本發(fā)明的實(shí)施例涉及一種核能系統(tǒng)和一種控制核能系統(tǒng)的方法。

背景技術(shù)：

目前，反應(yīng)堆主要是水冷卻熱中子堆，中子堆采用一次性通過或者u-pu(鈾-钚)復(fù)用的核燃料循環(huán)方式。但存在核燃料使用率低，核乏料毒性、后處理經(jīng)濟(jì)成本以及核生產(chǎn)安全風(fēng)險(xiǎn)高的問題。

技術(shù)實(shí)現(xiàn)要素：

本發(fā)明的實(shí)施例的目的是提供一種核能系統(tǒng)和一種控制核能系統(tǒng)的方法，由此至少能夠提高核燃料使用率。

本發(fā)明的實(shí)施例提供了一種核能系統(tǒng)，該核能系統(tǒng)包括：第一反應(yīng)堆和中子靶，通過中子靶產(chǎn)生的中子使第一反應(yīng)堆在次臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)，并且在經(jīng)過預(yù)定的時(shí)間段后，第一反應(yīng)堆在臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，所述的核能系統(tǒng)還包括：第二反應(yīng)堆，通過中子靶產(chǎn)生的中子使第二反應(yīng)堆在次臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)，并且在經(jīng)過預(yù)定的時(shí)間段后，第二反應(yīng)堆在臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，所述的核能系統(tǒng)還包括：質(zhì)子加速器，該質(zhì)子加速器產(chǎn)生質(zhì)子束，并且通過質(zhì)子加速器產(chǎn)生的質(zhì)子束轟擊中子靶，產(chǎn)生中子。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，質(zhì)子加速器產(chǎn)生的質(zhì)子束的強(qiáng)度范圍為800mev～1500mev。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，中子靶產(chǎn)生的中子的通量為1e+18n/s～3e+18n/s。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，中子靶包括陶瓷顆粒，該陶瓷顆粒能承受10mw～30mw束流功率。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，陶瓷顆粒的粒徑在毫米量級(jí).

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，在次臨界狀態(tài)和臨界狀態(tài)中的至少一個(gè)下，第一反應(yīng)堆的堆芯的熱功率為600mw～2000mw。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，所述的核能系統(tǒng)還包括：固體顆粒，利用該固體顆粒作為冷卻媒介對(duì)第一反應(yīng)堆進(jìn)行冷卻，在次臨界狀態(tài)和臨界狀態(tài)中的至少一個(gè)下，該冷卻媒介在第一反應(yīng)堆的出口的溫度為650～900℃。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，所述的核能系統(tǒng)還包括：用于核乏料處理的燃料再生后處理子系統(tǒng)。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，所述核能系統(tǒng)是核反應(yīng)堆系統(tǒng)。

本發(fā)明的實(shí)施例提供了一種控制核能系統(tǒng)的方法，控制核能系統(tǒng)的方法包括：通過中子靶產(chǎn)生的中子使第一反應(yīng)堆在次臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)；以及在經(jīng)過預(yù)定的時(shí)間段后，第一反應(yīng)堆在臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，所述的控制核能系統(tǒng)的方法還包括：通過中子靶產(chǎn)生的中子使第二反應(yīng)堆在次臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，所述的控制核能系統(tǒng)的方法還包括：在經(jīng)過預(yù)定的時(shí)間段后，第二反應(yīng)堆在臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，所述的控制核能系統(tǒng)的方法還包括：利用質(zhì)子加速器產(chǎn)生質(zhì)子束；以及通過質(zhì)子加速器產(chǎn)生的質(zhì)子束轟擊中子靶，產(chǎn)生中子。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，質(zhì)子加速器產(chǎn)生的質(zhì)子束的強(qiáng)度范圍為800mev～1500mev。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，中子靶產(chǎn)生的中子的通量為1e+18n/s～3e+18n/s。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，中子靶包括陶瓷顆粒，該陶瓷顆粒能承受10mw～30mw束流功率。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，陶瓷顆粒的粒徑在毫米量級(jí)。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，在次臨界狀態(tài)和臨界狀態(tài)中的至少一個(gè)下，第一反應(yīng)堆的堆芯的熱功率為600mw～2000mw。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，所述的控制核能系統(tǒng)的方法還包括：利用固體顆粒作為冷卻媒介對(duì)第一反應(yīng)堆進(jìn)行冷卻，在次臨界狀態(tài)和臨界狀態(tài)中的至少一個(gè)下，該冷卻媒介在第一反應(yīng)堆的出口的溫度為650～900℃。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例，所述核能系統(tǒng)是核反應(yīng)堆系統(tǒng)。

