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一、什么是快堆?
“快堆”是快中子反应堆的简称,先从什么是反应堆谈起:中子打入铀-235(U235)的原子核以后,原子核就变得不稳定,会分裂成两个较小质量的新原子核,这就是核裂变反应。核裂变时,放出巨大的能量,并放出2~3个中子和其它射线。这些中子再打入别的U235核,引起新的核裂变,新的裂变又产生新的中子和能量,如此不断持续下去,这就叫核链式反应。
能产生可控制的持续核链式反应的装置,就是核反应堆,简称反应堆。易裂变物质如铀-233、铀-235、钚-239、钚-241等,裂变时产生的中子,能量很高、速度很快,称为快中子。在反应堆中,人为地装入一定量的含轻原子核(氢、氘、碳、铍等)的物质,如轻水(即普通水)、重水(氚与氧的化合物)、石墨和铍等。由裂变产生的快中子同这些轻原子核碰撞,通过能量传递、速度减慢,直至与周围介质的分子热运动达到平衡。这些经过慢化,与周围介质分子热运动平衡的中子,称为热中子。
主要依靠热中子引起核裂变并维持链式反应的反应堆称为热中子反应堆,简称热堆。按人为放入堆中的慢化中子的物质不同,热堆可分为轻水堆、重水堆和石墨堆等。不人为放入慢化中子的物质(慢化剂),主要由快中子引起核裂变并维持链式反应的反应堆称为快中子反应堆,简称快堆。
二、为什么要发展快堆?
当前,世界上应用最广泛的核电站是热堆电站,而拥有热堆电站的国家都重视开发快堆,因为快堆能大大提高核燃料资源的利用率。为什么?
热堆中使用的易裂变物质,即核燃料,主要是从天然铀中提取的同位素铀-235,它对热中子的裂变率最高。但是,天然铀中铀-245仅占0.714%,而占天然铀99%以上的另一种同位素铀-238,在热堆中不能得到有效利用。
研究发现,铀-238吸收中子后,经过经几次核蜕变,可以变成另一种自然界不存在的易裂变物质——钚-239。由于铀-238对热中子的吸收率很低,在热堆中产生的钚-239数量不足以抵偿消耗掉的铀-235。而铀-238对快中子的吸收率最高,在快堆中新产生的核燃料多于消耗掉的核燃料,可以达到增殖核燃料的目的,所以快堆也称为快中子增殖反应堆。在热堆中,天然铀资源的利用率的利用率只能达到1%~2%,在快堆中可以提高到60%-70%,即利用率可以增加35~60倍。
如果只发展热堆电站,占天然铀98%以上的铀资源只能被作为核废料(即贫铀)而弃置,还将危害自然环境。在发展热堆的同时发展快堆,就可以变废为宝,即把贫铀转变为新的核燃料。所以,快堆电站必将成为核电的新一代。
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当地时间3月21日,首届核能峰会在比利时布鲁塞尔召开,峰会由比利时首相和国际原子能总干事共同发起,来自32个国家的国家元首、政府首脑或高级代表签署了《核能宣言》,共同承诺充分发挥核能发展潜力,全球核能迎来“新纪元”。会上,各方分别阐释了各自核能发展政策,对全球核能未来发展提出了乐观的
2月28日20时50分,历时1小时23分,徐大堡核电站1号机组核岛反应堆厂房CA04模块吊装就位,为后续反应堆施工创造了前提条件。CA04模块呈正八边形形状,吊装总重量约为30吨。该模块主要起支撑反应堆压力容器的作用。为确保CA04模块顺利吊装,辽宁核电强化“整体·协同”,积极组织各参建单位开展春节后收
12月21日16时23分,海阳核电3号核岛反应堆压力容器筒体吊装就位,这是3号核岛吊装就位的首个大型主设备,为一回路主系统安装高峰拉开了帷幕。反应堆压力容器筒体是一回路承压边界设备,属于SC-1级设备,其净重约281吨,最大外形尺寸约为直径6454毫米×10257毫米,使用3200吨履带式起重机吊装就位于核岛
2023年10月20日10时,田湾核电站7号机组反应堆厂房首台主泵泵壳开始引入反应堆厂房,标志着7号机组主设备的引入和安装工作取得阶段性胜利。7号机组反应堆厂房一回路共有四个环路,每个环路均配备一台主泵,本次吊装引入的是三环主泵泵壳,泵壳本体重约32t,最大外径约4245mm、高度约3463mm。主泵为反应
2023年10月16日17时15分,田湾核电站7号机组核岛反应堆压力容器成功吊装引入,平稳就位于堆芯竖井支撑环上,为7号机组核岛重要主设备又增添了“新成员”。反应堆压力容器是一回路冷却剂重要压力边界和防止裂变产物逸出的安全屏障,用于容纳堆内构件、堆芯燃料组件、控制棒驱动机构等反应堆部件,压力容
近日,国际原子能机构(IAEA)发布了《世界核电反应堆(2023年版)》报告,截至2022年12月31日,世界32个国家在运核电机组共计411台,装机容量371.0GW。世界18个国家在建核电机组共计58台,装机容量为59.3GW。来源:“国家能源科技资源中心”公众号《世界核电反应堆(2023年版)》封面世界32国在运核电
