簡介
快中子增殖反應堆結構
快中子堆一般採用氧化鈾和氧化鈽混合燃料（或採用碳化鈾-碳化鈽混合物），將二氧化鈾與二氧化鈽混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6毫米的不鏽鋼包殼內，構成燃料元件細棒。燃料組件是由多達幾十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。每個燃料盒的中部是混合物核燃料芯塊製成的燃料棒，兩端是由非裂變物質天然（或貧化）二氧化鈾束棒組成的增殖再生區。核燃料區的四周是由二氧化鈾棒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量較高，所以快堆中無需特別添加慢化中子的材料，即快堆中無慢化劑。目前快堆中的冷卻劑主要有兩種：液態金屬鈉或氦氣。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漏後堆芯失冷時的問題較大，所以目前僅處於探索階段。
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；導熱性好；沸點高達886.6℃，所以在常壓下鈉的工作溫度高，快堆使用鈉做冷卻劑時只需兩、三個大氣壓，冷卻劑的溫度即可達500-600℃；比熱大，因而鈉冷堆的熱容量大；在工作溫度下對很多鋼種腐蝕性小；無毒。所以鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。世界上現有的、正在建造的和計畫建造的都是鈉冷快堆。但鈉的熔點為97.8℃，在室溫下是凝固的，所以要用外加熱的方法將鈉熔化。鈉的缺點是化學性質活潑，易與氧和水起化學反應。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，鈉冷快堆有兩種類型，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線成迴路系統。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（一迴路）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（二迴路）和鈉-鈉中間熱交換器，以確保因蒸汽發生器泄漏發生鈉-水反應時的堆芯安全。
池式即一體化方案，池式快堆將堆芯、一迴路的鈉循環泵、中間熱交換器，浸泡在一個很大的液態鈉池內。通過鈉泵使池內的液鈉在堆芯與中間熱交換器之間流動。中間迴路里循環流動的液鈉，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-水迴路里的水變成高溫蒸汽。所以池式結構僅僅是整個一迴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唧送到堆芯底部，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溫鈉流經鈉-鈉中間熱交換器，將熱量傳遞給中間迴路的鈉工質，溫度降至400℃左右，再流經內層殼與鈉池主殼之間，由一迴路鈉循環泵送回堆芯，構成一迴路鈉循環系統。
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式結構的安全性好。現有的鈉冷快堆多採用這種池式結構。但是池式結構複雜，不便檢修，用鈉多。
1975年在法國境內合資建造的"超鳳凰"快堆電站，就是一座鈉冷、池式、四環路快中子堆商用驗證電站。其電站熱功率300萬千瓦，淨電功率120萬千瓦。採用外徑8.5毫米的不鏽鋼管做燃料元件包殼，271根燃料棒組成一個組件。堆芯共364個燃料組件，通過堆芯的鈉流量為5.9萬噸/小時。採用池式結構，鈉池內徑21米，高19.5米，堆芯高1米。有並列的四個環路，包括四台鈉泵和八台中間熱交換器都放在鈉池內。增殖比可達1.2；功率密度為285千瓦/升；熱能利用效率達到41％。鈉冷快中子堆採用停堆換料的方案。換料是在250℃左右高溫液態鈉池內進行。換料時通過移動臂將燃料組件取出，通過傾斜通道輸送到乏燃料貯存池中去，經衰變後送後處理廠加工。
原理
快中子增殖反應堆238U＋n→239U→239Np→239Pu
