核反應及其應用之反應堆

主講2016.5.31核反應及應用之反應堆2023/2/49:132核反應理論裂變反應堆終結與展望2023/2/49:13No.3

核裂變（Nuclearfission）又稱核分裂，是一個原子核分裂成幾個原子核的變化。一般由重的原子（主要是指鈾或钚）分裂成較輕的原子的一種核反應形式。一個重核吸收一個中子分裂成兩個輕核，同時放出數(shù)個中子和一定的能量。常用的易裂變核：

U-233，U-235

Pu-239，Pu-2412023/2/49:13No.4U-235核裂變反應式U-235每次裂變平均放出2.43個中子。2023/2/49:13No.5核裂變釋放的能量1個U-235原子核裂變平均釋放的總能量：200MeV1kgU-235完全裂變釋放的能量：19,600,000,000kcal[比較]化石燃料完全燃燒放出的化學能：1kg標準煤7,000kcal1L重油9,900kcal1m3天然氣9,800kcal1kgU-235裂變釋放的能量相當于2800噸標準煤燃燒釋放的能量2023/2/49:13No.6核裂變鏈式反應裂變反應中放出的中子與其它可裂變核碰撞，引起新的核裂變，放出第二代中子，再引起核裂變反應，放出第三代中子，如此持續(xù)下去的過程。2023/2/49:13No.7維持鏈式反應的條件核裂變放出中子的三條出路飛走被吸收，不引起新的裂變被裂變核吸收，引起新的裂變中子數(shù)=1，就可使裂變反應持續(xù)下去。［自持型］中子數(shù)>1，裂變反應越來越強。［發(fā)散型］中子數(shù)<1，裂變反應越來越弱。［收斂型］2023/2/49:13No.8

核聚變（Nuclearfusion）指由質量小的原子，主要是指氘或氚，在一定條件下（如超高溫和高壓），發(fā)生原子核互相聚合作用，生成新的質量更重的原子核，并伴隨著巨大的能量釋放的一種核反應形式。2023/2/49:13No.9核聚變的兩大優(yōu)點核聚變能可為人類提供“取之不盡用之不竭”的能源。地球上僅在海水中就有45萬億噸氘，1升海水中所含的氘，經(jīng)過核聚變可提供相當于300升汽油燃燒后釋放出的能量。地球上蘊藏的核聚變能約為蘊藏的可進行核裂變元素所能釋出的全部核裂變能的1000萬倍，可以說是取之不竭的能源。至于氚，雖然自然界中不存在，但靠中子同鋰作用可以產(chǎn)生，而海水中也含有大量鋰。核聚變不會產(chǎn)生污染環(huán)境的放射性物質。2023/2/49:13No.10核聚變的實現(xiàn)方式聚變反應需要非常高的溫度（上億攝氏度），以克服兩個帶正電的氘核之間的巨大排斥力目前主要的幾種可控核聚變方式：超聲波核聚變激光約束（慣性約束）核聚變磁約束核聚變（托卡馬克）目前，實現(xiàn)受控核聚變還存在許多困難，核聚變能的大規(guī)模和平利用還尚需時日2023/2/49:13No.11ITER計劃背景1985年，在美、蘇首腦的倡議和IAEA的贊同下，一項重大國際科技合作計劃——“國際熱核試驗堆（InternationalThermonuclearExperimentalReactor，簡稱ITER）”得以確立，其目標是要建造一個可自持燃燒的托卡馬克聚變實驗堆，驗證聚變反應堆的工程可行性，聚變輸出功率可達1500兆瓦。ITER計劃獨立于IAEA之外，由俄、日、美、歐四方共同承建，中國作為全權獨立成員加入ITER計劃。按ITER組織原則，中國將承擔ITER工程總造價46億美元的10%，并享受全部知識產(chǎn)權。2023/2/49:13No.12裂變反應堆發(fā)展從1954年蘇聯(lián)建成了第一座核電站奧伯寧斯克核電站開始，到目前為止，核電技術的發(fā)展經(jīng)歷了四個過程：

