快堆的燃料增殖

快堆增殖比和倍增时间

显然,Td主要同增殖比、电站初装料、电站负荷因子以及堆外占用料有关。乏燃料衰变冷却、后处理、元件和组件加工以及运输、贮存的时间越短,倍增时间就越短。另外,燃料循环中损耗越少,倍增时间也越短。

国外快堆增殖概况

核反应堆的先驱E.费米早在40年代初期就认识到:在快中子维持键式反应的反应堆中可以实现易裂变燃料的增殖,并在早期的实
验快堆上得到了证实。此后的快堆发展,包括设计建造实验快堆、原型快堆和经济验证性快

堆,主要目的在于掌握技术,在保证安全的条件下追求可靠性和经济性。这些堆均非批量建造,因此并不追求其增殖。表1列出了这些快堆的增殖特性。表1中除Fermi堆采用金属燃料外,其它快堆全部为(Pu,U)O2燃料。由表1可以看出快堆的增殖能力依赖于设计,正在运行的SPX-1之所以倍增时间较长,主要是堆外燃料循环时间长,占用料多之故。

源结构、铀资源的有效利用和适应电力发展而言增殖是肯定的。
所以,从国外情况来看,快堆的增殖对于长远能源计划是必要的。实际上快堆可提供各种增殖能力,倍增时间可短到十几年,几年,也可长至几十年,甚至不增殖、专门快速消耗积存的钚以保持国家钚贮量的平衡,对它的增殖要求应该是发展快堆的国家根据自身的核能发展规划来制定。

五、快堆在我国核能
发展中的作用
　　国外有多种增殖能力的快堆的设计,可作参考。我国核能发展较晚,资源也有限,因此需要有高增殖能力的快堆推广应用,才能满足下世纪核能高速发展的要求。对于快堆增殖能力,我们建议采用1980年国际原子能机构组织的国际核燃料循环评价工作组发表的评价数据

印度发展快堆已成国策。到2020年印度核电容量将达20GWe,其中包括5座500MWe
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的原型快堆电站。印度铀资源缺乏,只有5万吨可采储量,因此重视快堆的增殖。
俄罗斯快堆已进入实用阶段。1994年俄原子能工业部反应堆局局长.. !∀#∃发表文章称;苏联70年代制定的核能计划是50年内达到700～800GWe,对于有限的铀资源要求快堆的倍增时间短于7年,即堆外时间短于1年,燃料年增率300～400kg/GWe・a。
目前俄并不急于增殖核燃料,但就长期能—
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(见表3),所以,发展氧化燃料快堆可以获
得15年以内的倍增时间,发展碳化燃料或金属燃料则可达10年以内或6～7年的倍增时间,氧化燃料已在国外快堆上广泛应用,碳化燃料和金属燃料分别在-10(俄)FBTR(印)和DFR(英)EBR-Ⅱ(美)成功地应用了。
“七五”期间,在国家863高技术计划能源领域专家委员会领导下,研究三种先进堆型发展作用的专题组和快堆专题组均进行过我国快堆对核能发展的作用的分析,结论是,只要2025年开始运行和推广高增殖性能的快堆,我国核能到2050年可以实现240GWe的贡献。