反应堆堆型名词术语精品集合，我发的不容易过来看看啊
1.1 （核）反应堆(nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。
注释：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。
1.2 动力（反应）堆power reactor 用于发电、推进和供热等用途的反应堆。
1.3 供热（反应）堆heating reactor 用于向居民和（或）工业设施等供热的反应堆。
1.4 研究（反应）堆research reactor 主要作基础研究或应用研究用的反应堆，例如：
a. 高通量反应堆
b. 脉冲反应堆
c. 材料试验反应堆
d. 零功率反应堆
1.5 生产（反应）堆production reactor 主要用于生产易裂变材料的反应堆。除另有说明外，通常指生产钚的反应堆。
1.6 增殖（反应）堆breeder reactor 转换比大于1的反应堆。
1.7 空间反应堆space reactor 将核裂变反应产生的能量转换成电能作为航天
飞行器电源的一种核反应堆。
1.8 微型中子源反应堆miniature neutron source reactor 用高浓金属铀作燃料元件，金属铍作反射层，轻水慢化，自然对流冷却的一种作中子源用袖珍式核反应堆，可用于中子活化分析及少量研究用短寿命示踪同位素的制备。
1.9 零功率（反应）堆临界装置zero－power reactor；zero－energy reactor critical assembly 设计在极低功率下运行，不需要专门设置冷却剂系统的反应堆。
1.10 脉冲（反应）堆pulsed reactor 用于产生短持续时间、强中子脉冲的反应堆。
1.11 实验（反应）堆experimental reactor 主要为取得设计或研制一座反应堆或一种堆型所需的堆物理或堆工程数据而运行的反应堆。
1.12 示范（反应）堆demonstration reactor 为证明某种反应堆在技术上的可行性和研究其经济潜力而设计的反应堆。
1.13 原型（反应）堆prototype reactor 基本设计相同的系列中的第一个反应堆。有时用于指主要特点与最终系列相同但规模较小的反应堆。
1.14 商用（反应）堆commercial reactor 用于商业目的（如供电、供热、海水淡化等）的反应堆。一般说，商用堆是技术上比较成熟的反应堆。
1.15 重水（反应）堆heavy－water reactor(HWR) 以重水（D2O）作慢化剂的反应堆。
1.16 轻水（反应）堆light－water reactor(LWR) 以水或汽水混合物作反应堆冷却剂和慢化剂的反应堆。
1.17 沸水（反应）堆boiling water reactor (BWR) 主要通过反应堆冷却剂（水）的汽化导出堆内释热的反应堆。
1.18 压水（反应）堆pressurized water reactor (PWR) 反应堆冷却剂水保持在不发生整体沸腾的压力之下运行的反应堆
1.19 压力管式（反应）堆pressure tube reactor(PTR)反应堆冷却剂在承受冷却剂压力的多个管道内流过的反应堆。
1.20 游泳池（反应）堆swimming pool reactor 燃料元件浸在水池中而水既作慢化剂也作冷却剂和生物屏蔽用的反应堆
1.21 液态金属冷却（反应）堆liquid metal cooled reactor 以液态金属作反应堆冷却剂的反应堆。
1.22 气冷（反应）堆gas-cooled reactor（GCR）以气体作反应堆冷却剂的反应堆。
1.23 高通量（反应）堆high-flux reactor 通常指热中子通量密度大于1014cm-2·s-1的反应堆。
1.24 一体化（反应）堆integral reactor 一次冷却剂回路和二次冷却剂回路之间的热交换器装在反应堆容器内的反应堆
1.25 高温气冷（反应）堆high-temperature gas-cooled reactor (HTGR) 采用包覆颗粒燃料，石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，惰性气体作为反应堆冷却剂，且出口温度高的反应堆。
反应堆物理及热工名词术语
2.1 物项item 材料、零件、部件、系统、构筑物以及计算机软件的通称。
2.2 反应堆容器reactor vessel 包容反应堆堆芯的主容器
2.3 反应堆压力容器reactor pressure vessel (PRV) 承受一定运行压力的反应堆容器。
2.4 排管容器calandria 一种具有若干内部管道或通道的密闭的反应堆容器。这些管道或通道的设计应能使液态慢化剂与冷却剂隔开，为辐照装置提供空间或容纳压力管。
2.5 （反应堆）堆芯（reactor）core 反应堆内能进行链式核裂变反应的区域。
2.6 转换区blanket 为转换目的而在堆芯周围或内部放置可转换材料的区域。
2.7 再生区；增殖区breeding region 增殖堆中放置可转换材料的区域。
2.8 熔化堆芯收集器melting core catcher 用于某些反应堆的一种专设安全装置。它安装于堆芯结构下部，专用于在堆芯放生熔化事故时收集流落的熔融燃料和材料。
2.9 燃料元件fuel element 反应堆内以核燃料作为主要成分的结构上独立的最小构件，它的具体形状有棒状、板状和球状等。
2.9 燃料元件fuel element 反应堆内以核燃料作为主要成分的结构上独立的最小构件，它的具体形状有棒状、板状和球状等。
2.10 燃料组件fuel assembly 组装在一起并且在堆芯装料和卸料过程中不拆开的一组燃料元件。
2.11 增殖元件breeder element 增殖堆中以可转换材料为主要成分的结构上独立的最小构件。
2.12 增殖组件breeder assembly 组装在一起并且在反应堆装料和卸料过程中不拆开的一组增殖元件。
2.13 燃料相关组件fuel associated assembly 控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件和阻力塞组件的统称。
2.14 控制棒control rod 反应堆内用于控制反应性的可动部件，有时也叫控制棒组件。
2.15 调节棒regulating rod 用于微调或精调反应性的可动部件。
2.16 补偿棒shim rod 补偿反应性和中子通量密度分布的长期变化的可动部件。
2.17 安全棒safety rod 为紧急停堆提供负反应性贮备的控制棒。
2.18 阻力塞组件thimble plug assembly 在不插控制棒、可燃毒物和中子源的燃料组件内，为限制导向管旁流而设置的组件。
2.19 可燃毒物组件burnable poison assembly含有可燃毒物、具有补偿部分剩余反应性作用的固定式组件。
2.20 中子源neutron source 能发射中子的装置或物质
2.21 启动中子源neutron source 反应堆由次临界向临界接近的过程中，为了增加中子通量密度使之易于测量而置于堆内的中子源。
2.22 中子源组件neutron source assembly 在反应堆堆芯中用于直接或经辐照后发射中子的组件。
2.23 堆内构件reactor internals 在反应堆容器内，除燃料组件、燃料相关组件及增殖组件以外的所有其他构件的统称。
2.24 堆芯栅板core grid 位于堆芯端部，使燃料组件和堆内中子探测器定位的栅板。常分为堆芯上栅板和堆芯下栅板。
2.25 反应堆栅格reactor lattice 在非均匀堆中，按照某种有规则的图形布置的燃料和其他材料的阵列。
2.26 栅元cell 反应堆各栅格中具有相同材料组成和几何形状的单元。
2.27 （堆芯）吊篮（core）barrel 反应堆内盛放堆芯的带法兰的圆筒。
2.28 中子屏蔽体neutron shield pads 为减少从堆芯到反应堆容器内壁局部区域的快中子和γ射线辐射而设置的屏蔽体。
2.29 控制棒驱动机构control rod drive mechanism (CRDM) 升降或保持控制棒在一定位置用以实现反应堆启动、反应堆功率调节或停堆的装置。
2.30 控制棒导向管control rod guide tube 组装在燃料组件中为控制棒运动提供导向和缓冲的管件。
2.31 （控制棒驱动机构）耐压壳pressure housing 控制棒驱动机构中承受反应堆冷却剂压力的密封容器。它由密封壳和驱动轴行程套管两部分组成。
2.32 中子吸收体（剂）neutron absorber 显著地或主要地与中子反应，结果使中子不再呈现为自由粒子且不另外产生中子的材料或物体。
2.33 可燃毒物burnable poison 放入反应堆内通过其逐渐燃耗来补偿反应性长期缓慢变化的中子吸收体。
2.34 可溶毒物soluble poison 可溶于反应堆冷却剂中的中子吸收剂。
2.35 慢化剂moderator 通过散射使中子能量降低而无明显俘获的材料。
