快中子堆(简称快堆)是主要以平均中子能量0.08~0.1MeV的快中子引起裂变链式反应的反应堆。快中子堆的主要特点是,在热功率约100MW以上的堆运行时,新产生的易裂变核燃料钚能多于消耗掉的钚,即增殖比大于1,易裂变核燃料得到增殖,因此又称为快中子增殖反应堆。运行中真正消耗的是天然铀中不易裂变且丰度占99.2%以上的铀-238。快堆的乏燃料经后处理,钚返回堆内再烧,多余的钚则用于装载新的快堆。如此封闭并无限次循环则对铀资源的利用率可从单单发展压水堆的1%左右提高到60~70%。由于利用率的提高,更贫的铀矿也值得开采,这样世界可采铀资源将增千倍。
        在热中子反应堆运行时,会产生长寿命次量锕系核素(MA),其产量约为所产工业钚的1/10。它们需要衰变三、四百万年才能将其放射性毒性降到天然铀的水平。但这些核素在快中子场中可以裂变成一般裂变产物,因此,可用快中子焚烧堆将它们裂变掉,获得裂变能,达到变害为利。
        所以快堆在闭式核燃料循环系统支持下,可使我国核能实现长期可持续地安全供应。
        在1965-1986年快堆技术基础研究和1987-1993应用基础研究的基础上,九十年代初我国快堆技术发展开始进入工程发展阶段。中国实验快堆(CEFR)就是我国快堆工程技术发展的第一步。设计、建造CEFR的目的是积累快堆电站的设计、建造、运行和维护经验;运行后作为快中子辐照装置,辐照考验燃料和材料,为快堆工程的进一步发展服务。
        具体任务是:
        1) 建成一座安全可靠的实验快堆;
        2) 收集、编制一套快堆设计规范、标准;
        3) 开发、编制一套快堆核数据、堆芯中子学、屏蔽、热工流体、元件、回路、力学、安全等专业的程序包;
        4) 培养一支快堆设计、研究和管理的专业队伍。
        设计原则是:
        1) 技术方案应有商用前景
    2) 热工参数应接近商用快堆
  3) 充分利用快堆的固有安全性
   4) 反应堆应尽量设计成具有非能动安全性
  5) 利用包括国外的成熟技术

        设计简介和主要设计参数
        (1) 反应堆堆芯
        CEFR堆芯,如图1所示,它包括81盒燃料组件,3盒补偿棒组件、2盒调节棒组件和3盒安全棒组件,337盒不同形式的不锈钢组件和230盒B4C屏蔽组件,另有56个供乏燃料初步贮存的位置。

图1 CEFR堆芯布置

    燃料组件是外对边59mm,壁厚1.2mm的六角型盒内装61根直径为6mm的元件棒,外用0.95直径的绕丝定位,燃料芯块直径为5.2mm。燃料组件全长2.592m,上部设有操作用的锥型抓头,下部是既作定位又作径向引入钠冷却剂的管脚,见图2。

 

图2 CEFR燃料组件

    燃料段长度为450mm,等效堆芯直径600mm,补偿棒组件和调节棒组件组成第一停堆系统,安全棒组成第二停堆系统。
    (2) 堆本体和燃料操作系统
    CEFR一回路系统采用了池式结构,堆本体由一个直径8.01m下部支撑的大钠池即主容器、保护容器、双旋塞、两台主钠泵、栅板联箱及堆芯、四台中间热交换器、两台事故余热导出系统的独立热交换器,堆内燃料操作系统及堆内构件等组成(见图3),内装由Ar作为覆盖气体的260吨液态钠,堆本体总重约1200吨。

图3 中国实验快堆堆本体

    正常运行时覆盖气体的压力为0.05MPa(表压)。两台主泵将冷池中360℃的钠泵入栅板联箱,钠向上流经堆芯,出口时平均温度达530℃,与热池钠搅混后降为516℃进入中间热交换器。
    燃料操作系统的大旋塞上偏心地装有小旋塞,小旋塞上偏心地装有直拉式燃料操作机,大小旋塞的组合运动可使该操作机抓取堆芯的任何一个组件,并将组件装入倾斜式提升机上的转运桶中,对于新组件则用该系统进行反向操作。
    (3) 主热传输系统
快堆的主热传输系统由Na-Na-水、蒸汽三回路组成(见图4),中国实验快堆(CEFR)选择了池式结构,所以一回路全浸在钠池中。一回路钠向二回路传热的、浸在钠池中四台中间热交换器全在钠池中。CEFR的二回路有互相独立的两条环路,每条环路有一台钠泵,两台中间热交换器,一台过热器,一台蒸发器和一台缓冲罐(见图15)。正常运行时二回路钠进入中间热交换器的钠温是310℃,出口温度是495℃,进入过热器将370.3℃的饱和蒸汽加热成480℃/14Mpa的过热蒸汽,进汽轮发电机发电,钠温降到463.3℃进入蒸发器将190℃/14MPa的给水加热成饱和蒸汽,这时钠温下到了310℃,再进入中间热交换器循环。

 

图4 中国实验快堆主热传输系统

   CEFR采用一台凝汽式汽轮发电机。两条环路的过热蒸汽合并后进入汽轮机的主汽门,发电功率20 MW(最大电功率22.4 MW)。
  (4) 专设安全系统
    中国实验快堆最重要的专用安全系统是非能动事故余热导出系统(图3和4),它是由两条互相独立的环路系统组成。每条环路包括一台浸在主容器钠液下的Na-Na热交换器,一台空冷器和钠管路组成,在全厂失电、地震或三回路给水系统失效的事故下,单靠一回路钠的自然对流和二回路(事故余热排出系统的二回路)钠的自然循环即可将堆芯余热导出。相对于在主热传输系统上接空冷器的方案,非能动事故余热导出系统有更可靠的优点,而且避免二回路管道、中间热交换器的共因故障,对安全更为有利。

1 中国实验快堆主要设计参数

项  目

单 位

参 数

项  目

单 位

参 数

热功率

电功率

反应堆堆芯

  高度

  等效直径

  燃料

  钚

  239Pu

  235U(富集度)

  首炉

  235U(富集度)

  线功率(最大)

 中子注量率(最大)

  目标燃耗

  首炉燃耗

  堆芯入/出口温度

MW

MW

 

cm

cm

 

kg

kg

kg

 

kg

W/cm

n/cm2.s

MWd/kgH

MWd/kgH

65

20

 

45

60

PuO2-UO2

150.3

97.7

42.6(19.6%)

UO2

236.7(64.4%)

430

3.7×1015

100

60

360/530

主容器外径

一回路

  钠量

  一回路钠泵

  总流量

   中间热交换器

二回路

  环路数

  总钠量

  总流量

三回路

  蒸汽压力

  蒸汽流量

设计寿命

 

mm

 

t

台数

t/h

台数

 

 

t

t/h

 

MPa

t/h

a

 

8010

 

260

2

1328.4

4

 

2

48.2

986.4

 

14

96.2

30

 

 


 


中国实验快堆知识普及篇

 什么是快堆?   快堆是快中子增殖反应堆的简称,这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,其重要特点是在消耗核燃料的同时,产生多于消耗的核燃料。   热堆与快

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