先进反应堆技术总结
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。
1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。
2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。
目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。
同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。
2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。
GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。
2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。
3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。
反应堆热工课程设计总结范文
篇一：核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本课程设计报告( 20 13 -- 2014 年度第二学期)名称：核反应堆热工分析课程设计题院系：核科学与工程学院班级：实践核1101班学号：指导教师：王胜飞设计周数：1周成绩：日期：2014 年 6 月 19日一、课程设计的目的与要求反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。
对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。
要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。
在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为：（1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类；（2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围；（3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围；（4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；（5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。
在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。
目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点：（1）燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度；（2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界；（3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热；（4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。
在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定dnbr。
核电工作总结
核电工程建设成果
核电站建设规模不断扩大
随着核电技术的不断发展和进步，我国核电站建设规模不断扩大 ，目前已经建成了多个百万千瓦级核电站。
核电站建设质量稳步提升
在核电站建设过程中，注重质量管理和安全管理，确保了核电站建 设质量稳步提升。
核电站建设周期不断缩短
通过优化设计和施工方案，不断缩短核电站建设周期，提高了建设 效率。
02
工程进度ห้องสมุดไป่ตู้误
由于各种原因，核电工程建设进度经常出现延误，影响了工程的整体进
度。
03
改进措施
加强工程质量监管，建立完善的工程质量管理体系，确保工程质量稳定
可靠；加强工程进度管理，制定科学合理的工程进度计划，确保工程按
时完成。
运营管理不足与改进措施
运营效率不高
在核电运营过程中，存在运营效率不高的问题，影响了企业的经 济效益。
在全球能源结构转型的背景下，核电仍然具有不可替代的地 位和作用。然而，核电技术的发展也面临着诸多挑战，如安 全、环保、经济性等。因此，本工作总结也旨在探讨这些问 题的解决途径和发展方向。
