“热堆——快堆——聚变堆”的核能“三步走”发展战略是我国的国家战略。不仅在我国，“快堆”技术一直备受世界各国青睐，被视为解决未来能源短缺和减排问题的关键。那么，这项引人瞩目的技术究竟为何物？

什么是快堆

快中子反应堆(Fast Neutron Reactors)——简称快堆，是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的堆型。

那么什么是快中子呢？

中子（Neutrons）是一种不带电的粒子，是组成原子核的核子之一。而快中子（Fast Neutrons）是指动能在 1M eV~20M eV 范围的自由中子，速度超过15000 km/s（约为光速的5%）。在核反应堆中，快中子通常由重核的裂变反应产生。快堆直接利用快中子引发易裂变核素裂变链式反应，而我们常见的压水堆、重水堆等则属于热中子反应堆，即通过慢化剂将中子减速后，引发裂变反应。

自由中子按照其动能由低到高可分为冷中子、热中子、超热中子、共振中子、中能中子、快中子和相对论中子。中子辐射需要以富有氢核之物质掩蔽，例如混凝土和水。核反应堆是常见之中子放射源，通常以水作为有效的中子掩蔽物。

重核的裂变链式反应示意图

2.快堆有什么优点？

（1）增殖——解决铀矿资源利用问题

在核反应过程中，增殖（Breeding）是指在反应堆中新生成的易裂变材料与消耗的易裂变材料更多，即增值比大于1。在快堆中，铀-238吸收高速中子变为铀-239，并快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239可作为与铀-235相似的裂变原料。因此快堆的裂变燃料越少越多，是当今唯一现实的增殖堆型。

当前主流的压水堆、沸水堆等热中子堆都是利用铀-235作为裂变燃料，而铀-235只占天然铀的0.7%左右。这样“一次通过”（指燃料如铀在反应堆中只经过一次裂变过程，没有进一步的燃料回收或再处理）只能利用铀资源的0.45%左右，剩余的未利用资源多数是铀-238。极低的利用率造成了铀资源的“浪费”，现有裂变核能只能是“百年能源”。

但是如果将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料进行多次循环，理论上能将铀资源的利用率提高到100%。但考虑到工艺损耗，一般来说至少可以达到60%～70%的利用率，即使如此，也是压水堆燃料一次通过率的130～160倍，使得裂变核能成为“千年能源”。

天然铀利用过程中产生的贫铀核乏燃料中含有大量未被利用的铀资源，乏燃料中还含有一定量的高放射性废物。

（2）嬗变——解决核能环境安全问题

嬗变（Transmutation）是指用光子核亚原子例子束轰击靶原子，引起核反应的过程。这种将一种原子核转变为另一种原子核的方法，简单来讲就是“点石成金”。由于中子的穿透能力极强，各种能量的中子都可能引起核反应，而且不同反应、不同核素、不同中子能量的反应截面（概率）相差很大，为选择性嬗变提供了条件。

反应堆或核电厂的乏燃料后处理会产生高放射性的废液及其固化体（即高放射性废物）。这些高放废物的体积虽小，但放射性强、半衰期长、毒性大，若使用“一次通过”的方式进行处理，这些高放废物的放射性毒性需要几万年才能降低到天然水平。

快堆的中子能量高、通量密度高，是当前可用于高放废物“分离-嬗变”的成熟技术和现实方案。将高放废物中的长寿命放射性产物分离出来，再放入快堆中“焚烧”，就可以使得其放射性毒性在数百或数千年内降低至天然水平。

图3：快堆焚烧时间及放射毒性间关系图

图中所示可以看出，使用“快堆焚烧”可以大幅降低高放射性废物的危害、缩短废物处置时间。

3. 世界上都有哪些快堆？

国外快堆的发展至今已有半个世纪，美、俄、英、法、日、德、意、印、中等国均建有快堆设施，在全球范围积累了超过400 堆·年的快堆运行经验。快堆作为第四代先进核能系统，在能源利用、环境安全等方面具有独特优势。研究和建设快堆是未来一段时间全球裂变能源领域的重要发展趋势。

美国 —— 快堆技术研究的先驱

美国阿贡国家实验室建设了世界上第一座快中子增值堆——“实验增值堆一号（Experimental breeder reactor - I，EBR-I）”。该反应堆于1951年落成并成功利用核反应发电点亮了4只灯泡，这也是世界上首次实现核能发电。此后，美国还建设了“实验增值堆二号（EBR-II）”、费米一号（Frime I）、“快通量实验设施（FFTF）”等利用和研究快中子反应的核设施。

俄罗斯（苏联） —— 快堆商用的领导者

俄罗斯（苏联）的快中子堆研究始于BR-1，该反应堆于 1955 年在奥布涅斯克的物理和动力工程研究所开始服役。BR-1 反应堆实现了 2.5 的燃料增殖比，验证了快堆在核燃料利用方面的广阔前景。俄罗斯（苏联）在快堆商用上走在世界前列，位于别洛雅尔斯基(Beloyarsk)的核电厂是目前世界上唯一处于商运状态的快堆核电厂，其中部署了BN-600 和 BN-800 两台机组。俄罗斯未来还将建设钠冷快堆 BN-1200、铅冷快堆 BREST-OD-300 等机组。

俄罗斯钠冷快堆BN1200

中国的快堆历史 —— 先进快堆技术的开拓者

1986 年，我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划，最终建成了 65 MW 的快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）。CEFR坐落于中国原子能科学研究院，于2011年并网发电。2014年10月，示范快堆工程项目总体规划方案获得国家批准，2017年，其1号机组开工建设，2020年2号机组开工建设，至今已经成功运行将近10年时间，效益显著。

如上图所示，一体化闭式循环快堆核能系统（一体化快堆）指在同一厂址建设钠冷快堆、干法处理厂、燃料制造厂和废物处理设施，实现高效闭式燃料循环利用。一体化闭式循环快堆核能系统的研发和设计工作于2021年启动，2022年5月国家正式批复立项。计划通过10-15年时间建成一体化快堆示范工程，实现我国先进核能领域的重大科学和技术跨越，为建成世界核科技强国提供强大的科技支撑。

参考文献

[1]无尽的能源一体化快堆. （美）C.E.蒂尔,（美）张润一.2020.

[2]快中子堆（现代物理知识）. 徐銤. 2018. (快中子堆)

[3]实验增值堆一号（Experimental Breeder Reactor I）. ASME. 1979. (https://www.asme.org/about-asme/engineering-history/landmarks/39-experimental-breeder-reactor-i)

[4]中核集团示范快堆工程2号机组开工建设. 国家原子能机构. 2020. (中核集团示范快堆工程2号机组开工建设)

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作者：苏豪展 科普作者

审核：粱忠伟 广州大学机电学院 副院长

来源: 星空计划

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