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快堆的概念
儘管利用熱中子反應堆可以得到巨大的核能，但是，在天然鈾中，僅有0.714%的鈾同位素——鈾－235，能夠在熱中子的作用下發生裂變反應，而占天然鈾絶大部分的鈾同素——鈾－238卻不能在熱中子的作用下發生裂變反應。
但鈾－238在吸收中子後，經過幾次核衰變，可以變成另一種可裂變的核材料鈈－239。
在熱中子反應堆中，産生的鈈－239的數量不足以抵償消耗的鈾－235。衹有利用快中子來維持鏈式反應，使新産生的可裂變材料多於消耗的裂變材料。這種主要由快中子來引起裂變鏈式反應的反應堆，叫做快中子反應堆（簡稱快堆）。快堆中常用的核燃料是鈈—239，而鈈—239發生裂變時放出來的快中子會被裝在反應區周圍的鈾－238吸收，又變成鈈—239。這就是說，在堆中一邊消耗鈈—239，又一邊使鈾－238轉變成新的鈈—239，而是新生的鈈—239比消耗掉的還多，從而使堆中核燃料變多。
世界上可經濟開採的鈾資源衹相當於世界石油貯量的1／4。因此，利用原先的熱中子反應堆發電無法根本解决人類無限需求的能源問題。且這種熱堆，在鈾資源的利用上極差，衹有1～2%可以用來發電，而其餘的98～99%的鈾衹能被作為廢料－貧鈾棄置。
這樣，在原子能工業中我們需要找到新的辦法來解决這個問題。其中一個方法是，充分利用貧鈾；另一個方法是，根本不用鈾。這裏講第一種方法。
在熱中子反應堆內，中子的速度要通過慢化劑減速變慢以後，才能引起鈾裂變放出能量，發電時，核燃料越燒越少。快中子反應堆不需要慢化劑，它由快中子引發裂變，在發電的同時，核燃料越燒越多。
快堆增大核燃料利用率
理論上快堆可以將鈾－238、鈾－235及鈈－239全部加以利用。但由於反復後處理時的燃料損失及在反應堆內變成其他種類的原子核，快堆衹能使60～70%的鈾得到利用。即使如此，也比目前熱堆中的壓水堆對鈾的利用率高140倍，比重水堆高70倍以上。然而由於貧鈾、乏燃料、低品位鈾礦乃至海水裏的鈾，都是快堆的“糧食”來源，所以快堆能為人類提供的能源，就不是比熱中子反應堆大幾十倍，而是大幾千倍，幾萬倍，甚至更多。
由於在快堆內鈈－239裂變後放出的中子比鈾－235多，所以快堆內最好用鈈－239作為核燃料。如果沒有足夠的鈈，可以用鈾－235濃縮度為l5%～20%的濃縮鈾代替。但是最經濟合理的辦法，還是利用熱中子反應堆中積纍的工業鈈。熱中子堆卸料時，乏燃料中也積纍了一部分鈈。但由於熱中子反應堆核電站內，核燃料元件的燃耗比生産核武器裝料用的生産堆的燃耗深，所以鈈中含有20%～30%的鈈－240，這種鈈稱為工業鈈。這種鈈也可以在熱中子反應堆內利用。在熱中子堆內，l千克鈈衹相當0.8千克鈾－235，而在快堆內，1千克鈈可相當於1.4千克鈾－235。所以在快堆內使用熱中子堆積纍的工業鈈，比在熱中子堆內使用要合算得多；
在目前的核電站中，由於重水堆消耗的核燃料少，積纍的工業鈈多，所以用重水堆為快堆積纍工業鈈，也就是建立重水堆－快堆組合體係，從核燃料循環的角度看來，最為有利。
由於衹要不斷添加鈾－238，快堆中有多餘的鈈－239能不斷産生出來，所以衹要將這些新産生出來的核燃料，通過後處理不斷提取出來，則快堆核電站每過一段時間，它所得到的鈈－239，還可以裝備一座相同規模的快堆。這段時間稱為倍增時間。倍增時間除了决定於反應堆內鈈－239的生成速度外，還决定於後處理提取鈈，並將鈈製成燃料元件所需的時間，以及庫存時間。
經過一段倍增時間，l座快堆會變成2座快堆，再經過一段倍增時間，這2座快堆就變成4座。按照目前的情況快堆使用的核燃料多為氧化物，它的倍增時間是30多年。也就是說，衹要添加鈾－238，每過30多年，快堆核電站就可翻一番。衹要這種氧化物核燃料快堆稍加改進，倍增時間就可縮短到20年左右。如果我們將快堆的核燃料由氧化物改為碳化物，則快堆的倍增時間可以縮短到10多年。如果改為金屬型核燃料，則倍增時間還可縮短到6～7年。
