补充资料：快中子增殖堆

快中子增殖堆
fast-breeder reactor

快堆一回路钠的工作温度比其沸点低300℃左右，因此快堆一、二回路儿乎是常压系统;在钠池外，还设有保护池，因此失钠的可能性极低;同时，钠池中大量的钠和钠的高热导，保证堆芯始终有好的冷却条件;一回路钠不易泄漏而且裂变产物易与钠结合成化合物而后被净化除去，因而限制了快堆放射性物质的释放。这些都是快堆的固有安全特征。根据快堆堆芯的中子学特点和钠的自然对流能力和高的热导特性，快堆可以设计得具有功率自稳、无外电源的衰变热排放的非能动安全性，再加上能动的停堆和衰变热系统，所以快堆是一种安全性很好的先进堆型。 发展前景主要工业国家发展快堆已有三四十年时间，总共建成、运行了20座快堆，其中包括4座电功率为25~60万kw的原型快堆和1座电功率120万kw的商用示范性快堆电站。实践证明，快堆安全可靠口但快堆的经济性还待改进，主要措施是简化系统和设备并实现成批建造。近年来，发展快堆国家的研究表明，快堆除作为有效利用核资源，为国家提供长期稳定能源的堆型外，它还是一种能将核电站运行过程中产生的长寿命钢系元素擅变的堆型。 (徐袜)快中子增殖堆(fast一breeder reaetor)一种主要以快中子〔能量大于lokeV)引起可控裂变链式反应的核反应堆，简称快堆。 裂变燃料增殖快堆可采用铀235和(或)怀作为裂变燃料，并采用铀238为可转换材料。快堆电站运行时，消耗裂变燃料而发电，同时又发生下列核反应而产生新的裂变燃料杯239:238U(n，了) 。__p-““JU .es一-小23分239NP 日一一一~一卜2.3天gPu所产能多于所耗，故谓之裂变燃料的增殖。一座大型快堆按理论上，每消耗Ikg裂变燃料能生产出1.3~1.skg新的裂变燃料。快堆燃料的倍增时间可望达到10年左右，而在快堆中实际消耗的是铀238。发展快堆可以将铀资源的利用率从单发展热中子堆的1一2%┌──┬─┐│/芳 │羹││琳 │ │└──┴─┘ 快堆核电站热传输系统原理图1·堆芯2.控制棒3.旋转塞4.顶盖5一次钠泵6.中间热交换器 7.主钠池8.保护池9·冷却剂钠功·二次钠泵n·蒸气发生器 12.汽轮机13.给水泵14.冷凝器15.发电机 提高到60一70%。 结构与特点快堆裂变燃料铀或钵常做成氧化铀 (UO)，混合氧化铀怀〔(Pu，U)O;]，或合金形式。 目前，正在发展的还有氮化物和碳化物形式等。

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