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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、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；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钮-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，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-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8衰变后，铀-238很快被转变成钮-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转变成可用的燃料钮-239。
第43卷第6期原子能科学技术Vo l.43,N o.62009年6月Atomic Ener gy Science and T echno logy Jun.2009超临界水堆子通道分析赵冬建,路 璐,史国宝(上海核工程研究设计院,上海 200233)摘要:超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。
本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。
此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。
关键词:超临界水堆;第4代反应堆;子通道程序中图分类号:T L 364.4文献标志码:A 文章编号:1000 6931(2009)06 0543 05Su bchannel Analysis of S upercritical Water C ooled ReactorZH AO Do ng jian,LU Lu,SH I Guo bao(S hanghai N uclear Engineer ing R esearch and D es ign I nstitute,Shanghai 200233,China)Abstract: As the only w ater cooled reactor am ong the six g eneration r eactor ,supercritical w ater coo led reactor (SCWR)has its special characteristics,and takes up attentions ex tensiv ely.Based on the PWR subchannel analy sis code o f Shang hai Nuclear Eng ineer ing Resear ch and Design Institute,a subchannel code for SCWR w as developed.Furtherm ore,the thermohydralic characteristics of the ty pical SCWR fuel assembly w ith the moderator w ater rod,such as subchannel temperature,fuel rod cladding temperature,heat transfer coefficients and so on,w ere investigated using the developed subchannel code.Finally,a sensitivity study of differ ent heat transfer co rre lations w as perfo rmed on the thermo hy dralic characteristics.The results show that obvious differ ence occur s w hen using differ ent heat transfer correlatio ns.Key words:supercritical w ater co oled reacto r;g eneratio n reactor;subchannel co de 收稿日期:2009 02 16;修回日期:2009 03 10基金项目:国家重点基础研究发展计划资助项目(2007CB029800)作者简介:赵冬建(1978 ),男,河北献县人,工程师,博士,核能科学与工程专业超临界水堆(SCWR)核能系统作为国际上第4代核能系统长远开发的6种堆型之一,具有热效率高、系统简化、经济竞争能力突出等优点,且可借鉴现有成熟的压水堆电站和超临界火电站的设计、建造和运行经验。
