快堆
快堆的概念
第二，原子弹内与裂变无关的材料少。而快堆为了维持长期运行，并将堆内原子核裂变产生的热送出来，堆内有大量的结构材料和冷却剂。它们的存在既增加了中子的吸收，又使中子的速度有一定程度的慢化，延长了中子存在时间。这是限制核电站用的快堆功率增长速度的另一个因素。
第三，原子弹采用高效炸药的聚心爆炸，使核燃料很快密集在一起，将链式反应的规模急剧扩大，也就是我们说的达到瞬发超临界状态；而作为核电站用的快堆，只要一达到瞬发临界，堆芯很快就会散开，难以维持链式反应。目前的控制手段，已可以保证快堆不至于达到瞬发临界。
快堆增大核燃料利用率
理论上快堆可以将铀－238、铀－235及钚－239全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其他种类的原子核，快堆只能使60～70%的铀得到利用。即使如此，也比目前热堆中的压水堆对铀的利用率高140倍，比重水堆高70倍以上。然而由于贫铀、乏燃料、低品位铀矿乃至海水里的铀，都是快堆的“粮食”来源，所以快堆能为人类提供的能源，就不是比热中子反应堆大几十倍，而是大几千倍，几万倍，甚至更多。
目前，各国发展的主要是用铀、钚混合氧化物作燃料，用液态钠作冷却剂的快中子增殖堆。它的简单工作过程是：堆内产生的热量由液态钠载出，送给中间热交换器。在中间热交换器中，一回路钠把热量传给中间回路钠，中间回路钠进入蒸汽发生器，将蒸汽发生器中的水变成蒸汽。蒸汽驱动汽轮发电机组。
中间回路把一回路和二回路分开。这是为了防止由于钠水剧烈反应使水从蒸汽发生器漏入堆芯，与堆芯钠起激烈的化学反应，直接危及反应堆，造成反应堆破坏事故。同时，也是为了避免发生事故时，堆内受高通量快中子辐照的放射性很强的钠扩散到外部，就铀资源的利用而言，主要是利用天然铀中约占0.7%的铀－235，其余,99.3%的铀－238大部分不能被利用。而快中子堆可以充分利用铀－238把它的利用率从l～2%提高到60～70%。铀－238吸收一个中子变成钚－239。l克钚－239裂变时发出的热量相当于3吨煤的热量。世界铀矿储量约为460万吨，可换算成138，000亿吨煤。目前，全世界已探明煤的储量为6，630亿吨。所以，快中子堆充分利用这些铀资源，就相当于目前已知煤储量的21.8倍。
快堆的工作原理
快堆的工作原理
快速堆是一种特殊的堆，它可以支持更快的插入和删除操作，以及更快的查找操作。
快速堆的工作原理如下：
首先，快速堆是一种特殊的二叉堆，它的每个节点都有两个子节点，每个节点的值都比它的子节点的值要小。
其次，快速堆的插入操作是将新元素插入到堆的最后一个位置，然后将新元素与其父节点的值进行比较，如果新元素的值比父节点的值要小，则将新元素与父节点交换位置，然后继续与父节点的父节点进行比较，直到新元素的值不再比父节点的值小为止。
第三，快速堆的删除操作是将堆的最后一个元素与堆顶元素交换位置，然后将堆顶元素删除，然后将堆顶元素与它的子节点进行比较，如果堆顶元素的值比子节点的值要大，则将堆顶元素与子节点交换位置，然后继续与子节点的子节点进行比较，直到堆顶元素的值不再比子节点的值大为止。
最后，快速堆的查找操作是从堆顶开始，比较堆顶元素的值与要查找的值，如果相等，则查找成功；如果要查找的值比堆顶元素的值要小，则查找堆顶元素的左子节点；如果要查找的值比堆顶元素的值要大，则查找堆顶元素的右子节点，然后继续比较，直到找到要查找的值为止。
总之，快速堆的工作原理是通过比较和交换节点的值来实现插入、删除和查找操作，从而提高堆的操作效率。
快堆发展前景
快堆发展前景快堆是一种新型的核能发电技术，相较于传统的核电技术具有更高的燃烧效率和更少的核废料产生。
快堆发展前景广阔且十分具有潜力。
首先，快堆燃烧效率高。
快堆采用钠冷却剂代替了传统反应堆中的水冷却剂，因此在核燃料利用率方面有较大突破。
普通的核反应堆只能利用核燃料的1%左右，而快堆则可以高达70%以上，大大提高了核能资源的利用效率，减少了对核燃料的需求。
其次，快堆的废物处理更加安全。
传统核电技术中产生的核废料需要长时间进行储存和处理，而且存在泄漏和安全隐患。
而快堆采用的钠冷却剂可以显著减少核废料的产生，并且可将核废料的寿命从数千年减少到数百年。
同时，快堆还可以利用已经产生的核废料作为新的燃料，进一步减少核废料的产生。
再次，快堆能够提供更加稳定的电力供应。
由于快堆的燃烧效率高，核能资源利用效率提高，可以减少对燃料的需求，从而提供更加稳定的电力供应。
快堆还具有较高的负载可调性，可以根据电网需求提供灵活的电力输出，能够更好地适应电力市场的变化。
此外，快堆技术的发展还将带动先进的核燃料循环技术的发展。
