核电厂系统与动力设备课件09第八章快中子增值堆.ppt

* 第八章 快中子增值堆 FBR * * 优点： 增殖： 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和铀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 * 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 MW／m3，是压水堆的4—8倍。因此要求采用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 m／s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，而且鈈—239的缓发中子份额只有铀—235的1／3左有，所以快中子堆的控制比较困难。 * 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16～18MPa，温度约为500 c，因此电站的效率 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 * 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。 * 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。 * 快堆是封闭的燃料循环中的关键环节 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60~70％ 。 * 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。 Fig.1 PFBR flow sheet 4 x 8 MWt 1946年,美国建成世界上第一座实验性快中子反应堆,即热功率25千瓦的克来门汀(Clem entine)。 1967年,法国建成名为“狂想曲”的热功率为4万千瓦的反应堆;1974年,25万千瓦的快中子反应堆投入运行。 1980年,苏联建成电功率60万千瓦的快中子实验反应堆。 1985年,法、德、意三国建成功率120 千瓦的经济验证快堆Superhenix-1。 1994年,日本建成功率31 .8万千瓦的文殊(M onju)原型快堆。 俄罗斯:已开始建造两座80万千瓦的快堆电站,一座在斯维尔德洛夫斯克,一座在南乌拉尔。 日本:成立了日本核燃料循环研究院,加强快堆技术开发。 韩国:在美国通用电气的帮助下积极发展功率13万千瓦的实验快堆。 巴西:开始组织快堆技术的发展工作。 印度:2001年开始建造电功率50万千瓦的快堆电站。 * 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” * CEFR－中国原子能科学研究院（北京/房山区） * 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日核岛主厂房封顶，2004年完成施工设计，2010年7月首次临界,2011年7月并网发电。 中国实验快堆China Experimental Fast Reactor “CEFR” * CEFR系统流程示意图 1 4 3 2 4 5 6 7 8 9 10 8 8 * 液态金属钠 具有较高的传热特性 很宽的温度范围内 保持为液态 普朗特数很小 1 可以在很高的温度下，在较小的温差情况下移走