快中子增殖堆——第二代核电站堆型  

作　　者：吴国华[1] 

机构地区：[1]中国科学院近代物理研究所

出　　处：《核物理动态》1993年第1期56-57,共2页

摘　　要：我国核电在起步阶段选压水堆为第一代核电站堆型,秦山核电站和大亚湾核电站都是采用压水堆。但是压水堆的铀资源利用率低,不超过1.5％,所以要消耗大量天然铀资源。快中子增殖堆(简称快堆)可以使天然铀中98.5％未能燃烧的部分得到充分利用,这就使快堆成为下世纪铀资源短缺时可以作为第二代核电站的先进堆型,世界各国正竞相研究之。快堆和压水堆的区别主要在于堆芯核反应的物理行为及反应堆所用的冷却剂不同。快堆需要较高浓度(约20％)

关 键 词：快堆 增殖堆 核电站 

分 类 号：TL413.1[核科学技术—核技术及应用]