快堆技术可以利用已经消耗过的核燃料，包括传统反应堆产生的核废料，将其再次作为核燃料来供能。
这样可以大大延长核能资源的使用寿命，减少对自然资源的依赖。
快堆技术在全球范围内得到了广泛的关注和应用。
多个国家和地区已经开始研发和应用快堆技术，包括俄罗斯、中国、印度和美国等。
这些国家都看重快堆技术在节能减排、提高能源利用效率以及增加电力供应等方面的潜力，将其列为国家重点发展的战略产业。
总的来说，快堆作为一种新型的核能发电技术，具有燃烧效率高、废物处理更安全、电力供应更稳定等优势。
快堆技术的发展前景广阔且具有很大的潜力，对于推动清洁能源发展、实现能源可持续发展具有重要意义。
随着技术的进一步成熟和应用，相信快堆技术将会在未来发挥更重要的作用。
快堆 方程式
快堆方程式
"快堆" 是指快中子反应堆（Fast Neutron Reactor）的简称，它使用高速中子来维持和促进核反应。
与热中子反应堆不同，快堆中子的能量级别较高，因此能够触发不同的核反应，包括裂变和转变。
快堆中的核反应通常遵循以下方程式：
1. 快中子裂变反应：这是快堆中最重要的反应之一。
在这种反应中，快中子与核燃料相互作用，导致核燃料的裂变。
这种裂变反应通常可以用以下方程式表示：
快中子 + 核燃料（通常是钚、铀等） -> 分裂产物 + 快中子
具体的反应方程式将取决于所使用的核燃料和裂变产物。
2. 中子捕获反应：在快堆中，中子还可以被核材料捕获，产生新的核素。
这种中子捕获反应通常可以用以下方程式表示：快中子 + 核材料 -> 新的核素+ γ射线
这个过程有助于产生新的核素，同时也有可能消耗中子。
3. 中子传输反应：在快堆中，中子也可能经过一系列散射事件而保持其高速状态，而没有引起核裂变或中子捕获。
这些中子传输反应可以用散射截面方程式来描述，其中包括散射截面和吸收截面等参数。
这些方程式是用来描述快堆中子反应和核反应的基本方程式。
在实际的核反应堆设计和运营中，需要详细的核反应截面数据以及中子传输的建模和模拟来更精确地描述和控制堆的性能。
核工程师和物理学家使用这些方程式来设计和优化快堆，并确保其安全和高效的运行。
D快堆核电站
1.2.5 快堆的发展指日可待快中子反应堆，简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆。
快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。
燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒(见图1.2.17)。
快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。
燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。
每个燃料盒的中部Array是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。
核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。
反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。
控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中，通过顶部的传动机构带动。
由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。
目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。
根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。
气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题图1.2.17 块堆燃料棒与块堆组件较大，所以目前仅处于探索阶段。
钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。
钠的中子吸收截面小；导热性好；沸点高达886.6℃，所以在常压下钠的工作温度高，快堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压，冷却剂的温度即可达500-600℃；比热大，因而钠冷堆的热容量大；在工作温度下对很多钢种腐蚀性小；无毒。
所以钠是快堆的一种很好的冷却剂。
世界上现有的、正在建造的和计划建造的都是钠冷快堆。
