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核反应堆——堆型简介核电站是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。
目前，商业运行中的核电站都是利用核裂变反应来发电。
世界上当前运行和在建的核电站反应堆主要有压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）、沸水堆（Boiling Water Reactor,BWR）、加压重水堆（Pressurized Heavy Water Reactor,PHWR）、高温气冷堆（High Temperature Gas Reactor,HTGR）和快中子堆（Liquid Metal-cooled Fast BreederReactor,LMFBR）等五种堆型，但应用最广泛的是压水堆。
下面将简要介绍这五种类型核反应堆的基本特征和主要特点。
1、压水堆压水堆是采用加压轻水(H2O)作冷却剂和慢化剂，利用热中子引起链式反应的热中子反应堆。
最初是美国为核潜艇设计的一种热中子反应堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块，参见图1 (a)。
柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件（参见图1(b)），这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m，参见图1 (c)。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形，参见图2。
轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能，所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂，且水在反应堆内不沸腾。
要使水不沸腾——获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态，所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在300℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa。
我国大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第一核电站、秦山第二核电站、江苏田湾核电站均属于这种堆型。
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。
各种反应堆的原理反应堆是利用核能产生能量的设备，它可以利用核裂变或核聚变产生巨大的热能，然后通过控制和引导这些能量来产生蒸汽，最后驱动涡轮机发电。
下面将介绍几种常见的反应堆类型及其原理。
1.压水堆核反应堆（PWR）压水堆核反应堆是最常见的商业核电站反应堆类型之一、其原理是利用浓缩的铀燃料棒产生热能，同时也会产生中子。
这些中子与水中的轻水分子相互作用，使其产生热，然后通过传热器将热能转移到给水中。
这个给水经过加热后变成高温高压的蒸汽，然后驱动涡轮机发电。
2.沸水堆核反应堆（BWR）沸水堆核反应堆也是一种商业化运行的核反应堆类型。
其原理是使用浓缩的铀燃料棒，通过核裂变产生的热能直接将水变成蒸汽。
由于直接使用水作为冷却剂和工质，它不需要传热器。
生成的蒸汽直接送入涡轮机来驱动发电机。
3.高温气冷堆核反应堆（HTGR）高温气冷堆核反应堆是一种利用高温气体冷却的堆芯来产生热能的反应堆。
其原理是使用固体燃料，如石墨或陶瓷颗粒，通过核裂变释放热能。
然后通过冷却剂，如氦气，高温液体金属等，将热能转移到热交换器中，并最终转化为蒸汽使发电机运行。
4.快中子反应堆（FBR）快中子反应堆是一种使用高能快中子进行核裂变的堆芯的反应堆。
其原理是利用高质量的钚或钍等燃料产生大量的中子，然后利用这些中子进行核裂变，产生大量的热能。
该反应堆同时可以产生额外的燃料，这使它具有较高的燃料利用率。
石墨、钠、铅和氦等可以用作冷却剂。
5.离子迁移反应堆（IMR）离子迁移反应堆是一种采用离子迁移材料来促进和控制核裂变反应的反应堆。
它使用离子迁移膜，通过离子的迁移使核反应堆得到加速或减速。
通过使用这种材料，离子迁移反应堆可以更好地控制裂变反应速率，使燃料的使用效率更高。
以上是一些常见的反应堆类型及其原理。
各种反应堆根据不同的设计目标和应用需求，采用不同的结构、燃料和冷却剂等技术，但它们的基本原理都是通过控制和利用核能产生热能，然后将其转化为电能。
常见的核电站堆型有哪几种核电站是一座或若干座利用核裂变(NuclearFission)或核聚变(NuclearFusion) 反应所释放的核能转换成热能来发电兼供热的动力设施。
其中核反应堆是核电站最主要的关键作业设备，链式裂变反应就在该设备中进行；目前，全球核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。
其中压水反应堆作为最成熟、最成功的一种动力堆堆型，运用最为广泛，我国大多数核电站其反应堆都属于该类反应堆。
一、核电站工作原理核电站主要是通过将由铀、杯制成的核燃料在反应堆设备内发生裂变从而释放出大量的核能，再利用处于高压下的水将核能转化为热能，在蒸汽发生器中加热水产生蒸汽，蒸汽推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。
一般来说，核电站本身的工作原理和所需要的设备条件与普通火电站发电机制大同小异，主要在于核反应堆。
二、常见的核电站堆型：1、压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。
其工作原理主要是利用处于高压下的循环冷却水将反应堆中核燃料裂变反应释放出的大量核能转换成热能，之后加热水产生蒸汽，推动汽轮机，进而推动发电机旋转发电。
注：压水堆的水在正常工况下是处于不沸腾状态；2、沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。
沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，其工作原理相似,不同的是沸水堆采用沸腾的水将核能转换为电能，而压水堆则是利用高压下的循环冷却水;沸水堆整体系统比压水堆较为简单,省去了蒸汽发生器这一设备。
