快中子反应堆..
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 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。
快中子堆浅析
快中子堆浅析0、 导言快中子堆（fast breeder reactor ，FBR ），是由快中子引起裂变链式反应的反应堆。
其在运行时，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，实现易裂变核素的增殖。
快中子堆，全称应为快中子核反应堆或快速增值核反应堆，简称快堆。
快中子堆是第四代核反应堆GIF 建议的六个候选堆型之一，具有可充分利用铀资源、闭路燃料循环、可实现燃料增殖、热效率高等第四代核反应堆系统的特点。
1、 快中子堆基本原理快中子堆主要是利用天然铀中占99.2%左右的U 238，这很大的区别于压水堆使用U 235作燃料。
U 235对热中子的核裂变截面很大，在0.025ev 时裂变截面达到最大。
U 238只有在足够高的能量的中子轰击下才有可能发生裂变，但是其对快中子的俘获截面很大。
所以使用U 235的压水堆为提高中子利用率，需要使用慢化剂将核裂变中释放的中子迅速慢化，而快中子堆中不需要使用慢化剂。
U 238与快中子发生俘获反应经一系列变化后，转换为易裂变核素Pu 239，Pu 239在任何能量的中子轰击下均能发生核裂变反应释放能量，从而间接的利用了压水堆中无法利用的U 238，这也导致快堆电站初运行时需要装入一定量的Pu 94239作为启动时的核燃料。
其转换式如下：U （n,γ） 92238U 92298 β− Np 93239 β− Pu 94239。
2、 快中子堆基本构成当前有可能实现商业应用的快中子堆堆型有三种，分别是气冷快中子堆（GFR ）、铅冷快中子堆（LFR ）、钠冷快中子堆（SFR ）。
其中基于当前的工业基础和运行经验，钠冷快堆SFR 被多国作为第四代快中子反应堆的第一选择。
快堆使用的是能谱较硬的快中子，这直接导致其在结构构成上很大的区别于使用热中子的压水堆等。
本文将主要围绕钠冷快堆展开介绍。
2.1 燃料组件快中子堆的大部分功率是在燃料组件内产生的，一座典型的均匀LMFBR ，85%~95%的功率来自燃料区，3%~6%产生在燃料组件内的轴向转换区，3%~8%的功率在径向转换区内产生。
核反应堆物理分析(上)
核反应堆物理分析(上)核反应堆是一种利用核反应产生能量的设备。
核反应堆的原理是运用核反应的放能来加热液体或者气体，产生蒸汽，使蒸汽驱动轴类转子转动，从而使轴类转子带动发电机发电。
其中，核反应堆是由一系列核反应组成的，核反应会释放出大量的能量，能够加热冷却剂，从而驱动轴类转子转动，实现机械能转化为电能，供应给生活和工业用途。
核反应堆按照使用的核燃料分为热中子反应堆和快中子反应堆。
热中子反应堆是利用热中子与核燃料发生核反应来产生热能，因此核燃料应为小中子吸收截面大、熔点和密度适中的物质，如铀235和铀238。
快中子反应堆使用快中子来发生核反应来产生热能，核燃料应为小中子吸收截面小，熔点和密度大的物质，如氚。
核反应堆按照使用不同的冷却材料分为水冷反应堆和气冷反应堆。
水冷反应堆和气冷反应堆都是通过冷却剂将产生的高温热能带走，从而保证反应堆的稳定运行。
其中，水冷反应堆是使用水作为冷却剂，散热性好，但需要耗费大量水资源。
气冷反应堆使用气体作为冷却剂，无需消耗大量水资源，但由于气体散热性差，需要较大的排气系统。
核反应堆由反应堆堆芯和反应堆周边构成。
反应堆芯是核反应的核心部分，由燃料棒、控制杆、冷却剂以及结构材料等组成。
控制杆的作用是调节核反应的速率，保持反应堆稳定运行状态。
结构材料的作用是支持和固定反应堆芯的元件。
反应堆周边由反应堆罩、核反应堆容器、冷却剂循环系统等组成。
反应堆罩的作用是防止核辐射泄漏、防止反应堆失控。
核反应堆容器的作用是为反应堆芯提供密封保护，以避免辐射外泄。
冷却剂循环系统的作用是帮助反应堆芯和周边的结构材料散热。
核反应堆主要有两种核反应类型：裂变反应和聚变反应。
裂变反应是将重核分裂成两个轻核，同时释放出大量的能量。
核裂变产生的中子能够被稳定核吸收，产生新的能量，同时维持核反应的持续进行。
而聚变反应则是将轻核结合成重核，同样可以产生巨大的能量。
但是由于聚变反应需要极高的温度和压力，因此目前只有太阳和恒星能够维持聚变反应的进行。
中国实验快堆技术管理
中国实验快堆技术管理摘要：中国实验快堆是中国第一座钠冷快中子反应堆，其技术管理组承担运行、试验、生产计划、质保监督等重要管理职责。
本文通过对技术管理组职责的梳理归纳，落实岗位职责，对中国实验快堆运行管理有着重要参考意义。
关键词：中国实验快堆；技术管理中国实验快堆（以下简称CEFR）技术管理组负责CEFR运行、维修等现场活动的组织与管理，包括资源组织、过程控制、质保监督等；同时还承担运行室其它工作的组织与计划管理。
其工作组织的顺畅程度对CEFR运行管理至关重要。
本文参照法规要求，对技术管理组的职责进行梳理归纳，落实岗位职责，进一步提升CEFR运行管理水平。
1 CEFR简介CEFR是中国第一座钠冷快中子反应堆，作为我国核能发展战略三步走战略（压水堆→快堆→聚变堆），是快堆技术发展的基石。
中国实验快堆工程是国家“八六三”计划重大项目，由科技部、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。
热功率65MW、电功率20MW，采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路传热系统，共16个子项，建筑面积43000m2。
2法规要求根据核设施监督导则《研究堆运行管理》（HAD202/01）2.2 节运行部门责任要求，反应堆运行负责人的责任第三条：建立反应堆安全运行所必需的班、组，并领导其工作。
