|
|
|
| 我国快堆技术发展和核能可持续应用 |
| 徐銤 |
| 北京中国原子能科学研究院 102413 |
|
|
|
| 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： |
| Abstract：
|
| Key words： |
|
|
| 作者简介: 徐銤，1937 年4 月出生于江苏省扬州市；1961 年毕业于清华大学工程物理系反应堆工程专业；1961～1970 年在北京原子能所、北京194 所从事零功率装置实验研究，包括铀水栅和快中子零功率装置；1971～1987 年在核工业一院从事快堆设计研究和快堆发展战略研究；1990～2002 年曾任国际原子能机构快堆工作组中国代表；1991～1995 年曾任清华大学工程物理系兼职教授；1987 到现在，在中国原子能科学研究院反应堆工程研究所和快堆工程指挥部曾先后任副所长和副指挥长，技术上负责快堆设计研究，快堆科研，中国实验快堆设计和建造。1996 年任博士生导师。1996 年起至今任快堆工程部总工程师。2010 年9 月聘为核工业集团公司快堆首席专家。 |
|
引用本文: |
|
. 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.
|
|
|
|
|
|
|
|
. [J]. Modern Physics, 2011, 23(3): 37-43.
|
|
|
|