9月21日11时48分,海南核电“玲龙一号”全球首堆环吊85T钩头完成全部载荷试验,满足可用条件。在工程建安阶段,环吊主要用于各类大型设备吊装,包括反应堆集成式堆顶、堆内构件、假顶盖、螺栓拉伸机等。此次载荷试验的成功,为后续设备的引入奠定了坚实的基础。
2023年9月9日15时28分、17时20分,三门核电3号机组两台安注箱分别吊装就位,标志着3号机组首个设备安装里程碑节点顺利完成。安注箱总容积为56.6立方米,水容积为48.1立方米,净重36.65吨,属于低合金钢球形容器,是CAP1000核电机组非能动堆芯冷却系统设备,用于事故工况下堆芯冷却。每台机组共有两台安
9月6日,三门核电4号机组核岛反应堆厂房CA01模块吊装就位。作为三门核电二期工程千吨级吊装收官之作,该模块吊装总重约1046吨,是三门核电二期工程起吊重量最大的模块,为4号机组后续主线施工作业奠定了坚实基础。CA01结构模块用于构成容纳反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵等重要设备的结构房
2023年8月27日由中核二三承建的太平岭核电一期工程2号机组反应堆压力容器经过翻转、竖立、吊装等环节最终平稳就位于支承环上提前3天完成压力容器就位这一关键里程碑标志着太平岭核电2号机组核岛主回路设备安装正式开始本次吊装的压力容器净重300吨最大直径5.3米是反应堆冷却剂系统(即核岛主回路)主要
【据世界核新闻网站2023年8月17日报道】近日,波兰PGE-PAK核能公司(PPEJ)已向波兰气候与环境部提交关于在波兰中部地区建设蓬特努夫(Patnow)核电厂的基本决策申请。该核电厂由至少两座韩国提供的APR1400反应堆组成。基本决策申请代表国家根据公司提出的假设和概念对拟议的投资进行正式批准。该申请
在北京市西六环外的中国原子能科学研究院内,一座看似普通的白色建筑,却见证着我国四代核电技术的研发之路。建筑正门上方的六个大字,则是道破了其中的玄机——中国实验快堆。中国实验快堆是我国首个快中子反应堆(以下简称“快堆”),也是我国快堆技术发展的基石。作为我国“热堆—快堆—聚变堆”核
近日,我国首台百吨级快堆乏燃料运输容器取得设计许可批准,标志着我国完全掌握了大型快堆用乏燃料运输容器的全部关键技术,打破了该类型运输容器长期依赖进口的局面,实现了我国具有自主知识产权的快堆乏燃料运输容器从无到有,再到创新性、产业化、型谱化的突破,为我国快堆发展打下坚实的基础。百吨
中国共产党优秀党员、国家科技进步特等奖获得者、全国创新争先先进个人、中国快堆事业的开拓者和奠基人之一,中国工程院院士徐銤同志,因病医治无效,于2023年1月4日7时20分在北京逝世,享年86岁。
日前,俄罗斯别洛雅尔斯基(Beloyarsk)核电厂安全和可靠性工程师ValeryShamansky称,Brest-300铅冷快堆核燃料测试工作正在顺利推进。他指出,该电厂正在测试一种新型氮化物核燃料。Brest-300快堆是实验示范能源综合体(ODEK)项目的一部分,该项目同时是俄罗斯突破(Proryv)计划的组成部分,旨在实现
2022年10月12日,俄罗斯国家原子能公司(Rosatom)基础建设中心负责人GennadySakharov表示,Brest-300铅冷快堆项目建设进度比计划提前7个月。Brest-300铅冷快堆位于西伯利亚化学工厂(SCC)厂址,是实验示范能源综合体(ODEK)计划的一部分。该综合体同时又是“突破”项目的一部分。突破项目旨在实现闭
【据俄罗斯国家原子能集团公司网站2022年4月22日报道】2022年4月19日-22日,国际原子能机构(IAEA)在维也纳举行了关于快堆及相关燃料循环的国际会议。俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)的代表以在线形式提交了报告。俄罗斯“突破”项目负责人佩尔舒科夫表示,俄原集团计划开发由快堆和VVER反应堆两
2022年1月14日,俄罗斯别洛雅尔斯克核电厂表示,俄罗斯计划2035年在该核电厂建成一座BN-1200快堆,这将是第五台机组。俄罗斯计划在别洛雅尔斯克4号机组附近建设这座快堆,此前在安装4号机组辅助设施和通信设备时已考虑到建设5号机组的需求。别洛雅尔斯克核电厂现有四座反应堆:1号反应堆和2号反应堆已
2021年12月28日,俄罗斯别洛雅尔斯基(Beloyarsk)核电厂总经理IvanSidorov表示,BN-800快堆有望在2022年完全使用铀钚混合氧化物燃料。据介绍,2021年,别洛雅尔斯基1、2号机组的退役工作仍在继续,3号机组(BN-600)发电量超过预期。该核电厂于1964年投运,目前有3、4号机组在运,是世界上规模最大的
