238及铀235两种同位素，只有后者受中子撞击后，会发生分裂反应。在过程中，一个中子撞击铀235原子核后，内部因吸收中子的能量，开始作剧烈的哑铃状震荡，结构终因震荡过剧而瓦解，产生出两个质量较小的原子核及放出2到3个新的中子，这些中子又会撞击附近的铀235原子核，继续发生分裂反应，此即所谓连锁反应。在这反应后，其产生的原子核及中子，总质量较未有反应前为低，损失质量会转化成能量；按照相对论，质量变成能量时，其转换关系为能量=质量光速的平方（E=mc2），极小的质量即可变成极大的能量。1945年美军投下的广岛原子弹，总重量为440公斤，铀235含量为45公斤，当中只有1公斤铀235发生核分裂，反应中又只有1克的质量(约如一小块巧克力重)转化成能量，但其威力已相当於16万公吨黄色炸药发生爆炸，摧毁整个城市。技术发展获得铀本身已涉及复杂程序，需要探矿、开矿、选矿、浸矿、炼矿、精炼等程序，但天然铀所含的铀235只有0.7%，科学家会利用扩散法、气体离心法和激光法等，令天然铀的三种同位素分离，提高铀235的浓度。目前国际间常观察一国是否拥有气体离心法设备，推算一国的核武器研究水平。1公斤武器级铀235，就需要从200吨铀矿石中提鍊。1945年7月16日凌晨，美国新墨西哥州的阿拉莫可德沙漠上，人类第一枚原子弹试爆，当时铀235是透过劳伦斯法分离。劳伦斯方法亦即电磁法，利用铀235和铀238品质上的差异令两者分离，再抽出铀235，美国当时在田纳西州建立了巨型电磁铁，直径长达4.57米，生产出以千克计的铀235。另一方法由科学家尤里提出，名为气体扩散法。气体扩散法把铀制成六氟化铀气体，使它通过4000次多孔障壁，能提鍊出浓度99的铀235，目前是全球最广泛使用的铀浓缩技术。美国为此建造了巨大的工厂，加热后的六氟化铀气体要通过成千的多孔障壁，每一障壁有成百万的小於百万分之一厘米的孔，期间要用数月时间，使一定量的气体从头至尾通过工厂。目前最多采用的则是气体离心法，比扩散法要省能源。铀浓缩技术是国际间极为敏感技术。除了中、俄、美、法、英外，日本、德国、印度、巴基斯坦、阿根廷等国家已确认掌握浓缩铀技术。国际原子能机构2006年初指在伊朗境内发现浓缩铀痕迹，2006年10月宣布完成核试的北韩亦被指拥有该技术。快堆 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。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。反应开始循环持续下去。此过程包括 钚239-释放快中子，转变为U235-快中子击中铀238-铀238转变为钚239-钚239继续放出快中子参与反应世界上可经济开采的铀资源只相当于世界石油贮量的14。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12%可以用来发电，而其余的9899%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，实际上就是重水，然后由镉棒减速变慢以后，打击到目标上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。但是实际上还是消耗了外部材料U238,使更多的U238参与反应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6070%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67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l2%提高到6070%。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1.11.4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1230%）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。高温气冷堆百科名片用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为8501000，甚至更高。核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。【英文名】：high temperature gas cooled reactor 高温气冷堆具有热效率高（40%41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.70.8）等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。 【实际应用】 10兆瓦高温气冷实验堆： 在国家“863”计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功率并网发电， 我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。