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引言

基本的裂變概念

為了維持鏈式裂變反應(yīng)，在裂變中釋放的中子必需要與燃料中的其他原子反應(yīng)，這一反應(yīng)發(fā)生的幾率依賴于中子的能量。大多數(shù)原子只會與高能中子發(fā)生誘發(fā)裂變，然而也有一小部分原子更喜歡低能量的中子。

天然鈾主要包括三種同位素：U-238，U-235，和微量的U-234（U-238的一種衰變產(chǎn)物）。U-238大約占天然鈾總量的99.3%，并且只與5 MeV或更高能量的中子發(fā)生裂變反應(yīng)，這種中子也就是所謂的快中子。天然鈾中大約有0.7%是U-235，它可以與任意能量的中子發(fā)生裂變反應(yīng)，但更容易與低能量的中子發(fā)生反應(yīng)。這兩種同位素發(fā)生裂變反應(yīng)時，它們都會釋放能量大約在1到2 MeV的中子。對U-238來說，這一能量太低不足以引發(fā)后續(xù)的裂變反應(yīng)；對U-235來說，這一能量太高又使得不太容易發(fā)生裂變反應(yīng)。

這一問題的通常的解決方案是使用一種中子慢化劑，將中子從高能量慢化下來。中子慢化劑是一種能與中子反應(yīng)并降低它們速度的物質(zhì)。最普通的慢化劑就是一般的水，它會通過彈性散射來慢化中子，直到中子與水達到熱平衡。反應(yīng)堆設(shè)計的關(guān)鍵就是仔細布置燃料和水，使得中子有時間得到足夠的慢化，從而與U-235非常容易發(fā)生反應(yīng)，但也不至于使中子可以輕易地完全從反應(yīng)堆內(nèi)泄漏出去。

即使U-238不會由于裂變中釋放的中子而發(fā)生裂變反應(yīng)，但是熱中子可以被它俘獲，使其嬗變?yōu)镻u-239。Pu-239與U-235有非常相似的中子截面，這樣通過這種方式產(chǎn)生的原子會與熱中子發(fā)生裂變反應(yīng)。在大多數(shù)反應(yīng)堆中，被俘獲的能量占產(chǎn)生的總能量的三分之一。正常運行中，不是所有的Pu-239都會被消耗完。剩余的Pu-239，和剩余的U-238，在核燃料再處理過程中可以被分離出來用作新燃料。

將水用作常見的慢化劑是處于易實現(xiàn)的原因，但它也有缺點。從核的角度來說，首要的問題在于水可以吸收一個中子，將它從反應(yīng)中移除。天然礦石中的U-235總量太低以致于不足以維持鏈式反應(yīng)也與水的這種特性有關(guān)。中子通過水和U-238的吸收而減少，再加上向環(huán)境的泄漏，導(dǎo)致燃料中剩余的中子過少。最常見的解決方法是稍微將燃料中的U-235濃縮一下來產(chǎn)生濃縮鈾，剩余的被稱為貧化鈾。其他一些設(shè)計使用了不同的慢化劑，比如重水，它吸收中子的可能性更小，這使得這些設(shè)計可以使用非濃縮鈾作為燃料。不管是上面哪種情況，反應(yīng)堆的中子經(jīng)濟性都是基于熱中子的。

快中子裂變/增殖反應(yīng)堆

盡管235U和239Pu對于高能中子較不敏感，但它們與MeV量級能量的中子還是會發(fā)生一些反應(yīng)的。這意味著如果你持續(xù)濃縮燃料，你最終將會達到一個閾值，這樣，燃料中就會有足夠的易裂變原子來使鏈式反應(yīng)能夠維持下去，即使是用快中子。

移除慢化劑所帶來的首要優(yōu)勢是反應(yīng)堆的尺寸可以大幅度地減小，某種程度上其復(fù)雜度也可以減小?？於驯粡V泛應(yīng)用于軍艦和潛艇中的反應(yīng)堆系統(tǒng)，在這些地方反應(yīng)堆的大小和重量是首先要考慮的?？於训娜毕菰谟谌剂系母患^程比較昂貴，所以總體來說它不適合大規(guī)模發(fā)電或其他一些成本比尺寸更重要的場景。

