核反應堆根據燃料類型分為天然鈾堆、濃縮鈾堆、釷堆;根據中子能量分為快中子堆和熱中子堆;根據冷卻劑(載熱劑)材料分為水冷堆、氣冷堆、有機液冷堆、液態金屬冷堆;根據慢化劑分 為石墨堆、水冷堆、有機堆、熔鹽堆、鈉冷堆;根據中子通量分為高通量堆和一般能量堆。
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氣冷快堆
氣冷快堆,是未來發展的第四代先進核能系統候選堆型之一。
概述 作用 套用 -
快堆
快堆,是“快中子反應堆”的簡稱,是世界上第四代先進核能系統的首選堆型,代表了第四代核能系統的發展方向。其形成的核燃料閉合式循環,可使鈾資源利用率提高至6...
簡介 在中國的發展 -
高溫氣冷堆
用作,出口溫度高的核反應堆。高溫氣冷堆採用塗敷顆粒燃料,以石墨作慢化劑。為,甚至更高。核燃料一般採用高濃二氧化鈾,亦有採用低濃二氧化鈾的。根據堆芯形狀,...
簡介 高溫氣冷堆特點 -
第四代核能系統
第四代核能系統是一種具有更好的安全性、經濟競爭力,核廢物量少,可有效防止核擴散的先進核能系統,代表了先進核能系統的發展趨勢和技術前沿。2002年9月19...
概述 歷程 四代核電 核電未來 風險控制 -
重水堆慢化劑系統
容器式和壓力管式兩類。重水堆慢化劑系統電站是發展較早的核電站,有各種類別,但已實現工業規模推廣的只有加拿大發展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。快堆核電站由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆...
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原型堆
原型堆(Prototype reactor)是基本設計相同的系列中的第一個反應堆,有時用於指主要特點與最終系列相同但規模較小的反應堆。
概況 主要類型 -
超臨界水堆
超臨界水堆(SCWR)是六種第四代核反應堆中唯一以輕水做冷卻劑的反應堆,它是在現有水冷反應堆技術和超臨界火電技術基礎上發展起來的革新設計。與目前運行的水...
反應堆簡介 開發現狀 主要技術方案 技術特性 -
快中子堆
快中子反應堆,簡稱快堆。快中子堆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...
產生 原理 分類 優勢 技術 -
沸水堆壓力容器
沸水堆壓力容器是一種專業術語,用於能源科學。