第一代核電站是早期的原型堆電站，即1950年至1960年前期開發(fā)的輕水堆核電站，如美國的希平港壓水堆、德累斯頓沸水堆以及英國的鎂諾克斯石墨氣冷堆等。

第二代核電站是1960年后期到1990年前期在第一代核電站基礎上開發(fā)建設的大型商用核電站，如加拿大坎度堆、蘇聯(lián)的壓水堆等。目前世界上的大多數(shù)核電站都屬于第二代核電站。

第三代是指先進的輕水堆核電站，即1990年后期到2010年開始運行的核電站。第三代核電站采用標準化、最佳化設計和安全性更高的非能動安全系統(tǒng)，如先進的沸水堆、系統(tǒng)80+、AP600、歐洲壓水堆等。

第四代是待開發(fā)的核電站，其目標是到2030年達到實用化的程度，主要特征是經(jīng)濟性高（與天燃氣火力發(fā)電站相當）、安全性好、廢物產(chǎn)生量小，并能防止核擴散。

2023/2/49:13No.13裂變反應堆分類（1）按照功能分類按用途分有三類：研究試驗堆，生產(chǎn)堆，動力堆。（2）按照中子能譜分類按照激發(fā)核燃料裂變的中子能量的高低，可將核反應堆分為快中子堆、中能中子堆和熱中子堆。（3）按照慢化劑分類:輕水堆、重水堆、石墨慢化反應堆等。（4）按照冷卻劑分類:氣冷反應堆包括CO2冷卻和He氣冷卻；輕水冷卻反應堆主要包括壓水堆和沸水堆；還有重水冷卻的重水反應堆；液態(tài)金屬冷卻的主要有鈉冷、鉍冷、鋰冷、鉛鉍合金冷卻反應堆等。（5）按照核燃料分類:分成天然鈾燃料堆、稍加濃鈾燃料堆、加濃鈾燃料堆幾種類型。目前，在以發(fā)電為目的的核能動力領域，世界上應用比較普遍或具有良好發(fā)展前景的，主要有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高溫氣冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）等五種堆型。2023/2/49:13No.14壓水堆（60%）