这些班、组至少应包括：运行班；专业组；辐射防护组；技术管理组。
关于技术管理组职责如下：1）负责制订反应堆的运行、检修、试验、生产计划，经反应堆运行负责人审定后，报营运单位批准；2）组织制订、修改反应堆的各种规程、制度；3）对与反应堆安全密切相关的实验方案和技术方案组织技术审查；4）对反应堆的运行记录进行系统的分析，从中发现技术上的问题并提出改进建议；5）负责对值班记录本和运行数据记录表进行整理加工；6）负责管理反应堆运行过程中产生的技术资料，保证随时处于完好可用状态，并负责编写所有上报材料。
3 CEFR技术管理组职责依据《中国实验快堆运行组织机构及岗位职责》（ZYY•MSTG•DG0001•CEFR），第4.5节技术管理组职责规定：技术管理组设置岗位8个，正式编制10人。
注册核安全工程师试题
1．在快中子反应堆中;无慢化剂;但中子通过与 D 非弹性散射能量也会有所降低..A. 钍—232B. 铀—233C. 铀—235D. 铀—238E. 钚—2392．绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯;其热中子注量率分布;半径方向上为 DA. 正弦分布B. 余弦分布C. 函数分布D. 零阶贝塞尔函数分布..E. 正比函数分布3．核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子;其平均能量达2Mev ;最大 B Mev;A. 8B. 10C. 12D. 14E. 164．.与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子..在20℃时最可几速度2200m/s;相应的能量为 A evA. 0.0253B. 0.0325C. 0.0352D. 0.0235E. 0.3255. 压水堆反应性控制主要通过改变 D 实现A.燃料芯块数量B.中子注量率C.慢化剂浓度D. 控制棒在堆芯位置E.控制棒的数量6. 在国际核能史上; C 成为发生频率最高事故..A.主给水管道破裂事故B.主蒸汽管道破裂事故C. 蒸汽发生器传热管破裂事故D.小破口失水事故E.大破口失水事故7. 堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程;低压溶化过程.高压过程一般以失去 E 为先导事件A. 全厂断电后;未能及时恢复供电B. 蒸汽发生器传热管破裂;减压失败C. 一回路系统与其他系统结合部的失水事故D. 失去一次侧热阱E. 失去二次侧热阱8. 核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标; 其中第二个层次是 DA.防止火灾发生B.防止火灾的蔓延C.包容火灾和放射性物质扩散D.及时探测和扑灭火灾;限制火灾的损害E.扑灭火灾方法的选用及实施9．核反应堆按中子能谱分;快中子堆;中能中子堆和热中子堆;热中子堆裂变由平均能量 E ev低能中子引起;堆内必须有足够慢化剂..A. 0.2B. 0.02C. 0.5D. 0.05E. 0.0710.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成;控制棒还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和 EA.原材料价格相对较低B.硬度大C.硬度小D.便于控制吸收中子E.易于机械加工11可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质;轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制..下列哪项不是可熔毒物的优点： CA.毒物分布均匀B.易于调节C.反应性引入速率大D.可减少控制棒数目E.减化堆芯..12．钠冷快堆燃料采用UO2、PuO2其燃料富集度为 EA. 7%~~15%B. 7%~~20%C. 8%~~20%D. 12%~~20%E. 15%~~20%13．重水吸收热中子几率比轻水低 D 多倍;吸收中子最弱A. 120B. 150C. 180D. 200E.22014.核反应堆热工力学的性质主要取决于： AA.冷却剂B.核燃料类型C.慢化剂D.堆芯结构E..蒸汽发生器15. 构筑物;系统和部件的可靠性设计;可以通过防止共因故障; A 和采用故障安全设计等来实现..A. 单一故障准则B.多重性C.多样性D.独立性E. 以上4种方法16.纵深防御有五个层次目的：保护包容功能是有那一层执行 DA.第一层次目的B.第二层次目的C.第三层目的D.第四层目的E.第五层目的17.为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行;通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度;距容器断裂失效至少还有 A 以上的裕度..A. 60%B.70%C.80%D.85%E.90%18. 安全重要构筑物;系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的 AA. 假设始发事件B.设计基准事件C.预计运行事件D.严重事件E.超设计基准事件19．安全壳能维持较长时间 A 天以上完整性;大部分裂变产物因重力沉降;释除的源项会大大降低..A.3B.5C.7D.8E.1220. 核材料管制的例行检查;一般由局组织、日常检查和非例行检查由 D 负责..A.营运单位保卫部门B..营运单位监督部门C.营运单位监督员D. 地区监督站负责E. 地区环保部门21．12Kg的锂;属于几级核材料 D 160A. 特级B. 1级C..2级D.3级E.4级22紧急防护措施推荐通用干预水平碘防护 EA. 10MsvB. 100MsvC. 110MsvD. 10 mGYE. 100mGY23.