《快中子增值堆》PPT课件.ppt

1、1,第九章,快中子增值堆 FBR,2,3,优点： 增值： 快中于反应堆内核燃料裂变主要由能量约100 keV以上的快中子引起，不需要慢化剂，可实现钚-239和钍232的增值转换。 快中子增殖堆尚有一系列技术上和经济上的问题还没有解决。主要是： 1、快中子反应堆内中子平均能量很高，中子有害吸收小，易于实现增殖。但在高能区核燃料的裂变截面也很小，因此为了使链式裂变反应能进行，快中子堆内必须有较高的核燃料富集度(当量富集度达15(质量)一35(质量)，而且燃料初装量也很大,快堆概述,4,2 由于快中子堆堆芯内没有慢化剂，所以体积小，功率密度高达300一600 Mwm3，是压水堆的48倍。因此要求采用

2、传热性能好而慢化化性能差的冷却剂，目前采用液态金属钠和氦气，但钠回路工艺及防爆措施在工业规模的大量操作上还缺乏经验。而流速约为100 ms的氦气冷却在技术上也是较复杂的问题，还需进行大量研究试验。 3快中子堆的燃料元件加工及乏燃料后处理要求高。且其快中子辐照注量率也比热中子堆大几十倍，因此对材料的要求也较苛刻。 4快中子堆内的中子平均寿命比热中子堆的短，而且坏239的缓发中子份额只有铀235的13左有，所以快中子堆的控制比较困难。 因此，到目前为止，快中子反应堆还未能获得大量发展,5,快堆的分类： 按冷却剂材料，快中子堆又可分为钠冷快堆和气冷快堆，其中LMFBR的蒸汽参数很高，压力达1618M

3、Pa，温度约为500 c，因此电站的效率接近 40。 按回路布置结构，可分为回路式快堆电站和池式快堆电站,6,池式的主要系统和上述回路式相同，但它把反应堆堆芯、一回路钠泵及中间热交换器都浸泡在一个大型钠容器中。这种型式可降低一回路严重泄漏的可能性，即使某些设备发生故障也不会发生钠流出事故，所以安全性较好,7,快堆技术特点,以快中子产生链式裂变反应 ； 大多数快堆采用液态金属Na做冷却剂，氦气； 比压水堆多一个回路； 一回路是一个高温低压系统,快堆具有良好的安全性 1，Na的沸点高，常压运行； 2，热容量大，能导出余热； 3，堆芯有较大负反馈，事故状态能够自稳,8,快堆是封闭的燃料循环中的关键环

4、节,我国目前的核电站中，有两个装机为重水堆型，其余全部为压水堆型。 世界各国研究表明：快堆可以解决大规模的压水堆核电站发展带来的核燃料短缺及长寿命核废物处置问题。 快堆是封闭的燃料循环必不可少的环节已经得到世界公认。封闭燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1左右提高到6070,9,国际快堆的发展,快堆是目前唯一能够实现增殖核燃料的先进堆型。 国外快堆发展已有50多年历史，1946年建成第一个实验快堆。 目前世界上已建成了座快堆。 其中俄罗斯、法国、日本等国家一直在致力于快堆的发展。 当前国际上最引人注目的消息是,印度政府已经批准在英迪拉甘地原子研究中心 建造一座500MWt的原型快堆！

5、 （池式 /回路,10,中国的快堆发展,我国早在70年代就开始快堆开发和研究 七五期间，国家八六三高技术计划能源领域专家委员会对我国发展快堆进行了论证，结论是,应力争在本世纪末建造一座热功率65MW，电功率约20MW的实验性快堆,在我国新世纪的核能发展基本方针中指出：“核能发展继续执行热中子反应堆（压水堆为主）快中子反应堆受控核聚变堆，三步走的路线，当前以发展热堆为主，同时要继续开展快中子增殖堆和受控核聚变堆技术研究、开发和跟踪,11,CEFR中国原子能科学研究院（北京/房山区,12,CEFR是我国第一座快堆，65MWt、20MWe。 2000年浇灌第一罐混凝土，2002年8月15日核岛主厂房