根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例的核能系統(tǒng)和控制核能系統(tǒng)的方法，至少能夠提高核燃料使用率。

附圖說明

圖1為本發(fā)明實(shí)施例的加速器驅(qū)動(dòng)的核能系統(tǒng)整體示意圖；

圖2為本發(fā)明實(shí)施例的加速器驅(qū)動(dòng)的核能系統(tǒng)中燃燒器子系統(tǒng)示意圖；以及

圖3為本發(fā)明實(shí)施例的加速器驅(qū)動(dòng)的核能系統(tǒng)中燃料再生后處理子系統(tǒng)示意圖。

具體實(shí)施方式

下面結(jié)合附圖及具體實(shí)施方式對(duì)本發(fā)明做進(jìn)一步說明。

參見圖1至2，根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例的控制核能系統(tǒng)(例如核反應(yīng)堆系統(tǒng)(例如燃燒器子系統(tǒng)101))的方法包括：通過中子靶3產(chǎn)生的中子使第一反應(yīng)堆(例如燃燒器2)在次臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)；以及在經(jīng)過預(yù)定的時(shí)問段后，第一反應(yīng)堆(例如燃燒器2)在臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)。該方法還可以包括：通過中子靶3產(chǎn)生的中子使第二反應(yīng)堆(例如另一個(gè)燃燒器2)在次臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)，在經(jīng)過預(yù)定的時(shí)間段后，第二反應(yīng)堆(例如另一個(gè)燃燒器2)在臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)。該方法還可以包括：利用質(zhì)子加速器1產(chǎn)生質(zhì)子束；以及通過質(zhì)子加速器1產(chǎn)生的質(zhì)子束轟擊中子靶3，產(chǎn)生中子。例如，參見圖1至2，根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例的核能系統(tǒng)(例如核反應(yīng)堆系統(tǒng)(例如燃燒器子系統(tǒng)101))包括：第一反應(yīng)堆(例如燃燒器2)和通過中子靶3，通過中子靶3產(chǎn)生的中子使第一反應(yīng)堆(例如燃燒器2)在次臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)并且在經(jīng)過預(yù)定的時(shí)間段后，第一反應(yīng)堆(例如燃燒器2)在臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)。該核能系統(tǒng)還可以包括：第二反應(yīng)堆(例如另一個(gè)燃燒器2)，通過中子靶3產(chǎn)生的中子使第二反應(yīng)堆(例如另一個(gè)燃燒器2)在次臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)，在經(jīng)過預(yù)定的時(shí)間段后，第二反應(yīng)堆(例如另一個(gè)燃燒器2)在臨界狀態(tài)下進(jìn)行核反應(yīng)。該核能系統(tǒng)還可以包括：質(zhì)子加速器1，該質(zhì)子加速器1產(chǎn)生質(zhì)子束并且通過質(zhì)子加速器1產(chǎn)生的質(zhì)子束轟擊中子靶3，產(chǎn)生中子。

根據(jù)本發(fā)明的示例，該方法還包括利用固體顆粒作為冷卻媒介對(duì)第一反應(yīng)堆進(jìn)行冷卻，在次臨界狀態(tài)和臨界狀態(tài)中的至少一個(gè)下，該冷卻媒介在第一反應(yīng)堆的出口的溫度為650～900℃。例如，核能系統(tǒng)還包括固體顆粒，利用該固體顆粒作為冷卻媒介對(duì)第一反應(yīng)堆進(jìn)行冷卻，在次臨界狀態(tài)和臨界狀態(tài)中的至少一個(gè)下，該冷卻媒介在第一反應(yīng)堆的出口的溫度為650～900℃。