汇报范围
• 本工作总结涵盖了全球范围内的核电项目，重点分析了先进核 电技术的研发和应用情况，以及核电产业链的上下游发展状况 。同时，也针对不同国家和地区的核电发展模式进行了比较和 分析。
环境保护
核电作为一种清洁能源， 有助于减少温室气体排放 ，保护环境。
经济发展
核电项目投资大、技术含 量高，对相关产业链的发 展具有重要推动作用。
核电工作的挑战与机遇
挑战
核电技术复杂、安全要求高，需 要加强技术研发和人才培养。
机遇
随着全球能源结构的转变和环保 意识的提高，核电发展前景广阔 ，将迎来新的发展机遇。
核电个人技术总结
核电个人技术总结
核电是一种利用核能产生电能的技术，个人在核电工作中总结了以下技术要点：
1. 核反应堆运行与控制：核反应堆的运行与控制是核电站操作的关键。
个人掌握了核
反应堆的启动、停止、调整功率等操作技术，并理解了核反应堆的动力学特性和稳定性。
2. 辐射安全与防护：核电站中存在辐射源，个人熟悉辐射安全的原理，掌握了辐射剂
量测量、材料防护等技术。
同时，个人学习了应急情况下的辐射监测与处置。
3. 燃料管理与改装：个人了解了核电站燃料管理的流程和方法，包括燃料装载、卸载、调整等操作。
同时，对于燃料元件的检修、更换具备一定的技术知识。
4. 事故分析与故障排除：个人积累了一定的事故分析与故障排除经验，能够通过分析
和判断故障现象，找出问题根源并提出解决方案。
5. 安全控制与监测：个人了解核电站安全控制与监测系统的原理和工作流程，包括安
全参数显示、传感器的使用与校准等。
6. 辅助系统运行与维护：核电站拥有众多的辅助系统，个人掌握了部分系统的运行和
维护技术，如冷却水系统、蒸汽发生器等。
7. 核电站运维管理：个人参与了核电站的运维管理工作，包括维修计划的制定、设备
台帐的管理、事故记录与分析等。
个人在核电技术方面的总结仅作为参考，实际工作中还需要不断学习和提升自己的技
术水平。
同时，核电领域需要严格遵守安全规定，保障核电站安全运行。
核反应堆设计与优化技术研究
核反应堆设计与优化技术研究对于核反应堆而言，设计与优化技术的研究是十分重要的，它将直接影响反应堆的维护、使用、安全性以及能源输出的效率等因素。
本文将从反应堆设计的特点、反应堆的现有设计及其优化技术、应用程序和未来发展前景等方面进行阐述。
一、反应堆设计的特点反应堆设计的重点在于核材料的选择，核材料是核反应堆的核心。
在设计反应堆时必须考虑核材料的选择，不同核材料的特性不一样，能够影响反应堆的维护、使用、安全性以及能源输出的效率等多个因素。
因此，选材的过程是反应堆设计的核心。
同时，在反应堆设计中，还需要考虑到燃料的选择、反应堆的物理性质、反应堆的热力学性质等多个因素，这些因素都将直接影响反应堆的安全性、使用效率以及其它多个方面。
二、反应堆的现有设计及其优化技术1.反应堆的现有设计反应堆的现有设计主要有三种类型：（1）热中子反应堆：利用中速中子引发核裂变，大多采用铀235作为燃料。
（2）快中子反应堆：利用高速中子引发核反应，采用钚等放射性物质做燃料。
（3）混合反应堆：同时采用热中子和快中子两种方式，既采用铀又采用钚等放射性物质做燃料。
2.反应堆的优化技术反应堆设计的优化技术主要有以下几个方面：（1）反应堆物理设计的优化，包括反应堆的结构布局、燃料棒排列等。
（2）燃料设计的优化，包括燃料的体积、比表面积、燃料的反应截面等。
（3）控制棒的设计，作为反应堆的关键部分，控制棒的性能将直接影响到反应堆的安全性等多个方面。
（4）反应堆基础物理性质的研究，这将直接影响反应堆的维护、使用以及其它多个方面。
（5）核燃料的后处理，包括核废料的处理、核燃料的循环利用和加速器驱动系统等。
三、应用程序和未来发展前景1.应用程序核反应堆设计及其优化技术的研究将直接影响到相关的应用程序。
反应堆应用在国家能源领域、军事领域、航空航天领域、环保领域等多个领域。
2.未来发展前景反应堆设计及其优化技术研究是一个永远具备发展的领域，未来反应堆的研究将随着科技的发展和技术手段的变革而愈发完善。
温室茄子应用秸秆生物反应堆技术的试验总结
北京地区通过 日 光温室用营养钵提前培育马铃 薯苗再进行定植等手段调整播薯栽苗时间， 可将马 铃薯 的采 收期提 前 到 ３ 中下旬 左 右 ，避开 京 外的 月
一
【】罗维禄． ３ 马铃 薯新品种 “ 中薯 ３号”特征特性与高产栽 培 技术 『 ． Ｊ 福建农业科技，０ ８ １ ：９７ ． 同 １ ２ ０ ， ）６ ．１ （
史 ，现有市 日光 温室蔬 菜 生产面 积 ７３ ３ ｍ １ 万 ３ （ １ ｈ
环境条 件 ， 展 了温室 蔬菜应 用秸秆 生物 反应堆 技 开 术 的研 究 ，取得 了 良好 的经 济效 益和社 会效 益 。
