快中子增殖堆

快中子增殖堆，专业术语，作名词，是由快中子引起原子核裂变链式反应，并可实现核燃料增殖的核反应堆，能够使资源得到充分利用，还能处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物。现阶段基本掌握快中子堆技术的国家为美国、法国、日本、俄罗斯等，真正能有能力实现商业化运营的应该只有俄罗斯一家能够，我国亦广泛开展了该领域的研究，并建成了中国实验快堆。

介绍

快中子增殖堆，全称应为快中子核反应堆，也叫快速增值核反应堆。

产生

现在在用的核反应堆多数为轻水堆（分压水堆和沸水堆）两类，采用铀235为原料，一般自然界铀235的蕴藏量为0.7%，为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%浓缩铀235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀238废料，铀238不能由中子直接激发裂变产生能量。长期以来核废料的处理一直是一大难题。

原理

在早期核反应实验时，有人发现铀238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀239，但铀239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的239，钚239亦可作为与U235相似的裂变原料。

基于此特性，60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆。以较为普遍的浓缩铀238为原料，通过快中子使原料中铀238不断转化为钚239，产生大于消耗，使得原料实现不断增值。

优势

采用快中子堆，短期来看，首先解决了核废料的处理问题。快速堆可以使原料利用率提高50-60倍，即实际原料重量的70%左右（一说90%，个人认为不太可能），产生废料的量大为减少，周期也大大增加。长期来看，可以解决长期人类对裂变性核原料的需求。

技术

现阶段基本掌握快中子堆技术的国家为美国、法国、日本、俄罗斯等，真正能有能力实现商业化运营的只有法国一家，我国亦广泛开展了该领域的研究，现已有数座试验性快堆在使用中。快堆技术难度远较技术成熟的压水堆高，即使是核原料的组合堆置也有一定技术要求，故推广有难度。

参考资料

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