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重水堆核电站技术简介

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摘要 引言 从最初发展核电站起,就对以重水为慢化剂的堆型给予相当的注意。主要原因是重水的慢化性能好,吸收中子少,能最有效地利用天然铀,不用建造昂贵的铀同位素分离工厂或依赖外国进口浓缩铀而受制于人。 世界各国为发展核电选择堆型时,除考虑各种堆型固有优缺点外,还有核燃料资源情况、核工业基础、机械制造水平、反应堆早期研究发展史等。就热中子堆型选择的技术路线而言,主要可区别为天然铀堆型和浓缩铀堆型。 美苏两国由于早期发展核武器的需要,建设了大型扩散厂,在储备了大量核弹头后,浓缩铀生产能力过剩。所以,美苏两国对民用核电站均采用浓缩铀堆型——以轻水作为慢化剂的压水堆和沸水堆。
作者 陈伯清
机构地区 福建省核学会
出处 《福建能源开发与节约》 1996年第3期47-48,共2页 Fujian Energy Development and Conservation
关键词 核电站 重水堆
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