2.36 辐照孔道irradiation channel 利用反应堆进行辐照的孔道。
2.37 辐照装置irradiation rig 利用反应堆进行辐照试验或生产的装置。在进行辐照时该装置装有被辐照材料及测量（或控制）辐照条件的仪器设备。
2.38 反射层reflector 将从堆芯逃脱的中子部分地散射回堆芯的物体。
2.39 辐照监督管irradiation surveillance capsule 设置在反应堆容器内，装有与被监督容器材质相同的材料，用以监测辐照对反应堆容器材质影响的承压密封管。
2.40 跑兔rabbit; shuttle 内装辐照样品的小容器。该容器由气压或液压驱动通过管道由实验室快速送至核反应堆使样品接受辐照，辐照后又迅速返回实验室。
2.41 一次屏蔽体primary shield 围绕堆芯所设置的屏蔽体,其主要作用是把来自堆本体的辐射在停堆时减弱到检修人员能在其附近进行必要的维修, 运行时减弱到与反应堆冷却剂出口母管辐射水平相当, 以防止有关设备过度活化。
2.42 二次屏蔽体secondary shield 把一回路有关设备的辐射水平和把贯穿一次屏蔽体后的辐射水平降低到允许水平的屏蔽体。
2.43 热屏蔽体thermal shield 为减少致电离辐射在反应堆外区的发热和减少向外区的传热而设置的屏蔽体。
2.44 干井dry-well安全壳内供事故时从一回路逸出的蒸汽膨胀用的空间。
2.45 湿井wet-well 安全壳内贮存冷水和冰，用以冷凝从排放系统逸出的蒸汽的空间。
2.46 黑体〔反应堆技术〕black 能够全部吸收某给定能量的入射中子的物体或介质。
2.47 灰体〔反应堆技术〕grey 能够部分吸收某给定能量的入射中子的物体或介质。
2.48 转换conversion 可转换材料向易裂变材料的核变换。
2.49 转换比conversion ratio 通过转换所产生的易裂变核数与消失的易裂变核数之比。
2.50 最初转换比initial conversion ratio 反应堆燃料元件还没有明显燃耗时的瞬时转换比。
2.51 增殖breeding 转换比大于１时的转换。
2.52 增殖比breeding ratio 大于１的转换比。
2.53 链式核裂变反应chain fission reaction 裂变产生中子，中子又引起裂变，如此反复，使核裂变持续进行的核反应
2.54 增殖系数〔K〕multiplication factor；multiplication constant 在某一时间间隔内所产生的中子总数（不包括由某些其活度与裂变率无关的中子源所产生的中子）与在同一时间间隔内由吸收和泄漏所损失的中子总数的比值，通常用Ｋ表示。
2.55 有效增殖系数
〔Keff〕effective multiplication factor；effective multiplication constant 有限大介质的增殖系数。
2.56 无限介质增殖系数
〔K∞〕infinite multiplication factor；infinite multiplication constant 无限大介质的增殖系数。
2.57 快中子增殖系数〔e〕fast fission factor 在热裂变占优势的无限介质中，由各种能量的中子引起裂变所产生的平均中子数与仅由热裂变产生的平均中子数的比值。
.58 热中子利用系数〔f〕thermal utilization factor 在无限介质中，可裂变核素或给定的核燃料所吸收的热中子数与被吸收的热中子总数的比值。
2.59 不泄漏几率〔L〕nonleakage probability 反应堆内的中子不逸出堆外的几率。上述定义中的中子可以指全部中子或任一给定能群的中子。
2.60 逃脱共振俘获几率
〔p〕resonance escape probability 在无限介质内，中子在慢化过程中能通过整个共振能区或其中某给定能区而不被俘获的几率。
2.61 四因子公式four-factor formula 用四个因子η、ε、ρ和的乘积计算热中子反应堆无限介质增殖系数K∞的公式，即K∞＝，式中：η、ε、ρ与分别为每次吸收的中子产额、快中子增殖系数、逃脱共振俘获几率和热中子利用系数。
2.62 临界criticality 能产生链式核反应的介质或系统在其有效增殖系数等于１时所处的状态。
2.63 缓发临界delayed critical 需要缓发中子参与作用才能达到的临界。
2.64 瞬发临界prompt critical 仅瞬发中子就能使产生链式核反应的介质或系统达到的临界。
2.65 临界尺寸critical size 具有给定几何布置与材料组成的堆芯或装置能够达到临界所需的最小尺寸。
2.66 临界体积critical volume 与临界尺寸相应的体积。
2.67 临界质量critical mass 具有给定几何布置与材料组成的介质或系统能够
达到临界所需的易裂变材料的最小质量。
2.68 最小临界体积minimum critical volume 一个倍增系统，当其组配（材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质）在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小体积。
2.69 最小临界质量minimum critical mass一个倍增系统，当其组配（材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质）在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的最小质量。
2.70 最小无限平板临界厚度minimum critical infinite slab dimension 一个无限板状倍增系统，当其组配（材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质）在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小厚度。
2.71 最小无限圆柱临界直径minimum critical infinite cylinder diameter 一个无限圆柱状倍增系统，当其组配（材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质）在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小直径。
2.72 次临界subcriticality 能产生链式核裂变反应的介质或系统，在其有效增殖系数Keff <1时所处的状态。
2.73 超临界supercriticality 能产生链式核裂变反应的介质或系统，在其有效增殖系数Keff> 1时所处的状态。
2.74 中子通量密度；中子注量率neutron flux density 单位时间内进入以空间某点为中心的适当小球体的中子数除以该球体的最大截面积所得的商。
2.75 中子数密度neutron (number) density 单位体积内的自由中子数
2.76 中子流密度neutron current density 是一个矢量，它在任何给定表面上的垂直分量等于单位时间内沿该规定方向通过该表面的单位面积的净中子数。
2.77 中子寿命neutron lifetime 在给定介质内中子从产生到由于吸收或泄漏而消失所经历时间的平均值。
2.78 中子能群neutron energy group 任意选定的能量间隔内的中子组成的群。对每个能群的物理参量可赋予各种有效值来表示该群中子的特征。
2.79 单群理论one-group theory 假定所有中子都属于同一能群的中子输运理论。
2.80 多群模型multigroup model 将中子按能量分成有限数目群的一种模型。
2.81 多群理论multigroup theory 应用多群模型的中子输运理论
2.82 群分出截面group removal cross section 某一中子能群由于各种相互作用过程使中子由该能群中移出的加权平均截面。
2.83 群截面group cross section 某个能群的中子加权平均截面。
2.84 外推距离extrapolation distance 在单群中子输运理论中，当假定介质边界外的渐近中子通量密度可用与边界内相同的函数表示时，此通量密度在介质边界外达到零的一点到介质边界的距离。
2.85 线性外推距离linear extrapolation distance 在单群中子输运理论中，渐近中子通量密度在边界上的切线延伸到介质外达到零的一点到介质边界的距离。
2.86 外推边界extrapolated boundary 在装置以外与装置的距离等于外推距离的各点所形成的假想表面。
2.87 中子扩散neutron diffusion 在某介质内，中子通过相继散射趋向由高密度区迁移至低密度区的现象。