快堆與原子彈的區別
原子彈和作為核電站用的快堆，雖然都沒有慢化劑，而且都是用快中子引發裂變，但有一係列原則上的差別：
第一，原子彈使用鈈或高濃鈾，鈾－238的量沒有或者很少。而快堆中鈾－238很多。鈾－238俘獲中子後大多不會裂變，它要轉化為鈈－239後纔易裂變。經過這道轉換後，作為核電站用的快堆的能量釋放速度，就受到極大限製。
第二，原子彈內與裂變無關的材料少。而快堆為了維持長期運行，並將堆內原子核裂變産生的熱送出來，堆內有大量的結構材料和冷卻劑。它們的存在既增加了中子的吸收，又使中子的速度有一定程度的慢化，延長了中子存在時間。這是限製核電站用的快堆功率增長速度的另一個因素。
第三，原子彈采用高效炸藥的聚心爆炸，使核燃料很快密集在一起，將鏈式反應的規模急劇擴大，也就是我們說的達到瞬發超臨界狀態；而作為核電站用的快堆，衹要一達到瞬發臨界，堆芯很快就會散開，難以維持鏈式反應。目前的控製手段，已可以保證快堆不至於達到瞬發臨界。
第四，原子彈的裝料超過維持鏈式反應所需的量多，而快堆的裝料僅僅稍微多於維持鏈式反應的需要，並有負反饋效應——有抑製作用的效應。
由於這些原因，快堆不可能像原子彈那樣爆炸。
為了進一步說明問題，我們所謂熱中子是指能量為1電子伏以下的中子。鈾－235吸收中子裂變時，放出的中子是能量為2兆電子伏特的快中子。在熱中子堆中，幾乎所有的裂變都是由熱中子引起的。為了實現鏈式反應有兩種方法：其一是提高鈾中鈾－235的濃度，使快中子引起的裂變能持續進行下去，這就是快中子堆的原理；另一種方法是用水、石墨等作慢化劑，把快中子慢化為熱中子鈾－235對熱中子的裂變幾率大，對低濃度鈾也可使裂變反應繼續進行下去，這就是熱中子反應堆的原理。
快堆中間回路及增殖比
對熱中子堆核電站，就鈾資源的利用而言，主要是利用天然鈾中約占0.7%的鈾－235，其餘,99.3%的鈾－238大部分不能被利用。而快中子堆可以充分利用鈾－238把它的利用率從l～2%提高到60～70%。鈾－238吸收一個中子變成鈈－239。l剋鈈－239裂變時發出的熱量相當於3噸煤的熱量。世界鈾礦儲量約為460萬噸，可換算成138，000億噸煤。目前，全世界已探明煤的儲量為6，630億噸。所以，快中子堆充分利用這些鈾資源，就相當於目前已知煤儲量的21.8倍。
目前，各國發展的主要是用鈾、鈈混合氧化物作燃料，用液態鈉作冷卻劑的快中子增殖堆。它的簡單工作過程是：堆內産生的熱量由液態鈉載出，送給中間熱交換器。在中間熱交換器中，一回路鈉把熱量傳給中間回路鈉，中間回路鈉進入蒸汽發生器，將蒸汽發生器中的水變成蒸汽。蒸汽驅動汽輪發電機組。
中間回路把一回路和二回路分開。這是為了防止由於鈉水劇烈反應使水從蒸汽發生器漏入堆芯，與堆芯鈉起激烈的化學反應，直接危及反應堆，造成反應堆破壞事故。同時，也是為了避免發生事故時，堆內受高通量快中子輻照的放射性很強的鈉擴散到外部。
快堆可以增殖核燃料，也就是說會越燒越多。我們知道，鈾－235一次裂變可放出2.43個快中子，鈈－239可放出3個快中子；維持鏈式反應衹有一個中子就夠了，餘下的1.43個中子可讓鈾－238吸收，使大部分的鈾－238變成鈈－239，其中一小部分中子引起了鈾－238裂變。如果餘下的中子全部被鈾－238吸收，那麽，每發生一次核裂變，就可産生一個以上新的核燃料——鈈－239。當這種新産生的核燃料與所消耗的核燃料之比值大於1時，就稱為增殖，其比值稱為增殖比。如果這個比值低於1，就稱為轉換比。對熱中子堆，浪費中子較多，這個比值不可能大於1，一般，對氣冷堆約為0.8，對輕水堆約為0.5，而快堆的增殖比在1.1～1.4之間。
快堆的優點和難點