核电厂操作人员执照考核及资格审查工作由 B 统一管理A. 国家核安全局负责B.核行业主管部门C.国防科学技术工业委员D.营运单位人力部门E.地方环境保护主管部门23. .天然铀监测;排放废水的铀用什么方法检测 AA.分光光度法B.固体荧光法C.激光荧光法D.X射性荧光法E. 中子活化法24.铀矿的抽出式通风系统的有组织进风量不应小于总风量 CA.60%B.68%C.80%D.82%E.86%25.铀选冶厂尾矿废渣产生率 BA. 1.0×103t废渣/t铀..B. 1.2×103t废渣/t铀..C. 1.5×103t废渣/t铀..D. 1.8×103t废渣/t铀..E. 2.1×103t废渣/t铀..26. 矿井氡析出规律： DA.与粒度成正比;与品位成正比;与含水量成反比..B.与粒度成反比;与品位成正比;与含水量成正比..C.与粒度成反比;与品位成反比;与含水量成正比..D.与粒度成反比;与品位成正比;与含水量成反比..E.与粒度成正比;与品位成正比;与含水量成正比..26.地浸工艺对地下水复原技术措施：⑴地下水清除法⑵反渗透法⑶自然净化法⑷还原沉淀法还原沉淀法所采用的还原剂是 BA.HCLB. H2S C. H2SO4D.CaOHE.CaCO327.．对废旧井巷和采场的封闭可选用防氡性能较好的涂层喷涂如：偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡率可达70%..密闭可用PVC单面、双面维纶布和防水卷材组合材料;膨胀螺栓或射钉固定;其密闭阻风效果可达90%;防氡效果可达DA.78%B.80%C.85%D.88%28.以下那个不是氡累积测量常用方法 DA.活性炭盒法B.热释光法C.静电收集法D.闪炼室法E.液闪法29.UO 2转化UF 4的核心是UO 2的氢氟化;反应器设计关键 BA. 氟气利用率;良好气——固相接触..B. 最适宜的温度分布;良好气——固相接触..C. 最适宜的温度分布和密闭性..D. 氟气利用率和密闭性E.密闭性和良好气——固相接触..30.铀转化先由天然铀精炼制得铀氧化物制备成四氟化铀UF 4;再转化成六氟化铀UF 6及其还原的主要工艺过程..一般要求有较高转化率≥ BA.90%B. 95%C.96%D.98%E.99%31. 以下那种是UF 6的尾气处理方法： BA.固体中和法B. UF 4吸收法C.氨还原法D.氯气还原法E.酸液洗涤法32分离功是一种仅专用于浓缩铀工业的度量单位;把一定量的铀富集到一定的铀—235丰度所需投入的工作量叫做分离功..从天然铀原料生产1T 丰度为3%的浓缩铀;大约需 B 分离功A. 4.2tswuB. 4.3tswuC. 4.4tswuD. 4.5tswuE. 4.6tswu33气体离心法单级分离能力主要取决于 C 和周边线速度..A.转筒转速B.转筒离心力C. 转筒长度D.转子直径E.转子长度34铀浓缩工厂主工艺回路是处用于 B 下工作A.正压B.负压C.常压D.压力变化E.超高压35环境影响报告表行政审批的时限 BA.60B.30C.20D.15E.1036按照GB11806规定;下列哪项货包设计不需要经核安全监管部门审批.. CA.装有易裂变材料的工业货包B.装有易裂变材料的A 型货包C.装有50g 六氟化铀的货包D. B 型货包E. C 型货包37 GB11806放射性物质安全运输规定放射性物质运输辐射危害可归结为 ①辐射照射 ②核临界和 DA.腐蚀B.火灾C.污染D. 释热E.中毒38铀浓缩正常生产时气载流出物对居民产生的剂量;关键途径是食入内照射;关键核素B 关键居民幼儿..A. 233UB. 234UC. 235UD.氚E. 131I39放射性核素进入人体的途径：①吸入②食入③通过破损的皮肤或伤口吸收食入放射性锶的靶组织是 CA. 甲状腺B.肺C.骨骼D.肺和骨骼E. 甲状腺和肺40下面哪项不是辐射监测的主要内容： AA.放射性工作场所监测B.外照射剂量C.空气污染和表面污染D.内照射剂量E.流出物监测41. 放射性废物送贮要求;放射性废物的产生单位要向环保部门提出书面申请;将放射性废物数量、种类、核素、活度、购置日期和使用时间等情况报告清楚;并附 AA.表面剂量报告B.废物货包等级报告C.环境影响报告D.退役审批报告E. 放射工作许可证复件..42. 下列哪项是核技术应用放射性废物贮存的特点： BA.非社会公益性的;B.非盈利为目的 C无偿服务D.是暂存性质的;短寿命或长寿命;废源在城市暂时贮存时间不超过8年E.收贮任何领域产生的放射性废物43. 下列放射性废物分类;按毒性分那种是高毒性废物 BA. 90PoB. 90SrC. 137CsD. 226RaE. 239Pu44 a粒子的射程很短;以5Mev的a粒子为例;空气中的射程是3.5cm;在身体组织内射程只有45Um;a放射性核素都是极毒类;体内最大容许积存量只有 B 左右..A. 120BqB. 150BqC. 160BqD. 185BqE. 200Bq45. 对于高放废物普遍接受的处理方法;多用 C 法..A.冰层处置B.超深钻孔埋葬3-5kmC.巷道垂直钻孔叠堆600-1000mD.深岩层熔融处置E.暂存再处置46．核设施退役采取什么策略影响因素很多;许多国家对于大型核设施退役; A 是两大关键因素..A.废物出路和退役经费B.技术因素和经济因素C.社会因素和环境因素D.经济因素和环境因素E.技术因素和退役经费47．废水净化处理的方法中那种可以处理含盐量较多的废物 DA.过滤B.吸附C.蒸发D.离子交换E.滞留衰变48．放射性废物管理以为核心; 为目标.. CA.防护、处置B.安全、防护C.安全、处置D.处置、防护E.处置、安全49．放射性废气中可能含有： CA.放射性气体、气溶胶、粉尘、非放有害气体..B.放射性气体、气溶胶、粉尘、颗粒物..C.放射性气体、气溶胶、颗粒物、非放有害气体..D.放射性气体、颗粒物、粉尘、非放有害气体..E.