中国第一座实验快中子反应堆首次成功达到临界

http://news.ifeng.com/mil/2/detail_2010_07/22/1813549_0.shtml

新华网北京7月21日电(廖方舟、卫敏丽)中国核工业集团公司21日在京召开新闻发布会，正式宣布由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)21日达到首次临界。

“临界是实验快堆最重要的一个节点，它标志着中国人掌握了快堆技术。”中核集团有关负责人表示，这是我国核电领域的重大自主创新成果，意味着我国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此，我国成为继美、英、法等国之后，世界上第八个拥有快堆技术的国家之一。

据介绍，快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率提高至60%以上，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。国际社会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

作为国家“863”计划重大项目，中核集团第四代核能技术研发的重点，中国实验快堆采用已在美、法、俄、日等国家有多堆运行经验的钠冷快堆技术，其热功率为65兆瓦，电功率20兆瓦。

记者了解到，近年来，中核集团始终坚持自主创新，自主完成了快堆概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试工作，初步建立起钠冷快堆技术的研发体系和标准规范体系，全面掌握了快堆物理、热工、力学以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利，还实现了高达70%的设备国产化率。

通过快堆项目实施，中核集团还建立了快堆工程研发中心，成为我国目前唯一的快堆技术研发基地和技术研发的重要平台，为我国快堆发展打下了坚实的基础。

资料：什么是快堆

快堆是快中子增殖反应堆的简称。

目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，消耗的主要核燃料是铀235。自然界中铀235的蕴藏量仅为0.66％，其余绝大部分是铀238，占99.2％。为保证核反应正常进行，一般轻水堆里真正参与核反应的原料铀235只有3%―4%，余下是会产生辐射的铀238核废料。

快堆不用铀235，而用钚239作燃料，不过在堆心燃料钚239的外围再生区里放置铀238。钚239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀238变成可用燃料钚239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称快速增殖堆。

目前，在核电站中广泛应用的轻水堆对天然铀资源的利用率只有约1%，而快堆则可将这一利用率提高到60%―70%。就世界范围讲，可利用铀资源将因此增加上千倍。http://news.ifeng.com/mil/2/detail_2010_07/22/1813549_0.shtml

新华网北京7月21日电(廖方舟、卫敏丽)中国核工业集团公司21日在京召开新闻发布会，正式宣布由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)21日达到首次临界。

“临界是实验快堆最重要的一个节点，它标志着中国人掌握了快堆技术。”中核集团有关负责人表示，这是我国核电领域的重大自主创新成果，意味着我国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此，我国成为继美、英、法等国之后，世界上第八个拥有快堆技术的国家之一。

据介绍，快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率提高至60%以上，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。国际社会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

作为国家“863”计划重大项目，中核集团第四代核能技术研发的重点，中国实验快堆采用已在美、法、俄、日等国家有多堆运行经验的钠冷快堆技术，其热功率为65兆瓦，电功率20兆瓦。

记者了解到，近年来，中核集团始终坚持自主创新，自主完成了快堆概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试工作，初步建立起钠冷快堆技术的研发体系和标准规范体系，全面掌握了快堆物理、热工、力学以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利，还实现了高达70%的设备国产化率。

通过快堆项目实施，中核集团还建立了快堆工程研发中心，成为我国目前唯一的快堆技术研发基地和技术研发的重要平台，为我国快堆发展打下了坚实的基础。

资料：什么是快堆

快堆是快中子增殖反应堆的简称。

目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，消耗的主要核燃料是铀235。自然界中铀235的蕴藏量仅为0.66％，其余绝大部分是铀238，占99.2％。为保证核反应正常进行，一般轻水堆里真正参与核反应的原料铀235只有3%―4%，余下是会产生辐射的铀238核废料。

快堆不用铀235，而用钚239作燃料，不过在堆心燃料钚239的外围再生区里放置铀238。钚239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀238变成可用燃料钚239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称快速增殖堆。

目前，在核电站中广泛应用的轻水堆对天然铀资源的利用率只有约1%，而快堆则可将这一利用率提高到60%―70%。就世界范围讲，可利用铀资源将因此增加上千倍。