壓水堆(PWR)最初是美國為核潛艇設計的一種熱中子堆堆型。壓水堆核電站采用以稍加濃鈾作核然料，鈾-235的富集度約3%。核燃料是高溫燒結的圓柱形二氧化鈾陶瓷燃料芯塊。壓水堆冷卻劑入口水溫一般在300oC左右，出口水溫330oC左右，堆內壓力15.5MPa。大亞灣和秦山核電廠就是壓水堆核電廠。在壓水堆核電廠中，一回路的冷卻劑通過堆芯時被加熱，隨后在蒸汽發(fā)生器中將熱量傳給二回路的水使之沸騰產(chǎn)生蒸汽。2023/2/49:13No.15壓水堆優(yōu)缺點用輕水作慢化劑和冷卻劑的壓水堆最顯著的特點是結構緊湊，堆芯的功率密度大。壓水堆核電站結構緊湊，堆芯功率密度大，加上輕水的價格便宜，導致壓水堆在經(jīng)濟上基建費用低和建設周期短。為提高出口水溫，為此就必須提高壓力。為了提高壓力，就要有承受高壓的壓力容器。這就導致壓力容器的制作難度和制作費用的提高。必須采用有一定富集度達到3%左右核燃料，因而壓水堆核電站要付出較高的燃料費用。2023/2/49:13No.16沸水堆（23%）冷卻劑自下而上流經(jīng)堆芯后大約有14％（重量）被變成蒸汽。為了得到干燥的蒸汽，堆芯上方設置了汽——水分離器和干燥器。由于堆芯上方被它們占據(jù)，沸水堆的控制棒只好從堆芯下方插入。沸水堆的冷卻劑循環(huán)流程的特點是堆芯內具有一個冷卻劑再循環(huán)系統(tǒng)。流經(jīng)堆芯的水僅有部分變成水蒸汽，其余的水必須再循環(huán)。從圓筒區(qū)的下端抽出一部分水由再循環(huán)泵將其唧送入噴射泵。2023/2/49:13No.17沸水堆的優(yōu)缺點直接循環(huán)。核反應堆產(chǎn)生的蒸汽被直接引入蒸汽輪機，推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電，省去一個回路，因而不再需要昂貴的、壓水堆中易出事故的蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，減少大量回路設備。工作壓力可以降低。將冷卻水在堆芯沸騰直接推動蒸汽輪機的技術方案可以有效降低堆芯工作壓力。為了獲得與壓水堆同樣的蒸汽溫度，沸水堆堆芯只需加壓到約70個大氣壓是壓水堆堆芯工作壓力的一半。這使系統(tǒng)得到極大地簡化，能顯著地降低投資。堆芯出現(xiàn)空泡。與壓水堆相比，沸水堆最大的特點是堆內有氣泡，空泡的反應性負反饋是沸水堆的固有特性。它可以使反應堆運行更穩(wěn)定，自動展平徑向功率分布，具有較好的控制調節(jié)性能等。輻射防護和廢物處理較復雜，從而影響核電站的設備利用率。功率密度比壓水堆小。2023/2/49:13No.18重水堆重水堆是指用重水(D2O)作慢化劑的反應堆。重水堆核電站動力循環(huán)系統(tǒng)與壓水堆核電站相似。一回路系統(tǒng)如圖1-13所示，分別為兩個相同的循環(huán)回路，一個設在反應堆的左側，另一個設在反應堆的右側，對稱布置。每一個循環(huán)回路由2-6個蒸汽發(fā)生器和2-8合循環(huán)泵組成。每個循環(huán)回路帶走反應堆一半的熱量。一回路中的重水冷卻劑在重水循環(huán)泵的哪送下由左邊循環(huán)回路流入左邊壓力管進口，在堆芯內冷卻元件。重水被加熱升溫后從反應堆右邊流出，進入右側循環(huán)回路。在右邊循環(huán)回路蒸汽發(fā)生器中將熱量傳遞給二回路的水。而從蒸汽發(fā)生器出口，重水又由右邊循環(huán)回路重水泵卿送進入右邊壓力管，在堆芯內被加熱，然后從堆左邊出去，進入左邊循環(huán)回路的蒸汽發(fā)生器中，再由左側重水循環(huán)泵送入堆芯。如此循環(huán)往復將核裂變熱能帶至蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路，產(chǎn)生的蒸汽送入蒸汽輪機做功，帶動發(fā)電機發(fā)電.2023/2/49:13No.19重水堆2023/2/49:13No.20CANDU型重水堆加拿大設計建造的CANDU堆是壓力管臥式重水堆的典型代表。54萬千瓦的皮克靈核電廠，有390根壓力管，壓力管內總共放了4680束燃料組件。每個燃料棒束內有37根燃料元件棒，因此這些燃料組件共由大約17萬根燃料元件棒組成。壓力管內冷卻燃料組件用的高壓重水，壓力為100個大氣壓，溫度300°C。外套排管與重水排管容器是焊在－起的，重水慢化劑不加壓，溫度約70°C。裂變產(chǎn)生的中子在壓力管內得不到充分慢化，主要在排管外慢化。將慢化劑保持低溫，除了可以避免高壓，還可以減少鈾－238對中子的共振吸收，有利于實現(xiàn)鏈式反應。