然而，快堆的另一個優(yōu)勢使得將其用于民用這一想法變得可行。快堆沒有慢化劑，因此也就沒有了一個從系統(tǒng)中消除中子的裝置。那些運行在Pu-239上的快堆會進一步增加中子的數(shù)量，因為它的常見裂變循環(huán)會釋放三個中子，而不是從U-235中釋放出來的或者兩個或者三個中子。在反應(yīng)堆堆芯周圍放一圈慢化劑然后再覆蓋一層U-238，這些中子就可以被俘獲從而用于產(chǎn)生更多的Pu-239。在內(nèi)部，這與傳統(tǒng)的反應(yīng)堆設(shè)計是相同的反應(yīng)，但是在快堆中，覆蓋層中是不必維持鏈式反應(yīng)的，因此是可以使用天然鈾甚至是貧鈾。

由于從Pu-239的裂變反應(yīng)中會產(chǎn)生剩余的中子，事實上這個反應(yīng)堆會產(chǎn)生比它消耗得更多的Pu-239。之后，覆蓋層材料經(jīng)過處理可以提取其中的Pu-239，從而可以替換反應(yīng)堆中損失的Pu-239，剩余的Pu-239可以再和其他燃料混合以生產(chǎn)MOX燃料，MOX燃料又可以用于傳統(tǒng)的熱中子反應(yīng)堆。這樣，一個快堆就可以為好幾個熱中子堆供應(yīng)燃料，從而極大地增加了從天然鈾中提取的能量總量——從原來的低于1%，到在最好的快堆循環(huán)中的60%。

考慮到天然鈾礦的儲量有限，再加上核能被期望占基本負載電力的比率，20世紀60年代和70年代的時候，快中子增殖反應(yīng)堆被認作是解決世界能源需求的方法。通過使用兩步處理，快中子增殖系統(tǒng)會使現(xiàn)已探明的鈾礦儲量的燃料容量增加多達100倍，這意味著僅靠現(xiàn)存的礦石資源，就可以維持幾百年。這種方法的缺點就是增殖堆必須使用高度濃縮的燃料，因此生產(chǎn)它的成本會非常高。即使它可以產(chǎn)生比它消耗得還要多的燃料，用其生產(chǎn)的MOX燃料還是比較昂貴。隨著需求的增多和現(xiàn)有資源的消耗，人們普遍期望這個價格能夠低于濃縮鈾的價格。

20世紀70年代，增殖堆的設(shè)計被廣泛地進行實驗驗證，特別是在美國，法國和USSR。然而，這在時間上又和鈾的價格暴跌相重合。人們所期望的快速增長的鈾需求使得礦井公司建立新的供應(yīng)渠道，這些供應(yīng)渠道的上線時間正好是70年代中旬，在同一時間，核反應(yīng)堆的建造速度停緩了下來。由此引發(fā)的過度供給使得燃料價格從1980年的大約每磅40美元降低到1984年的每磅低于20美元。增殖堆所生產(chǎn)的燃料要貴得多，大約在100到160美元之間。而且僅有的幾個已經(jīng)達到商業(yè)運行水準的組件也被證明是經(jīng)濟災(zāi)難。人們對增殖堆的興趣又由于一些列事件而進一步被減弱，這些事件包括1977年4月Jimmy Carter出于對核擴散方面的考慮而決定在美國延緩增殖堆的建造，還有法國的Superphénix反應(yīng)堆的糟糕的運行記錄。