颗粒物、气溶胶、粉尘、非放有害气体..50高放废物的处置库;可能因地震、断层、火山爆发、冰川等自然事故和人为事故造成事故;其风险几率 E 404A. 10-9B. 10-10C. 10-9～10-10D. 10-9～10-12E. 10-9～10-1351. 下列哪项不是核电厂厂址区调查的采用方法 CA.钻孔B.槽探C.测试开挖D.地球物理技术E.实验室实验方法52设计基准地震动分两个级别SL—1和SL—2 ;SL—2又称SSE为核电厂运行寿期内对应于极限安全要求的最大设计基础地震动..年超越概率概率风险水平值;我国取值 A 446A. 10-4/aB. 10-5/aC. 10-6/aD. 10-4/a --10-6/aE. 10-5/a--10-6/a53. 核电厂厂址选择初步调查的早期阶段;收集资料是为了筛选可能存在的外部事件潜在源在厂址选定后;需收集更详细资料;其目的是确定 D ;并提供设计基准参数..A. 外部自然事件B.外部人为事件C. 设计基准外部自然事件D. 设计基准外部人为事件E.设计基准外部人为事件和自然事件组合54下列哪项不是设计基准爆炸应确定的参数 AA.压力B.压力波C.产生的飞射物D.地面振动E.毒气释放55.根据中…..民用核设施安全监督管理条例实施细则之一;核电厂安全许可证申请和颁布HAF001/01核设施质量保证总大纲分为那几个阶段制定 D 470A.选址与设计、运行、退役B. 选址与建造、设计、运行、退役C. 选址与设计、建造、运行、退役D. 设计与建造、调试、运行、退役E. 选址与建造、调试、运行、退役56. 营运单位质保大纲由 A 批准..A.国家核安全局B. 核行业主管部门C.地方环境保护部门D.地方核主管部门E.本单位法人57. 质保监查分内部监查和外部监查;营运单位质保监查部门对分包单位供方 BA. 内部监查B. 外部监查C. 内、外部联合监查D.协助检查E.无权检查58. 承包单位对分包单位质量保证审评的主要依据 DA.质量安全规定并参考其有关导则B. 被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证总大纲..C.质量安全规定并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证总大纲..D.质量安全规定并参考其有关导则及核设施营运单位审评认可该承包单位质量保证分大纲E. 质量安全规定并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证总大纲..及核设施营运单位审评认可该承包单位质量保证分大纲59．10个导则具有“要素导则”和“工作阶段导则”双重用途 EA. 核电厂质量保证记录制度B.核电厂物项制造中质量保证C. 核电厂调试运行期间质量保证D. 核电厂设计中质量保证 E.核电厂质量保证监查60质量保证大纲中规定一般对供货重要;复杂和供货时间超过 D 的供方才做外部监查..A.3个月B.6个月C.12个月D.18个月E.24个月多选题1. 为提高堆总输出功率需功率展平;功率展平主要措施： ABCDEA.燃料元件分区布置B.合理设计和布置控制棒C.堆芯内可燃毒物合理分布D. 采用化学补偿液E.堆芯周围设置反射层2. 高温气冷堆特点 ACD ABCDA.核电厂选址灵活;热效率高;可以建在冷却水源不足的地方..B.可充分利用核燃料;铀—238转化为易裂变钚—239、可将铀—235、铀—238、钚—239加以利用C.对环境污染小;氦气的中子吸收截面极小;可建在人口较密城镇附近..D.可实现不停顿换料..E.高温气冷堆负温度系数大;采用混凝土压力壳;容器不会发生突然爆炸事故..3. 核电站化学容积控制系统作用 ACD ACEA.调节一回路系统中稳压器液位B. 将反应堆停堆后剩余发热带走..C.调节冷却剂中硼浓度D. 降低安全壳内压力和温度E.保持一回路水质..4.调节系统电子逻辑回路组成有那些 ACDEA.主控制回路B.辅助控制回路C.整定值确定回路D.出力不一致回路E.控制棒驱动回路..5. 下面那些属于工况Ⅳ——极限事故 BDA.原料元件损坏B.控制棒组件弹出事故..C.蒸汽发生器一根传热管破裂D.反应堆冷却剂丧失事故E.反应堆冷却剂小管道破裂..6. 核电厂事故分析基本假设有那些： BCDEA.假设安全壳屏蔽失效B.假设失去厂外电源C.假设最大价值一组控制棒卡在全抽出位置..D.仅考虑安全级设备的缓解事故的作用..E.需假设极限单一事故..7.导致堆芯严重损坏的初因事件： ABCDEA.失水事故后;失去应急堆芯冷却B.失水事故后;失去再循环C.失去公用水或失去设备冷却水D.全厂断电后;未能及时恢复供电E.一回路系统与其他系统结合部的失水事故增加蒸汽发生器传热管破裂后减压失败8.安全壳作为最后一道放射性屏障功能至为重要;在各种安全壳失效中;特别重要的是事故发生前的 ABEA.意外开口B.安全壳旁路C.安全壳喷淋失效D.早期失效E.晚期失效9. .核动力厂概率安全分析通常的三个级别;1级概率安全分析工作包括： ABCDEA. 放射性源和始发事件的确定B.事故序列的模型化C.数据评价和参数估计D.事故序列的定量化E.文档工作10. 核部件与设备的安全分级包括那些内容 ABDEA.安全级B.抗震分类C.质量分级D.质量分组E.质量保证级12. 核机械部件和设备的使用荷载包括那些参数： ABCDEA.压力B.温度C. 机械荷载D. 循环次数E.瞬态值13. 安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验包括那些： ABCDEA.机械老化试验B.热老化试验C.辐照老化试验D.抗震试验E.失水工况模拟试验14. 核电厂运行限值和条件分几类： ABDEA. 安全限值B.安全系统整定值C.在偏离规定的运行限值和条件的事件中运行人员采取的规定动作和完成这些动作允许的时间..D.正常运行限值和条件E. 监督要求..15. 核电厂安全监督包括： ABDEA.