2023/2/49:13No.21重水堆優(yōu)缺點中子經(jīng)濟性好，可以采用天然鈾作為核燃料。重水和天然水，(也就是輕水)的核特性相差很大。吸收熱中子的幾率比輕水要低兩百倍高于其他慢化劑。重水吸收熱中子的幾率小，所以中子經(jīng)濟性好。以重水慢化的反應堆，可以采用天然鈾作為核燃料。從而使得建造重水堆的國家，不必建造濃縮鈾廠。中子經(jīng)濟性好，比輕水堆更節(jié)約天然鈾。由于重水吸收的中子少，所以重水慢化的反應堆，中子除了維持鏈式反應外，還有較多的剩余可以用來使鈾-238轉變?yōu)轭?239，使得重水堆不但能用天然鈾實現(xiàn)鏈式反應，而且比輕水堆節(jié)約天然鈾20%。壓力管臥式重水堆的設計，使不停堆換料得以實現(xiàn)，滿足核電站連續(xù)不斷發(fā)電的要求。重水堆的功率密度低。由于重水慢化能力比輕水低，為了使裂變產(chǎn)生的快中子得到充分的慢化，堆內慢化劑的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天然鈾等原因，同樣功率的重水堆的堆芯體積比壓水堆大十倍左右。重水費用占基建投資比重大。20t天然水中含有3kg重水。雖然從天然水中提取重水，比從天然鈾中制取濃縮鈾容易，但是由于天然水中重水含量低，所以重水仍然是一種相當昂貴的材料。由于重水用量大，所以重水的費用約占重水堆基建投資的六分之一以上。2023/2/49:13No.22高溫氣冷堆高溫氣冷堆是氣冷堆的進一步發(fā)展，氣冷堆是以石墨作為慢化劑，二氧化碳或者氦氣作為冷卻劑的反應堆。它是出現(xiàn)最早的反應堆，早期應用于軍事目的，用天然鈾石墨慢化反應堆來生產(chǎn)钚制造核武器。高溫氣冷堆是一種用高富集度鈾的包敷顆粒作核燃料、石墨作中子慢化劑、高溫氦氣作為冷卻劑的先進熱中子轉化堆。高溫氣冷堆的核燃料是富集度為90%以上(也有的高溫氣冷堆采用中、低富集度)的二氧化鈾或碳化鈾。首先將二氧化鈾或碳化鈾制成直徑小于1mm的小球，其外部包裹著熱解碳涂層和碳化硅涂層.將這種包敷顆粒燃料與石墨粉基體均勻混合之后，外面再包一些石墨粉，經(jīng)復雜的工藝加工制成直徑達60mm的球形燃料元件。由于每顆包敷顆粒燃料小球有多層包殼，而且包敷顆粒燃料小球間有石墨包圍，所以這種燃料元件在堆內幾乎不會破裂。2023/2/49:13No.23高溫氣冷堆高溫氣冷堆的冷卻劑是氦氣。球形元件重疊時，彼此間有空隙可供高溫氦氣流過。在氦循環(huán)風機的驅動下，氦氣不斷通過堆芯將裂變熱帶出，進行閉式循環(huán)。氦氣的壓力一般為4MPa。2023/2/49:13No.24高溫氣冷堆目前的高溫氣冷堆分為三種:第一種是用蒸汽(在二回路)進行間接循環(huán)的高溫氣冷堆。其反應堆出口溫度約750℃，一回路氦氣壓力為4MPa。這種閉式循環(huán)的高溫氦氣經(jīng)過蒸汽發(fā)生器管內時，使蒸汽發(fā)生器管外流動著的二回路的水變?yōu)楦邷卣羝?，像壓水堆那樣去推動汽輪發(fā)電機組。這種間接循環(huán)的高溫氣冷堆的基建投資估計比相同規(guī)模的壓水堆核電站高出40%，而且要用90%富集度的高濃鈾，經(jīng)濟上沒有競爭力。第二種是直接循環(huán)的高溫氣冷堆。這種堆產(chǎn)生850℃的高溫氮氣，不經(jīng)過蒸汽發(fā)生器這一中間環(huán)節(jié)，直接去推動氦氣輪機。氮氣輪機排出的余熱又可以供氨蒸汽循環(huán)使用，采用這種雙重循環(huán)發(fā)電，熱能利用率可達50%。也可利用氦氣輪機余熱供熱，使之成為核熱電站。由于高溫氣冷堆逸出的放射性甚微，用來自反應堆堆芯的高溫氮氣直接推動氦氣輪機時，不會像沸水堆核電站直接循環(huán)那樣給檢修造成冷難。第三種是特高溫氣冷堆。這種堆的氦氣出口溫度達950℃以上，可以煉鋼、生產(chǎn)氫氣、煤的液化和氣化等。如果在燃氣輪機后增加兩道氨蒸汽循環(huán)發(fā)電.則熱能利用效率可達60%。研制后兩種高溫氣冷堆的主要困難是材料。在850-1200℃范圍內，目前采用的材料的強度難以滿足需要。氦循環(huán)風機、氦氣輪機等大型設備也需要進行研制。2023/2/49:13No.25高溫氣冷堆優(yōu)缺點核電站選址靈活且熱效率高。利用氦氣輪機直接循環(huán)時便于用空氣冷卻塔散失余熱。使這種堆可以建在冷卻水源不足的地方，選址非常靈活。高轉化比。高溫氣冷堆中除核燃料外，沒有金屬結構材料，只有中子吸收截面較小的石墨，反應堆的中子經(jīng)濟性好，有較多的剩余中子。

