核反应及其应用之反应堆

1、主讲主讲 2016.5.312016.5.31 核反应及应用之反应堆 2021年7月25日10时42分2 核反应理论核反应理论 裂变反应堆裂变反应堆 终结与展望终结与展望 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.3 核裂变（核裂变（Nuclear fission） l又称核分裂，是一个原子核分裂成几个原子核的变化。又称核分裂，是一个原子核分裂成几个原子核的变化。 一般由重的原子（主要是指铀或钚）分裂成较轻的原子一般由重的原子（主要是指铀或钚）分裂成较轻的原子 的一种核反应形式。的一种核反应形式。 l一个重核吸收一个中子分裂成两个轻核，同时放出数个一个重核吸收一个中子分裂成两个轻核，同

2、时放出数个 中子和一定的能量。中子和一定的能量。 l常用的易裂变核：常用的易裂变核： U-233，U-235 Pu-239，Pu-241 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.4 E E ge EkXX n3BaKrnU n2BaKrnU . nnU 1 0 139 56 94 36 1 0 235 92 1 0 144 56 90 36 1 0 235 92 1 021 1 0 235 92 U-235核裂变反应式核裂变反应式 lU-235每次裂变平均每次裂变平均 放出放出2.43个中子。个中子。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.5 核裂变释放的能量核裂变释放的

3、能量 l1个个U-235原子核裂变平均释放的总能量：原子核裂变平均释放的总能量：200MeV l1kgU-235完全裂变释放的能量：完全裂变释放的能量：19,600,000,000 kcal 比较比较 化石燃料完全燃烧放出的化学能：化石燃料完全燃烧放出的化学能： 1kg标准煤标准煤 7,000 kcal 1L重油重油 9,900 kcal 1m3天然气天然气 9,800 kcal 1kgU-235裂变释放的能量相当于裂变释放的能量相当于2800吨标准煤燃烧释放吨标准煤燃烧释放 的能量的能量 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.6 核裂变链式反应核裂变链式反应 l裂变反应中放出的裂

4、变反应中放出的 中子与其它可裂变中子与其它可裂变 核碰撞，引起新的核碰撞，引起新的 核裂变，放出第二核裂变，放出第二 代中子，再引起核代中子，再引起核 裂变反应，放出第裂变反应，放出第 三代中子，如此持三代中子，如此持 续下去的过程。续下去的过程。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.7 维持链式反应的条件维持链式反应的条件 核裂变放出中子的三条出路核裂变放出中子的三条出路 l飞走飞走 l被吸收，不引起新的裂变被吸收，不引起新的裂变 l被裂变核吸收，引起新的裂变被裂变核吸收，引起新的裂变 中子数中子数=1，就可使裂变反应持续下去。，就可使裂变反应持续下去。自持型自持型 中子数中子

5、数1，裂变反应越来越强。，裂变反应越来越强。发散型发散型 中子数中子数1，裂变反应越来越弱。，裂变反应越来越弱。收敛型收敛型 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.8 核聚变核聚变（Nuclear fusion） l指由质量小的原子，指由质量小的原子， 主要是指氘或氚，在主要是指氘或氚，在 一定条件下（如超高一定条件下（如超高 温和高压），发生原温和高压），发生原 子核互相聚合作用，子核互相聚合作用， 生成新的质量更重的生成新的质量更重的 原子核，并伴随着巨原子核，并伴随着巨 大的能量释放的一种大的能量释放的一种 核反应形式。核反应形式。 2021年年7月月25日日10时时42分分

6、 No.9 核聚变的两大优点核聚变的两大优点 l核聚变能可为人类提供核聚变能可为人类提供“取之不尽用之不竭取之不尽用之不竭”的能源。的能源。 地球上仅在海水中就有地球上仅在海水中就有4545万亿吨氘，万亿吨氘，1 1升海水中所含的升海水中所含的 氘，经过核聚变可提供相当于氘，经过核聚变可提供相当于300300升汽油燃烧后释放出升汽油燃烧后释放出 的能量。地球上蕴藏的核聚变能约为蕴藏的可进行核裂的能量。地球上蕴藏的核聚变能约为蕴藏的可进行核裂 变元素所能释出的全部核裂变能的变元素所能释出的全部核裂变能的10001000万倍，可以说是万倍，可以说是 取之不竭的能源。至于氚，虽然自然界中不存在，但靠