2.88 扩散理论diffusion theory 根据在均匀介质中中子流密度与中子通量密度的梯度成正比的假定描述中子扩散过程的近似理论。
2.89 扩散方程diffusion equation 根据扩散理论描述单能中子扩散过程的偏微分方程。
2.90 扩散面积diffusion area 在无限均匀介质中热中子从出现点到消失点之间位移均方值的六分之一。
2.91 扩散长度diffusion length 扩散面积的平方根值。
2.92 徙动面积migration area 中子由裂变能到热能的慢化面积与热中子扩散面积之和。
2.93 徙动长度migration length 徙动面积的平方根值。
2.94 斐克定律〔反应堆物理〕Fick's law描述中子流密度与中子通量密度负梯度成正比的定律。其比例常数是中子通量密度扩散系数。这一定律是扩散理论的基础。
2.95 慢化moderation 在无明显俘获的情况下，由散射引起中子能量降低的过程。
2.96 慢化比moderating ratio 慢化剂的慢化能力与其热中子宏观吸收截面之比。
2.97 欠慢化undermoderated 当倍增系统的慢化剂对燃料的体积比值小于使系统的某个给定参数(例如材料曲率、临界质量等)达到极值的比值时，该系统所具有的慢化特性。
2.98 过慢化overmoderated 当倍增系统的慢化剂对燃料的体积比值大于使系统的某个给定参数(例如材料曲率、临界质量等)达到极值的比值时，该系统所具有的慢化特性。
2.99 对数能降lethargy 基准能量与中子能量之比的自然对数。
2.100 平均对数能降average logarithmic energy decrement 当中子和某个动能与中子动能相比可以忽略不计的原子核发生弹性碰撞时，每次碰撞使中子能量的自然对数减少的平均值。
2.101 费密年龄理论Fermi age theory 其基本假定是中子慢化过程连续和中子空间输运过程可用扩散理论处理的中子慢化理论。
2.102 费密年龄Fermi age 在费密年龄理论适用的范围内，对于能量为E0 的单能中子源，费密年龄τ(E)的定义为
式中：E、、ξ与Σs分别是中子能量、中子通量密度扩散系数、平均对数能降与宏观弹性散射截面。它的物理意义是，对于各向同性的单能（E0 ）点中子源，中子由能量为的点至慢化到能量为E0的点之间位移均方值的六分之一。
2.103 费密年龄方程Fermi age equation 费密年龄理论中联系中子慢化密度与中子位置的方程。在没有吸收的情况下，该方程通常写为式中：为中子慢化密度；τ为年龄。
2.104 几何曲率geometric buckling 一种取决于装置（例如堆芯）的形状与尺寸的参数，通常用表示。对于裸堆，如果在装置的外推边界上假定中子通量密度φ为零，则为方程的第一本征值。
2.105 材料曲率material buckling 一种度量介质中子倍增性质（此性质取决于介质的材料及其配置）的参数，通常用表示。在年龄－扩散理论中，是满足超越方程的的值。即式中：、τ与L分别为无限介质增殖系数、年龄与扩散长度。
2.106 不利因子disadvantage factor 反应堆栅元内某种材料中的平均中子通量密度与燃料中的平均中子通量密度的比值
2.107 通量峰因子flux peaking factor 局部中子通量密度的最大值与堆芯内
中子通量密度平均值的比值。
2.108 通量阱flux trap 在欠慢化的堆芯中由慢化剂材料所构成的区域。它能使局部的热中子通量密度升高。
2.109 通量展平flux flattening 通过引进中子吸收剂或改变核燃料浓度等方法，使堆芯内中子通量密度达到近似平坦的分布。
2.110 展平区半径flattened radius 圆柱形堆芯内中子通量密度展平区域的半径。
2.111 源区段计数管区段source range counter range 为了便于测量中子通量密度，需要在堆芯内附加中子源的反应堆的功率范围。
2.112 中间区段,时间常数区段intermediate range
time constant range 介于源区段与功率区段之间切与它们部分重叠的反应堆功率范围。在此范围内，控制反应堆主要按反应堆周期而不是功率。
2.113 功率区段power range 反应堆的控制主要依据温度或中子通量密度测量而不是根据周期测量时的反应堆功率范围。
2.114 运行区段operating range 反应堆在稳态条件下运行的反应堆功率范围。
2.115 反应堆时间常数
反应堆周期reactor time constant
reactor period 反应堆内中子通量密度按指数规律改变e倍所需要的时间。
2.116 倒时方程inhour equation 表示反应堆的反应性与反应堆时间常数关系的方程。
2.117 控制棒价值control rod worth 在给定条件下，将一个完全提出的控制棒全部插入临界的反应堆中所引起的反应性变化。
2.118 落棒时间drop time 控制棒从其最高位置靠重力降落到堆芯底部所需的时间，它包括快速落棒时间和缓冲落棒时间
2.119 快速落棒时间scram time 控制棒从其最高位置靠重力降落到控制棒导向管水力缓冲口所需的时间。
2.120 缓冲落棒时间dashpot drop time 控制棒从导向管水力缓冲口降落到堆芯中规定的最低位置所需的时间。
2.121 临界棒位critical position of control rod 反应堆处于临界状态时控制棒在堆芯内的位置。
2.122 停堆深度shutdown margin 反应堆处于次临界状态偏离临界的程度。通常用负反应性量来表示。
2.123 停堆硼浓度shutdown boron concentration 在使用可溶硼控制的反应堆中，当所有控制棒全部提出堆芯时，使反应堆具有给定的停堆深度所需的硼浓度。
2.124 临界硼浓度critical boron concentration 在使用可溶硼控制的反应堆中，当所有控制棒全部提出堆芯时，可使反应堆处于临界状态的硼浓度。
2.125 硼当量boron equivalent 反应堆某种材料（特别是燃料）内给定杂质对中子的吸收等价于硼吸收时的假想硼含量。
2.126 补偿shimming 对反应性和中子通量密度分布长期变化的抵偿
2.127 化学补偿控制chemical shimming control 在反应堆冷却剂中或液体慢化剂中加入吸收中子的化学物质（如硼酸）以进行反应性控制的一种方法。
2.128 反应性ρreactivity 表征链式核裂变反应介质或系统偏离临界程度的一个参数，定量地表示为
反应性ρ为正值相应于超临界状态，负值相应于次临界状态，反应性ρ为零相应于临界状态。
2.129 剩余反应性excess reactivity 在任何时刻通过对控制棒和其他用于控制反应性的毒物的调节所能获得的最大反应性。
2.130 后备反应性built-in reactivity 冷态干净堆芯的剩余反应性。
2.131 反应性系数reactivity feedback 由反应性引起的反应堆某些参数（如功率、温度、压力或空泡份额）的变化对反应性的影响。
2.132 积分反应性integral reactivity 从堆芯内某规定位置抽出控制棒所引起的反应性变化。
2.133 微分反应性differential reactivity 控制棒移动单位长度所引起的反应性变化。
2.134 反应性亏损deficit reactivity 反应堆的状态发生一给定变化所引起的反应性减少。
2.135 反应性系数reactivity coefficient 反应堆内某给定参数发生单位变化所引起的反应性的变化。
2.136 反应性功率系数power coefficient of reactivity 反应堆热功率发生单位变化所引起的反应性变化。
2.137 反应性温度系数temperature coefficient of reactivity 反应堆内温度变化1℃所引起的反应性变化。
2.138 燃料温度系数fuel temperature coefficient 燃料温度变化1℃所引起的反应性变化。
2.139 慢化剂温度系数moderator temperature coefficient 慢化剂的温度变化1℃所引起的反应性变化。
2.140 反应性压力系数pressure coefficient of reactivity 反应堆内压力发生单位变化引起的反应性变化。
2.141 反应性空泡系数void coefficient of reactivity 反应堆内某给定部位的空泡份额变化1%所引起的反应性变化
2.142 （反应堆）热功率thermal power (of a reactor) 反应堆输出的可利用热能所对应的功率。
2.143 负荷因子load factor 在给定时间间隔内，电站实际提供的能量与最大功率定值和该时间间隔的乘积的比值。
2.144 功率密度power density 单位体积堆芯所产生的热功率。