6、封顶，2004年完成施工设计，目前进入全面安装阶段，调试已经开始，运行准备工作正在进行，预计2008年12月首次临界,中国实验快堆China Experimental Fast Reactor “CEFR,13,CEFR系统流程示意图,14,1 可以在很高的温度下，在较小的温差情况下移走大量的热能 2 堆内燃料元件的热流很高，可以达到较高的比功率 3 由于热钠的热导好，热点因子也会减小，活性区内温度变化随之降低，及时在热冲击的情况下，结构变形的几率也非常小,其熔点仅为97.8，沸点高达882.9。这样使得快堆采用比较低的系统压力就可以得到高的反应堆堆芯出口温度。从而获得较高的动力循环效率，而堆

7、容器内的压力又不高，降低了造价，也就降低了发电成本,1 跟其它流体不同，在液态钠流道内的热阻不是集中在层流底层或缓冲层内，而是比较均匀的分布在整个截面上。 2 液钠的高热到使得边界条件的影响达到更远的范围，因而流道的几何形状对液钠的热传递影响很大。由于分子热导在整个流道中起着很重要的作用，流体中温度分布与边界的形状有很大关系 3 湍流状态的液钠的热入口效应比普通流体大的多，发热面的热流分布情况对传热系数有很大影响,15,图1 CEFR堆芯流量分区,在稳态情况下，快堆燃料元件的中心温度不能超过燃料的融化温度。不锈钢包壳温度温度不能超过定值，对于采用316不锈钢的CEFR温度运行限值为700，安全

8、限值为800。,CEFR的65MW热功率是由堆芯燃料组件、控制棒组件、屏蔽层组件等发出的，其中堆芯燃料组件占90多的额定热功率。需要约300kg/s的冷却剂钠从360加热到约530，才能把堆芯的热能载出到反应堆容器之外，并且要保证燃料的最高温度和燃料棒包壳的最高温度不超过它们的熔点，钠的最高温度不超过相应压力下的沸点,堆芯稳态热工设计问题,16,燃料组件采用国际通用的六角形结构，由操作头、六角形套管 、管角、燃料棒束和上部钢屏蔽棒等组成。燃料棒也是快堆典型的燃料棒结构，中间是燃料区，紧靠燃料两端是贫铀转换区，下转换区下面是裂变气体腔。燃料棒插在组件下部格栅上，外缠螺旋绕丝，以径向定位。组件通过

9、小栅板联箱固定在大栅板联箱上，组件上面有定位块径向定位,17,主泵支承,中间热交换器支承,堆内屏蔽,主容器及保护容器,堆芯围桶,压力管,栅扳联箱,堆内支承结构,堆芯熔化收集器,保温层,大小旋塞,钠池是池式钠冷快堆一回路主冷却系统的主体，它容纳反应堆堆芯、一回路循环泵、热交换器、设备和容器的支承结构以及大量的液态钠（CEFR有260吨,18,快堆堆芯结构,堆芯分为两个区： 燃料区 钚燃料组件B4C控制组件 再生区（增值转换区） 增值组件:可转换材料 布置方式：均匀，非均匀 均匀： 非均匀,19,快堆燃料组件结构,采用三角形或者六角形栅格结构的原因 燃料棒结构 第一代核燃料：氧化物； 第二代核燃料

10、：炭化物 芯块大小 7mm高度，6mm直径，包壳外径6-8mm, 易裂变燃料装载高度为燃料棒长度的1/3,总高度为3m. 轴向转换区：贫铀氧化物，装在堆芯上部和下部，典型高度0.3-0.4m 裂变气体腔；高度1m，位置,20,快堆燃料组件结构,燃料棒定位 两种方案： 金属绕丝 or 定位栅格架 金属绕丝： 制造容易，成本低；机械性能好，但在运行时会发生轻微移动 定位格架： 提高增值比；降低热管因子,21,快堆堆内其它组件,转换区组件： 与燃料组件外观相似，内部装料不同，全部为增值材料，元件棒直径较大（2倍），并保证线功率不超标 控制组件： 主要功能（1）补偿反应性（2）启堆停堆（3）快速停堆 屏蔽组件： 为反应堆容器和容器内的重要部件提供中子等屏