但钠的熔点为97.8℃，在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。
钠的缺点是化学性质活泼，易与氧和水起化学反应。
当蒸汽发生器管子破漏时，管外的钠与管内泄漏的水相接触，会引起强烈的钠-水反应。
快堆谱的平均能量
快堆谱的平均能量
快堆是一种利用高速中子进行裂变的核反应堆。
关于快堆谱的平均能量，通常可以通过描述中子的能量分布来表达。
具体的平均能量取决于堆的设计和运行参数。
一般而言，快堆的中子谱中包含高能快中子。
这些中子的能量范围通常在1 MeV（兆电子伏特）以上。
由于快中子对物质的穿透能力强，它们能够更有效地使裂变反应发生，从而提高反应堆的效率。
在设计快堆时，工程师们会考虑到中子的能量分布，以确保最佳的裂变反应和热效应。
平均能量是一个衡量中子谱特性的重要指标之一，它可以影响反应堆的燃料效能、热工学性能等方面。
需要注意的是，不同类型的快堆（如液态金属快堆、固体快堆等）以及不同的运行条件会导致中子谱的变化，从而影响平均能量。
因此，具体的平均能量值需要根据具体的快堆设计和运行参数来确定。
快堆的工作原理
快堆的工作原理快堆（QuickHeap）是一种快速分配和释放内存的算法，可以支持一次性分配和释放大量内存块，提高系统资源的利用率。
它一般利用两种经典算法实现：红黑树和跳跃列表。
红黑树（Red-Black Tree）又称为二叉搜索树，它有如下特性：1、每个节点都有一个指向另一个节点的左右子节点的指针；2、每个节点的值大于其左子节点的值，小于其右子节点的值；3、每个节点都有一个颜色，可以是红色或黑色；4、根节点是黑色的；5、每个叶子节点都是黑色的（叶子节点是不具有子节点的节点）；6、如果该节点是红色的，它的子节点必须是黑色的；7、任意节点到其子孙节点的路径上，不能有两个连续的红色节点。
当使用红黑树时，快堆先将内存分为多个独立的内存块，并将这些内存块插入到红黑树中，每个内存块有一个内存大小的标签，当需要分配内存时，快堆便会去红黑树中查找最小值，并将这个值从红黑树中移除。
这样便实现了能够比较快速地从红黑树中分配内存块的效果。
跳跃列表（Skip List）是一种随机化的数据结构，它是一个有序链表，但是每一个节点都有多个指针指向其他节点，这些指针称为索引，索引的数量取决于链表的长度，索引能够提高搜索的效率。
使用跳跃列表时，快堆会先将内存分为多个独立的内存块，并将这些内存块插入到跳跃列表中，每个内存块有一个内存大小的索引，当需要分配内存时，快堆便会去跳跃列表中查找最小值，并将这个值从跳跃表中移除。
由于跳跃表中有索引，可以更快地定位到内存块，因此，能够更快速地从跳跃表中分配内存块。
总之，快堆是一种快速分配和释放内存的算法，可以支持一次性分配和释放大量内存块，提高系统资源的利用率。
它可以通过红黑树和跳跃列表的方式实现快堆，分别具有在分配内存时能够从红黑树和跳跃列表中较快速地定位到内存块的优点，即能够更快地分配内存块。
一体化快堆的概念
一体化快堆的概念
一体化快堆是指将核燃料和冷却剂集成在一起，形成一个整体的燃料单元。
相比传统的快堆，一体化快堆具有更高的燃烧效率和更安全的特点。
一体化快堆具有以下特点：
1.高效能：快中子在快堆燃料中传播速度快，能量高，利用效率更高。
2.资源丰富：快堆燃料可使用天然铀、钚等资源，资源储备丰富。
3.废弃物减少：快堆燃料的废弃物产生量较少，对环境污染较小。
4.安全可靠：快堆燃料具有良好的自稳定性和安全性能，事故发生概率
低。
此外，一体化快堆还具有更高的燃烧效率和更安全的特点。
相比传统的快堆，一体化快堆将核燃料和冷却剂集成在一起，形成一个整体的燃料单元，从而提高了燃烧效率。
同时，由于核燃料和冷却剂集成在一起，一体化快堆也更加安全，因为核燃料和冷却剂之间的相互作用可以得到更好的控制和监测。
需要注意的是，虽然一体化快堆具有许多优点，但是其建设和运营成本较高，技术难度也较大。
此外，由于核燃料资源的有限性，一体化快堆的长期运营和发展也受到一定的限制。
因此，在发展和应用一体化快堆时，需要综合考虑其优缺点和实际情况。
中国实验快堆工程
中国实验快堆反应堆容器超压保护系统前言快堆是快中子增殖堆的简称。
快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。
1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。
法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。
现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。
