快堆發展的技術難點是什麼?

2025-04-24 08:17:18 字數 3651 閱讀 8711

1樓:丁問筠闖天涯

在快堆的發展過程中,技術難點主要集中在以下幾個方面:

1.安全問題:快堆核反應是高溫高壓的物理過程,必須嚴格控制核反應的平穩性和可靠性,避免安全事故的發生。

2.材料問題:快堆的要求材料能耐高溫、輻射和腐蝕,在此情況下穩定執行,並且材料壽命應足夠長。

3.燃料問題:快堆核老哪納燃料應有良好的熱學特性和較高的抗膨脹效能。顆粒狀燃料的加工和製造技術是快堆研發中的瓶頸之一,關係到快堆維持安全穩定的關鍵因素。

4.執行可靠性:快堆技侍沒術的複雜性需要運用高階的自動控制技術,能更好的控制核反應的穩定性,實現更高效的穩定執行。

解決這些難緩臘點需要深入研究和實踐,加強跨學科和跨國際合作,在此過程中不斷創新和突破。

國內快堆發展前景

2樓:xiaoyn1994丶風

核電行業前景趨勢 2035年在運和在建核電裝機容量合計將達到2億千瓦

進入2020年,「十三五」即將迎來尾聲。隨著我國經濟的快速發展和社會生產力的顯著增強,我國能源領域發生了翻天覆地的變化,取得了舉世矚目的偉大成就,能源生產不斷攻堅克難,實現跨越式發展,能源消費不斷提高水平,實現歷史性改善。生態環境部副部長、國家核安全域性局長劉華說表示,有序穩妥推進核電建設仍然是我國的基本戰略,安全高效發展核電是全面進入清潔能源時代的必然選擇。

中國將在確保安全的前提下,繼續發展核電。而審批的重啟使行業迎來複蘇,未來核電建設將加快,市場前景廣闊。

此外,中國核能發展報告藍皮書首席專家王毅韌表示,近10年來,核電發電量持續增長,為保障電力**安全和節能減排做出了重要貢獻。預計2020年底,我國在運核電機組51臺(不含臺灣地區),**機容量5200萬千瓦,在建核電機組17臺以上,裝機容量1900萬千瓦以上;到2025年,我國在運核電裝機達到7000萬千瓦,在建3000萬千瓦;到2035年,在運和在建核電裝機容量合計將達到2億千瓦。在「十四五」規劃及中長期規劃中,核能在我國清潔低碳能源系統中的定位將更加明確,作用將更加凸顯。

快堆技術的原理分析

3樓:俏謝照

儘管利用熱中子反應堆可以得到巨大的核能,但是,在天然鈾中,僅有的鈾同位素——鈾-235,能夠在熱中子的作用下發生裂變反應,而佔天然鈾絕大部分的鈾同素——鈾-238卻不能在熱中子的作用下發生裂變反應。

但鈾-238在吸收中子後,經過幾次核衰變,可以變成另一種可裂變的核材料鈽-239。

快堆中常用的核燃料。

是鈽—239,而鈽—239發生裂變時放出來的快中子會被裝在反應區周圍的鈾-238吸收,又變成鈽—239。這就是說,在堆中一邊消耗鈽—239,又一邊使鈾-238轉變成新的鈽—239,而是新生的鈽—239比消耗掉的還多,從而使堆中核燃料變多。反應開始迴圈持續下去。

此過程包括 鈽—239---釋放快中子,轉變為u235---快中子擊中鈾-238---鈾-238轉變為鈽—239---鈽—239繼續放出快中子參與反應。

世界上可經濟開採的鈾資源只相當於世界石油貯量的1/4。因此,利用原先的熱中子反應堆發電無法根本解決人類無限需求的能源問題。且這種熱堆,在鈾資源的利用上極差,只有1~2%可以用來發電,而其餘的98~99%的鈾只能被作為廢料-貧鈾。

棄置。這樣,在原子能。

工業中我們需要找到新的辦法來解決這個問題。其中乙個方法是,充分利用貧鈾;另乙個方法是,根本不用鈾。這裡講第一種方法。

在熱中子反應堆內,中子敬伍的速度要通過慢化劑,實際上就是水,慢化之後打擊到目標核u235上,才能引起裂變放出能量,發電時,核燃料u235越燒越少。快中子反應堆不需要慢化劑,它由快中子引發u238轉化為pu239裂變,禪稿羨在發電的同時,核燃料增殖,會賀拍越燒越多。但是實際上還是消耗了外部材料u238,使更多的u238參與反應。

4樓:科學慫叔

能讓核燃料「越燒洞吵配越多」碰雀,快堆納指技術到底是什麼?