检查B.处理C.罚款D.处罚E.强制命令16. 核电厂建立营运单位组织机构时;必须考虑的管理职能： ABCDA.决策职能B.运行职能C.支持职能D.审查职能E.监督职能17.核动力厂主要调试阶段试验 ABCDEA.预运行试验B.装料试验C.初始临界试验D.低功率试验E.功率试验18. 核电厂建造、设计、制造、安装产生的缺陷;在那些运行阶段一定的条件下会进一步扩展 ACE ABCA.运行水质不合格B.运行状态不稳定C.违反运行规程D.长时间停堆E.长时间冷却19. 核动力厂将应急初始条件按其性质分 ABDEA.辐射水平或放射性水平异常升高B.裂变产物屏蔽失效C.非计划紧急停堆D.自然灾害或其他影响核动力厂安全的外来因素E.系统故障20. 生产UF4的主要设备：①卧式搅拌床反应器②流化床反应器③移动床反应器卧式搅拌床反应器、流化床反应器、移动床反应器设备性能差异的主要指标 ABCA.UF4产品质量 B.UF4产品产率 C.HF利用率 D.氟气过剩量 E.灰渣率21.铀浓缩的核安全问题包括： ADEA.辐射防护B.火灾爆炸C.输运核扩散D.核临界E.UF6的泄漏22.工艺主机级联中大量气相UF6本身不存在核临界问题;但铀水混合达到一定条件就会发生临界 AC ABDA.水解反应B.局部冷凝C.金属腐蚀D.氟油溶解E.晶界转换23. 乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括： BCE ABCDEA.乏燃料贮存密集化B.临界安全控制参数与条件C.Keff操作限制选取：D.将燃料组件在水下由单层改为双层E.往水中加入可溶性中子毒物24. 核燃料加工、处理设置的辐射防护大纲中辐射安全设计包括： AD ABCDA.设施的分区布置B.设施的密封原则C.气流组织D.人流控制E.档案管理25. 实物保护设计要求包括哪些 CDEA.探测B. 响应C.均衡防护D.冗余原则E.有效性和完整性26. 表征放射源的基本参数 BCE ABCE319A.辐射类型B.放射性活度C.源的使用期限D.放射源能量E.源的外形结构27. 热释光剂量计特点： ABCE ACA.灵敏度高B.量程范围小C.重量小、体积小D.能量响应差E.受环境影响大28. 高放玻璃固化必须关注安全问题 ABCDA高放废液提取;泵送和进料安全性 B熔炉运行和维修的安全性C产品浇注的安全性 D尾气处理的安全性 E. 高放废物处置的安全性29. 核电站工艺废气中主要核素： AB ACEA.85krB.90SrC.133XeD.133IE.14C30. 废水净化处理的方法： ACDE ADA. 过滤B.吸附C.洗涤D.蒸发E.滞留衰变31. 反应堆退役;堆本体放射性水平很高;含有很多活化产物;其退役策略各国有很大差别..核电站各国优选立即拆除策略;倾向缩短封存时间是因为： ACD ABCDEA.系统包容性降低或恶化B.辅助系统支持能力减弱;风、电、气、水等的提供要新建设施..C.熟悉设施的人员流失很难找回..D.档案资料流失E.处置费用上涨和通货膨胀32. 核设施退役涉及技术 ABCEA.源项调查B.去污C.切割解体D.运输E.场地清污33. 核电厂选址必须考虑的基本因素： BCDE BDEA.保护公众和环境免受放射性释放所引起的过量辐射影响..B.厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件C.确定厂址以及厂址与设施之间的适应性D.可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征E.与实施应急计划相关的厂址与环境因素34. 滨海厂址设计基准洪水主要考虑的因素： ABDE ABCA.基准水位B.极端洪水事件C.波浪影响以及江河洪水D.潜在自然因素引起的洪水及人类活动对洪水影响等..E.其他原因引发的洪水35. 影响最终热阱的水文因素包括： ACDEA.低水位的考虑B.高水位的考虑C.最终热阱的可用水温D.影响最终热阱可靠性的其他因素E.最终热阱的可用流量36. 低、中放废物近地表处置场选址分几个阶段 ABCDA.规划选址B.区域调查C.厂址特性评价D.厂址确定阶段E.废物处置37. 质量保证工作职责分配要注明内部与外部联系线 BCDE ADEA领导关系线; B.部门关系线 C.职能关系线 D.质量监督关系线; E.质保监查关系线38. 设计控制包括对 BCDE ACDEA.设计活动;B. 设计协调;C.设计验证D.设计变更E. 设计接口39.对于不符合项处理方式 BCDA. 修改的接受 B不加修改的接受 C.拒收 D.修理或返工 E.降级使用40. 国家核安全局;核设施营运单位和承包单位对各级质量保证审评的方法和重点： ABDA.对质量保证的实际能力的审评方法和重点B.对质量保证大纲的审评方法和重点C.对质保导则的审评方法和重点D. 对不符合项的审评方法和重点E.对许可证函审评方法和重点。
河南省名校青桐鸣2022-2023学年高三下学期5月大联考理综物理试题
河南省名校青桐鸣2022-2023学年高三下学期5月大联考理综物理试题学校:___________姓名：___________班级：___________考号：___________一、单选题1．在新一代核电装置中使用快中子反应堆，这种反应堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，钚-239裂变反应放出快中子，铀-238吸收一个中子后变成铀-239，铀-239经过两次β衰变很快变成钚-239，这种反应堆又称“快速增殖堆”。
据计算，这种反应堆的推广应用，将使铀资源的利用率提高50~60倍，二、多选题6．我国神舟号载人飞船返回舱着地过程如图所示。
在返回舱距地面1m时，返回舱底部的四台反推发动机同时点火，使其着地速度减为零，实现“软着陆”。
