中国实验快堆工程

中国实验快堆工程

——核燃料越烧越多，核废料越烧越少

工程总投资：13.88亿元 工程期限：1995年——2010年

北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。

长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在

未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。

但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。

而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。

中国实验快堆工程

中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。是国家863计划中投资最大的专案之一。

工程总建筑面积43500平方米，包括核岛厂房，核岛专用厂房，汽轮发电机厂房（包括连廊），其中核岛厂房建筑面积36000平方米,地下一层，地上十层，东西长64米，南北宽79.65米，3米厚的筏板座落于砂卵石层上，筏板底标高为-7.7米，反应堆大厅顶盖采用圆形砼拱顶，顶标高为57米。整个厂房均为现浇砼结构，其筏板砼总量14600平方米，钢筋2800吨。围绕建设中国实验快堆的目标，中国原子能科学研究院在"七五"、"八五"开展了多项课题研究，并于"八五"开始工程设计。由于这是国内首次自主研究、设计、建造和管理，与国内在建的核电工程相比，技术更复杂，管理难度更大。

在试验快堆建设过程中，以钠为冷却剂，首次将非能动余热倒出系统应用于快堆，正在国际上也是首次。该系统的设计原理式依靠自然对流和自然循环倒出余热，不用阀门和泵，初打开空气冷却器风门为主动动作外，其余全部由非能动

原理试验。该系统可以保证在全厂断电、地震和失水三种最严重的事故状态下，将堆芯余热倒出，从而保证反应堆的安全。

该实验堆热功率65MW，试验发电功率20MW，共分15个子项、219个系统。1995年底由有关部门批准立项，自1998年10月开始负挖，2000年5月30日浇灌第一罐混凝土，2000年7月18日，国家主席江泽民与俄罗斯总统普京出席《中俄两国政府关于在中国建造和运行快中子实验堆的合作协议》的签字仪式，将中俄两国的快堆技术合作推到国家一级的新高度。2002年8月核岛主厂房封顶，2005年8月11日堆容器首批大型部件吊入反应堆大厅安装。计划于2009年6月建成达到临界，2010年6月试验发电。

传统的压水反应堆核电站

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，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。

目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。热堆消耗的主要核燃料是铀235。铀有三种同位素，即铀－234、铀－235和铀－238。其中的铀－234不会发生核裂变，铀－238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀－235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66％，其余绝大部分是铀－238，它占了99.2％。为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-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核废料。

这就相当于我们的煤饼厂里，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。

在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-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亦可作为与铀-235相似的裂变原料。基于此特性，上世纪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，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。

铀矿石

解决铀矿资源枯竭问题

快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。在大型快

堆中，平均每10个铀-235原子核裂变可使12至14个铀-238转变成钚-239。这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称"快速增殖堆"。

也可以做这样一个比喻：一艘帆船因暴风雨而搁浅，船员在阴雨连绵的孤岛上生火做饭。有的人直接用仅剩的干木头生火烧烤食物。但是聪明人则提议，用湿木头当炉灶来烧食物。这样干木头用完的时候，湿木头也被烤干。最后所有的湿木头都可以用于求生。而在热堆和快堆中，铀－235是干木头，铀－238就是湿木头。干湿结合地可持续的使用，这就可以榨干铀所有的能量。

在这种堆中，每消耗1公斤易裂变燃料可以产出多于1公斤甚至高达1．5公斤以上的新的易裂变燃料(钚)。多生产出来的燃料可以用于新建快堆，新快堆又进行增殖。从效果看，快堆运行中真正消耗的不是开始放进去的易裂变燃料铀—235，而是占天然铀99．2％以上的铀—238。所以在发展压水堆的基础上再发展快堆，考虑钚的再循环和损耗，可将铀资源的利用中提高到60-70％。由于利用率的提高，更贫的铀矿出有了开采的价值，就世界范围讲可采铀资源将增加千倍。所以说，把快堆发展起来，裂变核能将成为几乎不可耗竭的能源。