中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。
2011年7月21日10点成功实现并网发电。
中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。
快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。
我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。
标志着国家“863计划”重大项目目标的全面实现，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。
这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了重要的一步。
在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统实验快堆反应堆容器超压保护系统一，功能反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。
快中子增殖反应堆
快中子增殖反应堆词条有待完善，欢迎您编写!开放分类：基本物理概念编辑词条分享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。
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、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238,铀-238吸收中子后变成钚-239。
在快堆中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖，故快堆的全名为快中子增殖反应堆。
快堆是当今惟一现实的增殖堆型。
我国核能利用已进入商用阶段,目前已有9座核电反应堆机组在运行,总装机容量达到670万千瓦,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只占天然铀的0.7%左右。
对压水堆来说，烧一次只能烧掉核燃料（即投入铀资源）的0.45%左右,剩下的99%还是烧不掉,其中主要是铀-238。
如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238,所以只有铀-238消耗完了,才不能继续循环。
理论上，发展快堆能将铀资源的利用率提高到100%,但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到60％～70％的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130～160倍。
利用率提高了,贫铀矿也有开采价值,这样,从世界范围讲,铀资源的可采量将提高上千倍。
1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。
研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。
至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。
1993年，我国快堆研究进入发展阶段。
由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进国外先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，目前设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70％。
快中子增殖堆
核心设备
文殊快堆
一回路钠泵
中间回热器堆
主循环钠回路
设计复杂： 1、吸收热膨胀 2、相变
3、辅助设备多
文殊堆的技术参数
