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快中子增殖反应堆中国原子能科学研究院徐銤2008-07-09目录1序言2发展快堆的必要性和迫切性3国外快堆发展经验和我国快堆发展战略4我国快堆发展历史和现状5结语1序言快堆和压水堆的比较特征单位快堆SPX-1压水堆DayaBay热功率/电功率中子平均能量慢化剂冷却剂堆芯入/出口温度压力蒸汽温度/压力热效率MWMeV℃MPa℃/MPa%3000/1200～0.08Na395/5450.5490/18.041.32775/966～0.05×10-6H2OH2O287/32515.5278/6.134.68特征单位快堆SPX-1压水堆DayaBay包壳材料主热传输系统燃料类型燃料PuU裂变燃料密度燃耗反射层(包裹层)转换比(增殖比)ttt/m3MWd/kgS.S.Na-Na-H2OMOX4.8300.4770~113UO21.24Zr-4H2O-H2OUO272.5(3.2%U-5)0.08735H2O～0.6钚的生产、转换、增殖23892U+n23992Uβ23.5min23993Npβ2.35d23994PuSPX-1中子平衡每产生100个中子22个中子泄漏到堆芯外44个被俘获：8n+8Pu-239→8Pu-2402n+2Pu-240→2Pu-2410.3n+0.3Pu-241→0.3Pu-2420.1n+0.1Pu-242→0.1Pu-2430.1Am-2430.2n+0.2U-235→0.2U-23628.4n+28.4U-238→28.4U-23928.4Np-23928.4Pu-2395n+5（Fe,Ni,Cr,Mo,Mn,Na）34个中子引起核裂变：26.5n+26.5Pu-2391.4n+1.4Pu-2401.4n+1.4Pu-2410.03n+0.03Pu-2420.8n+0.8U-235→→→→→77.5n4.2n4.2n0.1n2n4.2n+4.2U-238→12n∑=100n消耗的裂变核：(8+26.5)Pu-239+(0.3+1.4)Pu-241+(0.2+0.8)U-235=37.2在堆芯中产生的裂变核28.4Pu-239+2Pu-241=30.4SPX-1增殖比在堆芯和包裹层产生的裂变核/消耗的裂变核＜1.4SPX-1增殖比实际值1.2（三排包裹层）SPX-1增殖比可能值1.24（四排包裹层）特征单位快堆SPX-1压水堆DayaBay线功率功率密度（平均）昀大中子通量反应堆温度系数空泡系数βefflW/cmkW/ln/cm2·S10-5Δk/k/℃＄10-2Δk/kS4502706.1×1015Doppler冷却剂膨胀-2.75+5.9（仅正区）（0.38）（10-7）1781054.5×1014Doppler慢化剂谱移（-50～-8）～0（0.71）（10-5）快堆和压水堆的比较2发展快堆的必要性和迫切性我国国民经济发展有较快的速度，相应的一次能源消耗也有较快的增长速度。年200120022003200420052006总产值（BillionRMD）年增率（%）10,986812,0339.113,58210.015,98810.118,2329.920,94010.7一次能源（Billion吨标煤）年增率（%）1.431.526.31.7515.02.0316.02.2310.02.4612.0我国国民经济总产值和一次能源生产•2006年人均一次能源消耗～1.9吨标煤，略低于世界平均水平2吨标煤。•我国一次能源消耗还会不断增长。•核能是我国多元化能源结构中的一员。中国大陆核电厂核电厂容量/类型并网负荷因子（%）20002001200220032004200520062007QinshanI300MW/PWR1991.12.1577.294.166.988.699.886.7291.4481.62DayaBay-1900MW/PWR1993.08.3185.284.989.689.687.299.7980.3190.85-2900MW/PWR1994.02.0784.989.181.684.573.679.4499.6888.29QinshanII-1600MW/PWR2002.02.0174.981.082.292.7655.2065.69-2600MW/PWR2004.03.1185.1990.3090.70Lingao-1984MW/PWR2002.04.0592.076.887.7682.6989.1682.65-2984MW/PWR2002.12.1585.079.990.5791.8987.31QinshanIII-1700MW/PHWR2002.11.1090.277.384.0598.2088.35-2700MW/PHWR2003.06.1290.494.081.0588.7099.87Tianwan-11000MW/PWR2006.06.1265.59-21000MW/PWR2007.05.1478.76令人满意的运行记录，鼓励国人相信核能是安全、可靠、经济性可接受和能大规模应用的能源。政府决策近期核电目标：2020年运行40GWe，在建18GWe。目前：正在讨论2020年运行60GWe.2050年我国能源预测*根据国家八六三高技术计划能源领域七五研究资料预测。**工程院咨询预测1991（*）2005（**）能源2050年可采量相当标煤（亿吨）总需求（亿吨）相当标煤（亿吨）总需求（亿吨）石油天然气1.0亿吨1500亿米34.553水力煤其它核电260GWe34亿吨240GWe6.525366255645455050第一、发展快中子增殖反应堆，有效利用铀资源：发展不同的反应堆和燃料循环有不同的铀资源利用率。铀资源利用率*由于利用率的提高，更贫的铀矿也值得开采。这样世界技术经济可采铀资源将提高千倍((参考：参考：IAEAIAEA，，TRS.246TRS.246，，19851985Preface)Preface)。