7、取之不竭的能源。至于氚，虽然自然界中不存在，但靠 中子同锂作用可以产生，而海水中也含有大量锂。中子同锂作用可以产生，而海水中也含有大量锂。 l核聚变不会产生污染环境的放射性物质。核聚变不会产生污染环境的放射性物质。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.10 核聚变的实现方式核聚变的实现方式 l聚变反应需要非常高的温度（上亿摄氏度），以克服两聚变反应需要非常高的温度（上亿摄氏度），以克服两 个带正电的氘核之间的巨大排斥力个带正电的氘核之间的巨大排斥力 l目前主要的几种可控核聚变方式：目前主要的几种可控核聚变方式： l超声波核聚变超声波核聚变 l激光约束（惯性约束）核聚变激光约束（惯

8、性约束）核聚变 l磁约束核聚变（托卡马克）磁约束核聚变（托卡马克） l目前，实现受控核聚变还存在许多困难，核聚变能的大目前，实现受控核聚变还存在许多困难，核聚变能的大 规模和平利用还尚需时日规模和平利用还尚需时日 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.11 ITER计划背景计划背景 u1985年，在美、苏首脑的倡议和IAEA的赞同下，一项 重大国际科技合作计划“国际热核试验堆国际热核试验堆 （International Thermonuclear Experimental International Thermonuclear Experimental ReactorReactor

9、，简称，简称ITERITER）”得以确立，其目标是要建造 一个可自持燃烧的托卡马克托卡马克聚变实验堆，验证聚变反 应堆的工程可行性，聚变输出功率可达1500兆瓦。 uITER计划独立于IAEA之外，由俄、日、美、欧俄、日、美、欧四方共 同承建，中国作为全权独立成员加入ITER计划。按 ITER组织原则，中国将承担ITER工程总造价46亿美元 的10%，并享受全部知识产权。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.12 裂变反应堆发展裂变反应堆发展 从 1954 年苏联建成了第一座核电站奥伯宁斯克核电站开始，到目 前为止，核电技术的发展经历了四个过程： 第一代核电站是早期的原型堆电站早

10、期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开 发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及 英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。 第二代核电站是19601960年后期到年后期到19901990年前期在第一代核电站基础年前期在第一代核电站基础 上开发建设的大型商用核电站上开发建设的大型商用核电站，如加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。 目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。 第三代是指先进的轻水堆核电站先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始 运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更 高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压 水堆等

11、。 第四代是待开发的核电站待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程 度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、 废物产生量小，并能防止核扩散。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.13 裂变反应堆分类裂变反应堆分类 （1）按照功能分类 按用途分有三类：研究试验堆，生产堆， 动力堆。 （2）按照中子能谱分类 按照激发核燃料裂变的中子能量的高 低，可将核反应堆分为快中子堆、中能中子堆和热中子堆。 （3）按照慢化剂分类:轻水堆、重水堆、石墨慢化反应堆等。 （4）按照冷却剂分类: 气冷反应堆包括CO2冷却和He气冷却； 轻水冷却反应堆主要包括压水堆和沸水堆；还

12、有重水冷却的重 水反应堆；液态金属冷却的主要有钠冷、铋冷、锂冷、铅铋合 金冷却反应堆等。 （5）按照核燃料分类:分成天然铀燃料堆、稍加浓铀燃料堆、 加浓铀燃料堆几种类型。 目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍 或具有良好发展前景的，主要有压水堆（压水堆（PWRPWR）、沸水堆）、沸水堆 （BWRBWR）、重水堆（）、重水堆（PHWRPHWR）、高温气冷堆（）、高温气冷堆（HTGRHTGR）和快中子堆）和快中子堆 （LMFBRLMFBR）等五种堆型。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.14 压水压水堆（堆（60%） u 压压水堆水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设