亩） ，年供 应反 季节 蔬菜 １０ ｔ １ 万 ，促进 了瓦房店 市 农业生 产 的发展 和农 民快 速致 富 。但 由于生 产高度
１ 材 料和 方法
１１ 材 料 与设计 ． 温室茄 子多 采用嫁 接育 苗 ，嫁接 茄子 既要选 择 高产 优质 的 品种 ， 亲和性 又要好 ｎ 木 采用托 鲁 巴 Ｉ砧 姆野 生茄 子品种 ；接穗 选用荷 兰瑞 克斯 旺种苗 公 司 的 “０７ ５ １—６ ”品种 ，砧木 比接穗 早播 １ ～２ ， 月 ５ ０ｄ ８ 上旬嫁 接 ，９ 中旬定 植 。 月 试验设置 ：设 处理 （ 丰宝菌剂 ＋秸秆 ） 沃 、对 照 （ 白） 小 区面积分 别为 ８ ， 空 。 ４ｍ２ 栽苗 ２０ （６ ｍ ４ 株 ６７ 马铃 薯进 京高 峰 ，可获 得更高 的 收益 。在北 京地 区 发展 春 温室育 苗马 铃薯栽 培 ， 以发展 少 面积抢 早 可 上市 的苗 栽 “ 大 白”品种 ，大 面积 发展 苗栽 “ 早 荷 兰十五 ”的模 式 ，苗栽 马铃 薯 的栽培模 式使 菜农 可
全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等
全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等核反应堆，是一种可以控制和维持自我连锁反应的装置。
核反应堆主要用途是发电（核电厂）和作为船舶的动力装置。
位于瑞士的一座小型研究反应堆其中，一些反应堆还被用来生产医疗和工业用的同位素或者生产武器级钚。
截止2019年初，全球共有680座核反应堆在运行，其中包括226座研究堆。
现有的核反应堆主要包括轻水堆，沸水堆，重水堆，高温气冷堆和熔盐堆。
下面将逐一介绍：1.轻水堆轻水堆中，冷却剂起着减速剂的作用这种反应堆使用压力容器来容纳核燃料、控制棒、慢化剂和冷却剂。
离开压力容器的热放射性水通过蒸汽发生器循环，蒸汽发生器又将次级(非放射性)水环加热成蒸汽，使涡轮机运转。
它们占据了当前反应堆的大多数(约80%)。
VVER1000反应堆结构华龙一号示范工程航拍美军核动力航母编队轻水堆最新的典型代表有俄罗斯的VVER-1000，美国的AP1000，中国的华龙一号和欧洲的EPR。
美国海军军舰上的反应堆也都属于这种类型。
2.沸水堆福岛核事故的反应堆类型就是沸水堆沸水堆就像没有蒸汽发生器的压水堆。
冷却水的较低压力使其在压力容器内沸腾，产生运行涡轮机的蒸汽。
与压水堆不同，没有主回路和副回路。
这些反应堆的热效率更高，结构也更简单，发生两次严重核事故（切尔诺贝利和福岛核事故）的堆型都属于沸水堆。
3.重水堆（CANDU）秦山核电站的两座重水堆（CANDU堆）重水堆非常类似于压水堆，但使用重水。
虽然重水比普通水贵得多，但它具有更大的中子经济性(产生更多的热中子)，允许反应堆在没有燃料浓缩设施的情况下运行。
燃料不是像压水堆那样使用一个大型压力容器，而是包含在数百个压力管中。
这些反应堆以天然铀为燃料，重水反应堆可以在满功率时加燃料，这使得它们在铀的使用方面非常高效(这使得堆芯中的流量控制更加精确)。
加拿大、阿根廷、中国、印度、巴基斯坦、罗马尼亚和韩国都建造了重水堆。
4.高能通道反应堆(RBMK)切尔诺贝利核电站（RBMK，沸水堆）RBMKs是一种苏联设计，在某些方面与CANDU相似，因为它们在动力运行期间可以重新加料，并采用压力管设计。
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料
核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。
其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。
2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。
3、共振现象：但入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著增加，这种现象就叫作共振现象。
4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。
5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。
在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。
6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。