安全性高。高溫氣冷堆的負溫度系數(shù)大，堆型熱容量也大，因此在事故工況下溫度上升緩慢，即使在失氦情況下，堆型結構也不至于熔化，而且采用了預應力混凝土壓力殼，容器不會發(fā)生突然爆破事故。對環(huán)境污染小。由于采用性能穩(wěn)定的氦氣作冷卻劑，氦氣的中子吸收截面極小，反應堆一回路放射性劑量較低;而且由于它的熱效率高，排出的廢熱也比輕水堆少35%-40%，熱污染少。有綜合利用的廣闊前景。氦氣是一種惰性氣體，化學性質不活潑，容易凈化，不引起材料的腐蝕。它透明，便于裝卸料操作。在出口溫度提高到1000-1200℃時，可將反應堆的高溫工藝供熱直接應用于煉鋼、制氫、煤的液化或氣化等工業(yè)生產(chǎn)中，達到綜合利用的目的?？蓪崿F(xiàn)不停堆換料。高溫氣冷堆使用球形元件時，可以通過裝卸料機構實現(xiàn)不停堆連續(xù)裝卸核燃料。這樣可以使堆內的后備反應性小，有利于反應堆的控制。2023/2/49:13No.26高溫氣冷堆優(yōu)缺點高燃耗包敷顆粒核燃料元件的制備和輻照考驗。燃料元件復雜的制備工藝，巨大的數(shù)量，要求不僅要克服燃料元件制造工藝上遇到的很多技術難關，還要求元件的制造必須有可靠的穩(wěn)定性，另外，為了驗證這些撤料元件在反應堆內高溫、強輻照條件下能否具備良好的使用性能，必須在反應堆內進行長期的輻照考驗。高溫高壓氮氣回路設備的工藝技術問題。由于高溫高壓的氮氣極易泄漏，因此對氦氣泄漏的指標需要嚴格加以控制。為此，一回路的系統(tǒng)及設備都需要采取一系列嚴格的密封防泄漏措施。特別是高溫氮氣循環(huán)風機、氮氣輪機、氣體閥門等帶轉動部件的設備，防泄漏動密封的問題最大。燃料后處理及再加工問題。在高溫氣冷堆中，為了加大轉化比，加大燃耗和降低成本，采用鈾-釷燃料循環(huán)體系，這就給燃料后處理和再加工帶來了很多新的問題。在元件再加工中，由于鈾-233燃料中含有難以分離的鈾-232，后者帶有很強的γ放射性，因此必須采取特殊的防護措施和遙控操作。另一方面，另建一套釷-鈾燃料循環(huán)體系，在技術上和經(jīng)濟上都要克服一定的困難。2023/2/49:13No.27快中子堆快中子反應堆，簡稱快堆，是堆芯中核燃料裂變反應主要由平均能量為0.1Mev以上的快中子引起的反應堆。快中子堆一般采用氧化鈾和氧化钚混合燃料（或采用碳化鈾-碳化钚混合物），將二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6毫米的不銹鋼包殼內，構成燃料元件細棒。燃料組件是由多達幾十到幾百根燃料元件細棒組合排列成六角形的燃料盒?？於讯研九c一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分。燃料區(qū)由幾百個六角形燃料組件盒組成。每個燃料盒的中部是混合物核燃料芯塊制成的燃料棒，兩端是由非裂變物質天然(或貧化)二氧化鈾束棒組成的增殖再生區(qū)。核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區(qū)。2023/2/49:13No.28快中子堆由于堆內要求的中子能量較高，所以快堆中無需特別添加慢化中子的材料，即快堆中無慢化劑。目前快堆中的冷卻劑主要有兩種:液態(tài)金屬鈉或氦氣。根據(jù)冷卻劑的種類，可將快堆分為鈉冷快堆和氣冷快堆。氣冷快堆由于缺乏工業(yè)基礎，而且高速氣流引起的振動以及氮氣泄漏后堆芯失冷時的問題較大，所以目前僅處于探索階段。鈉冷快堆用液態(tài)金屬鈉作為冷卻劑，通過流經(jīng)堆芯的液態(tài)鈉將核反應釋放的熱量帶出堆外。