快堆主要有以下優點：(1)、快堆不僅把鈾資源的有效利用率增大數十倍，而且也將鈾資源本身擴大幾百倍以上。因為，一旦大量使用快堆，目前認為開採價值不大的鈾礦便具有開採價值。這樣，快堆的利用就可能為人類提供極其豐富的能源。(2)、快堆核電站是熱中子堆核電站最好的繼續。核工業的發展堆積了大量的貧鈾（含鈾－235很少的鈾－238），快堆消耗的正是貧鈾。用貧鈾來發電，同時還增殖燃料，實在是一舉多得的好事。熱中子堆核電站發展到一定水平時，及時地引入快堆核電站，利用快堆來增殖核燃料，這是一個很必然的發展計劃。(3)、快堆核電站具有良好的經濟前景。因為它具有增殖核燃料的突出優點，所以發電成本在燃料價格上漲的情況下，仍能保持較低的水乎。據估計，石油價格上漲100%，油電站發電成本增加60%；天然鈾價格上漲100%，輕水堆核電站發電成本增加5%，而快堆的發電成本衹增加0.25%。
在快堆中，由於快中子與核燃料中的原子核相互作用引起裂變的可能性要比熱中子小得多，為了使鏈式反應能繼續進行下去，所用核燃料的濃度（一般為12～30%）要比熱中子堆的高，裝料量也大得多。快堆活性區單位體積所含核燃料比熱中子堆大得多，它的功率密度比熱中子堆大幾倍，一般每升為400千瓦左右。這樣高的功率密度，要把熱量從堆內取出加以應用，這在技術上是比較復雜的。快堆不能用水作冷卻劑，而普遍采用液態金屬鈉把熱量帶出來。此外，快堆用的燃料元件的加工製造要比熱中子堆復雜得多和睏難得多，隨之而來的製造費用高昂。同時,快堆的控製就是控製中子的作用，由於快堆內快中子壽命短，鈈的緩發中子份額小，這就使得問題復雜多了。並且，對反應堆的操作係統保護的要求也很嚴格。
註：圖為cefr快堆本體模型 |
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快堆的概念
儘管利用熱中子反應堆可以得到巨大的核能，但是，在天然鈾中，僅有0.714%的鈾同位素——鈾－235，能夠在熱中子的作用下發生裂變反應，而占天然鈾絶大部分的鈾同素——鈾－238卻不能在熱中子的作用下發生裂變反應。
但鈾－238在吸收中子後，經過幾次核衰變，可以變成另一種可裂變的核材料鈈－239。
在熱中子反應堆中，産生的鈈－239的數量不足以抵償消耗的鈾－235。衹有利用快中子來維持鏈式反應，使新産生的可裂變材料多於消耗的裂變材料。這種主要由快中子來引起裂變鏈式反應的反應堆，叫做快中子反應堆（簡稱快堆）。快堆中常用的核燃料是鈈—239，而鈈—239發生裂變時放出來的快中子會被裝在反應區周圍的鈾－238吸收，又變成鈈—239。這就是說，在堆中一邊消耗鈈—239，又一邊使鈾－238轉變成新的鈈—239，而是新生的鈈—239比消耗掉的還多，從而使堆中核燃料變多。反應開始循環持續下去。
此過程包括 鈈—239-----------釋放快中子，轉變為U235----------快中子擊中鈾－238-------鈾－238轉變為鈈—239--------鈈—239繼續放出快中子參與反應
世界上可經濟開採的鈾資源衹相當於世界石油貯量的1／4。因此，利用原先的熱中子反應堆發電無法根本解决人類無限需求的能源問題。且這種熱堆，在鈾資源的利用上極差，衹有1～2%可以用來發電，而其餘的98～99%的鈾衹能被作為廢料－貧鈾棄置。
這樣，在原子能工業中我們需要找到新的辦法來解决這個問題。其中一個方法是，充分利用貧鈾；另一個方法是，根本不用鈾。這裏講第一種方法。
在熱中子反應堆內，中子的速度要通過慢化劑，實際上就是重水，然後由鎘棒減速變慢以後，打擊到目標上才能引起鈾裂變放出能量，發電時，核燃料越燒越少。快中子反應堆不需要慢化劑，它由快中子引發裂變，在發電的同時，核燃料越燒越多。但是實際上還是消耗了外部材料U238,使更多的U238參與反應
快堆增大核燃料利用率
