今天给各位分享快中子反应堆的知识，其中也会对核聚变反应堆进行解释，如果能碰巧解决你现在面临的问题，别忘了关注本站，现在开始吧！

本文目录一览：

• 1、快中子反应堆
• 2、快中子增殖反应堆是什么？
• 3、快中子反应堆是什么?求解
• 4、快中子反应堆的特点

快中子反应堆

快中子反应堆用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，铀-238就会很快变成钚-239。在快中子增殖堆内，每个铀239核裂变所产生的快中子，可以使12至16个铀238变成钚239。尽管它一边在消耗核燃料环239，但一边又在产生核燃料钚239，生产的比消耗的还要多，具有核燃料的增殖作用，所以这种反应堆也就被叫做快中子增殖堆，简称快堆。

快中子增殖反应堆是什么？

快中子增殖反应堆，是指吸收快中子产生裂变的一种反应堆。

快中子增殖反应堆用的核燃料是钚-239，在堆芯周围有一层铀-238，在天然中的含量为99.28％，它本不是裂变元素，不能作为核原料，但在快中子反应堆中，铀-238吸收了钚-239裂变放出的中子后，跃身一变而成为新的钚-239。钚-239核比铀-235核裂变放出的中子多，加上快中子反应堆不需慢化剂，减少了中子被吸收的损失。

因此，裂变产生的中子除能维持裂变反应外，多余的中子被铀-238吸收，生成新的钚-239。

这就是说，快中子反应堆在使用核燃料的同时，还将热中子堆无法使用的铀-238变成了可利用的核燃料钚-239，而且生成的钚-239比用掉的还多，这叫增殖核燃料。由此可见，采用增殖反应堆的核电站能发出比用热中子反应堆的核电站多得多的电。

显然，一座快中子反应堆只要连续运行15～20年，就可以积累起足以装备与自身功率同样大的新反应堆所需要的核燃料，人们赞誉它为核燃料生产工厂。

快中子反应堆，不仅能够大大增殖核燃料，还有干净、热效率高等优点，目前，世界上许多国家都在积极发展快中子反应堆。

法国建造了“凤凰”快中子堆和“超凤凰”快中子堆，都采用了一体化的池式结构。

在埃及神话中，吉祥鸟凤凰每隔500年就会自焚，涅粲然后再复生。“凤凰涅架”就是这个道理，可以说法国人给快中子堆起的名字别有匠心，正符合这一反应堆的特点。

该反应堆容器是一个很大的不锈钢池子，直径22米，高10米，壁厚为35～50毫米，堆顶是3米厚的钢和混凝土做成的盖板，在这个钢池子里，除了堆心之外，还放人一回路钠泵、钠一钠热交换器，这就保证放射性钠不会离开反应堆容器。一回路钠由下而上经过核燃料，加热到545℃。然后，再进入钠-钠热交换器。

同时，在反应堆容器的外面，还包有一个同样厚度的钢容器。整个装置再装在1米厚的混凝土安全壳内，这样，是重重设防，保险加保险。

在1991年世界核电站统计表中，可以找到9座快中子堆核电站，但实际运行的只有4座，法国的“超凤凰”堆便是其中之一。

只是，快中子堆由于技术复杂，安全要求高，因而造价极高，投资约是压水堆核电站的5倍。

又如，俄罗斯现有四座快中子反应堆在运行，并正在建造80万千瓦功率的快中子反应堆。

日本原型快中子反应堆已于1994年建成，经济验证，快中子反应堆将于2004年建造。

人们预计，快中子反应堆将会成为未来能源舞台上的重要角色。

快中子反应堆是什么?求解

核反应堆的裂变反应是借由中子来引发链式反应的，而中子引发反应的实质是中子被核捕获，使核发生裂变。实际上核裂变发射出的中子速度很快，往往超出核的捕获能力，导致下一步反应不易发生，故需加入慢化剂使中子减速，慢化剂作用实质是用较小的核与中子碰撞使其减速。但快中子反应堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不加入慢化剂是因为在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，铀-238就会很快变成钚-239。这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，因此这种反应堆又称"快速增殖堆"。快中子反应堆是一种较铀-235为燃料的反应堆更高级，更清洁的反应堆。

至于钠钾合金做热交换剂，是利用液态钠钾合金的优良导热性进行导热，进而控制反应堆温度。

快中子反应堆的特点

快堆的物理特性对仪表控制系统的影响快堆利用重核元素(铀或钚)吸收快中子裂变释放能量，其物理设计与热堆差异很大，致使其仪表控制系统也有别于热堆仪表控制系统。

1、动态参数快堆与热堆相比，堆芯富集度高.能谱硬,多普勒效应比热堆小，而且快堆缓发中子份额小，中子代时间短，这些对快堆控制来说是不利的，要求快堆控制系统有更好的瞬态响应特性。