下面結(jié)合示例具體描述根據(jù)本發(fā)明的實(shí)施例的核能系統(tǒng)。

如圖1所示，本發(fā)明實(shí)施例的加速器驅(qū)動(dòng)的核能系統(tǒng)包括：燃燒器子系統(tǒng)101和燃料再生后處理子系統(tǒng)102。

如圖1和2所示，燃燒器子系統(tǒng)101包括：至少一臺(tái)質(zhì)子加速器1，例如超導(dǎo)直線強(qiáng)流質(zhì)子加速器1和至少一臺(tái)燃燒器2。為了獲得更高的經(jīng)濟(jì)性，可擴(kuò)展為由多臺(tái)超導(dǎo)直線強(qiáng)流質(zhì)子加速器1驅(qū)動(dòng)多臺(tái)燃燒器2的加速器冗余模式。

超導(dǎo)直線強(qiáng)流質(zhì)子加速器1是燃燒器子系統(tǒng)101的組成部件，其主要作用是用來產(chǎn)生強(qiáng)流、大功率質(zhì)子束。本發(fā)明的實(shí)施例中加速器產(chǎn)生質(zhì)子束的強(qiáng)度范圍為800mev～1500mev。通過質(zhì)子束轟擊散裂中子靶3產(chǎn)生高通量中子(約1e+18n/s～3e+18n/s)來維持反應(yīng)堆4內(nèi)持續(xù)的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，從而達(dá)到產(chǎn)能與嬗變核廢料的目的。

燃燒器2包括中子靶3(例如高功率散裂中子靶3)、模塊化的反應(yīng)堆4(優(yōu)選高溫快堆)、靶材料后處理裝置5、靶換熱系統(tǒng)6、反應(yīng)堆冷卻劑后處理裝置7及反應(yīng)堆換熱系統(tǒng)8等裝置。其中，高功率散裂中子靶3采用顆粒流無窗靶設(shè)計(jì)構(gòu)型，靶體外直徑30-50cm；模塊化的反應(yīng)堆4采用顆粒流作為換熱介質(zhì)。

散裂靶3位于反應(yīng)堆4的堆芯中央，優(yōu)選采用密集陶瓷顆粒流靶方案，其顆粒選擇為中子產(chǎn)額高、熔點(diǎn)高、熱容大的材料，如耐輻射、耐高溫的碳化物、氮化物或氧化物陶瓷等材料(例如：氧化鋯、氧化鋁、氮化鋯、碳化硅等，以及由這些材料混合物構(gòu)成的耐輻射、耐高溫材料)，直徑在毫米量級(jí)。其基本工作原理是，流動(dòng)的顆粒既是散裂靶材料又是冷卻介質(zhì)，顆粒經(jīng)過高能質(zhì)子束流轟擊產(chǎn)生寬能譜中子，并通過流動(dòng)將束流沉積熱帶出靶區(qū)，進(jìn)行離線散熱。流化固體顆粒靶具有承受10mw～30mw束流功率的能力。顆粒流靶同時(shí)具有液態(tài)靶和固態(tài)靶的特征，不僅可以克服汞、lbe(液態(tài)鉛鉍合金)等液態(tài)散裂靶存在的固有缺點(diǎn)，而且能夠有效解決固體靶的高功率熱移除問題。反應(yīng)堆4中堆芯的熱功率約為600mw～2000mw，在低氦氣壓環(huán)境中，冷卻劑顆粒在重力作用下流動(dòng)穿過堆芯燃料組件中由燃料元件構(gòu)成的豎直排列冷卻孔道，將堆芯燃料元件中產(chǎn)生的熱量導(dǎo)出。冷卻劑出口溫可設(shè)置為650～900℃左右，高冷卻劑的出口溫度保證了堆的電效率，這些優(yōu)化大大提高了系統(tǒng)的經(jīng)濟(jì)性。反應(yīng)堆的運(yùn)行采取20-30年長周期換料策略，核燃料可以選取壓水堆乏燃料與貧鈾的碳化物陶瓷燃料。

靶材料后處理裝置5和反應(yīng)堆冷卻劑后處理裝置7的作用分別是將反應(yīng)后的靶材料和冷卻堆芯后的顆粒流冷卻劑進(jìn)行除塵、分揀，除去其中因長時(shí)間運(yùn)行產(chǎn)生的少量碎渣以及粉塵等。