7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。
8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。
9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。
11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。
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1快中子堆的概念？答：快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。
快速增殖堆2最具发展前景的三种快中子堆堆型答：气冷快中子堆（GFR）2 钠冷快中子反应堆（SFR）3 铅冷快中子反应堆（LFR）3快中子反应堆燃料是答：钚-2394快中子堆又是？答：快速增殖堆5快中子反应堆作热交换剂答钠和钾的合金6反应性控制由于快堆采用钠作冷却剂，无法使用例如硼酸等可溶性毒物来控制反应性，一般采取单一的控制棒控制反应性方式,7快堆堆芯出口的氦气温度可达 850℃8快堆堆芯与热堆堆芯相比快堆相对较小1，VVER属于什么堆型？A：高温气冷堆 B：沸水堆 C：轻水压水堆 D：重水堆答案：C2，目前我国什么地方采用了VVER这种堆型？A：田湾核电站 B：红沿河核电站 C：石岛湾核电站 D：秦山核电站答案：A3，VVER属于几代核电机组？Ａ：一代Ｂ：二代Ｃ：三代Ｄ：四代答案：C４，VVER核反应堆蒸汽发生器的安置方式一般是___(横向)，燃料组件的横截面是___(六边形)。
5，VVER目前是哪个国家的主建堆型？A：美国 B：法国 C：俄罗斯 D：韩国答案：C6，VVER-1000机组的核蒸汽供应系统有几个回路？A：2个 B:3个 C：4个 D：5个答案：C7，试介绍几点VVER核反应堆在核安全方面做的相应措施措施？答：1.反应堆厂房采用双层安全壳、2.安全系统采用完全独立和实体隔离3.设置堆芯熔融物捕集器与冷却系统等缓解严重事故后果的安全设施4.采用全数字化仪控系统1、超临界水冷堆缩写：（）A.VHTRB.MSRC.SCWRD.SFR2、超临界水冷堆的热效率：（）A. 33%—35%B. 40%—45%C. 50%—55%D. 60%—65%3、下列关于超临界水冷堆说法正确的是：（）A、系统结构简单，没有沸腾危机B、系统结构复杂，有沸腾危机C、系统结构简单，有沸腾危机D、系统结构复杂，没有沸腾危机4、超临界水冷堆存在哪些亟待解决的问题：（）（1）反应堆压力容器的制造（2）堆内构件绝热材料的研制（3）设备密封材料的研制（4）稳定性分析和控制A、（1）B、（1）（2）C、（1）（2）（3）D、（1）（2）（3）（4）5、下列关于超临界水冷堆说法正确的是：（）A、有蒸汽发生器和，有稳压器B、有蒸汽发生器，没有稳压器C、没有蒸汽发生器，有稳压器D、没有蒸汽发生器、没有稳压器6、超临界水冷堆系统结构简化的原因：（）A、超临界水物性连续变化，不存在相变B、超临界水物性不连续变化，不存在相变C、超临界水物性连续变化，存在相变D、超临界水物性不连续变化，存在相变7、超临界水冷堆优点：（）（1）系统简化（2）设备减少（3）热效率高（4）单堆功率大A、（1）（2）B、（2）（3）C、（2）（3）（4）D、（1）（2）（3）（4）8、下列关于超临界水冷堆说法正确的是：（）A、超临界水冷堆可以设计成热中子谱反应堆，也可以是快中子谱反应堆B、超临界水冷堆不可以设计成热中子谱反应堆，也可以是快中子谱反应堆C、超临界水冷堆可以设计成热中子谱反应堆，不可以是快中子谱反应堆D、超临界水冷堆不可以设计成热中子谱反应堆，不可以是快中子谱反应堆答案：1.C 2.B 3.A 4.D 5.D 6.A 7.D 8.A1.首尔核安全峰会的主题是什么？答案：应对核威胁，安全保卫核原料和设施，防止非法核走私，管理强化放射性物质等2.首尔核安全峰会总共有（）个国家和（）个国际机构参加？Ａ．４７，３Ｂ４７，４Ｃ．５３，３Ｄ５３，４3.下一届核安全峰会将在哪国举办？DA中国B美国C韩国D荷兰4.世界上战略核武器和战术核武器最多的国家分别是（美国）和（俄罗斯）5.第二届核安全峰会与2012年3月26日到27日在（）举行。
韩国6.问：胡锦涛主席在第二届核安全峰会上就增进和安全提出的主张是什么？答：1.坚持科学理性的核安全理念，增强核能发展信心。
2.强化核安全能力建设承担核安全国家责任。
3.深化国际交流，提升全球核安全水平。
4.标本兼治，综合治理，消除核扩散及核恐怖主义根源。