13、计的一种热中子堆 堆型。压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，铀-235的 富集度约3%。核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷 燃料芯块。 u 压水堆冷却剂入口水温一般在300 oC左右，出口水温330 oC左右，堆内压力15.5 MPa。大亚湾和秦山核电厂就是压 水堆核电厂。 u 在压水堆核电厂中，一回路的冷却剂通过堆芯时被加热冷却剂通过堆芯时被加热， 随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产生热量传给二回路的水使之沸腾产生 蒸汽。蒸汽。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.15 压水压水堆优缺点堆优缺点 l 用轻水作慢化剂和冷却剂的压水堆最显著的特点是结结 构紧凑，堆芯

14、的功率密度大构紧凑，堆芯的功率密度大。 l 压水堆核电站结构紧凑，堆芯功率密度大，加上轻水 的价格便宜，导致压水堆在经济上基建费用低和建设基建费用低和建设 周期短周期短。 n 为提高出口水温，为此就必须提高压力高压力。为了提高压 力，就要有承受高压的压力容器。这就导致压力容器 的制作难度和制作费用的提高。 n 必须采用有一定富集度达到3%左右核燃料，因而压水 堆核电站要付出较高的燃料费用。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.16 沸水沸水堆（堆（23%） u冷却剂自下而上流经堆芯后大约有1414（重量）被变 成蒸汽。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽 水分离器和干燥器。由于堆

15、芯上方被它们占据，沸 水堆的控制棒只好从堆芯下方插入。 u沸水堆的冷却剂循环流程的特点是堆芯内堆芯内具有一个冷 却剂再循环系统。流经堆芯的水仅有部分变成水蒸汽， 其余的水必须再循环。从圆筒区的下端抽出一部分水 由再循环泵将其唧送入喷射泵。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.17 沸水沸水堆的优缺点堆的优缺点 l 直接直接循环循环。核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机，推动汽轮 发电机组发电，省去一个回路，因而不再需要昂贵的、压水堆中 易出事故的蒸汽发生器和稳压器，减少大量回路设备。 l 工作压力工作压力可以降低可以降低。将冷却水在堆芯沸腾直接推动蒸汽轮机的技 术方案可以有效降低

16、堆芯工作压力。为了获得与压水堆同样的蒸 汽温度，沸水堆堆芯只需加压到约70个大气压是压水堆堆芯工作 压力的一半。这使系统得到极大地简化，能显著地降低投资。 l 堆芯堆芯出现空泡出现空泡。与压水堆相比，沸水堆最大的特点是堆内有气泡， 空泡的反应性负反馈是沸水堆的固有特性。它可以使反应堆运行 更稳定，自动展平径向功率分布，具有较好的控制调节性能等。 n 辐射防护辐射防护和废物处理较和废物处理较复杂复杂，从而影响核电站的设备利用率。 n 功率密度功率密度比压水堆小比压水堆小。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.18 重水堆重水堆 u 重水堆是指用重水重水(D2O)(D2O)作慢化剂的

17、反应堆。 u 重水堆核电站动力循环系统与压水堆核电站相似。一回路系统如 图1-13所示，分别为两个相同的循环回路，一个设在反应堆的左 侧，另一个设在反应堆的右侧，对称布置。每一个循环回路由2- 6个蒸汽发生器和2-8合循环泵组成。每个循环回路带走反应堆一 半的热量。一回路中的重水冷却剂在重水循环泵的哪送下由左边 循环回路流入左边压力管进口，在堆芯内冷却元件。重水被加热重水被加热 升温升温后从反应堆右边流出，进入右侧循环回路。在右边循环回路 蒸汽发生器蒸汽发生器中将热量传递给二回路的水。而从蒸汽发生器出口， 重水又由右边循环回路重水泵卿送进入右边压力管，在堆芯内被 加热，然后从堆左边出去，进入左