鈉的中子吸收截面小;導熱性好;沸點高達886.6℃，所以在常壓下鈉的工作溫度高，快堆使用鈉做冷卻劑時只需兩三個大氣壓，冷卻劑的溫度即可達500-600℃;比熱大.因而鈉冷堆的熱容量大;在工作溫度下對很多鋼種腐蝕性小;無毒。所以鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。世界上現(xiàn)有的、正在建造的和計劃建造的都是鈉冷快堆。2023/2/49:13No.29快中子堆按結構來分，鈉冷快堆有兩種類型，即回路式和池式。2023/2/49:13No.30快中子堆優(yōu)缺點可充分利用核燃料。天然鈾中的鈾·238作為可轉化材料，能在快堆中轉化為易裂變材料钚-239，所以理論上通過乏燃料的后處理，快中子堆可以將鈾-235、鈾-38及钚-239全部加以利用。但由于反復后處理時的燃料損失及在反應堆內變成其他核素，快堆只能利用70%以上的鈾資源.即使如此，也比目前的熱堆對核燃料的利用率提高80倍。由于快堆對核燃料的品位不如熱堆那么敏感，原料來源充足?？蓪崿F(xiàn)核燃料的增殖。使核燃料增殖的，以鈾-钚循環(huán)為基礎的快堆，才是消除目前的熱堆對鈾資源的浪費，擺脫即將面臨的鈾資源日益枯竭困境的出路。低壓堆芯下的高熱效率?？於延捎诓捎靡簯B(tài)金屬鈉作為冷卻劑，在堆芯基本處于常壓下，冷卻劑的出口溫度可達500-600℃。這為提高快堆核電站的熱效率奠定了基礎?！俺P凰”快堆電站的熱能利用率達41%，遠超過現(xiàn)在先進壓水堆可以達到的34%的水平。2023/2/49:13No.31快中子堆優(yōu)缺點在鈉作冷卻劑的快堆中，液態(tài)金屬鈉與水(或蒸汽)相遇就會產(chǎn)生劇烈的化學反應，并可能引起爆炸。鈉與空氣接觸就會燃燒鈉中含氧量超過一定數(shù)量會造成系統(tǒng)內結構等材料的嚴重的腐蝕堆內的液態(tài)鈉由于沸騰所產(chǎn)生的氣泡空腔會引入正的反應性，其結果會使反應堆的功率激增，容易導致反應堆堆芯熔化事故的發(fā)生快堆為提高熱利用率和適應功率密度的提高，燃料元件包殼的最高溫度可達650℃，遠遠超過壓水堆燃料元件約350℃的最高包殼溫度。很高的溫度、很深的燃耗以及數(shù)量很大的快中子的強烈轟擊，使快堆內的燃料芯塊及包殼碰到的問題比熱堆復雜得多。2023/2/49:13No.32第四代反應堆第四代核反應堆系統(tǒng)（GenIV）是當前正在被研究的一組理論上的核反應堆，其概念最先是在1999年6月召開的美國核學會年會上提出的。美國、法國、日本、英國等核電發(fā)達國家在2000年組建了Gen-IV國際論壇（GIF），并完成制定GenIV研發(fā)目標計劃。預期在2030年之前，這些設計方案一般不可能投入商業(yè)運行。超高溫氣冷反應堆（VHTR）是高溫

氣冷堆的進一步發(fā)展，采用石墨慢

化、氦氣冷卻、鈾燃料一次性循環(huán)

方式。該反應堆的預期出口氣體溫

度可達1000℃，這種熱能可用于工

業(yè)熱工藝生產(chǎn)。2023/2/49:13No.33第四代反應堆超臨界水冷反應堆（SCWR）系統(tǒng)是一個高溫、高壓水冷反應堆，運行在水的熱力學臨界點（374℃,221Mpa/705℉,3208psia）以上。超臨界水冷堆（SCWR）利用超臨界水作冷卻劑流體。這種水既具有液體性質又具有氣體性質，

熱傳導效率遠遠優(yōu)于普通

的"輕水"。2023/2/49:13No.34第四代反應堆熔鹽反應堆（MSR）的冷卻劑為一種熔融鹽氟化物。由于熔融鹽氟化物在熔融狀態(tài)下具有很低的蒸汽壓力，傳熱性能好，無輻射，與空氣、水都不發(fā)生劇烈反應，上世紀50