中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆。工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
首先，“快堆”技术不需要很高的浓缩度，它可直接利用天然铀来发电，而不是必须利用钚等专用的、成本极高的材料。其次，“快堆”技术输出的核废料中含有的放射性元素的半衰期，比传统核电站要短得多，更容易处理和储存。“快堆”技术最大的优点是发电效率高，相比传统的核电站，一个快堆装置可以提供数倍的电能输出。
进入新世纪以来，中国的快堆技术更是飞速发展。并在2011年实现了快堆发电站的建设，并在甘肃建成了一系列的钍基熔盐堆，致力于快堆技术的发展。我们不向印度那般大肆鼓吹，但我们的数据对外公开，绝没有印度所言的二十年差距，甚至比之印度不落下风。中国快堆技术与印度快堆技术大不相同，但都未成功大范围投产，都...
快堆技术是一种利用快中子进行核裂变和增殖的核能技术，被认为是第四代核能系统的主要候选之一。快堆技术可以提高铀资源的利用率，减少放射性废物的产生，实现核能的可持续发展。印度作为一个拥有丰富钍资源和缺乏铀资源的国家，一直致力于发展快堆技术，并在2020年宣布建成了其首个示范性快堆核电工程。印度声称其快堆...
压水堆(PWR)和快堆(FBR)是两种不同类型的核反应堆,它们在工作原理和应用上有显著区别: 压水堆(PWR) 冷却剂和慢化剂:压水堆使用轻水(普通水)作为冷却剂和慢化剂1。 中子能量:压水堆利用热中子(低能量中子)来维持链式反应1。 安全性:由于轻水的减速作用,压水堆的反应速度较慢,安全性较高1。
重新入选GIF(Generation IV International Forum)第四代候选堆型,“铅冷快堆”的新概念设计能否破除“短板诅咒”? 代号“705” 上世纪60年代,前苏联启动了一个代号为“705”的项目工程,该工程设计建造了一种以铅铋共晶合金(LBE)为冷却剂的核动力潜艇。
8月27日，在国务院国资委指导下，中核集团在中国原子能科学研究院举办一体化闭式循环快堆核能系统（简称“一体化快堆”）创新联合体成立大会。本次大会旨在贯彻落实党中央、国务院决策部署，充分发挥新型举国体制优势，携手开展科技攻关，加快发展核工业新质生产力。国务院国资委科技创新局，国家国防科工局二司、十司，...
由快中子引起裂变链式反应并将所释放出来的热能转换为电能的核电厂。由于快中子反应堆在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现核裂变核素的增殖，故称为快中子增殖堆(简称快堆)核电厂。增殖工作原理 自然界存在的唯一易裂变核素是铀-235，它在天然铀中的丰度只有0.71%。而约...
快中子增殖反应堆技术，简称为“快堆”，正如其名，它是速度与效率的代名词，在核能领域如同一颗耀眼的明星。这种技术革命性地利用了快中子与铀-238的相互作用，开展核裂变，从而突破了传统对铀-235的依赖，开启了核能新时代。如果一种技术能够大幅提升核燃料的使用效率，同时显著降低核废料的危害——这不就是走向...