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...
快堆是当今唯一现实的增殖堆型。涉及工程 截至2024年3月31日，我国运行核电机组共56台（不含台湾地区），装机容量为58218.34MWe（额定装机容量）。2024年1-3月全国共有1台核电机组装料、无核电机组投入商运。主要堆型是压水堆。压水堆是热中子堆（或称慢中子堆），主要利用铀-235作为裂变燃料,而铀-235只占...
快堆是当今惟一现实的增殖堆型。是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的实验堆型。再生速度高于消耗速度，快速增殖。快堆的一个重要特点是：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...
开发增殖堆成为世界所有国家长期的目标。选取加速器驱动次临界快堆,进行嬗变来自于PWR(U)乏燃料中次锕系元素的研究。在堆芯内，燃料为NpAmCm的氧化物，选取液态钠为冷却剂。利用下列程序对所选方案进行物理计算和分析：LAHET模拟质子与靶核的相互作用；MCNP4A模拟次临界包层内20MeV以下的中子与材料核的相互作用；...
快中子增殖堆燃料组件是由几十根到几百根燃料棒按正三角形点阵排列镶嵌在导轨式格栅上，再装入六角形外套管而组成的。外套管上端有组件操作机构，下端有组件定位管座(见图)。快堆燃料组件的制造主要包括燃料芯块制备，燃料棒制造和燃料组件组装。燃料芯块制备 目前建成的快堆大多数采用铀钚混合氧化物(UO₂-PuO₂)...
1、转换堆：一般指日本建造的发电，是一种重水慢化、轻水冷却的压力管型核反应堆。2、增殖堆：能够产生比它消耗的更多的裂变材料，增殖堆因其中子的有效利用率高，使用可增殖材料铀238或钍232，产生更多的易裂变材料。
增殖堆后处理 正在研究发展的增硝堆有钠冷快中了增殖堆和气冷快，子增殖堆。此外还有232Th/233U 热巾子增殖堆和一体化实验增效堆EBR-Ⅱ、不同的堆型采用不同的后处理方法。钠冷快‘卜子增殖堆后处理见快堆燃料后处理，232Th/233U热中子增殖堆燃料后处理采用Thorex流程。EBR-Ⅱ的燃料后处理采用干法流程如盐...
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液态金属快增殖堆 液态金属作冷却剂的快中子增殖堆、通常选用液态金属钠作 为冷却剂。金属钠的热传导性能好，沸点高，‘}，子吸收截面 低对快中f的慢化作用小。钠冷快堆的中f.能谱硬，燃料增 殖比大J钠的沸点为ss2}，允许核电站在>soo℃的高温卜 运行，无需对钠冷却系统加压仁}l可获碍很高的发电效率。...