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。简介 英译 Fast Breeder Reactor（FBR）重要特点 运行时一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238,铀-238...
快中子脉冲堆是指脉冲堆中引起核裂变的中子以快中子为主的脉冲堆。原理 脉冲堆(Pulsed Reactors)定义为能重复产生可控制的核裂变脉冲的一种装置或核反应堆，其中子和γ核辐射脉冲半高宽为几微秒到几毫秒。它是美国和前苏联在20世纪50年代为了研究核系统在超瞬发临界下的特性和研究物质、材料和器件在瞬发脉冲中子、...
快中子实验堆是指利用快中子实现链式裂变反应的实验堆。主要用于考验快中子反应堆内材料的特性和系统的性能。概述 目前的核电站中，大多数使用的是轻水堆。轻水堆以铀-235为燃料，以水作慢化剂和冷却剂，水的作用是将裂变产生的快中子慢化和导出堆芯热量。发电能力为100万千瓦的轻水堆，每天使用约3公斤铀-235。虽...
快中子堆技术 快中子堆是由快中子引起原子核裂变链式反应，并可实现核燃料增殖的核反应堆，能够使铀资源得到充分利用，还能处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物。研究并掌握快堆设计及核心技术，相关核燃料和结构材料技术，突破钠循环等关键技术，建成65MW实验快堆，实现临界及并网发电。
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...
快中子堆内不仅没有慢化剂，连冷却剂也不能用慢化能力强的水和重水。几十年来，曾研究过许多种冷却剂，如氦气、四氧化二氮、汞、钠、钠钾合金、铅以及铅铋合金等，但最终各国快堆都选择钠作为冷却剂。钠热导率高；沸点高，可以在低压下运行；中子吸收截面不大，这些是它的优点。但钠易与空气中的氧和水产生...
液态金属快中子反应堆，一种由快中子或高能(10千电子伏~2兆电子伏)中子引起核燃料裂变和熔融钠冷却的增殖反应堆。堆内没有慢化剂,利用液态金属钠作冷却剂,对中子吸收少且不产生显著的慢化作用。设三个回路,一回路钠经中间热交换器将热量传给二回路钠,二回路钠把热量带到蒸汽发生器产生蒸汽去推动汽轮机。采用铀...
快中子堆,也称快堆。它是让裂变后产生的快中子不经任何慢化,直接与核燃料中铀235以及大量的铀238起链式裂变反应,这样就可以充分利用铀239这种核燃料。这种堆体积可以做得很小,单位体积内功率密度高,可以用远比水___高的金属钠作载热剂.由于快堆中铀238直接吸收大量快中子,可以变成铀239,此后铀239经过两次β衰变...
2000 年 5 月,第四代核能系统国际论坛召开,会议确定了六种需要进一步研究和发展的第四代反应堆候选堆型,其中快中子反应堆(简称“快堆”)占据 50%,我国很早确立了“压水堆 - 快堆 - 聚变堆”的核能发展“三步走”战略路线。快堆,作为三步走中承上启下的关键环节,在“碳达峰、碳中和”的路线上具有...