理論上快堆可以將鈾－238、鈾－235及鈈－239全部加以利用。但由於反復後處理時的燃料損失及在反應堆內變成其他種類的原子核，快堆衹能使60～70%的鈾得到利用。即使如此，也比目前熱堆中的壓水堆對鈾的利用率高140倍，比重水堆高70倍以上。然而由於貧鈾、乏燃料、低品位鈾礦乃至海水裏的鈾，都是快堆的“糧食”來源，所以快堆能為人類提供的能源，就不是比熱中子反應堆大幾十倍，而是大幾千倍，幾萬倍，甚至更多。
由於在快堆內鈈－239裂變後放出的中子比鈾－235多，所以快堆內最好用鈈－239作為核燃料。如果沒有足夠的鈈，可以用鈾－235濃縮度為l5%～20%的濃縮鈾代替。但是最經濟合理的辦法，還是利用熱中子反應堆中積纍的工業鈈。熱中子堆卸料時，乏燃料中也積纍了一部分鈈。但由於熱中子反應堆核電站內，核燃料元件的燃耗比生産核武器裝料用的生産堆的燃耗深，所以鈈中含有20%～30%的鈈－240，這種鈈稱為工業鈈。這種鈈也可以在熱中子反應堆內利用。在熱中子堆內，l千克鈈衹相當0.8千克鈾－235，而在快堆內，1千克鈈可相當於1.4千克鈾－235。所以在快堆內使用熱中子堆積纍的工業鈈，比在熱中子堆內使用要合算得多；
在目前的核電站中，由於重水堆消耗的核燃料少，積纍的工業鈈多，所以用重水堆為快堆積纍工業鈈，也就是建立重水堆－快堆組合體係，從核燃料循環的角度看來，最為有利。
由於衹要不斷添加鈾－238，快堆中有多餘的鈈－239能不斷産生出來，所以衹要將這些新産生出來的核燃料，通過後處理不斷提取出來，則快堆核電站每過一段時間，它所得到的鈈－239，還可以裝備一座相同規模的快堆。這段時間稱為倍增時間。倍增時間除了决定於反應堆內鈈－239的生成速度外，還决定於後處理提取鈈，並將鈈製成燃料元件所需的時間，以及庫存時間。
經過一段倍增時間，l座快堆會變成2座快堆，再經過一段倍增時間，這2座快堆就變成4座。按照目前的情況快堆使用的核燃料多為氧化物，它的倍增時間是30多年。也就是說，衹要添加鈾－238，每過30多年，快堆核電站就可翻一番。衹要這種氧化物核燃料快堆稍加改進，倍增時間就可縮短到20年左右。如果我們將快堆的核燃料由氧化物改為碳化物，則快堆的倍增時間可以縮短到10多年。如果改為金屬型核燃料，則倍增時間還可縮短到6～7年。
快堆與原子彈的區別
原子彈和作為核電站用的快堆，雖然都沒有慢化劑，而且都是用快中子引發裂變，但有一係列原則上的差別：
第一，原子彈使用鈈或高濃鈾，鈾－238的量沒有或者很少。而快堆中鈾－238很多。鈾－238俘獲中子後大多不會裂變，它要轉化為鈈－239後纔易裂變。經過這道轉換後，作為核電站用的快堆的能量釋放速度，就受到極大限製。
第二，原子彈內與裂變無關的材料少。而快堆為了維持長期運行，並將堆內原子核裂變産生的熱送出來，堆內有大量的結構材料和冷卻劑。它們的存在既增加了中子的吸收，又使中子的速度有一定程度的慢化，延長了中子存在時間。這是限製核電站用的快堆功率增長速度的另一個因素。
第三，原子彈采用高效炸藥的聚心爆炸，使核燃料很快密集在一起，將鏈式反應的規模急劇擴大，也就是我們說的達到瞬發超臨界狀態；而作為核電站用的快堆，衹要一達到瞬發臨界，堆芯很快就會散開，難以維持鏈式反應。目前的控製手段，已可以保證快堆不至於達到瞬發臨界。
第四，原子彈的裝料超過維持鏈式反應所需的量多，而快堆的裝料僅僅稍微多於維持鏈式反應的需要，並有負反饋效應——有抑製作用的效應。
由於這些原因，快堆不可能像原子彈那樣爆炸。
為了進一步說明問題，我們所謂熱中子是指能量為1電子伏以下的中子。鈾－235吸收中子裂變時，放出的中子是能量為2兆電子伏特的快中子。在熱中子堆中，幾乎所有的裂變都是由熱中子引起的。為了實現鏈式反應有兩種方法：其一是提高鈾中鈾－235的濃度，使快中子引起的裂變能持續進行下去，這就是快中子堆的原理；另一種方法是用水、石墨等作慢化劑，把快中子慢化為熱中子鈾－235對熱中子的裂變幾率大，對低濃度鈾也可使裂變反應繼續進行下去，這就是熱中子反應堆的原理。
快堆中間回路及增殖比