已知返回舱的质量为3t（含航天员，不考虑推进剂喷出对质量的影响），在距地面1m时的速度为10m/s，发动机喷出推进剂的速度为v（远远大于返回舱的速度），共喷出推进剂的质量为10kg，每台发动机可以产生方向竖直向上、大小为4.5×104N的恒定推力。
若发动机的工作时间等于返回舱的落地时间，重力加速度g=10m/s2，则在返回舱距地面1m后的着地过程中，下列说法正确的是（）后即被吸收，重力不计。
下列说法正确的是（）A．粒子源发射的粒子带负电，速率为v=2kBaB．有六分之一的粒子打在MNHG面上激发荧光屏发光C．有三分之一的粒子打在ONHE面上激发荧光屏发光D．打到S的正对过OPFE面中心Sʹ点的粒子，所用的时间跟打在棱边HN上的粒子运动的时间相同三、实验题9．物理探究小组用图甲所示的实验装置研究机械能守恒定律。
跨过轻质光滑定滑轮的轻绳两端连有物块，右端小物块质量为m1，左端小物块带有宽度为d的遮光条、质量为m2（m2> m1）。
每次实验时都让左端的小物块m2从定位标尺处由静止落下，计时器显示物块通过光电门时遮光条的遮光时间为t。
快堆金属燃料中的元素重分布现象的研究进展
快堆金属燃料中的元素重分布现象的研究进展快堆金属燃料是一种重要的核能燃料形式，其用于快堆反应堆中，具有高效能、高热效率、长周期等优点。
在快堆金属燃料中，元素的重分布现象是一个重要的研究课题，对于提高快堆燃料的稳定性和可靠性具有重要意义。
本文将对快堆金属燃料中元素重分布现象的研究进展进行介绍。
一、快堆金属燃料的基本情况快堆金属燃料是一种由铀-钚合金和液态钠组成的燃料，主要用于快中子反应堆中。
其具有热传导性好、燃料棒寿命长、燃料利用率高等优点，因而在核能领域具有重要的应用价值。
三、元素重分布的机制元素的重分布主要包括溶解-扩散-沉积等几个阶段。
首先是燃料中的铀、钚等元素溶解在液态钠中，然后在高温下通过扩散作用逐渐向燃料表面沉积，最终在表面形成新的化合物。
这一过程是一个动态的过程，受到多种因素的影响，如温度、压力、反应速率等。
四、研究现状目前，国内外对于快堆金属燃料中元素重分布现象进行了大量的研究。
通过模拟实验、数值模拟等手段，揭示了元素重分布的机制和规律，并提出了相应的控制方法和技术。
实际运行中的快堆反应堆也为研究提供了重要的数据支持，为元素重分布的控制和优化提供了参考。
五、存在的问题尽管已经取得了一定的进展，但是在快堆金属燃料中元素重分布领域仍然存在一些问题。
首先是实验条件的限制，由于燃料的高温高压特性，实验条件的模拟和控制比较困难。
其次是数据的获取和分析难度大，研究过程中需要克服多种困难和挑战。
未来的研究仍然需要在实验技术、理论模拟等方面做出更多的突破。
六、展望尽管存在一定的困难和挑战，但是对于快堆金属燃料中元素重分布现象的研究仍然具有重要的意义。
随着我国核能事业的快速发展，快堆金属燃料的研究将会得到越来越多的关注和支持。
未来，可以通过开展更多的实验研究和理论模拟，不断深入理解元素重分布的机制和规律，并提出相应的控制和解决方案，为快堆金属燃料的稳定运行和高效利用提供更多的技术支持。
快堆金属燃料中元素重分布现象的研究是一个重要的课题，对于核能领域具有重要的实用价值。
快中子反应堆简析-01
中国快中子实验堆CEFR 中国快中子实验堆CEFR
CEFR系统流程示意图 CEFR系统流程示意图
国外现状
• 在技术上，快堆比轻水堆难度要大得多。但是，由于它具 有独特的优点，所以，美、法、日、德、俄等国都在积极 开发研究快中子反应堆。早在1967年，法国就建成了一座 实验反应堆。1974年，25万千瓦的快中子反应堆投入运 行。1984年又建成了120万千瓦的大型商业快堆核电站。 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。
快堆的分类
• 按冷却剂材料，快中子堆又可分为钠冷却堆和气冷快堆， 其中LMFBR的蒸汽参数很高，压力达16—18MPa，温度 约为500摄氏度，为此电站的效率接近40%。 • 按回路布置结构，可分为回路式快堆电站和池式快堆电站
快堆的特点
• 以快堆中子产生链式裂变反应，必须采用浓缩度 比较高的燃料（16%左右或更高） • 没有慢化剂，并采用高浓度燃料，堆芯结构紧凑， 功率密度高，大多数快堆采用液态金属Na做冷却 剂 • 由于Na将堆芯活化，为防止污染蒸汽发生器中的 水，设置中间回路，采用三回路系统 • 堆芯均是有燃料区和再生区组成的 • 快堆具有良好的固有安全性
为什么发展快堆
• 至今，我们知道自然界存在的易于吸收中子而裂变的原子核仅有铀的一 种同位素铀－235原子核，它在天然铀中的丰度只有0．71％左右，而占 99．2％以上的铀－238则不易裂变，因此，当今核电站的核燃料中，铀-235 如同“优质煤”，而铀-238却像“煤矸石”，只能作为核废料堆积在那里， 成为污染环境的“公害” 。压水堆就是主要利用铀－235裂变的堆型。单单 发展压水堆最多只能利用铀资源的0．71％。但是，因为在压水堆运行时，有 一部分铀－238原子核会吸收中子变成钚－239，这是一种人工易裂变核，可 以作为反应堆的裂变燃料。 世界各国研究表明：快堆可以解决大规模的压水堆核电站发展带来的核燃 料短缺及长寿命核废物处置问题。
快中子反应堆
快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。
通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。
快中子反应堆-简介快中子反应堆快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。
通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。
快中子反应堆-概述原子能的释放、控制和利用，是20世纪重大科技成果之一。
原子能是原子核裂变产生链式反应释放出的能量，故又称核能。
核裂变和链式反应是在原子反应堆中进行的，所以，原子反应堆是核电站的"锅炉"。