Reactor type Output Fuel Core Dimensions: ............. Equivalent diameter, height,Volume ............. ............. Plutonium enrichment ( % Pu fiss.) Inner / Outer Fuel Mass: ............. Core ( U+Pu metal ), blanket ( U metal ) Average burn-up Cladding tube dimensions . doou / thickness 5.9 t, 17.5 t 80 000 MWd/t (approx.), 换料6 months (approx.) 6.5 mm / 0.47 mm, 材料：SUS 316 180 cm (approx.), 93cm, 2340 liters Fast breeder reactor, Sodium cooled (loop-type) 714 MWth, 280MWe, 3 loops Plutonium-Uranium mixed oxide
二、钠冷快堆的特点©
战略意义:
铀资源充分利用
PWR + FBR 匹配发展，实现封闭燃料循环 中国计划： - 先发展PWR，积存工业钚。 - 2025年建快堆， - 2050年PWR＋FBR 616GW
二、钠冷快堆的特点©
焚烧长寿命錒系核素，环境保护
- 处置技术保证数百年， - 但核素影响数百万年 - 錒系核素在快中子轰击下裂变， 其裂变产物在堆中在快中子作用下嬗变掉。
快堆燃料组件燃耗计算公式
快堆燃料组件燃耗计算公式引言。
快堆是一种高效的核反应堆，其燃料组件的燃耗计算对于核能工程的设计和运行具有重要意义。
本文将介绍快堆燃料组件燃耗计算的相关理论和公式，并探讨其在实际工程中的应用。
快堆燃料组件燃耗计算公式的推导。
快堆燃料组件的燃耗计算是基于核反应堆物理学的理论基础进行的。
在快堆中，核裂变产生的中子主要是高能中子，其能量范围较宽，同时还存在一定比例的热中子。
快堆燃料组件的燃耗计算需要考虑到这些中子的特性，并结合燃料的裂变和衰变过程进行分析。
在快堆燃料组件中，裂变和衰变过程是同时进行的。
裂变过程产生的高能中子会继续引发更多的裂变，从而产生链式反应。
同时，裂变产生的核素会经历衰变过程，形成新的核素。
这些过程的速率和比例需要通过一系列的物理学方程进行描述，从而得到燃料组件的燃耗情况。
快堆燃料组件燃耗计算的基本公式可以表示为：Δm = Σ(ΦσΦ v N dt)。
其中，Δm表示燃料组件的质量损失；Φ表示中子通量；σ表示裂变截面；v表示中子速度；N表示目标核素的摩尔数；dt表示时间间隔。
这个公式描述了快堆燃料组件的燃耗过程，其中裂变截面和中子通量是影响燃耗速率的重要因素。
裂变截面描述了核素对中子的吸收和裂变的能力，而中子通量则描述了单位时间内通过单位面积的中子数目。
这些因素的变化会直接影响燃耗速率，从而对快堆的运行性能产生重要影响。
快堆燃料组件燃耗计算公式的应用。
快堆燃料组件燃耗计算公式可以应用于核能工程的设计和运行中。
首先，通过这个公式可以对快堆燃料组件的燃耗情况进行预测和分析。
工程师可以根据这些计算结果，优化燃料组件的设计和运行参数，从而提高快堆的能量输出和安全性能。
其次，这个公式也可以用于快堆的实时监测和运行控制。
通过监测中子通量和裂变截面的变化，可以及时发现燃料组件的异常情况，并采取相应的措施进行调整。
这对于保障快堆的安全运行具有重要意义。
此外，快堆燃料组件燃耗计算公式还可以用于评估燃料组件的寿命和更换周期。
发展快堆具有三大优势
发展快堆具有三大优势
1通过核燃料增殖，大幅提高铀资源利用率。
快堆可将占天然铀
99.3%的铀238转化成易裂变的钚239，对天然铀的利用率可以
提高60倍以上。
压水堆、快堆匹配发展，建立闭式燃料循环体系，可保持核能的大规模可持续发展；
2通过嬗变长寿命放射性核素，实现核废物最小化。
让高效、清洁的核能的发展与环境充分友好；
3具有高安全性。
快堆具有较好的固有安全性高，实现完全的非能动余热导出、多道相互独立的包容屏障以及其它的非能动安全措施，可以保证即使在严重事故下也无需厂外应急。
什么是热中子反应堆与快中子反应堆
什么是热中子反应堆与快中子反应堆热中反应堆是一种安全、干净都达到要求的经济能源，在目前以及今后一段时间内它将是发展核电的主要堆型。
然而，热中子反应堆所利用的燃料铀235，在自然界存在的铀中只占0.7%，而占天然铀99.3%的另一种同位素铀238却不能在热中子的作用下发生裂变，不能被热中子堆所利用。
自然界中的铀储量是有限的，如果只能利用铀235，再有30年同样会面临铀235匮缺的危险。
因此人们把取得丰富核能的长远希望，寄托在能够利用铀235以外的可裂变燃料上。
于是，快中子增殖反应堆便应运而生。
如果核裂变时产生的快中子，不像轻水堆时那样予以减速，当它轰击铀238时，铀238便会以一定比例吸收这种快中子，变为钚239。
铀235通过吸收一个速度较慢的热中子发生裂变，而钚239可以吸收一个快中子而裂变。
钚239是比铀235更好的核燃料。