232Th＋n→233Th→233Pa→233U
快中子增殖堆使用快中子譜，因此不要慢化劑，冷卻劑使用液態金屬，因其核質量較大，不產生慢化。常用的是液態鈉。快中子堆還有另外一個重要作用，就是焚燒！它可以利用快中子將熱中子反應堆中產生的長壽命放射性元素燒掉，減少對環境的污染與對後代的威脅。因此發展快堆是有意義的。
中國工程
我國的快堆研究始於1965年，凝聚了幾代人的心血。經歷了基礎研究（1965—1987年）和套用基礎研究（1987—1993年）階段。現在已進入設計實驗驗證階段（1995年至今）。早在上世紀60年代後期，周恩來總理親自批准將50公斤濃縮鈾用於快堆零功率裝置建設，當時將研發的重點放在了快堆堆芯中子學、熱工程學、鈉工藝和材料等基礎方面。到1987年，我國共建成了12台（套）試驗裝置和鈉迴路裝置，其中包括一座快中子零功率裝置，並於1970年6月末首次臨界。
1986年,我國快堆技術開發納入國家“863”高技術計畫,開始了以6.5萬千瓦熱功率實驗快堆為工程目標的套用基礎研究。研究重點是快堆設計研究、燃料和材料、鈉工藝、快堆安全等。至1993年總共建成20多台套有一定規模的實驗裝置和鈉迴路,為中國實驗快堆的設計奠定了基礎。1993年，我國快堆研究進入發展階段。由於我國在快堆基礎研究和套用基礎研究階段對快堆設備和系統研究甚少，因此遵照以我為主、引進國外先進技術的原則，與俄羅斯進行了聯合快堆技術設計,接著進行了自主的初步設計和施工設計，目前設計已經完成,主體土建工程已經結束,已有300多台大型設備安裝就位,正在進行各系統的安裝；燃料已驗收，主要設備已到貨，以設備投資計國產化率達到70％。2005年初，核級鈉將進廠,堆本體將進行安裝,預計2007年首次臨界。快堆技術比較複雜，工程開發投資較大，我們在國家“863”高技術計畫領導下，完成了我國快堆發展戰略和技術路線的研究，並提出我國快堆工程技術分三步發展的建議：
第一步，中國實驗快堆，熱功率6.5萬千瓦，電功率2萬千瓦,目前正在建造,計畫2007～2008年臨界和併網。
第二步，中國原型快堆，電功率約60萬千瓦,建議2013年建造，2020年運行,目前正處規劃建議階段。
第三步，中國商用驗證堆，電功率100萬～150萬千瓦,建議2018年建造，2025年運行,在此基礎上2030年～2035年批量推廣大型高增殖快堆。
國外快堆的發展已有半個世紀,發展快堆的9個國家美、俄、英、法、日、德、意、印、韓總共建成過21座快堆。目前所有建造快堆的國家為了未來大規模核能的發展，均不同程度地開始研究用快堆來焚燒熱堆產生的放射性廢物，使核能變成更加清潔的能源，同時也開展一些新型快堆的預研。需要大規模發展核能來替代常規能源的國家,必然要發展快堆和相應的閉式燃料循環,將鈾資源用好、用盡。如果熱堆發展已有一定規模，就應考慮首先用快堆、繼而用更有效的加速器驅動次臨界快堆將長壽命廢物儘量焚燒掉，讓需要地質深埋的廢物儘量減少。
中國實驗快堆工程(CEFR)屬於“863計畫”國家重點實驗性核反應堆工程，是我國第一座鈉冷池式快中子反應堆。工程選址位於北京房山區中國原子能科學研究院內，這一實驗快堆由科技部、國防科工委及核工業集團公司出資興建，總投資達13.88億元人民幣，中國原子能科學研究院負責建設管理和建成後的運行。是國家863計畫中投資最大的專案之一。
工程總建築面積43500平方米，包括核島廠房，核島專用廠房，汽輪發電機廠房（包括連廊），其中核島廠房建築面積36000平方米,地下一層，地上十層，東西長64米，南北寬79.65米，3米厚的筏板座落於砂卵石層上，筏板底標高為-7.7米，反應堆大廳頂蓋採用圓形砼拱頂，頂標高為57米。整個廠房均為現澆砼結構，其筏板砼總量14600平方米，鋼筋2800噸。圍繞建設中國實驗快堆的目標，中國原子能科學研究院在"七五"、"八五"開展了多項課題研究，並於"八五"開始工程設計。由於這是國內首次自主研究、設計、建造和管理，與國內在建的核電工程相比，技術更複雜，管理難度更大。
在試驗快堆建設過程中，以鈉為冷卻劑，首次將非能動餘熱倒出系統套用於快堆，正在國際上也是首次。該系統的設計原理式依靠自然對流和自然循環倒出餘熱，不用閥門和泵，初打開空氣冷卻器風門為主動動作外，其餘全部由非能動原理試驗。該系統可以保證在全廠斷電、地震和失水三種最嚴重的事故狀態下，將堆芯餘熱倒出，從而保證反應堆的安全。