目前的核电站中，大多数使用的是轻水堆。
轻水堆以铀-235为燃料，以水作慢化剂作用是使高速中子减速和冷却剂。
发电能力为100万千瓦的轻水堆，每天使用约3公斤铀-235。
虽然用量不多，但是由于天然铀储量有限现探明约可使用1000年，其中铀-235约只占0．7％，而99．3％是铀-238。
铀-235和铀-238都是铀的同位素，它们的原子核都会裂变，但铀-235有其独特的裂变方式，当中子撞击其原子核时，原子核会分裂成重量几乎相等的两部分，而铀-238却不具备上述裂变方式，所以不能用作轻水堆的燃料。
因此，当今核电站的核燃料中，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"。
快中子反应堆-原理快中子反应堆不用铀-235，而用钚-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。
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。
快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议
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快中子反应堆
中国快中子实验堆CEFR
谢谢
钠冷却快中子增殖堆的技术难点 (1) 快堆燃料富集度高，燃料初装量大，限制了大规模应用；
(2) 快堆体积小,功率密度(300~600 MW/m3)是压水堆的4~8倍；
(3) 快堆的燃料元件加工及乏燃料后处理要求高；
(4) 快堆内中子辐照率比热堆大几十倍，对材料要求苛刻；
(5) 快堆内中子的平均寿命短，239Pu的缓发中子的份额少， 因此控制比较困难。
——建造快中子堆
快中子反应堆原理
实现了易裂变产物239Pu的增值，消耗 了自然界储量大，又难裂变的238U 。使 自然界铀资源的利用率由1 ~ 2%提高到 60 ~ 70%。
快中子反应堆结构
11—第二回路
2—增殖燃料组件 3—控制棒 1—裂变燃料组件 20、21—高压、 低压涡轮机17—冷凝器源自5—钠池16—给水泵
12—第二钠循环泵
4—钠循环泵
快中子堆优点
1.以快堆中子产生链式裂变反应，必须采用 浓缩度比较高的燃料（16%左右或更高） 2.没有慢化剂，并采用高浓度燃料，堆芯结 1.Na的沸点高，常压运行； 构紧凑，功率密度高，大多数快堆采用液态 2.热容量大，能导出余热； 3.堆芯有较大负反馈，事故状态 金属Na做冷却剂 3.由于Na能够自稳。 将堆芯活化，为防止污染蒸汽发生 器中的水，设置中间回路，采用三回路系统 4.堆芯均是有燃料区和再生区组成的 5.快堆具有良好的固有安全性
快中子堆
易裂变核素：233U、235U、239Pu 可裂变核素：232Th、238U 存在于自然界：232Th、235U（0.720%） 238U（99.274%） 几乎不存在：233U、239Pu
中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆
中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
2009-08-02 18:18工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
快中子增殖堆
P58 3.5 快增殖堆3.5.1热中子堆和快中子堆核反应堆按照中子的反应速度可以分为热中子堆和快中子堆。
通常的核裂变反应堆使用的核材料都包含了铀235和铀238。
其中铀238的含量为总体含量的95%~97%，而能够产生核裂变反应的只有少量的铀235。
并且，铀238对高速中子的捕获能力比铀235强，在裂变反应中，铀238吸收了大多数中子，同时由于中子的注量率降低，使得链式反应不能持续进行。
为了降低铀238对中子的吸收，提升核燃料链式裂变反应的效率，需要采用中子慢化剂将高速中子减速成为速度较慢的热中子。
中子慢化剂是由较轻的原子核构成，比如轻水、重水等，利用其中的氢原子与中子碰撞，来达到减速中子的目的。
这种利用热中子使铀235裂变的核反应堆，叫做热中子堆。
核裂变时产生的中子，如果不采用慢化剂减速，称作快中子。
快中子轰击铀238时，铀238会以一定的比例吸收这种快中子，变为钚239。
快中子反应堆的反应过程: 速度较慢的热中子被铀235吸收后，会发生裂变。
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。
铀238先吸收快中子变为钚239，再由钚239进行核裂变，裂变会发生质量亏损，释放的能量以热能的形式散发，运到外部后加以利用。
在快中子增殖堆内，核燃料是在增加的。
因为每个铀235裂变产生的中子可以使12~16个铀238变成钚239，即就是一边消耗核燃料钚，一边通过反应产生钚，但是产生的消耗的多，所以最终核燃料是增加的。
因此这种反应堆被叫做快中子增殖反应堆。
中子增殖堆利用铀资源的效率几乎高达100%，另外中子增殖堆还可以让核燃料充分燃烧，减少了污染物质的排放。
尽管如此，这种反应堆并未大量使用。
因为在核反应器中制造更多的核燃料是有风险的，产生的钚可能会促进核子增生反应，同时提炼钚必须进行燃料的再制，该过程会产生放射性废料，还有可能造成大量放射线外泄，引发更严重的环境问题，再加上制造的核燃料可能被用于制造核武器，在限制核武器上还有顾虑。
什么是反应堆
什么是反应堆反应堆是一种用于进行核反应的设备，它是核能利用的重要组成部分。
本文将介绍反应堆的基本概念、工作原理、种类以及应用领域。
一、基本概念反应堆是指能维持和控制核反应的结构，通过核裂变或核聚变产生大量能量。
它通常由燃料、冷却剂、冷却剂循环系统、控制系统、反应堆压力容器、屏蔽材料等组成。
二、工作原理反应堆中的核反应是通过控制核裂变链式反应来实现的。