由铀238先变为钚，再由钚进行裂变，裂变释出的能量变成热，运到外部后加以利用，这便是快中子增殖堆的工作过程。
在快中子增殖堆内，每个铀235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。
快堆使用直径约1米的由核燃料组成的堆芯，铀238包围着堆芯的四周，构成增殖层，铀238转变成钚239的过程主要在增殖层中进行。
堆芯和增殖层都浸泡在液态的金属钠中。
因为快堆中核裂变反应十分剧烈，必须使用导热能力很强的液体把堆芯产生的大量热带走，同时这种热也就是用作发电的能源。
钠导热性好而且不容易减慢中子速度，不会妨碍快堆中链式反应的进行，所以是理想的冷却液体。
反应堆中使用吸收中子能力很强的控制棒，靠它插入堆芯的程度改变堆内中子数量，以调节反应堆的功率。
为了使放射性的堆芯同发电部分隔离开，钠冷却系统也分一次回路和二次回路。
一次回路直接同堆芯接触，通过热交换器把热传给二次回路。
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钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的 液态钠将核反应释放的热量带出堆外。钠的中子吸收截面 小；导热性好；沸点高达886.6℃，所以在常压下钠的工 作温度高，快堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压， 冷却剂的温度即可达500-600℃；比热大，因而钠冷堆的 热容量大；在工作温度下对很多钢种腐蚀性小；无毒。所 以钠是快堆的一种很好的冷却剂。世界上现有的、正在建 造的和计划建造的都是钠冷快堆。但钠的熔点为97.8℃， 在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。钠 的缺点是化学性质活泼，易与氧和水起化学反应。所以在 使用钠时，要采取严格的防范措施，这比热堆中用水作为 冷却剂的问题要复杂得多。
1.核反应堆 2.你见过核反应堆设计图吗 3.六种第四代反应堆概念 4.中国首次快堆达到临界 5.火箭发动机
快中子增殖反应堆结构
• 快中子增殖反应堆结构 快中子堆一般采用 氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚 混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径 约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件 细棒
堆研发活动，受到世界核科学界的 广泛关注。因为与传统反应堆截然不同，更重要的是简单、方便， 能销毁阿系元素以及扩大燃料资源的独特能力和经济竞争潜质。 尽管1970年代后期美国的MSR研究活动被迫停止，但世界其它 国家和学术团体的研究没有停止，而且有所发展。俄罗斯70年代 开始研究MSR技术，在嬗变、销毁超铀元素研究上与欧洲原子共 同体合作，提出的2400MWt熔盐锕系元素再循环与嬗变堆 (MOSART) [51]，公认是燃烧器反应堆研究的最高水平。 法国在MSR研究上成绩显著，提出的无石墨钍熔盐堆(TMSR)， 快谱（CR～1.10）、双流，负反馈系数极大，简化了燃料处 理[52],公认是钍增殖堆优先开发的方向。日本的MSR研究一直 限于民间学术团体，京都大学的古河教授联合世界8个国家的17位 核科学专家组成“钍熔盐论坛”，还提出了“钍熔盐核能共生系统 通往“钍世纪”路线图。 见《第四代核能发展的困境》
传统的压水堆
• 中国快堆
• 中国快堆 • 快中子增值反应堆
• 快堆用钠做冷却剂。 • 钠比熔点低，容易较快升温，比热容大， 带走大量热，还可以和硼类反应，起慢反 应作用
• 快堆用钠做冷却剂
• 2. 铅合金液态金属冷却快堆系统LFR LFR 系统具有快中子能谱为铅或铅/铋共晶液态金属。 冷却反应堆拥有一个能有效增殖铀和管理锕系元素的闭合 燃料循环，该循环可以把锕系元素进行完全燃烧，再循环 拥有主要或局部燃料循环设施。 LFR 系统电厂装机容量可变包括具有非常长的换料间 隔期的50 -150MWe 电池装机容量为300-400MWe 模块系统， 以及装机容量为1200MWe的大型整体式电厂。上面提到的 电池指的是长寿命的工厂制造的堆芯，不是指电化学能量 转化设备。 该系统燃料以金属或氮化物为基础，包括可增殖的铀 和超铀元素。LFR 反应堆系统采用自然对流循环冷却，出 口温度为550。 如果采用先进的耐热材料，出口温度可以 提高到800 温度，升高了热化学过程将产生氢。