2.145 额定功率密度rated power density 在额定功率下单位体积堆芯所产生的热功率。
2.146 功率线密度linear power density 单位长度燃料元件产生的热功率。
2.147 燃料比功率fuel specific power 堆芯内单位质量核燃料所产生的热功率。
2.148 反应堆功率剧增power excursion; reactor excursion 反应堆功率超过正常运行水平的迅速增加。这种增加可能是为实验目的故意造成的，也可能是意外的。
2.149 径向峰因子radial peaking factor 反应堆堆芯内燃料棒或棒束的最大功率与平均功率的比值。
2.150 轴向峰因子axial peaking factor 轴向局部最大功率密度与平均功率密度之比。这里所指的功率密度可以取为一根燃料的通道内的或对反应堆径向作了平均的面功率密度或功率密度。
2.151 轴向偏移因子axial offset factor 反应堆堆芯上部功率与下部功率之差除以上部功率与下部功率之和所得的商。
2.152 反应堆噪声reactor noise 反应堆中，由核过程的随机性或由机械、流体动力过程的无规则涨落引起的中子通量密度涨落和由此产生的功率波动。
2.153 剩余释热after-heat 停堆后反应堆内由残余放射性和残余裂变所产生的热量。
2.154 剩余功率after-power 停堆后反应堆内相应于剩余释热的功率。
2.155 余热residual heat 放射性衰变和停堆后裂变所产生的热量以及积存在燃料、结构材料和传热介质中的热量之总和
2.156 屏蔽发热shield heating 中子或g射线与屏蔽材料的原子核发生碰撞时损失的能量被屏蔽材料吸收而发热的现象。
2.157 衰变热decay heat 放射性核素衰变时所产生的热量。
2.158 衰变功率decay power 停堆后反应堆内相应于衰变热的功率。
2.159 欠热沸腾subcooled boiling 冷却剂在接近加热表面处已达到饱和温度而在冷却剂通道截面上的大部分仍低于饱和温度的沸腾。此时蒸汽泡仅在加热表面附近产生。
2.160 整体沸腾bulk boiling 冷却剂通道截面上的平均温度达到饱和温度时的沸腾。
2.161 泡核沸腾nucleate boiling 流体在湿润的加热表面上生成蒸汽泡的沸腾。
2.162 膜态沸腾film boiling 冷却剂处于或低于饱和温度时，加热表面上形成蒸汽薄膜的沸腾。
2.163 偏离泡核沸腾departure from nucleate boiling（ＤＮＢ）在泡核沸腾向膜态沸腾转变过程中，由于加热表面和冷却液体之间形成的汽膜减少了从表面到液体的传热，致使在热流密度－温差曲线上出现一个极值时的沸腾。
2.164 DNB比DNB ratio 燃料元件包壳上给定点的偏离泡核沸腾热流密度与实际热流密度之比。
2.165 烧毁热流密度burnout heat flux 燃料元件发生烧毁时的局部热流密度。
2.166 干涸dryout 整个冷却剂通道内缺乏液体，因而加热表面附近也缺乏液体时的沸腾。
2.167 临界热流密度critical heat flux 偏离泡核沸腾热流密度和干涸热流密度的统称。
2.168 燃料通道fuel channel 包含燃料组件或燃料元件并让冷却剂循环流过的穿过反应堆的通道。
2.169 子通道分析subchannel analysis 在反应堆热工水力计算中，假想地将燃料通道划分成若干通道，对每条子通道分别列出质量、动量和能量平衡方程式，并在某种程度上考虑各子通道间相互作用的一种分析方法。
2.170 热通道hot channel 堆芯中考虑了核的和工程的各种不利因素后，热流密度和（或）比焓升最大的一条可能限制堆功率输出的燃料通道。
2.171 热通道因子hot channel factor 考虑核的和工程的各种不利因素后，热通道中反应堆冷却剂的比焓升或轴向平均热流密度与相应的堆芯平均比焓升或平均热流密度的比值。
2.172 工程热通道因子engineering hot channel factor 燃料元件、燃料芯块直径、密度和富集度等的制造偏差、下腔室流量再分配、流量交混和旁流等对热通道热流密度或比焓升的影响因子。
2.173 核热通道因子nuclear hot channel factor 只考虑核的不利因素后，热通道的比焓升或轴向平均热流密度与堆芯平均比焓升或平均热流密度的比值。
2.174 热点hot spot 堆芯中考虑了核的和工程的各种不利因素后，热流密度或温度最高或DNB比最小的、限制堆功率输出的燃料元件上的一点。
2.175 热点因子hot spot factor 考虑了核的和工程的各种不利因素后，热点的热流密度与堆芯平均热流密度的比值。
2.176 核热点因子nuclear hot spot factor 只考虑堆芯中子通量密度分布不均匀等核不利因素后，热点的热流密度与堆芯平均热流密度的比值。
2.177 工程热点因子engineering hot point factor 只考虑燃料元件和燃料芯块尺寸、密度和富集度的制造偏差等工程不利因素后，热点的热流密度与堆芯平均热流密度的比值。
2.178 棘轮效应ratcheting 由于反应堆功率升降的反复，包壳的变形因燃料芯体反复膨胀而逐渐增大的现象。
2.179 初始堆芯initial core 由首次装入反应堆中的核燃料组成的堆芯。
2.180 平衡堆芯equilibrium core 在燃料循环中加入燃料和卸出燃料的组成分别保持不变时的堆芯。
2.181 燃耗burnup 反应堆运行期间，有核变换引起的核素浓度的减少。
2.182 比燃耗specific burnup 单位质量燃料释放的总能量，其单位通常为M W·d/t。
2.183 计划卸料比燃耗scheduled discharge specific burnup 根据换料方案预先确定的燃料卸料比燃耗。
2.184 最佳比燃耗optimum specific burnup 从燃料循环的经济性观点出发，燃料成本最低的卸料比燃耗。
2.185 燃耗份额burnup fraction 某核素初始量中被燃耗的份额，通常用百分数表示。
2.186 裂变毒物fission poison 本身为裂变产物的核毒物。
2.187 氙平衡xenon equilibrium 反应堆内裂变毒物135xe 的生成量与由吸收中子和放射性衰变造成的消失量完全相等时所处的状态。
2.187 氙平衡xenon equilibrium 反应堆内裂变毒物135xe 的生成量与由吸收中子和放射性衰变造成的消失量完全相等时所处的状态。
2.188 氙瞬变过程xenon transient 由反应堆局部功率或总功率变化引起的偏离氙平衡的过程。
2.189 氙中毒氙效应xenon poisoningxenon effect 反应堆中由裂变毒物135x e俘获中子而引起反应性减少的现象。
2.190 氙不稳定性xenon instability 随热中子通量密度变化的氙中毒使大型热中子堆局部的功率水平发生振荡。
2.191 钐中毒samarium poisoning 反应堆中由于稳定的裂变毒物149sm 俘获中子而引起反应性减少的现象。
2.192 乏燃料spent fuel 辐照达到计划卸料比燃耗后从堆内卸出，切不再在该堆中使用的核燃料。
反应堆工艺系统名词术语
3.1 反应堆冷却剂
一次冷却剂reactor coolantprimary coolant 用于导出反应堆堆芯热量并循环使用的载热剂，对非直接循环反应堆，亦称一次冷却剂。
3.2 反应堆冷却剂系统reactor coolant system 用于导出反应堆堆芯产生的热量和稳定反应堆运行压力的系统。
3.3 反应堆冷却剂环路reactor coolant loop 并联设置的循环反应堆冷却剂的回路。
3.4 （反应堆冷却剂系统）压力边界(reactor coolant system) pressure bou ndary 在运行温度和压力下包容反应堆冷却剂同时用于包容放射性物质的边界。
3.5 安全端safe end 为了使反应堆冷却剂系统各设备接管和反应堆冷却剂管道之间实现可靠的异种金属连接而在设备接管端部预先焊上的一段接管。
3.6 反应堆冷却剂泵reactor coolant pump 用以强制循环反应堆冷却剂的泵。
3.7 蒸汽发生器steam generator 将反应堆冷却剂热量传给二回路给水并产生蒸汽的设备。
3.8 稳压器pressurizer 对于以液体作为反应堆冷却剂的反应堆，用于提供气相空间从而调节和稳定反应堆冷却剂系统压力的装置。
3.9 稳压器卸压箱﹝压水堆﹞pressurizer relief tank 接受稳压器的卸压阀和安全阀排出的蒸汽和（或）水、余热排除系统的安全阀及化学和容积控制系统的安全阀等的排出物并对其进行冷却的容器。
3.10 排放系统
﹝沸水堆﹞blowdown system 沸水堆的一个系统，用于将反应堆容器内的蒸汽排放到干井和（或）湿井以卸除反应堆容器内的压力。