2、毒物效应在快堆中，热中子几乎是不存在的因此在热堆设计中十分关键的热中子吸收截面高的材料在快堆中几乎并不显得那么重要，象“核”那样的裂变产物,相对来说是不重要的，快堆没有氙中毒问题.快堆堆芯小，快中子平均自由程比热中子长，因此快堆堆芯耦台得比热堆更紧密，不存在区域不稳定问题.因而在快堆中不必考虑功率分布波动的控制阀题，也不必象压水堆那样进行堆芯功率分布的测量，从这个意义上说对简化仪表控制系.统设计是有益的。

3、反应性控制由于快堆采用钠作冷却剂，无法使用仞如硼酸等可溶性毒物来控制反应性，一般采取单一的控制棒控制反应性方式,因而必须设置两套独立的控制棒停堆系统，以保证冗余和安全。

4、仪表效率目前的核测仪表均为对热中子敏感，检测快中子的效率相对较低,因而要求合理考虑板测仪表的设置和灵敏度问题。现状 2010年7月21日，中国核工业集团公司今日在北京宣布：由中核集团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——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。这是中国核电领域的重大自主创新成果，意味着中国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此，中国成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的我国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）今天达到首次临界。中核集团公司党组成员、副总经理、中国实验快堆领导小组组长杨长利表示，这意味着中国第四代先进核能系统技术实现了重大突破，成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。 杨长利介绍，快中子反应堆代表了第四代核能系统的发展方向，其形成的核燃料闭合式循环，可使天然铀资源利用率从压水堆的约1%提高至60%以上，同时还能让核废料充分燃烧，减少污染物质的排放，实现放射性废物最小化。由于利用率的提高，相对较贫的铀矿也有了开采的价值，这将使世界可采铀资源增加千倍。发展和推广快堆，因此被认为从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

据了解，目前中核集团已初步建立起钠冷快堆技术的研发体系和标准规范体系，全面掌握了快堆物理、热工、力学以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利。值得一提的是，实验快堆有近200多个系统，设备达7000多台套。国产化率达到70%以上。

在工程设计方面，实验快堆也取得了多方面突破：在世界上首次采用了非能动事故余热排出系统；自主完成了反应堆换料系统设计。

作为国家863计划重大项目，中国实验快堆是中核集团第四代核能技术研发的重点，该堆采用已在美、法、俄、日等国家有多堆运行经验的钠冷快堆技术，其热功率为65兆瓦，电功率20兆瓦。

建造实验快堆是中国快堆发展第一步。杨长利同时表示，未来中核集团将加快推进第四代核电机组——中国示范快堆的建造，推动中国铀钚混合燃料制造技术等配套技术的发展。

2011年7月22日上午10时，我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆成功实现并网发电。这一国家863计划重大项目目标的全面实现，标志着列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破，也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出重要一步。

快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的主力堆型。中国实验快堆是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一步。该堆采用先进的池式结构，核热功率65兆瓦，实验发电功率20兆瓦，是目前世界上为数不多的大功率、具备发电功能的实验快堆，其主要系统设置和参数选择与大型快堆电站相同。实验快堆充分利用固有安全性并采用多种非能动安全技术，安全性已达到第四代核能系统要求。据中国实验“快堆”总工程师徐銤介绍，“与前几代核能系统比，‘快堆’的安全性好、废料少，优势十分明显。虽然我国在发展“快堆”方面比一些发达国家晚了一步，但我们在学习国外技术的基础上进行改进，在管理方法、安全性上都有提高。”徐銤说，由于“快堆”采用了先进的非能动事故余热排出系统，日本福岛核电站发生的堆芯熔化事故，在“快堆”身上不会发生。

中国核工业集团公司相关负责人介绍，以快堆为牵引的先进核燃料循环系统具有两大优势：一是能够大幅提高铀资源利用率，可将天然铀资源的利用率从目前在核电站中广泛应用的压水堆的约1%提高到60%以上。二是可以嬗变压水堆产生的长寿命放射性废物，实现放射性废物的最小化。快堆技术的发展和推广，对促进我国核电可持续发展和先进燃料循环体系的建立，对核能的可持续发展具有重要意义。

该项目由科技部、国防科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。多年来，原子能院组织国内相关大学、研究院和企业等数百家单位并大力开展国际合作，经过不断创新探索和协作攻关，先后完成了研究、设计、建造、调试，2009年5月开始系统热调试，2010年7月21日实现首次核临界。在长达20多年的实验快堆研发过程中，我国全面掌握了快堆技术，取得了一大批自主创新成果和专利，实现了实验快堆的自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理，形成了完整的研发能力，并培养了一批优秀的技术人才队伍。作为总工程师，徐銤带领着团队，从预先研究、概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试，一手缔造了中国第一个“快堆”。长达11年的建设过程中，他们先后完成设计文件5000多册，调试技术文件600多册，运行维保规程600多册、各类研究报告1200多个，开展设计验证近53项，调试试验1000多项。作为一个全新的重大科学工程，徐銤和他的科研团队始终坚持自主创新，并加强国际合作，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利，设备国产化率高达70%，为我国“快堆”发展打下了坚实的基础。