靶換熱系統(tǒng)6和反應(yīng)堆換熱系統(tǒng)8的作用是將散裂靶3中發(fā)生反應(yīng)后的靶顆粒和反應(yīng)堆4的堆芯冷卻劑顆粒所帶出的熱量進(jìn)行熱交換，將余熱導(dǎo)出，保證系統(tǒng)中流化固體顆粒在合理的溫度范圍之內(nèi)，導(dǎo)出后的熱量可進(jìn)行產(chǎn)能發(fā)電。本發(fā)明實(shí)施例的顆粒換熱裝置可采用滾筒冷卻器、流化床換熱器、板式換熱器等幾種形式結(jié)構(gòu)，其中優(yōu)選板式換熱器結(jié)構(gòu)。經(jīng)過后處理及換熱后的靶顆粒和冷卻劑可通過提升裝置重新被注入散裂靶3和反應(yīng)堆4中進(jìn)行下一循環(huán)。

圖3是本發(fā)明實(shí)施例的加速器驅(qū)動(dòng)的核能系統(tǒng)中燃料再生后處理子系統(tǒng)示意圖，本發(fā)明的核燃料處理過程是把經(jīng)高溫分離的乏燃料處理成嬗變?nèi)剂系倪^程，即排除部分裂變產(chǎn)物，主要是中子毒性核素，這一過程不存在裂變材料的富集，會(huì)大幅降低其放射性，這使核擴(kuò)散難度增加和恐怖行動(dòng)風(fēng)險(xiǎn)大幅下降。本發(fā)明的實(shí)施例主要是利用簡單干法后處理技術(shù)充分利用核燃料中的鈾資源，基本思路即為從lwr(輕水反應(yīng)堆)的乏燃料包殼層中分離出乏燃料芯塊——氧化——還原——粉末狀的乏燃料經(jīng)壓緊燒結(jié)成新的核燃料，從而再次利用，所有過程在屏蔽的熱室中進(jìn)行，提取出的產(chǎn)物通過物理方法和離子液體方法高效分離鑭系元素，獲得主要以中子毒性為主的核素，剩余材料可再次利用從而提高燃料的使用率。

具體過程如圖3所示，燃燒器2中經(jīng)長時(shí)間燃燒后的核燃料從燃燒器子系統(tǒng)101的核反應(yīng)堆4堆芯中卸出，被運(yùn)送至燃料再生后處理子系統(tǒng)102，需經(jīng)過以下步驟進(jìn)行處理：(1)從乏燃料包殼層中分離出乏燃料芯塊，利用高溫氧化還原和物理離心分離的方法細(xì)分化乏燃料，去除易揮發(fā)的裂變產(chǎn)物和氣體，此步驟可加入其它反應(yīng)堆中燃燒后廢棄的核乏料a1(如輕水堆的核乏料等)一同處理(h1)；(2)使用高溫干法進(jìn)一步排除稀土元素等裂變產(chǎn)物，裂變產(chǎn)物的排除率大于50％(h2)；(3)將排除后的裂變產(chǎn)物再通過稀土分離法進(jìn)一步分離富稀土和超鈾元素，將富稀土轉(zhuǎn)換為最終的處置物(a2)，最終處置物(a2)中的超鈾元素含量低于0.1％(h3)；(4)經(jīng)前3步處理的最終處置物(a2)可以通過干式的堆存進(jìn)行簡單處置，而經(jīng)h3步分離后剩余的超鈾元素，特別是次錒系核素被重新回收，與之前高溫氧化還原后的大部分乏料一起通過碳化再生為碳化物顆粒燃料(h4)；(5)顆粒燃料(直徑范圍0.01mm～0.1mm)裝入碳化硅復(fù)合材料的包殼中，被重新燒結(jié)制成再生燃料(h5)；(6)再生燃料重新進(jìn)入燃燒子系統(tǒng)101的燃燒器2中進(jìn)行燃燒(h6)。如此進(jìn)行核乏料和核廢料的處理及核燃料的再生循環(huán)。