優(yōu)點

快中子堆可以減少核廢料的總輻射毒性，并且也會大幅度地減少核廢料的壽命?？於堰€可以利用核廢料中的所有或者說幾乎所有的燃料?？熘凶釉诤藦U料的嬗變上有優(yōu)勢。快中子與Pu或次錒系元素的裂變俘獲比一般來說是高于處于熱運動速度的慢中子的。經(jīng)過嬗變的奇數(shù)錒系元素（例如，從Pu-240變到Pu-241）更容易發(fā)生裂變，裂變之后，這個錒系元素會生成一對裂變產(chǎn)物，這些元素的總輻射毒性更小。由于裂變產(chǎn)物的處理主要由輻射毒性最強的產(chǎn)物Cs-137來決定的，Cs-137的半衰期是30.1年，從而使得核廢料的壽命從數(shù)萬年減少到幾個世紀。這個過程還不算完美，但是已經(jīng)使殘留的超鈾元素從一個重大的難題減少到了一個占廢料總量很小的百分比，因為大多數(shù)超鈾元素可以被原來作為燃料。

快堆從技術(shù)上解決以鈾作為燃料的反應(yīng)堆的燃料短缺問題，它并不是通過開發(fā)未開發(fā)的鈾資源，或者是從鈾含量非常少的資源里提取，比如說從一般的巖石或者海洋中提取。它允許核燃料從幾乎所有的錒系元素中生成，包括已知的大量的貧鈾和釷資源，還有輕水堆的廢料。平均上，由快中子引發(fā)的裂變反應(yīng)產(chǎn)生的中子比由熱中子引發(fā)的裂變過程產(chǎn)生的多，這樣會在維持裂變反應(yīng)所需要的中子數(shù)量之外產(chǎn)生許多剩余的中子。這些中子可以用來生產(chǎn)額外的燃料，或者也可以用來將長壽命的核廢料嬗變成不那么麻煩的同位素，就像法國的Phénix反應(yīng)堆那樣，也有一些反應(yīng)堆被用來同時實現(xiàn)這兩種目的。即使常規(guī)的熱中子堆也會產(chǎn)生多余的中子，但快堆可以產(chǎn)生足夠的中子以增值出比它所消耗的還要多的燃料。這種設(shè)計被稱作快中子增殖反應(yīng)堆。

快堆不僅僅是讓那些不方便的偶數(shù)超鈾元素（特別是Pu-240和U-238）發(fā)生嬗變，在嬗變之后，它還會引發(fā)他們裂變以提供能量，所以這些核廢料可以變得有價值。

缺點

快中子堆建造運行成本很高，和熱中子堆相比其經(jīng)濟競爭力并不樂觀，除非鈾的價格瘋狂上漲。

由于大部分材料的高能中子反應(yīng)截面比較低，所以快堆中的燃料的臨界質(zhì)量就比熱中子堆高得多的多。在實際中，這就要求很高的鈾富集度——要大于20%，而在典型的熱中子堆中鈾富集度不到5%，這就很大程度的引出了核擴散與核安全方面的問題。

快堆中通常采用鈉做冷卻劑，因為它對中子速度慢化作用不強，同時它的熱容量也很高。但是在空氣中，鈉可以自燃并產(chǎn)生白沫。于是對反應(yīng)堆就造成了一些困難（例如，USS Seawolf (SSN-575), Monju)，不過有些鈉冷快堆已經(jīng)在安全的運行當中了（特別是Superphénix和EBR-II已經(jīng)運行了30年了）。

因為液態(tài)金屬的慢化能力和慢化比較低，當前又沒有其他的慢化劑可用，中子與其一級相互作用通常是（n，γ）反應(yīng)，這就使得冷卻劑也具有了放射性。事故中，冷卻劑沸騰，冷卻劑密度和吸收率會降低，于是反應(yīng)堆的空泡系數(shù)變?yōu)檎?，從安全事故角度來看這是比較危險的，也是不希望發(fā)生的。采用氣冷堆可以避免這個問題，因為在事故中不會形成空泡；然而冷卻劑的活化作用還存在問題。如果反應(yīng)堆用氦氣冷卻便可以解決，因為彈性散射總的反應(yīng)截面大致相等，換言之，冷卻劑中的的（n，γ）反應(yīng)就變得少之又少，典型操作條件中的氦密度很低，這就意味著中子與冷卻劑的作用就變得很少了。

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