3.11 化学和容积控制系统﹝压水堆﹞chemical and volume control syste
m 用于控制反应堆冷却剂中硼浓度和水质，维持反应堆冷却剂的容积以及连续净化反应堆冷却剂的系统。
3.12 容积控制箱
﹝压水堆﹞volume control tank 化学和容积控制系统中，用以控制和调节反应堆冷却剂水容积变化，并对反应堆冷却剂除气、加氢的装置。容积控制箱收集反应堆冷却剂的下泄水，并为上充泵提供一个汲水容器和水头。
3.13 (反应堆)冷却剂除气系统﹝压水堆﹞(reactor) coolant degasing syste
m 化学和容积控制系统组成部分之一，它通过容积控制箱释出冷却剂中的裂变气体产物和氧气，经氮净化排到气体废物处理系统。
3.14 核设备疏水和排气系统﹝轻水堆﹞nuclear component drain and vent sy stem 收集系统和设备引漏的疏水和排气时排出的不接触安全壳自由空间气体的反应堆冷却剂的系统。
3.15 安全系统safety system 安全上重要的系统，用于在任何工况下保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和事故工况后果。安全系统包括保护系统、安全执行系统和安全系统辅助设施。安全系统的部件可以专用于执行安全功能，亦可在核电厂或反应堆某些运行状态下执行安全功能，而在另一些运行状态下执行非安全功能。
3.16 保护系统protection system 产生与保护任务有关的信号以防止反应堆状态超过规定的安全限值，或缓解超过安全限值后果的系统，它包括从敏感元件到安全驱动器输入端（还可到安全系统支持设施输入端）的所有设备和线路。
3.17 安全执行系统；
安全驱动系统；safety actuation system 安全系统的一部分，由保护系统触发用以完成要求的安全动作所必需的设备组合。
3.18 安全系统支持设施；安全系统辅助设施；safety system support feature s 为保护系统和安全执行系统提供所需的冷却、润滑和能源等服务的设备组合。
3.19 安全动作safety action 安全执行系统的一次性动作，例如控制棒反插、关闭安全壳隔离阀、安全注射泵投入运行等。
3.20 能动部件active component 依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而执行功能，因而能以主动态影响系统工作过程的部件。
3.21 非能动部件passive component 毋需依赖外部输入而执行功能的部件。非能动部件内一般没有活动的组成部分，其功能的执行系在感受到某种参数，如压力、温度、流量的变化后完成。然而，基于不可逆动作或变化、又十分可靠的部件，可划为这个类别。
3.22 专设安全设施engineered safety feature 为限制或缓解事故后果而专门设置的安全系统，包括安全壳隔离系统、应急堆芯冷却系统、安全壳喷淋系统和安全壳氢控制系统等。
3.23 应急堆芯冷却系统emergency core cooling system 正常堆芯冷却失效（例如冷却剂丧失事故）后，为确保余热能从堆芯排除而设置的系统。
3.24 安全注射系统
﹝压水堆﹞safety injection system 反应堆冷却剂丧失事故后迅速向堆芯注射硼水，为堆芯提供应急和持续冷却的系统
3.25 高压安全注射系统
﹝压水堆﹞high head safety injection system 失水事故后，反应堆冷却剂系统处于高压时投入使用的安全注射系统。
3.26 低压安全注射系统﹝压水堆﹞low head safety injection system 失水事故后反应堆冷却剂系统压力降到某一定值后投入使用的安全注射系统。
3.27 安全注射箱
﹝压水堆﹞accumulator 应急堆芯冷却系统中用氮气加压含硼水的水箱。失水事故时当反应堆冷却剂系统压力低于该箱压力时，自动向堆内迅速注入含硼水。
3.28 堆芯喷淋系统
﹝沸水堆﹞core spray system 一种应急冷却系统，用于在反应堆正常冷却失效（例如冷却剂丧失事故）后，向堆芯喷水以确保排除余热。
3.29 （反应堆）安全壳(reactor) containment 包容反应堆及有关系统并在反应堆事故状态下，防止不可接受量的放射性物质向环境释放的构筑物。安全壳是包容放射性物质的最后一道屏障，它还可以防止外部飞射物、爆炸等对反应堆的影响。
.30 安全壳喷淋系统
﹝压水堆﹞containment spray system 在事故情况下为降低安全壳构筑物内的温度和压力以及安全壳内气体中裂变产物的浓度而设置的系统。
3.31 压力抑制系统pressure suppression system 在反应堆发生向安全壳内释放蒸汽和（或）水的事故时为抑制安全壳内压力的升高而设置的系统，通常采用蒸汽冷凝的方法。
3.32 安全壳排水地坑
﹝压水堆﹞containment drainage sump 收集和监测安全壳内各工艺系统正常泄漏的地坑。
3.33 再循环地坑
﹝压水堆﹞recirculation sump 失水事故后，收集安全壳内的反应堆冷却剂和化学喷淋液作为安全壳喷淋或应急堆芯冷却长期再循环水源的地坑。
3.34 安全壳疏水系统containment drain system 收集和排放安全壳内系统或设备的泄漏水和安全壳内气体中的凝结水的系统。
3.35 安全壳隔离
﹝压水堆﹞containment isolation 在失水事故时，用于切断安全壳与外界的一切联系通道（应急冷却系统通道除外），并将放射物质封闭在安全壳内的安全功能。
3.36 安全壳隔离系统
﹝压水堆﹞containment isolation system 将反应堆安全壳构筑物与外界的一切可能的联系通道关闭所需要的各种装置（如阀们和气密闸门）的统称。
3.37 安全壳贯穿件containment penetration assembly 贯穿安全壳并保护安全壳屏障的完整性和密封性的装置。
3.38 安全壳氢复合系统
（消氢系统）containment hydrogen recombination system 降低安全壳内气体中氢浓度使之不超过形成爆炸混合物限制值的系统。
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
核电站工作原理 它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。 主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 注： 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂
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-239 4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：C 2，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：A 3，VVER属于几代核电机组？ Ａ：一代Ｂ：二代Ｃ：三代Ｄ：四代 答案：C ４，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：C 6，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：C 7，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.VHTR B.MSR C.SCWR D.SFR 2、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
核电站的结构 核电站是怎样发电的呢？简而言之，它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的燃烧产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。 主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一
般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 注： 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂变，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。原子核在发生核裂变时，释放出巨大的能量称为原子核能，俗称原子能。1克铀-235完全发生核裂变后放出的能量相当于燃烧2.5吨煤所产生的能量。
