快中子

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快中子是全國科學技術名詞審定委員會審定、公布的科技類名詞。

關於漢字的起源，中國古代文獻上有種種說法，如「結繩」、「八卦」、「圖畫」、「書契」等，古書上還普遍記載有黃帝史官倉頡造字的傳說。現代學者認為，成系統的文字工具不可能完全由一個人創造出來，倉頡如果確有其人，應該是文字整理者或頒布者。最早刻劃符號距今8000多年。

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名詞解釋

快中子是在核裂變反應中產生的自由中子，其動能可以達到1 兆電子伏特 (1.6×10−13 焦耳，對應的速度約為14000千米/秒，相當於光速的5%。它們被稱作快中子，以區別於熱中子和宇宙射線或者加速器中產生的高能中子。核反應中產生的中子符合麥克斯韋－玻耳茲曼分布，其能量在0到~14兆電子伏特之間。鈾−235產生的中子平均能量為2兆電子伏特，且超過一半的中子不是快中子。因此僅僅靠鈾−235裂變產生的中子無法引發增殖性材料（比如鈾−238和釷−232）的裂變。

快中子可以通過中子慢化過程轉變為熱中子。中子慢化主要依靠減速劑。在核反應堆中，通常使用重水、輕水、或石墨來使中子減速。

快中子反應堆

快堆是一種以快中子引起易裂變核鈾-235或鈈-239等裂變鏈式反應的堆型。快堆的一個重要特點是：運行時一方面消耗裂變燃料（鈾-235或鈈-239等），同時又生產出裂變燃料(鈈-239等)，而且產大於耗，真正消耗的是在熱中子反應堆中不大能利用的、且在天然鈾中占99.2%以上的鈾-238,鈾-238吸收中子後變成鈈-239。在快堆中，裂變燃料越燒越多，得到了增殖，故快堆的全名為快中子增殖反應堆。快堆是當今惟一現實的增殖堆型。

我國核能利用已進入商用階段,已有9座核電反應堆機組在運行,總裝機容量達到670萬千瓦,主要堆型是壓水堆。壓水堆是熱中子堆（或稱慢中子堆），主要利用鈾-235作為裂變燃料,而鈾-235隻占天然鈾的0.7%左右。對壓水堆來說，燒一次只能燒掉核燃料（即投入鈾資源）的0.45%左右,剩下的99%還是燒不掉,其中主要是鈾-238。

如果把快堆發展起來，將壓水堆運行後產生的工業鈈和未燒盡的鈾-238作為快堆的燃料也進行如上的多次循環，由於它是增殖堆，裂變燃料實際不消耗，真正消耗的是鈾-238,所以只有鈾-238消耗完了,才不能繼續循環。理論上，發展快堆能將鈾資源的利用率提高到100%,但考慮到加工、處理中的損耗，一般來說可以達到60%～70%的利用率，是壓水堆燃料一次通過的利用率的130～160倍。利用率提高了,貧鈾礦也有開採價值,這樣,從世界範圍講,鈾資源的可采量將提高上千倍。

1986年,我國快堆技術開發納入國家「863」高技術計劃,開始了以6.5萬千瓦熱功率實驗快堆為工程目標的應用基礎研究。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應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,接着進行了自主的初步設計和施工設計，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」高技術計劃領導下，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,正在建造,計劃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,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。

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。

比較

大多數核裂變反應堆是熱反應堆，它們使用中子減速劑使裂變產生的中子速度降低。減速可以大大增加裂變物質如鈾-235、鈈-239的原子核裂變反應截面。此外，鈾-238對熱中子的俘獲截面很小，因此，減速以後更多的中子可以用於引發裂變，形成鏈式反應，而不會被鈾-238俘獲。這些效應使得輕水反應堆可以使用低濃縮鈾。重水反應堆與石墨反應堆甚至可以使用天然鈾作為核燃料，這是因為重水與石墨的中子俘獲截面要比輕水小很多。

增加核燃料的溫度可以通過多普勒展寬增加鈾-238對熱中子的吸收，從而產生對核反應堆控制的負反饋。當減速劑是一種循環使用的冷卻劑（如重水、輕水）的時候，冷卻劑沸騰會降低減速劑的密度，從而提供了負反饋。

對於大多數核燃料，中間能量的中子的裂變/俘獲比例比快中子和熱中子都低。一個例外是釷循環中使用的鈾-233，這也使得釷循環對各種中子能量都有很好的裂變/俘獲比例。

快中子增殖反應堆使用未經減速的快中子來維持反應，因此需要核燃料中的裂變物質相對於增殖物質鈾-238有較高的濃度。然而，快中子的裂變/俘獲比例對於大多數物質來說都比較高，而每一個快中子裂變反應都會釋放出大量的中子，因此一個快中子增殖反應堆很可能產生比它消耗更多的裂變物質。

增殖反應堆的控制不能依靠多普勒展寬和減速劑所提供的負反饋。然而，燃料的熱膨脹可以提供快速的負反饋。切爾諾貝利核事故以後，增殖反應堆的發展幾乎停滯，幾十年間僅僅製造了很少的反應堆。這也是由於鈾的價格比較低廉。在未來的幾年，一些亞洲國家計劃建造一些增殖反應堆的大型原型。