印度国务部长吉滕德拉辛格表示,正在泰米尔纳德邦卡尔帕卡姆建设的原型快堆(PFBR)目前正处于“综合调试阶段”,计划于2022年10月建成。
2021年3月3日,俄罗斯国家原子能公司(Rosatom)表示,该公司已确定将在Elemash机械制造工厂为中国CFR-600快堆制造所需核燃料。目前,试验燃料棒束已在该工厂内制造完成。
2021年3月2日,俄罗斯国家原子能公司(Rosatom)发布声明称,该公司已基于铀钚氮化物燃料为Brest-OD-300快堆开发了一种新型燃料棒设计。Rosatom将在西伯利亚化工厂的试点示范能源综合设施进行新型燃料棒的商业制造。目前,该设施仍在建设之中,Rosatom并未透露将于何时完工,以及Brest-OD-300快堆具体
继全球首堆开始装料后,我国自主三代核电华龙一号建设进展再传捷报。当地时间9月4日,华龙一号海外首堆——巴基斯坦卡拉奇核电K-2机组完成一回路降温降压,标志着K-2机组热态性能试验圆满结束,为后续机组装料、并网发电等重大节点奠定了坚实的基础,进一步增强了“一带一路”沿线国家对华龙一号的信心
北极星电力网获悉,我国采用“华龙一号”三代核电技术的核电项目近日频传捷报。国务院总理李克强9月2日主持召开国务院常务会议,会议核准了已列入国家规划、具备建设条件、采用“华龙一号”三代核电技术的海南昌江核电二期工程和民营资本首次参股投资的浙江三澳核电一期工程。两个项目有效总投资超过70
3月25日,中国华能集团有限公司党组副书记王森调研核电公司,了解核电公司经营改革发展总体情况。他听取了核电公司关于党的建设、重点项目开发建设等工作情况的汇报,强调要贯彻“四个革命、一个合作”能源安全战略,要求核电公司要切实将党建工作与中心工作相结合,发挥各级党组织战斗堡垒作用,加快
3月2日9时12分,我国具有完全自主知识产权的三代核电华龙一号全球首堆——中核集团福清核电5号机组热态性能试验基本完成,为后续机组装料、并网发电等工作奠定了坚实基础。(来源:微信公众号“中核集团”ID:cnncgzwx作者:秦婕)“热试”是通过主泵运转和稳压器电加热器投用,使反应堆冷却剂系统升温
北极星电力网获悉,华能集团电子商务平台近日发布了华能山东石岛湾核电有限公司高温气冷堆示范工程1号堆及2号堆冷试、热试期间一回路检漏服务二次公告,详情如下:一、内容:华能山东石岛湾核电有限公司高温气冷堆示范工程1号堆及2号堆冷试、热试期间一回路检漏服务招标公告(二次)(招标编号:HNZB20
7月24日17点46分,随着LP2低压缸缓缓落下,华龙一号海外首堆卡拉奇核电厂K-2机组常规岛汽轮机扣盖节点顺利实现,标志着常规岛安装工作重点由设备安装转至单体调试,为后续汽轮机盘车及热态试验奠定了坚实基础。(来源:微信公众号“中核集团”ID:cnncgzwx作者:中核中原)作为华龙一号海外首堆,该项
备受关注的中国从美国引进三代核电AP1000全球首堆三门核电站1号机组,目前正在热试中,计划今年上半年并网发电。这比其原工程节点,整整延误了3年多。为了一块锈迹的小题大做针对公众疑虑的这一延误,国家电投董事长王炳华透露,反应堆冷却剂屏蔽主泵研制,是影响工期的最大难题。2012年5月,主泵的工
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在日前召开的中国电机工程学会核能发电分会2016年学术报告研讨会上获悉,正在建设中的世界首个AP1000项目三门核电项目1号机组即将开始热态功能试验,如试验顺利,即进入装载核燃料和运行调试阶段。同为首批AP1000项目的海阳核电项目,也于7月完成了冷态功能试验,预计将很快进行热态功能试验。会上,多
7月6日10时35分,福清核电1号机组主系统达到291.4摄氏度、15.4兆帕斯卡,到达首次临界前标准热停堆工况。目前,福清1号机组正在执行热停堆工况下的25项剩余临界前须完成的调试试验,预计将在5天内完成。之后,在首次临界控制点获得国家核安全局(NNSA)释放后,将开始福清核电1号机组首次达临界工作。
12月4日12时18分,方家山核电1号机组主系统达到291.4摄氏度、15.5兆帕斯卡,这标志着该机组首次达到热态功能试验阶段热停堆工况,可以开始进行额定工况下的各项考核试验。从11月20日反应堆扣盖以来,各单位共同努力,按照调试计划和系统升温升压程序,经过系统在线、主回路充水、排气、升压升温,完成一系列温度平台试验后,将主系统逐步带入热停堆工况。在该热停堆工况下将进一步验证系统、设备的热态功能是否与设计规定要求相一致以及系统、设备在高温下运行的可靠性。(尹峰)
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