18、边循环回路的蒸汽发生器中， 再由左侧重水循环泵送入堆芯。如此循环往复将核裂变热能带至 蒸汽发生器传递给二回路，产生的蒸汽送入蒸汽轮机做功产生的蒸汽送入蒸汽轮机做功，带动 发电机发电. 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.19 重水堆重水堆 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.20 CANDU型重水堆型重水堆 加拿大设计建造的CANDUCANDU堆堆是压力管卧式压力管卧式重水堆的典型代表典型代表。54万 千瓦的皮克灵核电厂，有 390根压力管，压力管内总共放了4680束 燃料组件。每个燃料棒束内有37根燃料元件棒，因此这些燃料组件 共由大约17万根燃料元件棒组成。压力

19、管内冷却燃料组件用的高压 重水，压力为100个大气压，温度300C。外套排管与重水排管容 器是焊在起的，重水慢化剂不加压，温度约70C。裂变产生的 中子在压力管内得不到充分慢化，主要在排管外慢化。将慢化剂保 持低温，除了可以避免高压，还可以减少铀238对中子的共振吸 收，有利于实现链式反应。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.21 重水重水堆优缺点堆优缺点 l 中子经济性好，可以采用天然铀作为采用天然铀作为核燃料核燃料。重水和天然水，(也就是轻水) 的核特性相差很大。吸收热中子的几率比轻水要低两百倍高于其他慢化剂。 重水吸收热中子的几率小，所以中子经济性好。以重水慢化的反应堆，

20、可以 采用天然铀作为核燃料。从而使得建造重水堆的国家，不必建造浓缩铀厂。 l 中子经济性好，比轻水堆更节约天然铀节约天然铀。由于重水吸收的中子少，所以重水 慢化的反应堆，中子除了维持链式反应外，还有较多的剩余可以用来使铀- 238转变为钚-239，使得重水堆不但能用天然铀实现链式反应，而且比轻水 堆节约天然铀20%。 l 压力管卧式重水堆的设计，使不停堆换料不停堆换料得以实现，满足核电站连续不断发 电的要求。 n 重水堆的功率密度低功率密度低。由于重水慢化能力比轻水低，为了使裂变产生的快中 子得到充分的慢化，堆内慢化剂的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天 然铀等原因，同样功率的重水堆的堆芯体

21、积比压水堆大十倍左右。 n 重水重水费用占基建投资比重大费用占基建投资比重大。20t天然水中含有3kg重水。虽然从天然水中提 取重水，比从天然铀中制取浓缩铀容易，但是由于天然水中重水含量低，所 以重水仍然是一种相当昂贵的材料。由于重水用量大，所以重水的费用约占 重水堆基建投资的六分之一以上。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.22 高温高温气冷堆气冷堆 u高温气冷堆是气冷堆气冷堆的进一步发展，气冷堆是以石墨石墨作 为慢化剂，二氧化碳二氧化碳或者氦气氦气作为冷却剂的反应堆。它 是出现最早的反应堆，早期应用于军事目的，用天然铀 石墨慢化反应堆来生产钚制造核武器。 u高温气冷堆是一种

22、用高富集度铀的包敷颗粒包敷颗粒作核燃料、 石墨作中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂的先进热中子 转化堆。 u高温气冷堆的核燃料是富集度为90%以上(也有的高温气 冷堆采用中、低富集度)的二氧化铀或碳化铀。首先将二 氧化铀或碳化铀制成直径小于1mm的小球，其外部包裹 着热解碳涂层和碳化硅涂层.将这种包敷颗粒燃料与石墨 粉基体均匀混合之后，外面再包一些石墨粉，经复杂的 工艺加工制成直径达60mm的球形燃料元件。由于每颗 包敷颗粒燃料小球有多层包壳，而且包敷颗粒燃料小球 间有石墨包围，所以这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.23 高温气冷堆高温气冷堆 u高

23、温气冷堆的冷却剂是氦气氦气。球形元件重叠时，彼此间有空隙可 供高温氦气流过。在氦循环风机的驱动下，氦气不断通过堆芯将 裂变热带出，进行闭式循环闭式循环。氦气的压力一般为4MPa4MPa。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.24 高温气冷堆高温气冷堆 u 目前的高温气冷堆分为三种: u 第一种是用蒸汽蒸汽(在二回路在二回路)进行间接循环进行间接循环的高温气冷堆。其反应堆出口温度约 750，一回路氦气压力为4MPa。这种闭式循环的高温氦气经过蒸汽发生器管 内时，使蒸汽发生器管外流动着的二回路的水变为高温蒸汽，像压水堆那样去推 动汽轮发电机组。这种间接循环的高温气冷堆的基建投资估计比