发展堆型燃料循环铀资源利用率压水堆压水堆压水堆、快堆一次通过后处理，Pu，U再循环后处理，Pu，U在快堆中再循环～0.45%～1%60～70%*（1）压水堆燃料一次通过假设a.天然铀M（t）；b.压水堆需用平均3%加浓度的低加浓铀装堆和换料c.天然铀在加浓厂对U-235加浓时，尾料含0.25%U-235d.M1为从M（t）天然铀生产出的3%U-235低加浓铀我们对加浓过程列出U-235的平衡方程：M·0.71%=M1·3%+（M-M1）0.25%=0.167%25.0%3%25.0%71.0--=MM1在压水堆中主要消耗的是U-235而在乏料中当存0.9%的U-235，所以在压水堆运行后消耗掉的U-235是：M1（3%～0.9%）所以压水堆燃料一次通过时，并只考虑U-235的消耗，对铀资源的利用率是：η==0.35%考虑到压水堆运行时，Pu-239对裂变的贡献和U-238吸收快中子对裂变的贡献，则压水堆燃料一次通过对铀资源的利用率约为：0.45%M1(3%-0.9%)M（2）发展压水堆，钚无限次再循环我们知道，一般低浓铀装堆的压水堆的转换比为0.59。假定用钚装料时转换比不变。实际上这是高估了，因为一个钚原子在热堆的反应性只有一个U-235原子的0.71左右，所以钚装料应高于U-235，而堆的功率不变，因此转换比应低于0.59。如果将在水堆产的钚装堆继续使用，如此无限重覆，则对铀资源的利用率为：η2=（M0.71%+M0.71%·0.59+M0.71%·0.592+……）η2==1.73%这里未考虑加浓时的损耗，未考虑U-235非裂变吸收，一般说，考虑燃料无限次再循环的压水堆对铀资源的利用率只有1%左右（亦见StatusofLiquidMetalCoolantFastBreederReactorsTRSNO.246P.2）1M0.71%1-0.59（3）增殖堆的铀资源利用率因为快中子增殖堆的增殖比大于1，所以类似算式的求和是无穷大，在物理上即为可以100%的用完天然铀资源。然而，必须考虑燃料循环中的损耗，在6%的燃耗和损失率为3%时利用率接近70%，而当今国外快堆燃料耗已超过10%，对商用堆的燃耗指标定为16%，因此利用率将升至70~80%（见图铀资源利用率，摘自TRSNo.246，同上）。铀资源利用率•1座1GWe压水堆，60年用料约10000吨天然铀（初装360吨，年换料142吨）。（参考：IAEA，TRS246，1985P.612）•240GWe总用料240万吨，我国无法保证。•U-Pu再循环方式为135万吨(初装360吨，年换料88吨)。(参考：IAEA，TRS246，1985P.612)根据中国核工业集团公司科技委课题组调研，IAEA统计的2001年1月1日世界铀资源情况见下表：世界各类铀资源总量（万吨铀）资源分类开采成本合计≤＄40/kgU≤＄80/kgU≤＄130/kgU成本未定已知常规储量可靠资源(RAR)＞169.115251.618323.782323.78447.22估算附加资源-Ⅰ(EAR-Ⅰ)＞61.10694.969123.436123.44待查明资源估算附加资源-Ⅱ(EAR-Ⅱ)233.8233.801293.50推测资源(SR)466.9592.81059.70合计＞230.221346.5871147.918592.81740.72为了估计PWR-FBR匹配对核电发展的昀大贡献，我们假定：（1）我国压水堆2020年和2030年分别发展到32和50GWe。（2）目前到2020年和2020至2030年间分别为线性地发展装机容量，2030年后假定不再建压水堆。（3）核电站寿命取40年。（4）压水堆初装和年换料需天然铀量分别为360t/GWe和142t/GWe·a，年产钚180kg/GWe。大型增殖快堆采用U，Pu，Zr三元合金，其燃料循环参数为：参考：FastBreeders,ReportofINFCEWorkingGroup5IAEA-VIENNA,1980，P.178功率负荷因子燃料循环消耗堆外循环时间堆芯(初装)循环料年净产钚增殖增益系统倍增时间1GWe0.751%1a2488kgPu3732kgPu416kgPu0.5826.2a。PWR、FBR匹配发展*年PWR（GWe）FBR（GWe）累积U需量(103t)2000201020202030204020502.116.332.05047.933.7271123531.816.554.9117.5186.0246.0*计算由喻宏、胡文军同志完成。PWR-FBR匹配方案来自：胡文军计算3500GWe×60a×0.9t/GWe.a=19.8万吨引入FBR对铀资源累计需要的影响来自：快堆工程部胡文军计算几个国家的快堆商用时间：俄罗斯БН600已商业运行23年БН800预计2010年运行，预计БН800多台，系列建造印度PFBR2020年前5座运行（IWGFR年会报告：Bhoje）日本快堆商用目标～2030（2004.2.27快堆技术讨论会，OARAI主任，NAGATA）第二、发展快中子增殖堆为嬗变长寿命放射性废物做贡献：核电站乏燃料中有长寿命稀有锕系核素MA、长寿命裂变产物LLFP和一般中、短寿命的裂变产物。一般中短寿命的裂变产物衰变三、四百年其放射性毒性便相当该堆所使用天然铀的毒性水平，目前处理，处置已能保证其对环境无害。MA和LLFP产额（参考（参考：：IAEAIAEA--TECDOCTECDOC--693693，，P.13P.13、、P.25P.25））数列核素半衰期产额(kg/GWe·a)ABMANp-237Am-241Am-243Cm-242Cm-244Cm-2452.1×106a4.3×103a7.3×103a162.8a18.1a8.5×103a14.12.22.80.20.80.034.222.954.12.028.5LLEPTc-99I-1292.1×105a1.6×107a266.3266.3A：UO2PWR,33MWd/kgB：MOXPWR,33MWd/kg快