反应堆原理图

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。

各种反应堆介绍

各种反应堆介绍

国外高温气冷堆发展情况

目前世界上的主要有核国家，都在积极发展高温气冷堆技术用于发电与制氢。美国能源部2004年开始招标建设一座热功率40万到60万千瓦的双用途高温气冷堆，项目投资约15亿美元，计划2015年建成。南非的高温气冷堆核电站设计，已经通过国际原子能机构组织的四次审评，计划在2010年前建成示范电站。法国法马通公司也在积极开展高温气冷堆技术的研究，并已参加美国爱达荷高温气冷堆项目的投标。日本已经建成了高温工程试验研究堆，用于研究高温气冷堆技术和高温制氢技术。俄罗斯正与美国共同开展利用高温气冷堆烧钚的研究。

快堆核电站

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。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。 目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。

沸水堆核电站

沸水堆核电站 以沸水堆为热源的核电站。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动力堆。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。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。

重水堆核电站

与压水堆核电站不同，重水堆核电站的核反应堆是利用天然铀作燃料，用重水做慢化剂和冷却剂。目前全世界正在运行的400多个核电机组中，绝大多数是压水堆，只有32个是重水堆。

重水堆核电站不用浓缩铀，而用天然铀作燃料，比压水堆的燃料成本低三分之二，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。与压水堆核电站相比，重水堆核电站可以实现不停堆换燃料，一年365天都可以发电，实际发电量可以达到设计发电量的85％，设计年容量因子较高。另外，重水堆核电站的安全性较高，还可以大量生产同位素。

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。

- 1 - 核反应堆原理

核反应堆是现代工业上最重要的能源技术之一，它可以将核裂变所释放的能量转换成可以使用的电能。它被广泛用于动力发电、研究和航天活动。核反应堆也是用来研究核材料物理性质的重要工具。本文将介绍核反应堆的基本原理，其中包括它的发展历史和结构，以及它如何实现可持续核裂变和产生电能的必要条件。

核反应堆的发展历史

核反应堆由爱因斯坦和费曼在20世纪30年代设计，但当时还不能进行实验，因为核燃料只在20世纪40年代才可供使用。在1941年，美国科学家莱纳韦伯利曾率先设计了一个封闭式核反应堆。1943年，美国科学家艾克瑟格拉斯（Eckert）完成了第一个可持续运行的核反应堆，其运作温度达到了2250华氏度，大大超过了火花塞发动机的最低温度。现在，核反应堆的发展令人惊叹，它可以以非常高的温度运转，可以控制其温度，并且可以运转很多小时后进行调整，以维持它的性能。

核反应堆的结构

核反应堆是由几个部分组成的，其中包括燃料棒、冷却剂、弹体、控制杆、活塞和壳体。燃料棒由核反应所需要的各种元素组成，通常是铀（U）、钚（Pu）或其他核燃料。冷却剂是冷却燃料棒的物质，主要是水、汽油或石油。弹体被用于维持控制杆和活塞的位置，以控制核反应堆的性能。活塞可以调整控制杆，以控制燃料棒的裂变反应，控制杆可以调节核反应的强度。壳体是将所有部件 - 2 - 封装起来的结构，可以起到防止核反应带来的放射性污染的作用。

实现可持续核裂变反应和产生电能的必要条件

要实现可持续核裂变并产生电能，核反应堆必须具备特定的条件。首先，必须有足够的燃料，以便可以长期进行反应。其次，燃料温度必须在一定的范围内，以保证燃料可以安全地产生能量，而不会受到过热的影响。此外，燃料棒的浓度也是必须满足的条件，因为当浓度太低时，燃料的裂变反应就会减弱，导致发电效率降低。最后，燃料棒周围的屏障必须充足，以防止放射性材料外泄。