快中子反应器

**快中子反應爐**（英語：Fast-neutron reactor）或簡稱**快堆**，是核反應爐的一類，其中裂變鏈式反應是依靠快中子（平均攜帶的能量高於 0.5 MeV 或更高）來維持，而不是用於熱中子。這類反應爐不需要中子慢化劑，但是必需使用易裂變材料富集度熱中子反應爐高的核燃料。

## 引言

### 基本的裂變概念

為了維持鏈式裂變反應，在裂變中釋放的中子必須與燃料中的其他原子反應，這一反應發生的機率依賴於中子的能量。大多數原子只會與高能中子發生誘發裂變，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：鈾 238，鈾 235，和微量的鈾 234（鈾 238 的一種衰變產物）。U-238 大約占天然鈾總量的 99.3%，並且只與 5 MeV 或更高能量的中子發生裂變反應，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生裂變反應，但更容易與低能量的中子發生反應。這兩種同位素發生裂變反應時，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後續的裂變反應；對 U-235 來說，這一能量太高又使得裂變反應不太容易發生。

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並降低它們速度的物質。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。反應爐設計的關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 非常容易發生反應，但也不至於使中子可以輕易地完全從反應爐內泄漏出去。

雖然 U-238 不會由於裂變中釋放的中子而發生裂變反應，但是熱中子可以被它俘獲，使其嬗變為 Pu-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生的原子會與熱中子發生裂變反應。在大多數反應爐中，被俘獲的能量占產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。剩餘的 Pu-239，和剩餘的 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於易實現的原因，但它也有缺點。從核的角度來說，首要的問題在於水可以吸收一個中子，將它從反應中移除。天然礦石中的 U-235 總量太低以致於不足以維持鏈式反應也與水的這種特性有關。中子通過水和 U-238 的吸收而減少，再加上向環境的泄漏，導致燃料中剩餘的中子過少。最常見的解決方法是稍微將燃料中的 U-235 濃縮一下來產生濃縮鈾，剩餘的被稱為貧化鈾。其他一些設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，這使得這些設計可以使用非濃縮鈾作為燃料。不管是上面哪種情況，反應爐的中子經濟性（neutron economy）都是基於熱中子的。

### 快中子裂變 / 增殖反應爐

儘管 235U 和 239Pu 對於高能中子較不敏感，但它們與 MeV 量級能量的中子還是會發生一些反應的。這意味著如果你持續濃縮燃料，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勢是反應爐的尺寸可以大幅度地減小，某種程度上其複雜度也可以減小。快堆被廣泛應用於軍艦和潛艇中的反應爐系統，在這些地方反應爐的大小和重量是首先要考慮的。快堆的缺陷在於燃料的富集過程比較昂貴，所以總體來說它不適合大規模發電或其他一些成本比尺寸更重要的場景。

然而，快堆的另一個優勢使得將其用於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量，因為它的常見裂變循環會釋放三個中子，而不是從 U-235 中釋放出來的或者兩個或者三個中子。在反應爐堆芯周圍放一圈慢化劑然後再覆蓋一層 U-238，這些中子就可以被俘獲從而用於產生更多的 Pu-239。在內部，這與傳統的反應爐設計是相同的反應，但是在快堆中，覆蓋層中是不必維持鏈式反應的，因此是可以使用天然鈾甚至是貧鈾。

由於從 Pu-239 的裂變反應中會產生剩餘的中子，事實上這個反應爐會產生比它消耗得更多的 Pu-239。之後，覆蓋層材料經過處理可以提取其中的 Pu-239，從而可以替換反應爐中損失的 Pu-239，剩餘的 Pu-239 可以再和其他燃料混合以生產 MOX 燃料，MOX 燃料又可以用於傳統的熱中子反應爐。這樣，一個快堆就可以為好幾個熱中子堆供應燃料，從而極大地增加了從天然鈾中提取的能量總量 —— 從原來的低於 1%，到在最好的快堆循環中的 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，快中子增殖反應爐被認作是解決世界能源需求的方法。通過使用兩步處理，快中子增殖系統會使現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，因此生產它的成本會非常高。即使它可以產生比它消耗得還要多的燃料，用其生產的 MOX 燃料還是比較昂貴。隨著需求的增多和現有資源的消耗，人們普遍期望這個價格能夠低於濃縮鈾的價格。