快堆技術的大事記

5樓:小北

1986年863計劃實施,開始「快中子增殖配物鋒堆」課題預研1995年12月中國實驗快堆工程立項。

1997年8月中國實驗快堆被列為863計劃重大專案。

2000年5月核島澆灌第一罐混凝土。

2002年8月核島廠房封頂。

2005年8月堆本體安裝開始。

2007年6月堆內培晌構件安裝完成。

2007年7月主控室交調。

2007年12月完成模擬元件安裝。

2008年12月全廠安裝完成,綜合冷調開始。

2009年3月堆本體氣密性試驗完成。

2009年4月冷態除錯結束,熱態除錯開始。

2009年8月熱態螞模除錯結束,具備首次裝料條件。

2010年6月首次裝料。

2010年7月首次臨界。

快堆技術的介紹

6樓:87541113扣群

快堆技術,快中子反應堆的簡薯歲棚稱,快堆是主要由快中子來引起裂變鏈式反應的反應堆。在熱中子反應堆中,產生的鈽數則-239的數量不足以抵償消耗的鈾-235。只有利用快中子來維持鏈式反應,使新產生的可裂變材料多於消耗的裂雀核變材料。

快堆可以增大核燃料利用率。

快堆技術的增大利用率

7樓:神降

理論上快堆可以將鈾-238、鈾-235及鈽-239全部加以利用。但由於反覆後處理時的燃料損失及在反應堆內變成其他種類的原子核,快堆只能使60~70%的鈾得到利用。即使如此,也比目前熱堆中的壓水堆對鈾的利用率高140倍,比重水堆高70倍以上。

然而由於貧鈾、乏燃料、低品位鈾礦乃至海水裡的鈾,都是快堆的「糧食」**,所以快堆能為人類提供的能源,就不是比熱中子反應堆大幾十倍,而是大幾千倍,幾萬倍,甚至更多。

由於在快堆內鈽-239裂變後放出的中子比鈾-235多,所以快堆內最好用鈽-239作為核燃料。如果沒有足夠的鈽,可以用鈾-235濃縮度為l5%~20%的濃縮鈾代替。但是最經濟合理的辦法,還是利用熱中子反應堆中積累的工業鈽。

熱中子堆卸料時,乏燃料中也積累了一部分鈽。但由於熱中子反應堆核電站內,核燃料元件的燃耗比生產核**裝料用的生產堆的燃耗深,所以鈽中含有20%~30%的鈽-240,這種鈽稱為工業鈽。這種鈽也可以在熱中子反應堆內利用。

在熱中子堆內,l千克鈽只相當千克鈾-235,而在快堆內,1千克鈽可相當於千克鈾-235。所以在快堆內使用熱中子堆積累的工業鈽,比在熱中子堆內使用要合算得多;

在目前的核電站中,由於重水堆消耗的核燃料少,積累的工業鈽多,所以用重水堆為快堆積累工業鈽,也就是建立重水堆-快堆組合體系,從核燃料迴圈的角度看來,最為有利。

由於只要不斷新增鈾-238,快堆中有多餘的鈽-239能不斷產生出來,所以只要將這些新產生出來的核燃料,通過後處理不斷提取出來,則快堆核電站每過一段時間,它所得到的鈽-239,還可以裝備一座相同規模的快堆。這段時間稱為倍增時間。倍增時間除了決定於反應堆內鈽-239的生成速度外,還決定於後處理提取鈽,並將鈽製成燃料元件所需的時間,以及庫存時間。

經過一段倍增的時間,l座快堆會變成2座快堆,再經過一段倍增時間,這2座快堆就變成4座。按照目前的情況快堆使用的核燃料多為氧化物,它的倍增時間是30多年。也就是說,只要新增鈾-238,每過30多年,快堆核電站就可翻一番。

只要這種氧化物核燃料快堆稍加改進,倍增時間就可縮短到20年左右。如果我們將快堆的核燃料由氧化物改為碳化物,則快堆的倍增時間可以縮短到10多年。如果改為金屬型核燃料,則倍增時間還可縮短到6~7年。

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