24、相同规模的压水 堆核电站高出40%，而且要用90%富集度的高浓铀，经济上没有竞争力。 u 第二种是直接循环的高温气冷堆直接循环的高温气冷堆。这种堆产生850的高温氮气，不经过蒸汽发 生器这一中间环节，直接去推动氦气轮机。氮气轮机排出的余热又可以供氨蒸汽 循环使用，采用这种双重循环发电，热能利用率可达50%。也可利用氦气轮机余 热供热，使之成为核热电站。由于高温气冷堆逸出的放射性甚微，用来自反应堆 堆芯的高温氮气直接推动氦气轮机时，不会像沸水堆核电站直接循环那样给检修 造成冷难。 u 第三种是特高温气冷堆特高温气冷堆。这种堆的氦气出口温度达950以上，可以炼钢、生产 氢气、煤的液化和气化等。如果

25、在燃气轮机后增加两道氨蒸汽循环发电.则热能 利用效率可达60%。研制后两种高温气冷堆的主要困难是材料。在850-1200 范围内，目前采用的材料的强度难以满足需要。氦循环风机、氦气轮机等大型设 备也需要进行研制。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.25 高温气冷高温气冷堆优缺点堆优缺点 l 核电站选址灵活选址灵活且热效率高热效率高。利用氦气轮机直接循环时便于用空气冷却塔散失余 热。使这种堆可以建在冷却水源不足的地方，选址非常灵活。 l 高高转化比转化比。高温气冷堆中除核燃料外，没有金属结构材料，只有中子吸收截面较 小的石墨，反应堆的中子经济性好，有较多的剩余中子。 l 安全性安

26、全性高高。高温气冷堆的负温度系数大，堆型热容量也大，因此在事故工况下温 度上升缓慢，即使在失氦情况下，堆型结构也不至于熔化，而且采用了预应力混 凝土压力壳，容器不会发生突然爆破事故。 l 对对环境污染小环境污染小。由于采用性能稳定的氦气作冷却剂，氦气的中子吸收截面极小， 反应堆一回路放射性剂量较低;而且由于它的热效率高，排出的废热也比轻水堆 少35%-40%，热污染少。 l 有综合利用的广阔前景广阔前景。氦气是一种惰性气体，化学性质不活泼，容易净化，不 引起材料的腐蚀。它透明，便于装卸料操作。在出口温度提高到1 000-1 200 时，可将反应堆的高温工艺供热直接应用于炼钢、制氢、煤的液化或气

27、化等工业 生产中，达到综合利用的目的。 l 可实现不停堆换料不停堆换料。高温气冷堆使用球形元件时，可以通过装卸料机构实现不停 堆连续装卸核燃料。这样可以使堆内的后备反应性小，有利于反应堆的控制。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.26 高温气冷堆优缺点高温气冷堆优缺点 n 高燃耗包敷颗粒核燃料元件颗粒核燃料元件的制备制备和辐照考验辐照考验。燃料元件复杂的制 备工艺，巨大的数量，要求不仅要克服燃料元件制造工艺上遇到的 很多技术难关，还要求元件的制造必须有可靠的稳定性，另外，为 了验证这些撤料元件在反应堆内高温、强辐照条件下能否具备良好 的使用性能，必须在反应堆内进行长期的辐照考验

28、。 n 高温高压氮气回路设备氮气回路设备的工艺技术问题。由于高温高压的氮气极易 泄漏，因此对氦气泄漏的指标需要严格加以控制。为此，一回路的 系统及设备都需要采取一系列严格的密封防泄漏措施。特别是高温 氮气循环风机、氮气轮机、气体阀门等带转动部件的设备，防泄漏 动密封的问题最大。 n 燃料后处理处理及再加工加工问题。在高温气冷堆中，为了加大转化比，加 大燃耗和降低成本，采用铀-钍燃料循环体系，这就给燃料后处理和 再加工带来了很多新的问题。在元件再加工中，由于铀-233燃料中 含有难以分离的铀-232，后者带有很强的放射性，因此必须采取 特殊的防护措施和遥控操作。另一方面，另建一套钍-铀燃料循环体