對熱中子堆核電站，就鈾資源的利用而言，主要是利用天然鈾中約占0.7%的鈾－235，其餘,99.3%的鈾－238大部分不能被利用。而快中子堆可以充分利用鈾－238把它的利用率從l～2%提高到60～70%。鈾－238吸收一個中子變成鈈－239。l剋鈈－239裂變時發出的熱量相當於3噸煤的熱量。世界鈾礦儲量約為460萬噸，可換算成138，000億噸煤。目前，全世界已探明煤的儲量為6，630億噸。所以，快中子堆充分利用這些鈾資源，就相當於目前已知煤儲量的21.8倍。
目前，各國發展的主要是用鈾、鈈混合氧化物作燃料，用液態鈉作冷卻劑的快中子增殖堆。它的簡單工作過程是：堆內産生的熱量由液態鈉載出，送給中間熱交換器。在中間熱交換器中，一回路鈉把熱量傳給中間回路鈉，中間回路鈉進入蒸汽發生器，將蒸汽發生器中的水變成蒸汽。蒸汽驅動汽輪發電機組。
中間回路把一回路和二回路分開。這是為了防止由於鈉水劇烈反應使水從蒸汽發生器漏入堆芯，與堆芯鈉起激烈的化學反應，直接危及反應堆，造成反應堆破壞事故。同時，也是為了避免發生事故時，堆內受高通量快中子輻照的放射性很強的鈉擴散到外部。
快堆可以增殖核燃料，也就是說會越燒越多。我們知道，鈾－235一次裂變可放出2.43個快中子，鈈－239可放出3個快中子；維持鏈式反應衹有一個中子就夠了，餘下的1.43個中子可讓鈾－238吸收，使大部分的鈾－238變成鈈－239，其中一小部分中子引起了鈾－238裂變。如果餘下的中子全部被鈾－238吸收，那麽，每發生一次核裂變，就可産生一個以上新的核燃料——鈈－239。當這種新産生的核燃料與所消耗的核燃料之比值大於1時，就稱為增殖，其比值稱為增殖比。如果這個比值低於1，就稱為轉換比。對熱中子堆，浪費中子較多，這個比值不可能大於1，一般，對氣冷堆約為0.8，對輕水堆約為0.5，而快堆的增殖比在1.1～1.4之間。
快堆的優點和難點
快堆主要有以下優點：(1)、快堆不僅把鈾資源的有效利用率增大數十倍，而且也將鈾資源本身擴大幾百倍以上。因為，一旦大量使用快堆，目前認為開採價值不大的鈾礦便具有開採價值。這樣，快堆的利用就可能為人類提供極其豐富的能源。(2)、快堆核電站是熱中子堆核電站最好的繼續。核工業的發展堆積了大量的貧鈾（含鈾－235很少的鈾－238），快堆消耗的正是貧鈾。用貧鈾來發電，同時還增殖燃料，實在是一舉多得的好事。熱中子堆核電站發展到一定水平時，及時地引入快堆核電站，利用快堆來增殖核燃料，這是一個很必然的發展計劃。(3)、快堆核電站具有良好的經濟前景。因為它具有增殖核燃料的突出優點，所以發電成本在燃料價格上漲的情況下，仍能保持較低的水乎。據估計，石油價格上漲100%，油電站發電成本增加60%；天然鈾價格上漲100%，輕水堆核電站發電成本增加5%，而快堆的發電成本衹增加0.25%。
在快堆中，由於快中子與核燃料中的原子核相互作用引起裂變的可能性要比熱中子小得多，為了使鏈式反應能繼續進行下去，所用核燃料的濃度（一般為12～30%）要比熱中子堆的高，裝料量也大得多。快堆活性區單位體積所含核燃料比熱中子堆大得多，它的功率密度比熱中子堆大幾倍，一般每升為400千瓦左右。這樣高的功率密度，要把熱量從堆內取出加以應用，這在技術上是比較復雜的。快堆不能用水作冷卻劑，而普遍采用液態金屬鈉把熱量帶出來。此外，快堆用的燃料元件的加工製造要比熱中子堆復雜得多和睏難得多，隨之而來的製造費用高昂。同時,快堆的控製就是控製中子的作用，由於快堆內快中子壽命短，鈈的緩發中子份額小，這就使得問題復雜多了。並且，對反應堆的操作係統保護的要求也很嚴格。
註：圖為CEFR快堆本體模型 |
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快堆(見快中子增殖堆)
fast-breeder reactor
l快堆
堆。
(fast一breeder reaetor)
見快中子增殖 |