快中子堆

在用的核反應堆多數為輕水堆（它分壓水堆和沸水堆兩類），採用鈾235為原料，一般自然界鈾235的藴藏量為0.7%，為保證核反應正常進行，一般輕水堆採用3-4%濃縮鈾235為原料，也就是説真正參與核反應的原料只有3-4%，餘下是會產生輻射的鈾238廢料，鈾238不能由中子直接激發裂變產生能量。長期以來核廢料的處理一直是一大難題。

在早期核反應實驗時，有人發現鈾238在參與裂變時，會少量吸收高速中子變為鈾239，但鈾239極不穩定，會快速衰變為較為穩定的鈈239，鈈239亦可作為與U235相似的裂變原料。基於此特性，60年代末法國科學家首先通過加大快中子產生量，製造出了第一台快中子堆。以較為普遍的濃縮鈾235為原料，通過快中子使原料中鈾238不斷轉化為鈈239，產生大於消耗，使得原料實現不斷增值。

快中子堆一般採用氧化鈾和氧化鈈混合燃料（或採用碳化鈾-碳化鈈混合物），將二氧化鈾與二氧化鈈混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6mm的不鏽鋼保殼內，構成燃料元件細棒。燃料組件是由多達幾十根到幾百根燃料元件細棒組合排列成六角形的燃料盒。

快堆堆芯與一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區和增殖再生區兩部分。燃料區由幾百個六角形燃料組件盒組成。每個燃料盒的中部式混合物核燃料芯塊製成的燃料棒，兩端是由天然（或貧化）二氧化鈾束棒組成的增殖再生區。燃料區的四周是由二氧化鈾束組成的增殖再生區。

反應堆的鏈式反應由插入核燃料區的控制棒進行控制。控制棒插入到堆芯燃料組件位置上的六角形套管中，通過頂部的傳動機構帶動。由於堆內要求的中子能力較高，所以快堆中無須特別添加慢化中子的材料，即快堆中無慢化劑。 ^[1] 

快堆中的冷卻劑主要有兩種：液態金屬鈉或者氦氣。根據冷卻劑的種類，可將快堆分為鈉冷快堆和氣冷快堆。氣冷快堆由於缺乏工業基礎，而且高速氣流引起的振動以及氦氣泄露後堆芯失冷時的問題較大，所以僅處於探索階段。鈉冷快堆用液態金屬鈉作為冷卻劑，通過流經堆芯的液態鈉將核反應釋放的熱量帶出堆外。鈉的中子吸收截面小，導熱性號，沸點高達886.6℃，所以在常壓下鈉的工作温度高，快堆使用鈉做冷卻劑時只需兩三個大氣壓，冷卻劑的温度即可達500～600℃，比熱大，因而鈉冷堆的熱容量大。在工作温度下對很多鋼種腐蝕小，無毒，所以鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。世界上現有的、正在建造和計劃建造的都是鈉冷快堆。但是鈉的熔點是97.8℃，在室温下是凝固的，所以要用外加熱的方法將鈉融化。鈉的缺點是化學性質活波，易於氧和水起化學反應。當蒸汽發生器管子破漏時，管外的鈉與管內泄露的水相接觸，會引起強烈的鈉-水反應。所以在使用鈉時，要採取嚴格的防範措施，這比熱堆中用水作為冷卻劑的問題要複雜得多。

按結構來分，鈉冷堆有兩種類型，即迴路式和池式。

迴路式結構就是用管路把各個獨立的設備連接成迴路系統。優點是設備維修比較方便，缺點是系統複雜易發生事故。與一般壓水堆迴路系統相類似，鈉冷快堆中通過封閉的鈉冷卻劑迴路（一回路）最終將堆芯發熱傳輸到汽-水迴路，推動汽輪發電機組發電。所不同的是在兩個迴路之間增加了一個以液鈉為工作介質的中間迴路（二回路）和鈉-鈉中間熱交換器，以確保因蒸汽發生器泄露發生鈉-水反應時的堆芯安全，如圖1所示。

池式即一體化方案，池式快堆將堆芯、一回路的鈉循環泵、中間熱交換器，浸泡在一個很大的液態鈉池內如圖2，通過鈉泵使池內的液鈉在堆芯與中間熱交換器之間流動。中間迴路裏循環流動的液鈉，不斷地將從中間熱交換器得到的熱量帶到蒸汽發生器，使汽-水迴路裏的水變成高温蒸汽。所以池式結構僅僅是整個一回路放在一個大的鈉池內而已。在鈉池內，冷、熱液態鈉被內層殼分開，鈉池中冷的液態鈉由鈉循環泵送到堆芯底部，然後由下而上流經燃料組件，使它加熱到550℃左右。從堆芯上部流出的高温鈉流經鈉-鈉中間熱交換器，將熱量傳遞給中間迴路的鈉介質。温度降至400℃左右，再流經內層殼與鈉池主殼之間，由一回路鈉循環泵送回堆芯，構成一回路鈉循環系統。

兩種結構形式相比較，在池式結構中，即使循環泵出現故障，或者管道破裂和堵塞造成鈉的漏失和斷流，堆芯仍然泡在一個很大的鈉池內。池內大量的鈉所具有的足夠的熱容量及自然對流能力，可以防止失冷事故。因而池式結構比迴路結構的安全性好。現有的鈉冷卻堆多采用這種池式結構。但池式結構複雜，不便檢修，用鈉多。 ^[2] 

採用快中子堆，短期來看，首先解決了核廢料的處理問題。快速堆可以使原料利用率提高50-60倍，即實際原料重量的70%左右（一説90%，個人認為不太可能），產生廢料的量大為減少，週期也大大增加。長期來看，可以解決長期人類對裂變性核原料的需求。在堆芯處於常壓下，冷卻劑出口温度可達到500-600℃，遠遠高於壓水堆的330攝氏度左右。

現階段基本掌握快中子堆技術的國家為美國、法國、日本、俄羅斯等，真正能有能力實現商業化運營的只有法國一家，我國亦廣泛開展了該領域的研究，現已有數座試驗性快堆在使用中。快堆技術難度遠較技術成熟的壓水堆高，即使是核原料的組合堆置也有一定技術要求，故推廣有難度。