2006年1月，国务院正式发布的“国家中长期科学和技术发展规划纲要（20062020年）”中，将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程”列为国家重大专项。 第四代先进核能系统 近年来，国际上提出了“第四代先进核能系统”的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之一。 我国高温气冷堆的研究发展工作始于年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径米，高米，重吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。蒸汽发生器直径米，高米，重吨，堆内有约个零部件，总重量近吨。这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。 高温气冷堆特点 1安全性好 高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图2中实线所表示“满足要求的电厂”的水平，而且一些核电厂达到了“优异安全性电厂”的水平。美国电力研究所(EPRI)制定的电力公司用户要求文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为105/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于107/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。 高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于104。高温气冷堆具有如下的基本安全特性： 1.1反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有： 控制棒误抽出；蒸汽发生器发生破管，水进入堆芯造成慢化能力增强引入正反应性事故；一回路风机超速转动，冷却剂热端平均温度下降引入的正反应事故等。 事故分析的结果表明，在发生上述正反应性引入事故条件下，堆功率上升导致燃料元件的温度升高，但负反应性温度系数能迅速抑制其功率的上升，燃料最高温度远低于燃料元件最高温度限值。 1.2余热载出非能动安全特性模块式高温气冷堆堆芯的热工设计时考虑了在事故工况下堆芯的冷却不需要专设的余热冷却系统，堆芯的衰变热可籍助于导热、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆腔表面冷却器，再通过自然循环，由空气冷却器将堆芯余热散发到大气(最终热阱)中。 当发生一回路冷却剂流失的失压事故时，堆芯的余热已不可能由主传热系统排出，只能依靠上述的非能动余热载出系统将堆芯衰变热载出，这样必然使堆芯中心区域的燃料元件温度升高。为了使堆芯燃料元件的最高温度限制在1600的温度限值内，模块式高温气冷堆堆芯功率密度和堆芯的直径将受到限制。 模块式高温气冷堆余热非能动载出功能的实现基本上排除了发生堆芯熔化事故的可能性，具有非能动的安全特性。 1.3阻止放射性释放的多重屏障纵深防御和多重屏障是所有核电厂的基本安全原则。作为模块式高温气冷堆第一道屏障的燃料元件，在所有运行和事故工况下，堆芯燃料元件的最高温度限制在1600内。在此温度以下，热解碳层和致密的碳化硅包覆仍保持完整性，能使气态和金属裂变产物几乎完全被阻留在包覆燃料颗粒内。而且裂变材料被大量分散到许多小的燃料颗粒内，独立形成屏障，具有很高的可靠性。 一回路的压力边界是防止放射性物质释放的第二道屏障。一回路的压力边界由以下几个压力容器所组成：反应堆压力容器，蒸汽发生器压力容器，以及连接这两个压力容器的热气导管压力容器。这些压力容器发生贯穿破裂的可能性可以排除。 由于在任何工况下不会发生燃料元件温度超过1600而使裂变产物大量释放的事故，而且在正常运行工况下一回路冷却剂的放射性水平很低，故在发生失压事故时，即使一回路冷却剂全部释放到周围环境中，对周围环境造成的影响也是很小的。因此，在模块式高温气冷堆的设计中不设置安全壳，而采用“包容体”的设计概念。“包容体”不同于安全壳，无气密性和承全压的要求，无需喷淋降压和可燃气体控制等功能，系统大为简化。 高温气冷堆的“包容体”功能是由具有一定密封性能的一回路舱室来实现的。在10kPa压差下的泄漏率小于102/天。在正常运行工况下，由排风系统保持一回路舱室的负压，防止一回路舱室内放射性物质向反应堆建筑内扩散，排风经过滤后由烟囱排出；当发生一回路冷却剂失压严重事故，一回路舱室中的压力超过10kPa时，自动打开事故排风管道的爆破膜，放射性物质不经过滤直接由烟囱排向大气。由于直接释放放射性的后果并不严重，加之一回路舱室内压力经短时间后立即下降到正常压力，系统又恢复经过滤排出，这样可以防止事故过程中大量放射性裂变物质直接向环境的释放，避免了大量放射性释放的风险性。 2.发电效率可提高 模块式球床型高温气冷堆采用了余热非能动载出的特性，虽大大地增强了安全性，但是其单堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高温气冷堆可以提供950的高温氦气，充分利用其高温氦气的潜力获得更高的发电功率是提高其经济竞争