20 世紀 70 年代，增殖堆的設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渠道，這些供應渠道的上線時間正好是 70 年代中旬，在同一時間，核反應爐的建造速度停緩了下來。由此引發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 年的每磅低於 20 美元。增殖堆所生產的燃料要貴得多，大約在 100 到 160 美元之間。而且僅有的幾個已經達到商業運行水準的組件也被證明是經濟災難。人們對增殖堆的興趣又由於一些列事件而進一步被減弱，這些事件包括 1977 年 4 月美國總統吉米・卡特（Jimmy Carter）出於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 反應爐的糟糕的運行記錄。

## 優點

快中子堆可以減少核廢料的總輻射毒性，並且也會大幅度地減少核廢料的壽命。快堆還可以利用核廢料中的所有或者說幾乎所有的燃料。快中子在核廢料的嬗變（nuclear transmutation）上有優勢。快中子與 Pu 或次錒系元素的裂變俘獲比一般來說是高於處於熱運動速度的慢中子的。經過嬗變的奇數錒系元素（例如，從 Pu-240 變到 Pu-241）更容易發生裂變，裂變之後，這個錒系元素會生成一對裂變產物，這些元素的總輻射毒性更小。由於裂變產物的處理主要由輻射毒性最強的產物銫 137 來決定的，銫 137 的半衰期是 30.1 年，從而使得核廢料的壽命從數萬年減少到幾個世紀。這個過程還不算完美，但是已經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，因為大多數超鈾元素可以被原來作為燃料。

快堆從技術上解決以鈾作為燃料的反應爐的燃料短缺問題，它並不是通過開發未開發的鈾資源，或者是從鈾含量非常少的資源里提取，比如說從一般的岩石或者海洋中提取。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，由快中子引發的裂變反應產生的中子比由熱中子引發的裂變過程產生的多，這樣會在維持裂變反應所需要的中子數量之外產生許多剩餘的中子。這些中子可以用來生產額外的燃料，或者也可以用來將長壽命的核廢料嬗變成不那麼麻煩的同位素，就像法國的 Phénix 反應爐那樣，也有一些反應爐被用來同時實現這兩種目的。即使常規的熱中子堆也會產生多餘的中子，但快堆可以產生足夠的中子以增值出比它所消耗的還要多的燃料。這種設計被稱作快中子增殖反應爐。

快堆不僅僅是讓那些不方便的偶數超鈾元素（特別是鈽 240 和 U-238）發生嬗變，在嬗變之後，它還會引發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濟競爭力並不樂觀，除非鈾的價格瘋狂上漲。
* 由於大部份材料的高能中子反應截面比較低，所以快堆中的燃料的臨界質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 —— 要大於 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。
* 快堆中通常採用鈉做冷卻劑，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，鈉可以自燃並產生白沫。於是對反應爐就造成了一些困難（例如美國海軍海狼號核動力潛艇（USS Seawolf (SSN-575)）及日本文殊反應爐)，不過有些鈉冷快堆已經在安全的運行當中了（特別是 Superphénix 和 EBR-II 已經運行了 30 年了）。
* 因為液態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，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，於是反應爐的空泡係數變為正，從安全事故角度來看這是比較危險的，也是不希望發生的。採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。如果反應爐用氦氣冷卻便可以解決，因為彈性散射總的反應截面大致相等，換言之，冷卻劑中的的（n，γ）反應就變得少之又少，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。

## 參考文獻

## 外部連結

* http://www.amazon.com/Concepts-Behind-Breeder-Reactor-Design/dp/3659180009 （頁面存檔備份，存於網際網路檔案館）
* ANL report on EARLY SOVIET FAST REACTORS
* Article on recent work on fast neutron reactors in Scientific American, December, 2005
* IAEA Fast Reactor Database