本發(fā)明示例的核能系統(tǒng)具體實(shí)現(xiàn)過程如下：

本核能系統(tǒng)運(yùn)行最初為一臺(tái)或多臺(tái)超導(dǎo)直線強(qiáng)流質(zhì)子加速器1驅(qū)動(dòng)一臺(tái)燃燒器2，此時(shí)本系統(tǒng)的燃燒器2工作在次臨界狀態(tài)。超導(dǎo)直線強(qiáng)流質(zhì)子加速器1產(chǎn)生強(qiáng)流、大功率質(zhì)子束，質(zhì)子束連續(xù)地轟擊散裂中子靶3并產(chǎn)生高通量中子，這些高通量的中子作用在反應(yīng)堆4堆芯中的燃料組件上，使反應(yīng)堆4內(nèi)持續(xù)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，從而達(dá)到產(chǎn)能和嬗變核廢料的目的。

反應(yīng)后的靶顆粒及反應(yīng)堆冷卻劑可分別通過靶材料后處理裝置5和反應(yīng)堆冷卻劑后處理裝置7進(jìn)行除塵、分揀等處理，除去其中因長時(shí)間運(yùn)行產(chǎn)生的少量碎渣以及粉塵等。

經(jīng)過后處理的靶顆粒和反應(yīng)堆冷卻劑接下來分別進(jìn)入靶換熱系統(tǒng)6和反應(yīng)堆換熱系統(tǒng)8中進(jìn)行熱交換，將熱量導(dǎo)出，經(jīng)過換熱后流化固體顆粒降低到一定溫度范圍之內(nèi)，之后通過提升裝置將符合要求的靶顆粒和反應(yīng)堆冷卻劑分別重新注入散裂靶3和反應(yīng)堆4中進(jìn)行下一個(gè)循環(huán)，導(dǎo)出的熱量用于產(chǎn)能發(fā)電。

燃燒器2中經(jīng)長時(shí)間燃燒后的核燃料從燃燒器子系統(tǒng)101的核反應(yīng)堆4堆芯中撤出，被運(yùn)送至燃料再生后處理子系統(tǒng)102，經(jīng)過如圖3所示的步驟進(jìn)行處理后，重新進(jìn)入燃燒子系統(tǒng)101的燃燒器2中進(jìn)行燃燒，以實(shí)現(xiàn)核乏料的嬗變及核燃料的再生循環(huán)。

燃燒器經(jīng)過3～5年的次臨界運(yùn)行，核燃料經(jīng)過一定增殖后轉(zhuǎn)為臨界模式運(yùn)行。超導(dǎo)直線強(qiáng)流質(zhì)子加速器1切斷其對(duì)燃燒器2的外部中子源驅(qū)動(dòng)，燃燒器2完全轉(zhuǎn)變?yōu)樽猿秩紵隣顟B(tài)，此時(shí)該燃燒器2即運(yùn)行在臨界狀態(tài)下。與此同時(shí)，該超導(dǎo)直線強(qiáng)流質(zhì)子加速器1又與另一臺(tái)燃燒器2耦合，對(duì)其進(jìn)行驅(qū)動(dòng)，重新構(gòu)成一個(gè)次臨界反應(yīng)堆，如此形成一臺(tái)加速器1驅(qū)動(dòng)數(shù)臺(tái)燃燒器2的模式。該模式的經(jīng)濟(jì)性遠(yuǎn)比一臺(tái)加速器只加速驅(qū)動(dòng)一臺(tái)次臨界堆的經(jīng)濟(jì)性高。若采用多臺(tái)加速器1分別驅(qū)動(dòng)數(shù)臺(tái)燃燒器2并行運(yùn)行的模式，更具經(jīng)濟(jì)性。而且，每一代凈余的核乏料可以作為擴(kuò)建堆的新燃料進(jìn)行使用。