未来十年核电先进堆型介绍 未来十年核电先进堆型介绍IntroductionofAdvancedNuclearReactorsintheDecade 杨孟嘉1任俊生1周志伟2 （1.中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124； 2.清华大学核能技术设计研究院，北京，100084） 摘要根据世界核电工业的发展现状，系统讨论了面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点以及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述了这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。 关键词先进反应堆核电商业计划 Abstract：Varioustypesofadvancednuclearreactoraimingatnuclearelectricpowermarketaroundtheyear2010,the irdesignfeaturesandthecorrespondingcommercialplansinitiatedbyworldmajorsuppliersofnuclearpo werplantsforobtainingpotentialcustomersaresystematicallydiscussedbytakingintoaccountthecurrent statusofthedevelopmentofnuclearelectricpowerindustryworldwide.Thetechnicalandcommercialpre parednessfordeployingtheseadvancednuclearreactorsinneartermhasbeensummarized.Asareference,t hepresentresearchisofconsiderableforChinesenuclearpowerindustrytoselectadvancedreactortypesan dtodeterminethemaintechnologicaldevelopmentroadmap,andtoestablisheffectivesafetyregulatorygu idelinesinnearfuture. Keywords：AdvancedreactorCommercialplanofnuclearpower 在无温室气体排放的条件下，全球400多座核电站正安全可靠地为人类提供17的电力，这是源于20世纪中叶的核能技术在其沧桑的发展进程中所创造的成就。随着上个世纪六、七十年代投入运行的核电站逐渐达到其40年的运行寿期，核能界一方面向核安全当局提出申请，要求延长运营期限；另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上，面向2010年前后的核电市场，推出第三代（80年代开始发展、90年代末开始投入市场）先进轻水堆核电站和在第一代至第三代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的核电堆型。 本文简略介绍这两类核电堆型。 1ABWR 先进沸水堆（ABWR）是在世界范围内沸水堆（BWR）设计和多年运行经验的基础上发展起来的第三代先进堆型，它基本符合国际上通行的核安全管理规定，基本满足美国用户要求文件（URD）对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR 也是一个完成了全部工程设计、并且有实际建造和运行经验的反应堆。
核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的： 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。 热堆的概念：中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密 封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推
第四代核电站与中国核电的未来 核电是世界三大支柱能源之一，具有清洁、安全、高效的特性。在20世纪末21世纪初的几年里，发生了对世界核电发展产生深远影响的三件大事：美国政府发起了第四代核电站的技术政策研究；俄罗斯总统普京在世界新千年峰会上，发出了推动世界核电发展的倡议；美国总统布什颁布了美国新的能源政策，把扩大核能作为国家能源政策的主要组成部分。 1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。 同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上10国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。核电站的分代标志 第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
第四章反应堆结构与核燃料 反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。 反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。参见图4.1。 图4.1 反应堆位置 - 35 -
- 36 - 图4.2 反应堆剖面图
- 37 - 图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分： ● 反应堆堆芯 ● 堆内构件 ● 反应堆压力容器和顶盖 ● 控制棒驱动机构 4.1 反应堆堆芯 4.1.1 堆芯布置 核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。 在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。 通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。 图4.3 堆芯分区布置（第一循环）
第一章反应堆简介 1. 反应堆概念 核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。 2. 反应堆的用途 生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆 实验堆：主要用于实验研究 动力堆：用于动力或直接发电的反应堆 3. 反应堆种类 按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等 其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础 1. 原子与原子核 92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数 2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸) 原子核带正电，半径为1213 10~10cm --， 其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u 3. 同位素及核素的表示符号 同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同 一个位置，丰度。例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。核素的表示A Z X。4. 原子核的能级状态，激发态 原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量 5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律 一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。 衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指 数规律进行的，即 0e t N Nλ-=