半个世纪以来，人类总共开采出了大约220万吨铀，尚未发现的储量估计也有这么多。世界铀资源的国家分布极不均衡。澳大利亚、加拿大和哈萨克斯坦这3个国家就拥有55％以上的RAR+IFR级铀资源。如果再加乌兹别克斯坦、南非和纳米比亚，这一比例就接近72%。如果再加上尼日尔和俄罗斯，几乎可达85%。

20世纪50-60年代，美国、德国（民主德国）、捷克和法国曾经是铀资源大国。现在，欧洲国家的铀资源实际上已经用光，美国的铀资源也只占世界铀资源的2％左右。美、德、捷、法四国的铀资源已经完全枯竭，其总开采量为76.1万吨。加拿大、南非、澳大利亚、尼日尔、纳米比亚五国的累计开采量已有83.8万吨，但它们还有资源潜力。

一座百万千瓦轻水堆核电站，每天大约需要消耗3公斤铀-235。2006年，世界核电站使用了大约7万吨天然铀。而2006年全世界的地下铀矿开采量只有

4.3万吨左右，不足部分主要是依靠消耗库存和核武器中的核原料。根据预测，到2015年，世界核电站对铀的年需求量将达到7.5万-8.5万吨，2025年将为

8.5万-10万吨。到2015年，这些次生来源也将消耗殆尽。在目前情况下，现已探明的铀储量还能使用50年左右。如果考虑到所谓的补充储量，则还可使用200年。因此，随着核原料世界需求量的增大，铀的价格也在飞涨，2007年中期高过每公斤300美元的价格。快堆的建设对于解决铀矿资源枯竭问题也日益迫切。

此外，热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强，如果直接地质处置，则每三四年就需建造一座类似于美国YUCCA MOUNTAIN（尤卡山，大型核废料处理场）规模的处置库，耗资极其惊人。而这些核废料在快堆反应中经过回收再利用以后，放射性物质的衰变期只有二三百年，可以大大减少核废物处置量，降低缺乏燃料长期毒性风险。

目前，在核电站中广泛应用的压水堆（如我国的秦山、大亚湾核电站堆型）对天然铀资源的利用率只有约1%，而快堆则可将这一利用率提高到60%～70%。这对充分利用我国的铀资源，促进核电持续发展，解决我国的后续能源供应问题具有重要意义。由于利用率的提高，相对较贫的铀矿也有了开采价值。就世界范围讲，这样能使可采铀的资源增加千倍。以目前探明的天然铀储量推测，快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上。

快中子增殖反应堆结构

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。

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。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。目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。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漏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。但钠的熔点为97.8℃，在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。钠的缺点是化学性质活泼，易与氧和水起化学反应。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，钠冷快堆有两种类型，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漏发生钠-水反应时的堆芯安全。

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。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唧送到堆芯底部，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工质，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式结构的安全性好。现有的钠冷快堆多采用这种池式结构。但是池式结构复杂，不便检修，用钠多。

1975年在法国境内合资建造的"超凤凰"快堆电站，就是一座钠冷、池式、四环路快中子堆商用验证电站。其电站热功率300万千瓦，净电功率120万千瓦。采用外径8.5毫米的不锈钢管做燃料元件包壳，271根燃料棒组成一个组件。堆芯共364个燃料组件，通过堆芯的钠流量为5.9万吨/小时。采用池式结构，钠池内径21米，高19.5米，堆芯高1米。有并列的四个环路，包括四台钠泵和八台中间热交换器都放在钠池内。增殖比可达1.2；功率密度为285千瓦/升；热能利用效率达到41％。

钠冷快中子堆采用停堆换料的方案。换料是在250℃左右高温液态钠池内进行。换料时通过移动臂将燃料组件取出，通过倾斜通道输送到乏燃料贮存池中去，经衰变后送后处理厂加工。

快中子对核电站的主要特点归纳如下：

1. 可充分利用核燃料 比目前的热堆对核燃料的利用率提高80倍。

2. 可实现核燃料的增殖 摆脱即将面临的铀资源日益枯竭的困境。

3. 低压堆芯下的高热效率 在堆芯基本处于常压下，冷却剂的出口温度可达500一600℃。

这是一座核能发电厂，水蒸气正在从双曲面形状的冷却塔排出。核反应堆位于圆桶状的安全壳建筑物内