加速器驅(qū)動(dòng)的核能系統(tǒng)包括：燃燒器子系統(tǒng)和核燃料再生后處理子系統(tǒng)。其中，燃燒器子系統(tǒng)主要由強(qiáng)流超導(dǎo)直線加速器、高功率散裂中子靶及模塊化的高溫快堆等裝置組成；核燃料再生后處理子系統(tǒng)主要通過經(jīng)濟(jì)性核廢料高溫后處理流程、新型的核燃料生產(chǎn)流程(如燃料元件及其包殼的生產(chǎn))等過程實(shí)現(xiàn)。本發(fā)明實(shí)施例的燃燒器子系統(tǒng)可以為由多臺(tái)超導(dǎo)直線強(qiáng)流質(zhì)子加速器驅(qū)動(dòng)多臺(tái)燃燒器的加速器冗余模式。本發(fā)明實(shí)施例的加速器驅(qū)動(dòng)核能系統(tǒng)可運(yùn)行在次臨界，也可運(yùn)行在臨界狀態(tài)下。初裝堆時(shí)，需超導(dǎo)直線強(qiáng)流質(zhì)子加速器驅(qū)動(dòng)燃燒器進(jìn)行燃燒，本系統(tǒng)即在次臨界狀態(tài)下運(yùn)行，運(yùn)行3～5年后，超導(dǎo)直線強(qiáng)流質(zhì)子加速器切斷其對(duì)燃燒器的外部中子源驅(qū)動(dòng)，燃燒器完全轉(zhuǎn)變?yōu)樽猿秩紵隣顟B(tài)，此時(shí)本系統(tǒng)即為在臨界狀態(tài)下運(yùn)行。

本發(fā)明的加速器驅(qū)動(dòng)核能系統(tǒng)集核廢料嬗變、核燃料增殖和核能安全生產(chǎn)為一體，是一種可提供上千年安全、低排放、高性價(jià)比的戰(zhàn)略能源。對(duì)于廢料嬗變：在不同豐度ma(次錒系核素)燃料下，其ma嬗變支持比在1～12之間，系統(tǒng)產(chǎn)生的廢料是中子毒性核素。對(duì)于核燃料增殖：系統(tǒng)燃料增殖比＞＝1.2，具有增殖pu的能力；在同位素生產(chǎn)中有較大發(fā)展空間，對(duì)此系統(tǒng)拓展到多臺(tái)加速器驅(qū)動(dòng)多臺(tái)次臨界堆運(yùn)行的加速器冗余模式時(shí)，系統(tǒng)具備量產(chǎn)同位素的能力。對(duì)于核能生產(chǎn)：對(duì)此系統(tǒng)拓展到加速器冗余模式運(yùn)行時(shí)，在包括外中子源的能源使用下，其產(chǎn)能效率將與目前壓水堆持平；文中所涉及的內(nèi)容以鈾元素為基準(zhǔn)，可提供上千年安全、低排放、高性價(jià)比的戰(zhàn)略能源，如果采用釷燃料，能源總量可大幅度增加。

本發(fā)明的實(shí)施例的有益效果：

1)集多功能運(yùn)行，有效地把包括簡單處理的乏燃料在內(nèi)的各種可能增殖材料轉(zhuǎn)變?yōu)楹巳剂希紊锨甑暮肆炎兡?；嬗變、深燃耗燒掉大部分的長壽命核廢料的同時(shí)也使核廢料量很少，便于處置和管理。

2)系統(tǒng)安全性：系統(tǒng)的次臨界堆固有安全性保證事故工況下可自動(dòng)停堆，高溫堆的設(shè)計(jì)使用非能動(dòng)余熱排放使系統(tǒng)比現(xiàn)有反應(yīng)堆更安全可靠運(yùn)行，反應(yīng)堆同時(shí)嬗變、增殖和產(chǎn)能使堆內(nèi)外強(qiáng)放射性材料有限，能把極低概率的事故處理限制在控制區(qū)域內(nèi)。

3)經(jīng)濟(jì)性：新系統(tǒng)降低了對(duì)燃料和后處理的費(fèi)用，高溫運(yùn)行提高了次臨界堆產(chǎn)能效率以沖抵加速器額外耗能，模塊化堆的工廠制造、延長堆的換料周期減少制作、運(yùn)行和資本籌措的成本，這些優(yōu)化大大提高系統(tǒng)的性價(jià)比。

4)核燃料安全性：把經(jīng)高溫分離的乏燃料處理成新燃料過程只是排除大部分裂變產(chǎn)物，不存在裂變材料的富集和大幅降低其放射性，這使核擴(kuò)散難度增加和恐怖行動(dòng)風(fēng)險(xiǎn)大幅下降。