該實驗堆熱功率65MW，試驗發電功率20MW，共分15個子項、219個系統。1995年底由有關部門批准立項，自1998年10月開始負挖，2000年5月30日澆灌第一罐混凝土，2000年7月18日，國家主席江澤民與俄羅斯總統普京出席《中俄兩國政府關於在中國建造和運行快中子實驗堆的合作協定》的簽字儀式，將中俄兩國的快堆技術合作推到國家一級的新高度。2002年8月核島主廠房封頂，2005年8月11日堆容器首批大型部件吊入反應堆大廳安裝。計畫於2009年6月建成達到臨界，2010年6月試驗發電。
發展現狀
國際上快堆發展從上世紀四十年代起步，只比熱堆的出現晚四年，而且第一座實現核能發電的是快堆。1942年12月2日，美國科學家費米在芝加哥的一個地下實驗室里，用石墨和碳棒建立了世界上第一個可控制的核反應堆。1946年美國建成世界上第一座實驗性快中子反應堆即熱功率25千瓦的克來門汀（Clementine）。截至今天，世界上共建成了各種類型的快堆21座。
1964年，蘇聯建立第一個熱中子反應堆。1967年，法國建成名為“狂想曲”的熱功率為4萬千瓦的反應堆。1974年，25萬千瓦的快中子反應堆投入運行。1980年，蘇聯建成電功率60萬千瓦的快中子實驗反應堆，有著相當於秦山核電站的二期工程的發電量。1985年法、德、意三國建成的功率120千瓦的經濟驗證快堆Superhenix-1。同年，印度在法國人的幫助下建立試驗熱中子反應堆。1994年日本建成的功率31.8萬千瓦的文殊（Monju）原形快堆。但是半個世紀後，快堆仍然停留在實驗堆的基礎上，還未發展到商用階段。這主要是在技術上，快堆比輕水堆難度要大得多。
在鈉作冷卻劑的快堆中，液態金屬鈉與水（或蒸汽）相遇就會產生劇烈的化學反應，並可能引起爆炸；鈉與空氣接觸就會燃燒；鈉中含氧量超過一定數量會造成系統內結構等材料的嚴重的腐蝕；堆內的液態鈉由於沸騰所產生的氣泡空腔會引入正的反應性，其結果會使反應堆的功率激增，從容導致反應堆堆芯熔化事故的發生；快堆為提高熱利用率和適應功率密度的提高，燃料元件包殼的最高溫度可達650℃，遠遠超過壓水堆燃料元件約350℃的最高包殼溫度。很高的溫度、很深的燃耗以及數量很大的快中子的強烈轟擊，使快堆內的燃料芯塊及包殼碰到的問題比熱堆複雜得多。
通過四十年來的努力，以及一系列試驗堆、示範堆和商用驗證堆的建造，上述困難已基本克服。現在快堆技術上已日臻完善，是目前接近成熟的堆型，為大規模商用準備了條件。預計本世紀中期，快堆將逐漸在反應堆中占主導地位。可以說，快中子堆對即將到來的核能大發展是最為重要的堆型。
2000年國際原子能機構提出的未來國際上第4代六種核電堆型中，就有3種是快堆，即鈉冷快堆、鉛冷快堆和氣冷快堆，之所以如此，是因為無論哪種類型的快堆，都具有增殖裂變核燃料和嬗變長壽命核廢物的特點，而這正是核電發展過程中至關重要的前端核燃料供給和後端乏燃料處理問題。實踐證明，快堆是一種安全可靠的堆型。目前是單堆生產，經濟性不好，一旦推廣套用，便有經濟競爭力。
但是20世紀90年代初，由於西方環保組織的大力反對，歐美等國相繼放棄了快堆的發展。由於歐美經濟發展不快，人口幾無增長，德國購得便宜的天然氣，美、英控制了中東石油，法國電力過剩，它們在近一二十年內已很少建新核電站，因此快堆的商用計畫也就推晚了。但是進入21世紀之後，這些國家相繼重開快堆的研究，重點從增殖核燃料轉向了用快堆來焚燒核電站產生的放射性廢物和過剩的鈽，使之對環境無害。
缺少能源的國家和積極開發快堆市場的國家對快堆發展和商用計畫並不放鬆，如中、俄、日、印、韓國等。俄已開始兩座80萬千瓦的快堆電站的建造，一座在斯維爾德洛夫斯克，一座在南烏拉爾。印度於2001年開始建造一座50萬千瓦快堆電站，預計2020年印度將有五座這一規模的快堆運行，日本原子能委員會認定快中子增殖堆和基於鈽利用的封閉的核燃料循環是日本供應長期穩定能源的方向，成立了日本核燃料循環研究院，加強快堆技術開發。韓國快堆發展計畫已經開始，技術路線是國際合作，在美國通用電氣的幫助下積極發展功率13萬千瓦的實驗快堆。跳過實驗快堆階段，一步到原型快堆規模的模組快堆。巴西也已開始組織快堆技術的發展工作。可以預見，隨著核電發展與鈾礦資源不足矛盾的加深，國際上將掀起快堆發展的新高峰。預計快堆商用化要到2030～2040年。
