快中子反应堆的特性

快堆物理特性对仪控系统的影响。快堆利用重核元素(铀或钚)吸收快中子裂变释放的能量,其物理设计与热堆有很大不同,这使得其仪表控制系统与热堆不同。

1.与热堆相比,动态参数快堆具有堆芯富集度高、能谱硬、多普勒效应比热堆小、缓发中子份额小、中子产生时间短等不利于快堆控制的特点,要求快堆控制系统具有更好的瞬态响应特性。

2.在快堆中,热中子几乎是不存在的,因此在快堆设计中至关重要的具有高热中子吸收截面的材料在快堆中几乎不那么重要。像“核”这样的裂变产物相对不重要,快堆也不存在氙中毒问题。快堆堆芯较小,快中子的平均自由程比热中子长,所以快堆堆芯耦合平台比热中子更紧。不存在区域不稳定的问题,不需要考虑快堆功率分布波动的控制阀问题,也不需要像压水堆那样测量堆芯功率分布。从这个意义上说,简化仪表控制系统的设计是有益的。

3.反应性控制由于快堆使用钠作为冷却剂,无法控制与硼酸等可溶性毒物的反应性,一般采用单个控制棒控制反应性,因此必须设置两个独立的控制棒停堆系统,以保证冗余和安全。

4.仪器效率目前所有的核测量仪器对热中子都比较敏感,探测快中子的效率比较低,所以要求合理考虑板测量仪器的设置和灵敏度。现状2010 7月21日,中国核工业集团公司今天在京宣布,由中国核工业集团公司原子能科学研究院自主研发的中国首个快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。这是我国核电领域的重大自主创新成果,意味着我国第四代先进核能系统技术实现重大突破。由此,中国成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。由CNNC中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)今天首次达到临界状态。中国核工业集团公司党组成员、副总经理、中国实验快堆领导小组组长杨昌礼说,这意味着中国在第四代先进核能系统技术上取得重大突破,成为世界上第八个拥有快堆技术的国家。杨昌礼介绍,快中子反应堆代表了第四代核能系统的发展方向,其形成的核燃料闭合循环可以将天然铀资源利用率从压水堆的1%左右提高到60%以上,同时可以充分燃烧核废料,减少污染物排放,最大限度减少放射性废物。由于利用率的提高,相对较差的铀矿也有开采的价值,这将使世界可开采的铀资源增加一千倍。快堆的发展和推广被认为是从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

据了解,目前,CNNC已初步建立了钠冷快堆技术研发体系和标准规范体系,全面掌握了快堆的物理、热力学、力学、总体、结构、电路、仪控和电气设计技术,获得了一批以钠技术为代表的自主创新成果,申请了100多项专利。值得一提的是,实验快堆有近200个系统,7000多套设备。国产化率超过70%。

在工程设计方面,实验快堆也取得了诸多突破:在国际上首次采用了非能动事故余热排出系统;独立完成反应堆换料系统的设计。

中国实验快堆作为国家863计划的重大项目,是中核集团第四代核能技术研发的重点。反应堆采用在美国、法国、俄罗斯、日本等国家有多项堆运行经验的钠冷快堆技术,热功率65 MW,电功率20 MW。

实验快堆建造是中国快堆发展的第一步。杨昌礼还表示,未来CNNC将加快第四代核电机组——中国示范快堆的建设,推动中国铀钚混合燃料制造技术及其他配套技术的发展。

2011 7月22日10时,由快中子引起的中国第一座中国实验快堆成功并网发电。国家863计划重大项目目标的全面实现,标志着快堆技术取得重大突破,被列入国家中长期科技发展规划的前沿技术,也标志着我国占领核能技术制高点,建立可持续发展的先进核能体系迈出重要一步。

快中子堆是世界上第四代先进核能系统的主要堆型。中国实验快堆是中国发展快中子增殖堆的第一步。反应堆采用先进的水池结构,核热功率65 MW,实验发电功率20 MW。它是目前世界上为数不多的具有发电功能的大功率实验快堆,其主要系统设置和参数选择与大型快堆电站相同。实验快堆充分利用固有安全性,采用多种非能动安全技术,安全性达到了第四代核能系统的要求。据中国实验快堆总工程师徐力介绍:“快堆与前几代核能系统相比,安全性好,浪费少,优势明显。虽然中国在发展“快堆”方面比一些发达国家落后一步,但我们在学习国外技术的基础上进行了改进,提高了管理方法和安全性。”徐力说,由于“快堆”采用了先进的非能动事故余热排出系统,日本福岛核电站堆芯熔化事故不会在“快堆”发生。

据中核集团相关负责人介绍,以快堆为牵引的先进核燃料循环系统具有两大优势:一是可大幅提高铀资源利用率,可将天然铀资源利用率从核电站广泛使用的压水堆的1%左右提高到60%以上。二是可以嬗变压水堆产生的长寿命放射性废物,实现放射性废物的最小化。快堆技术的发展和推广对促进我国核电的可持续发展和先进燃料循环系统的建立,对核能的可持续发展具有重要意义。

该项目由科技部和国防科工局主管,中国核工业集团公司组织,中国原子能科学研究院实施。多年来,原子能院组织了数百家国内高校、科研院所和企业,大力开展国际合作。通过不断创新和协同攻关,先后完成了研究、设计、施工和调试。2009年5月开始系统热调试,7月210实现首次核临界。在20多年的实验快堆研发过程中,我国全面掌握了快堆技术,获得了大量自主创新成果和专利,实现了实验快堆的自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理,形成了完整的研发能力,培养了一批优秀的技术人才。作为总工程师,徐力带领团队从预研、概念设计、初步设计、建造设计、建造、安装、调试,打造了中国第一座“快堆”。在11年的建设过程中,他们先后完成了5000多份设计文件、600多份调试技术文件、600多份运行维护规程、1200多份各类研究报告,进行了近53次设计验证和1000多次调试试验。作为一项全新的重大科学工程,徐力及其研究团队始终坚持自主创新,加强国际合作,取得了以钠技术为代表的多项自主创新成果,申请专利100多项,设备国产化率高达70%,为我国“快堆”发展奠定了坚实基础。