快中子增殖堆
專業術語
快中子增殖堆，專業術語，作名詞，是由快中子引起原子核裂變鏈式反應，並可實現核燃料增殖的核反應堆，能夠使鈾資源得到充分利用，還能處理熱堆核電站生產的長壽命放射性廢棄物。現階段基本掌握快中子堆技術的國家為美國、法國、日本、俄羅斯等，真正能有能力實現商業化運營的應該只有俄羅斯一家能夠，我國亦廣泛開展了該領域的研究，並建成了中國實驗快堆。
快中子增殖堆，全稱應為快中子核反應堆，也叫快速增值核反應堆。
現在在用的核反應堆多數為輕水堆（分壓水堆和沸水堆）兩類，採用鈾235為原料，一般自然界鈾235的蘊藏量為0.7%，為保證核反應正常進行，一般輕水堆採用3-4%濃縮鈾235為原料，也就是說真正參與核反應的原料只有3-4%，餘下是會產生輻射的鈾238廢料，鈾238不能由中子直接激發裂變產生能量。長期以來核廢料的處理一直是一大難題。
在早期核反應實驗時，有人發現鈾238在參與裂變時，會少量吸收高速中子變為鈾239，但鈾239極不穩定，會快速衰變為較為穩定的鈈239，鈈239亦可作為與U235相似的裂變原料。
基於此特性，60年代末法國科學家首先通過加大快中子產生量，製造出了第一台快中子堆。以較為普遍的濃縮鈾238為原料，通過快中子使原料中鈾238不斷轉化為鈈239，產生大於消耗，使得原料實現不斷增值。
採用快中子堆，短期來看，首先解決了核廢料的處理問題。快速堆可以使原料利用率提高50-60倍，即實際原料重量的70%左右（一說90%，個人認為不太可能），產生廢料的量大為減少，周期也大大增加。長期來看，可以解決長期人類對裂變性核原料的需求。
現階段基本掌握快中子堆技術的國家為美國、法國、日本、俄羅斯等，真正能有能力實現商業化運營的只有法國一家，我國亦廣泛開展了該領域的研究，現已有數座試驗性快堆在使用中。快堆技術難度遠較技術成熟的壓水堆高，即使是核原料的組合堆置也有一定技術要求，故推廣有難度。
基本信息
- 中文名
- 快中子增殖堆
- 定義
- 由快中子引起原子核裂變鏈式反應
- 類型
- 反應
- 作用
- 能夠使鈾資源得到充分利用
- 表現
- 原子核裂變鏈式反應