6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变 Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成） Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子 Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线 7. 衰变常数、半衰期、平均寿命 一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。 原子核衰变一半所需的平均时间1/2T 称为半衰期，1/20.693T λ= 。 平均寿命τ是指核数降为原来1/e 所需的时间，1/τλ= 8. 放射性活度及其单位 放射性活度：一定量放射性物质（核素）单位时间内发生的核衰变数 国际单位是贝克勒尔Bq ，专用单位为居里Ci ；11011;1 3.710Bq s Ci Bq -==? 9. 原子核内核子间的作用力 原子核内核子间的作用力（核力）是短程力，与电荷无关，具有饱和性，且与核子的自旋态有关 10. 结合能与比结合能 自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合能，原子核平均每个核子的结合能称为比结合能 11. 质量亏损 原子核质量与各单个核子质量和的差值即称为质量亏损M ?,2E Mc ?=?即为结合能 12. 裂变能与聚变能 重核裂变为若干中等核所释放的能量即为裂变能； 轻核结合成一个核过程中所释放的能量即为聚变能 13. 弹性散射 弹性散射：中子与靶核碰撞过程中，动能、动量守恒，靶核的能级状态没有改变的反 应。 碰撞后，中子的运动方向和能量都有所改变，中子从快中子到热中子的过程主要是依靠与轻核的弹性散射以损失能量实现 14. 非弹性散射 非弹性散射：类似于弹性散射，但是靶核的能级状态有所升高。常伴随靶核的γ衰变，高能中子与重核的散射反应主要是非弹性散射
第一章—核反应堆的核物理基础 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。 中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。 平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。 慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子，E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；
核反应堆及其工作原理 日本地震引发的核泄漏危机使得人心惶惶，网上各种瞎扯的消息铺天盖地，与其在假消息中挣扎，倒不如来普及一下科学知识。核反应堆究竟是什么东西？它的工作原理是怎样的？今天我们就来图解福岛核电站故障。 核反应堆相关词汇表： core 核心 control rod s 控制棒 reactor vessel反应堆 suppression pool 抑压池 primary containment vessel 第一层安全壳（反应堆外壳） secondary containment building 第二层安全壳 turbine涡轮 condenser冷凝器 backup steam generator备用蒸汽发电机 Normal operation 正常状态 In operation since the early 1970s, Japan's Fukushima Daiichi nuclear plant uses six boiling water reactors, which rely on uranium nuclear fission to generate heat. Water surrounding the core boils into steam that drives turbines to generate electricity.
The reactor vessel is surrounded by a thick steel-and-concrete primary containment vessel, equipped with a water reservoir designed to suppress overheating of the vessel. 反应堆由一个钢与混凝土构成的厚实外壳（第一层安全壳）保护着，另外还配有一个蓄水库，防止反应堆过热。The suppression pool is designed to protect the primary vessel if the core gets too hot. Valves release steam into the pool, where it condenses, relieving dangerous pressure. 当核心过热时，抑压池可以起到保护第一层安全壳的作用。这时阀门会打开，水蒸气就能进入抑压池内冷凝，减缓压力过大造成的危险。 Earthquake damage 地震时 The earthquake initiated a rapid shutdown of the reactors, but the disaster cut power to controls and pumps, and the tsunami disabled backup generators. New diesel generators were delivered after batteries used to control the operation of the reactor were exhausted. 周五的地震切断了各种控制系统和水泵的电力供应，而海啸又使备用发电机组无法工作。在控制反应堆运作的电池报废后，不得不启用第二套柴油发电机。 Since the quake hit, fuel rods in the cores of reactor 1, 2 and 3 have overheated because of a lack of cooling water. 自地震以来，由于冷却用水的缺少，1、2、3号反应堆核心中的燃料棒一直处于过热状态。 Control rods were inserted into the cores to stop fission, but cores need several days to cool down. 控制棒已经插入，但是核心需要好几天时间来冷却。
中国实验快堆工程 ——核燃料越烧越多，核废料越烧越少 工程总投资：13.88亿元 工程期限：1995年——2010年 北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。 长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。美国和欧洲许
多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。 但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。 而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
核电站 反应堆冷却剂系统讲义
本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。所包含的内容主要分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。故我们的学习应该从这三方面入手分系统的掌握。本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大家对OJT206的知识有一个全面的了解。 第一章、反应堆冷却剂系统（RCP） 反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。它集中了核岛部分除堆本体外对安全运行至关紧要的主要设备。反应堆冷却剂系统与压力壳一起组成一回路压力边界，成为防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路构成。每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器以及相应的管道、阀门组成。整个一回路共用一台稳压器以及与其相当的卸压箱。反应堆冷却剂系统的压力依靠稳压器的电加热元件和喷雾器自动调节保持稳定。 一、RCP系统的主要安全功能和要求 RCP系统的主要功能是利用主泵驱使一回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防止燃料元件棒烧毁。压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。根据工况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件用以控制、补偿堆芯反应性的变化。系统内的稳压器用于控制一回路冷却剂系统压力，以防止堆芯产生偏离泡核沸腾。当一回路冷却剂系统压力过高时，稳压器安全阀则能实现超压保护。当发生作为第一道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障。 为此，对RCP系统安全功能和设计的要求是： 1．系统应提供足够的传递热量的能力，能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。 2．在正常运行及预期瞬态工况下能对堆芯提供适当的冷却，并保证足够的烧毁余量，防止发生燃料包壳损伤。在事故工况下，为保证反应堆具有冷源，系统的布置要能够使冷却剂淹没堆芯并形成充分的自然循环，以导出堆芯余热，避免燃料超过温度极限。 3．系统应做到冷却剂中含硼浓度均匀；能限制冷却剂温度变化的速率，以保证不出现由这些因素而引起的反应性变化失控。 4．RCP压力边界应能适应与运行瞬态工况相应的温度、压力，并留有余度。 5．任一冷却剂环路管道断裂，不会导致其他管道的损坏，并仍能确保堆芯的冷却。 6．主泵应能提供足够的流量以满足热量转移和堆芯冷却要求。系统和主泵在事故状态下应具有足够的惯性流量；即使在一台主泵转子卡死时也不影响堆芯冷却。 7．蒸汽发生器是系统中唯一与二回路存在交界面的设备，因此要求蒸汽发生器的管子、管板的边界面尽可能避免将堆芯产生的放射性物质泄漏到二回路系统。 8．应能对系统进行泄漏检测。对预料的泄漏，如压力壳密封、主泵及某些阀杆的密封，应通过引漏系统进行收集，防止一回路冷却剂释放到安全壳空间。 9．稳压器应能维持系统正常运行压力，在电站负荷变化和冷却剂温度、体积变化时，压力能被限制在规定的范围内。在电站满功率下甩负荷而反应堆功率未能及时跟踪情况下，反应堆与汽轮机功率失配而引起系统压力上升时，稳压器超压保护应能及时动作。安全阀的排放能力应能使压力波动限制在规定范围内。