注：日本福岛核电站属于沸水堆核电站。
3、重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。
其工作原理与压水堆、沸水堆工作原理相同，不同点在于重水堆核电站是利用重水作为作为慢化剂和冷却剂；重水堆核电站其核燃料为天然铀作燃料，相对来讲，重水堆比压水堆的燃料成本低，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。
注：重水(2H20)无臭无味的液体，对人体有害的。
4、快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。
全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等核反应堆，是一种可以控制和维持自我连锁反应的装置。
核反应堆主要用途是发电（核电厂）和作为船舶的动力装置。
位于瑞士的一座小型研究反应堆其中，一些反应堆还被用来生产医疗和工业用的同位素或者生产武器级钚。
截止2019年初，全球共有680座核反应堆在运行，其中包括226座研究堆。
现有的核反应堆主要包括轻水堆，沸水堆，重水堆，高温气冷堆和熔盐堆。
下面将逐一介绍：1.轻水堆轻水堆中，冷却剂起着减速剂的作用这种反应堆使用压力容器来容纳核燃料、控制棒、慢化剂和冷却剂。
离开压力容器的热放射性水通过蒸汽发生器循环，蒸汽发生器又将次级(非放射性)水环加热成蒸汽，使涡轮机运转。
它们占据了当前反应堆的大多数(约80%)。
VVER1000反应堆结构华龙一号示范工程航拍美军核动力航母编队轻水堆最新的典型代表有俄罗斯的VVER-1000，美国的AP1000，中国的华龙一号和欧洲的EPR。
美国海军军舰上的反应堆也都属于这种类型。
2.沸水堆福岛核事故的反应堆类型就是沸水堆沸水堆就像没有蒸汽发生器的压水堆。
冷却水的较低压力使其在压力容器内沸腾，产生运行涡轮机的蒸汽。
与压水堆不同，没有主回路和副回路。
这些反应堆的热效率更高，结构也更简单，发生两次严重核事故（切尔诺贝利和福岛核事故）的堆型都属于沸水堆。
3.重水堆（CANDU）秦山核电站的两座重水堆（CANDU堆）重水堆非常类似于压水堆，但使用重水。
虽然重水比普通水贵得多，但它具有更大的中子经济性(产生更多的热中子)，允许反应堆在没有燃料浓缩设施的情况下运行。
燃料不是像压水堆那样使用一个大型压力容器，而是包含在数百个压力管中。
这些反应堆以天然铀为燃料，重水反应堆可以在满功率时加燃料，这使得它们在铀的使用方面非常高效(这使得堆芯中的流量控制更加精确)。
加拿大、阿根廷、中国、印度、巴基斯坦、罗马尼亚和韩国都建造了重水堆。
4.高能通道反应堆(RBMK)切尔诺贝利核电站（RBMK，沸水堆）RBMKs是一种苏联设计，在某些方面与CANDU相似，因为它们在动力运行期间可以重新加料，并采用压力管设计。
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121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 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AZX。
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 tN 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。
◎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安全壳喷淋系统containment spray system安全壳排水地坑containment drainage sump再循环地坑recirculation sump recycle安全壳隔离系统containment isolation system安全壳贯穿件containment penetration assembly penetrate设备闸门equipment hatch气密闸门air lock辅助给水系统auxiliary feed water system应急给水系统emergency feed water system换料refueling装料fuel loading卸料discharge泄漏leakage停堆shutdown停堆冷却系统shutdown cooling system余热排出系统residual heat removal system residue换料腔refueling cavity换料水箱refueling water tank燃料装卸和贮存系统fuel handling and storage system燃料运输通道fuel transfer tube pipe(核电厂)的运行operation (of NPP) construction installation commissioning operation核事故nuclear accident技术规格书specification不符合项nonconformance质保大纲QA (quality assurance) program 图纸drawing （平面图plan剖面图section示意图sketch曲线图curve details详图details）nuclear energy 核能nuclear fission 核裂变nuclear fusion 核聚变nuclear radiation 核辐射nuclear reaction 核反应nuclear reactor核反应堆nuclear waste 核废料nuclear weapon 核武器Nuclear Island / NI 核岛Conventional Island/CI 常规岛Reactor Building 反应堆厂房Auxiliary Building 核辅助厂房Annex Building 核附属厂房Diesel Generating Building 柴油机发电厂房Radwaste Treatment Building 核废料处理厂房Containment Vessel / CV 安全壳容器Steam Generator 蒸发器Turbine Building 汽轮机厂房。