按结构来分，钠冷快堆有两种类型，即回路式和池式。 回路式结构就是用管路把各个独立的设备连接成回路系统。优 点是设备维修比较方便，缺点是系统复杂易发生事故。与一般压水 堆回路系统相类似，钠冷快堆中通过封闭的钠冷却剂回路（一回路） 最终将堆芯发热传输到汽-水回路，推动汽轮发电机组发电。所不 同的是在两个回路之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路 （二回路）和钠-钠中间热交换器，以确保因蒸汽发生器泄漏发生 钠-水反应时的堆芯安全。 池式即一体化方案，池式快堆将堆芯、一回路的钠循环泵、中 间热交换器，浸泡在一个很大的液态钠池内。通过钠泵使池内的液 钠在堆芯与中间热交换器之间流动。中间回路里循环流动的液钠， 不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器，使汽-水回 路里的水变成高温蒸汽。所以池式结构仅仅是整个一回路放在一个 大的钠池内而已。在钠池内，冷、热液态钠被内层壳分开，钠池中 冷的液态钠由钠循环泵唧送到堆芯底部，然后由下而上流经燃料组 件，使它加热到550℃左右。从堆芯上部流出的高温钠流经钠-钠中 间热交换器，将热量传递给中间回路的钠工质，温度降至400℃左 右，再流经内层壳与钠池主壳之间，由一回路钠循环泵送回堆芯，
两种结构形式相比较，在池式结构中，即使循环泵出现故障， 或者管道破裂和堵塞造成钠的漏失和断流，堆芯仍然泡在一个 很大的钠池内。池内大量的钠所具有的足够的热容量及自然对 流能力，可以防止失冷事故。因而池式结构比回路式结构的安 全性好。现有的钠冷快堆多采用这种池式结构。但是池式结构 复杂，不便检修，用钠多。 1975年在法国境内合资建造的"超凤凰"快堆电站，就是 一座钠冷、池式、四环路快中子堆商用验证电站。其电站热功 率300万千瓦，净电功率120万千瓦。采用外径8.5毫米的不锈 钢管做燃料元件包壳，271根燃料棒组成一个组件。堆芯共 364个燃料组件，通过堆芯的钠流量为5.9万吨/小时。采用池 式结构，钠池内径21米，高19.5米，堆芯高1米。有并列的四 个环路，包括四台钠泵和八台中间热交换器都放在钠池内。增 殖比可达1.2；功率密度为285千瓦/升；热能利用效率达到41 ％。
• 快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化 铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加 工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内， 构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料 元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。 • 快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料 区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件 盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃 料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒 组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组 成的增殖再生区。反应堆的链式反应由插入核燃料区的控 制棒进行控制。控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角 形套管中，通过顶部的传动机构带动。 • 由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特 别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。目前快堆中 的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。根据冷却剂的 种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于 缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后 堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。