◎反应堆堆型及相关名词术语: 反应堆reactor 重水堆heavy-water reactor ( HWR) 轻水堆light-water reactor ( LWR) 沸水堆boiling water reactor (BWR) 压水堆pressurized water reactor (PWR) 气冷堆gas-cooled reactor (GCR) 高温气冷堆high-temperature gas-cooled reactor (HTGR) 实验堆experimental reactor 商用堆commercial reactor commerce 物项item 反应堆容器reactor vessel 反应堆压力容器reactor pressure vessel (RPV) 反应堆堆芯reactor core 堆内构件reactor internals external 燃料元件fuel element 燃料组件fuel assembly installation 控制棒control rod 调节棒regulating rod (堆芯) 吊篮(core) barrel 中子源neutron source 乏燃料spent fuel
反应堆冷却剂系统reactor coolant system （反应堆冷却剂系统）压力边界pressure boundary 反应堆冷却剂环路reactor coolant loop 反应堆冷却剂泵reactor coolant pump 一次冷却剂primary coolant 二次冷却剂secondary coolant 稳压器pressurizer 变压器transformer 一回路primary circuit 二回路secondary circuit 第六课时 反应堆冷却剂除水系统(reactor) coolant degassing system 核设备疏水和排水系统（轻水堆）nuclear component drain and vent system feed water 容积控制箱（压水堆）volume control tank 安全系统safety system 保护系统protection system 安全系统支持设施safety system support features 应急堆芯冷却系统emergency core cooling system 高压安全注射系统high head safety injection system 低压安全注射系统low head safety injection system 安全注射箱accumulator 堆芯喷淋系统core spray system
核反应堆的类型 核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具 有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。 下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。 压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸 腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。 沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容 器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。 重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。 前景看好的快堆 现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235，而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％~2％。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％~70％，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。 具体点说，在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。 早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能
吴锴：请您先介绍一下世界上已出现的几种潜艇反应堆的工作原理？ 张金麟：美国从1948年开始对三种热交换型式的反应堆，即压水堆、气冷堆和液态金属冷却反应堆进行研究。最初美国考虑将反应堆装在Φ5.5×92米的潜艇壳内，其排水量在2 000吨左右，对反应堆的技术要求是：高浓缩铀的堆芯，用热中子或接近热能的中子；在铀燃料一定时，反应堆结构材料吸收中子要少，堆芯功率密度高、结构要紧凑。 根据此技术要求，美国首先发展了压水堆和液态金属冷却堆。接着苏联也发展了这两种反应堆。这两种堆都经过陆上模式堆的考核试验后才将同型堆安装在它们的早期核潜艇上。 作为舰船核动力，曾经产生过五种反应堆的方案设想，构成五种不同的舰船推进装置型式，它们分别是： 压水反应堆由压水堆、一回路系统和设备、二回路系统和设备及推进轴系组成。反应堆和一回路均在高压下运行。所以作为反应堆的载热剂和慢化剂的水在约300℃时亦不会沸腾，故此类型反应堆称为压水堆。 载热剂在反应堆中被加热送到蒸汽发生器，将其热经传热管传给蒸汽发生器二次侧水（二回路一侧的水）并使其变成饱和蒸汽，从蒸汽发生器流出的载热剂经由主泵又被回送到反应堆再加热，形成一回路循环。饱和蒸汽送至主推进蒸汽轮机作功，从汽轮机排出的乏汽在冷凝器中冷凝后经给水泵再送至蒸汽发生器，形成二回路。主推进蒸汽轮机经减速齿轮带动螺旋桨推进艇航行。 反应堆和一回路因具有放射性，所以需要布置在屏蔽内。蒸汽发生器产生的蒸汽由于被传热管壁与一回路隔开，因此二回路系统和设备同常规蒸汽动力装置一样没有放射性，所以不需屏蔽。 液态金属反应堆由反应堆、一回路、中间回路、二回路和推进轴系所组成。 液态金属堆用石墨和铍作慢化剂，用中能中子维持链式反应，其优点是燃料的消耗比热中子反应堆低。早期的载热剂采用熔融的金属如钠、钾、铋、铅及其合金。 在一回路中用熔融金属钠循环载热，运行压力只有5～7大气压，就可获得较高的温度，装置效率较高。一回路主泵采用电磁泵，由于没有转动部件，故可靠性高。 中间回路采用钠、钾作载热剂。一回路向中间回路传热是通过中间热交换器，中间回路将反应堆的热量再通过蒸汽发生器传给二回路，在蒸汽发生器中产生过热蒸汽（由饱和蒸汽进一步加热而得）。 液态金属堆的缺点是核燃料的初装量相对较多。金属钠吸收中子蜕变为钠-21，半衰期约为15小时，并生成发射高能γ的钠同位素，所以一回路的设备和管道都要屏蔽。为防止液态的金属钠在管道和设备内凝结，反应堆停堆后还需保温和加热。此外，金属钠具有强烈的腐蚀性，与水会发生剧烈反应，可能会引起爆炸和火灾。 气冷反应堆气冷堆是用气体作为载热剂的反应堆，一般使用的载热剂有He、N2、CO2。因为这几种气体制取很容易，且化学性质稳定。其中He的载热效率较高，它不吸收中子，无感生放射性，不与结构材料发生化学反应，传热性能良好。此外，它还有较高的转换比和较深的燃耗。 气冷堆推进装置的循环系统有两种形式：单回路循环系统和双回路循环系统。在单回路循环系统中，封闭的He回路作为一回路，蒸汽回路作为二回路。 比如，一个功率为24.3MW的船用单回路He冷却反应堆燃气轮机推进装置，它是由一个He冷却高温反应堆和一台双轴燃气轮机组成。高压燃气轮机作为压气机的