核燃料经过裂变释放出的中子引发新的裂变反应，形成链式反应。
同时，通过控制系统调整反应速率，维持核链式反应处于稳定状态。
三、种类1. 根据燃料类型：（1）热中子反应堆：使用热中子来维持链式反应，主要燃料为铀-235或钚-239等。
（2）快中子反应堆：使用快中子来维持链式反应，主要燃料为钚-239或铀-233等。
2. 根据冷却剂类型：（1）水冷反应堆：使用水作为冷却剂，主要有压水堆和沸水堆等类型。
（2）气冷反应堆：使用氦气或二氧化碳作为冷却剂，可以提高燃料利用率。
（3）液态金属冷却反应堆：使用钠或铅等液态金属作为冷却剂，具有良好的传热性能和安全性。
3. 根据反应堆用途：（1）核电站反应堆：用于发电，主要以压水堆和沸水堆为主。
（2）核动力反应堆：用于舰船、潜艇等核动力设备，主要以压水堆为主。
（3）核研究反应堆：用于核科学研究和同位素生产等，种类多样化。
四、应用领域反应堆在能源、医学、环境保护等领域具有广泛应用：1. 能源领域：核电站利用反应堆产生电能，是清洁能源的重要组成部分。
2. 医学领域：核反应堆可以用于医学同位素生产，用于放射治疗、医学影像等。
3. 环境保护领域：核技术可以用于处理放射性废物、监测环境污染等。
总结：反应堆是核能利用的基础设施，它能以安全有效的方式利用核能，产生电能、医学同位素等。
不同类型的反应堆在不同的领域有着广泛的应用，为人们的生活和社会发展提供了重要支持。
反应堆最基本的物理学知识二
反应堆最基本的物理学知识二链式裂变反应是反应堆的物理基础。
有了上面的知识准备，现在我们就可以来讨论链式反应自续进行的条件了。
当一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出2.4个中子，即第二代中子数目要比第一代多。
粗粗看来链式反应自续下去似乎是不成问题的，但实际情况并非如此。
下面以热中子反应堆为例加以讨论。
热堆的堆芯是由核燃料、慢化剂、冷却剂及各种结构材料组成的，因此堆芯中的中子不可避免要有一部分被非裂变材料吸收。
此外还有一部分中子要从堆芯中泄漏出去。
即使是被裂变材料吸收的中子也只有一部分能引发裂变、产生下一代中子，其余的引发俘获反应，不产生中子。
所以下一代中子数不一定比上一代多，必须具体进行分析。
1.有效增殖系数反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数K来表示。
它的定义是:对给定系统，新生一代的中子数和产生它们的直属上一代的中子数之比，即K=新生一代中子数/直属上一代中子数但实际上我们无法去区别堆内中子们所属的代，所以这个定义无法用于定量计算。
其实从中子平衡关系来定义K更加方便，即定义K=系统内中子的产生率/系统内中子的消失(吸收+泄漏)率只要知道了系统的宏观截面和中子通量，上式中的产生率、吸收率等，都可以很容易地计算出来。
若堆芯的有效增殖系数K恰好等于1，则堆芯内中子的产生率恰好等于中子的消失率。
这样在堆芯内进行的链式裂变反应将以恒定的速率不断进行下去，也就是说链式反应过程处于稳定状态。
这时反应堆的状态称为临界状态。
若有效增殖系数K小于1，则堆芯内中子数目将随时间而不断减少，链式反应不能自己延续下去。
此时反应堆的状态称为次临界状态。
若有效增值系数K大于1，则堆芯内的中子数目将随时间而不断地增加，我们称这种状态为超临界状态。
显然有效增殖系数K与堆芯系统的材料成分和结构(例如易裂变核素的富集度、燃料-慢化剂的比例等)有关。
同时也与堆的尺寸和形状有关。
当反应堆尺寸为无限大时，中子的泄漏损失便等于零，此时增殖系数将只与系统的材料成份和结构布置有关。
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5—钠池
16—给水泵
12—第二钠循环泵
4—钠循环泵
快中子堆优点
1.以快堆中子产生链式裂变反应，必须采用 浓缩度比较高的燃料（16%左右或更高） 2.没有慢化剂，并采用高浓度燃料，堆芯结 1.Na的沸点高，常压运行； 构紧凑，功率密度高，大多数快堆采用液态 2.热容量大，能导出余热； 3.堆芯有较大负反馈，事故状态 金属Na做冷却剂 3.由于Na能够自稳。 将堆芯活化，为防止污染蒸汽发生 器中的水，设置中间回路，采用三回路系统 4.堆芯均是有燃料区和再生区组成的 5.快堆具有良好的固有安全性
(6) “钠-水”蒸汽发生器：防止泄露；需要钠净化(除氧)系 统；熔点98℃
中国快中子实验堆CEFR
谢谢
钠冷却快中子增殖堆的技术难点 (1) 快堆燃料富集度高，燃料初装量大，限制了大规模应用；
(2) 快堆体积小,功率密度(300~600 MW/m3)是压水堆的4~8倍；
(3) 快堆的燃料元件加工及乏燃料后处理要求高；
(4) 快堆内中子辐照率比热堆大几十倍，对材料要求苛刻；
(5) 快堆内中子的平均寿命短，239Pu的缓发中子的份额少， 因此控制比较困难9Pu的增值，消耗 了自然界储量大，又难裂变的238U 。使 自然界铀资源的利用率由1 ~ 2%提高到 60 ~ 70%。
快中子反应堆结构
11—第二回路
2—增殖燃料组件 3—控制棒 1—裂变燃料组件 20、21—高压、 低压涡轮机
17—冷凝器
快中子堆
易裂变核素：233U、235U、239Pu 可裂变核素：232Th、238U 存在于自然界：232Th、235U（0.720%） 238U（99.274%） 几乎不存在：233U、239Pu
快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。 通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反 如何充分利用自然界中的铀资源？ 应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减 速成为速度较慢的中子（热中子）。