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我国快堆技术发展和核能可持续应用
引用本文:徐銤.我国快堆技术发展和核能可持续应用[J].现代物理知识,2011,23(3):37-43.
作者姓名:徐銤
作者单位:北京中国原子能科学研究院 102413
基金项目:致谢:本文摘录了我国快堆开发至今的一些成果,作者谨向快堆领域的同志们表示深深的谢意.
摘    要: 一、前言
快中子堆(简称快堆)是主要以平均中子能量0.08~0.1MeV 的快中子引起裂变链式反应的反应堆。快中子堆的主要特点是,在堆运行时,新产生的易裂变核燃料,如钚,能多于消耗掉的易裂变核燃料钚或235U,即增殖比大于1,易裂变核燃料得到增殖,因此又称为快中子增殖反应堆。运行中真正消耗的是天然铀中不易裂变,且丰度占99.2%以上的238U。快堆的乏燃料(即运行后出堆的燃料)经后处理,所得钚返回堆内再烧,多余的钚则用于装载新的快堆。如此封闭并无限次循环则对铀资源的利用率可从单单发展压水堆的1%左右提高到60%~70%。

关 键 词:快堆技术  持续应用  裂变链式反应  核能  中子能量  反应堆  快中子  核燃料
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