29、 系，在技术上和经济上都要克服一定的困难。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.27 快中子堆快中子堆 u 快中子反应堆，简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均 能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆快中子引起的反应堆。 u 快中子堆一般采用氧化铀氧化铀和氧化钚氧化钚混合燃料（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6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料 组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃 料盒。 u 快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区燃料区和增殖再生增殖再生 区区两部分。燃料区

30、由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒 的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质 天然(或贫化)二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是 由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.28 快中子堆快中子堆 u 由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中 子的材料，即快堆中无慢化剂无慢化剂。目前快堆中的冷却剂主要有两种: 液态金属钠液态金属钠或氦气氦气。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 振动以及氮气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探 索阶段。 u

31、 钠冷快堆用液态金属钠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;导热性好;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性小;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 造的和计划建造的都是钠冷快堆。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.29 快中子堆快中子堆 u 按结构来分，钠冷快堆有两种类型，即回路式回路式和池式池式。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.30

32、快中子快中子堆优缺点堆优缺点 l 可充分利用充分利用核燃料。天然铀中的铀238作为可转化材料，能在 快堆中转化为易裂变材料钚-239，所以理论上通过乏燃料的后 处理，快中子堆可以将铀-235、铀-38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核素， 快堆只能利用70%70%以上的铀资源.即使如此，也比目前的热堆对 核燃料的利用率提高8080倍。由于快堆对核燃料的品位不如热堆 那么敏感，原料来源充足。 l 可实现核燃料的增殖核燃料的增殖。使核燃料增殖的，以铀-钚循环为基础的 快堆，才是消除目前的热堆对铀资源的浪费，摆脱即将面临的 铀资源日益枯竭困境的出路。 l

33、低压堆芯下的高热效率高热效率。快堆由于采用液态金属钠作为冷却剂， 在堆芯基本处于常压下，冷却剂的出口温度可达500-600。这 为提高快堆核电站的热效率奠定了基础。“超凤凰”快堆电站 的热能利用率达41%，远超过现在先进压水堆可以达到的34%的 水平。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.31 快中子堆优缺点快中子堆优缺点 n 在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与水(或蒸汽)相遇就会 产生剧烈剧烈的化学反应化学反应，并可能引起爆炸爆炸。 n 钠与空气接触就会燃烧燃烧 n 钠中含氧氧量超过一定数量会造成系统内结构等材料的严重的 腐蚀腐蚀 n 堆内的液态钠由于沸腾所产生的气泡空腔会引入

34、正的反应性， 其结果会使反应堆的功率激增功率激增，容易导致反应堆堆芯熔化堆芯熔化事 故的发生 n 快堆为提高热利用率和适应功率密度的提高，燃料元件包壳 的最高温度可达650，远远超过压水堆燃料元件约350的 最高包壳温度。很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快 中子的强烈轰击中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳燃料芯块及包壳碰到的问题比 热堆复杂得多。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.32 第四第四代反应堆代反应堆 u第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理 论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核 学

35、会年会上提出的。美国、法国、日本、英国美国、法国、日本、英国等核电发达国 家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen Gen IVIV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不 可能投入商业运行。 u超高超高温气冷反应堆（温气冷反应堆（VHTRVHTR）是高温 气冷堆的进一步发展，采用石墨慢 化、氦气冷却、铀燃料一次性循环 方式。该反应堆的预期出口气体温 度可达1000，这种热能可用于工 业热工艺生产。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.33 第四代反应堆第四代反应堆 u 超临界水冷反应堆（超临界水冷反应堆（SCWRSCWR）系统是一个高温、高压水冷反应堆，运 行在水的热力学临界点（ 374,221Mpa/705,3208psia）以上。 超临界水冷堆（SCWR）利用超临界水作冷却剂流体。这种水既具有 液体性质又具有气体性质， 热传导效率远远优于普通 的轻水。 2021年年7月月25日日10时时42分分 No.34