7广义的核安全是指什么?广义的核安全是指涉及核材料及放射性核素相关的安全问题，目前包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电站安全运行、乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等议题。
8奥巴马在第二次核安全峰会上的麦克风们是和( )交流时发生的.答:梅德韦杰夫1AP1000在发生事故之后，至少在______小时内，操作员不必采取手动动作；( B )A 24 B36 C72 D1082世界范围内是否有AP1000核电站在运行______（B）A是 B否3AP1000有______个安全壳（2）分别由______和______材料组成（混凝土钢）4AP1000在核安全方面最鲜明的设计是______设计（B）A 能动 B非能动5AP1000模块化建造的目的是______（缩短建设周期）A缩短建设周期 B缩减投资 C减少电厂建筑面积 D减少设备阀门的数量6AP1000与EPR在设计理念上的差异是什么？（答：AP1000通过去除能动部件，依赖自然力-重力、自然循环、蒸发冷却等方式，达到很高的安全性EPR通过增加能动部件数和系列数，而增加安全性）7一个单机组的发电生产设施由5个厂房组成：______厂房、______厂房、______厂房和______厂房、______厂房。
（核岛汽轮机柴油发电机辅助放射性废物）8我国在建的AP1000核电站分别有______ （写出两个即可）（海阳三门咸宁）填空题1、重水堆分为（压力管）和（压力壳）式。
2、重水堆用（天然铀）作为核燃料，以（重水）做慢化剂，以（轻水或重水）做冷却剂。
3、CANDU型重水堆的特点是堆芯用（压力管）代替压水堆的压力容器。
4、为了防止热量扩散到（慢化剂的重水）中，压力管式重水堆在压力管外设置一同心容器管，两管之间充以（二氧化碳）做隔热层。
判断题5、重水反应堆的反应性控制可以通过改变反应堆容器中重水慢化剂的液位实现。
（对）6、重水堆中子经济性好，节省核燃料，但需要建造核扩散厂。
（错）7、重水堆的核燃料燃耗相比轻水堆较浅。
（对）简答题简述CANDU6型重水堆的主要优点？（1）反应堆中子利用率高，可直接利用天然铀作燃料。
（2）可实现不停堆换料，年容量因子高。
（3）固有安全性高。
与轻水堆核电站相比，坎杜重水堆多了二道防止和缓解严重事故的热阱，即重水慢化剂和屏蔽冷却水系统。
（4）可大量生产同位素1、熔盐堆堆芯用（石墨）作慢化剂2、橡树岭国家实验室熔盐堆的燃料是（LiF-BeF2-Er4-UF4）3、我国熔盐堆项目负责单位在（上海）判断1、熔盐材料中红色是含铍的熔盐，绿色是含ErF4的熔盐，蓝色是含LiF的熔盐（错）2、没过是世界上唯一政府和工业企业明确支持开发MSR的国家（错）3、熔盐堆核燃料既可以是固体颜料棒，也可以溶于主冷却剂中（对）问答1、熔盐堆的几点优势是什么？a、固有安全性b、灵活的燃料循环特性c、核资源的有效利用和防止核扩散d、可以采用布雷顿循环，发电率高达45%~50%2、我国熔盐堆项目的全称是什么？未来先进核裂变能---钍基熔盐堆核能系统填空题1．凤凰堆是一座（钠）冷（快中子增殖）反应堆。
2．快堆除了可以燃烧铀，还可以燃烧（钚）。
3．快堆产生的钚比消耗的（多）。
选择题1．当想到“能源资源问题”、“环境问题”、“从大量消费、大量废物向再循环社会转移”等时，（ C ）会是最好的选择。
A．压水堆 B.沸水堆 C.快中子增殖堆 D.重水堆2．反应堆运行情况良好，退役后又恢复运行的是（ A ）,运行情况糟糕，成为包袱的是（Ｂ）Ａ．凤凰堆Ｂ．超凤凰堆．３．下列国家中核电普及率最高的国家是（Ｃ）Ａ．日本Ｂ．美国Ｃ．法国Ｄ．中国简答题１．快堆的优点快堆的优点是既可以通过燃烧所有锕系元素大幅降低最终废物的放射性毒性，又可以实现燃料再生。
２．什么是嬗变一种元素通过核反应转化为另一种元素或一种核素转变为另一种核素。
1、第四代先进核能系统共有几种类型，分别是什么类型？答案：钠冷快堆气冷快堆铅冷快堆超临界水堆超高温堆和熔盐堆2、熔盐挑选的基准是------------答案：使反应堆更加安全并且实际可行3、东电所有的13座反应堆分别为？答：福岛第一核电站的5、6号机、福岛第二核电站的1至4号机、柏崎刈羽核电站1至7号机。
4、日本将福岛第一核电站核泄漏事故等级答：最高级7级。
5、福岛第一核电站位于北纬（37°18'57.75"北，东经141° 1'37.70"东）。
6、福岛核电站1号机组于（1967年9月）动工，（1970年11月）并网，1971年3月投入商业运行，输出电功率净/毛值为439/460兆瓦，负荷因子为49.9%。
2号～6号机组分别于（1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月）投入商业运行。