我国是第几个掌握核快堆国家

【专家解说】：目前共有6座核电站。 这六座核电站分别为浙江省的秦山（一期）核电站、秦山核电二期工程和秦山核电三期工程，广东省的大亚湾核电站和岭澳核电站，以及江苏省的田湾核电站 未建成或在建： 三门核电工程项目 浙江南部 阳江核电站 广东阳江 烟台海阳核电站、威海乳山核电站、威海荣成核电站第一大类的核电反应堆，也是第一代核电站，主要是20世50-70年代美国、前苏联、法国、英国建造的首批原型堆，其反应堆叫做热中子裂变反应堆，即热中子堆，简称“慢堆”。 第二类(第二代)是20世纪70年代至2000年投入使用的商业反应堆，目前多正在运行，主要有美国、欧洲、日本的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；俄罗斯设计的轻水堆（VVER）；东欧的压力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆；这些其反应堆多为快中子增殖反应堆，简称“快堆”。 第三类(第三代)反应堆派生于目前正在运行的反应堆，基于相同的原理，汲取了反应堆几十年来的运行经验，安全性更高，实际上，日本已建造了2台机组，根据发展走势，2010-2015年期间第三代反应堆将替代目前正在运行的第二代反应堆。 第四代反应堆尚上于研发阶级，是未来的系统，将会有重大的革新和发展，目前已有多种规划，预计将在2030年达到技术成熟，2035-2040年开始建造首批机组。 第一、二代核反应堆都是重原子核——235 U或239Pu，裂变成两个或两个以上中等重量的原子核时释放出核能；第三代反应堆是在第二代基础上更强调安全性的反应堆，第四代核反应堆目前尚处于研究中，至于核聚变反应堆将是未来发展的方向，它原理是两个轻原子核——氘核和氚核，聚合形成一个较重的原子核——氦核，释放出核能。第一、二、三代核电站都已经工业化；第四代核电站预计要经过相当长的时间，才能实现商业发电。 3、热中子反应堆，简称热堆 热堆所用的核燃料是235U。1克235 U核裂变所释放的能量相当于2．7吨标准煤完全燃烧所产生的能量。 235 U核裂变的发生，要靠中予去轰击；235 U受到中子轰击后其原子核发生裂变，产出两个或两个以上质量较轻的原子，同时释放出2～3个中子。这些中子再去轰击未裂变的铀核，从而实现链式反应。 为了实现平缓的核反应，以实现核能的均衡释放，反应堆用人工控制用于轰击铀核的中子数，使下一波中子的数量等于上一波中子的数量。此外，还要将中子“慢化”。因为动能为l兆电子伏特的中子，其速度达到每秒2万公里。中子的速度太快，很难打中小小的铀核。采用慢化剂(普通水、重水或石墨等)使中子的速度变慢(慢中子又称热中予)，中子就能有效地轰击铀核。所以，热中子堆又称热堆。 全世界的核电站，绝大多数是热堆，主要有以下5种： 1)轻水堆：轻水堆用普通水作冷却剂(又称载热剂)和慢化剂。它有沸水堆(BWR)和压水堆(PWR)两种。我国在役和在建的轻水堆都是压水堆。 2)重水堆：重水堆用重水作冷却剂和慢化剂。重水其分子中的氢是重氢——氘。氘核中有l个质子和l个中子，相对原子质量是2，所以可写成氢-2，占氢总量的七千分之一。 我国秦山核电公司的第三期工程建成的核电站，为重水堆(CANDU一6型)。轻水堆的核燃料中，235 U丰度为2％～5％，换料时要停堆。重水堆的核燃料中235 U丰度仅是铀元素的天然丰度0.72%，换料时不必停堆。 3)高温气冷堆：它用氦气作冷却剂，石墨作慢化剂。 4)石墨气冷堆：二氧化碳作冷却剂，石墨作慢化剂。 5)石墨水冷堆：冷却剂是水，慢化剂是石墨。 我国2006～2020年《国家中长期科学和技术发展规划纲要》(以下简称“纲要”)中，要求攻克核电重大装备制造的核心技术，把“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站”的建设列为“重大专项”。 ’ 4、快堆 快堆，是快中子增殖反应堆的简称。冷却剂用金属钠，并正在研究气冷和铅冷。 在热堆中，丰度达99．2％的238U没有被利用而成的核废料。在快堆中，238U吸收l个中子，先后转化为2个短寿命核素239U(半衰期23．5分)和239Np(镎)(半衰期2．346天)，两者都经历一次贝它衰变，最后成为239Pu(钚)，239Pu为阿尔法放射体，半衰期2．4x 104年，易于裂变，是重要的核燃料。在快堆中，所生成的239Pu比消耗的235U来得多，所以快堆称之为增殖堆。快堆可使铀资源利用率提高60～70倍，同
冷月8月20日回答，请你采纳

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