五种反应堆
核能发电内部结构
核能发电内部结构核能发电是一种高效、环保的能源利用方式，其内部结构包括核反应堆、蒸汽发生器、循环泵和冷凝器、涡轮机和发电机、控制系统以及辅助系统等部分。
下面将分别介绍这些组成部分。
一、核反应堆核反应堆是核电站的核心部分，其主要作用是利用核裂变产生大量热能。
在反应堆内，核燃料通过链式反应产生能量，同时释放出中子和射线等放射性物质。
这些放射性物质可以进一步引发其他核材料的裂变反应，从而实现持续的能量输出。
反应堆中的控制棒可以调节反应速度，以控制整个核反应过程。
二、蒸汽发生器蒸汽发生器是核电站的重要设备之一，其作用是将反应堆产生的热能转化为蒸汽。
在蒸汽发生器中，一回路的高温高压水通过热交换器将热量传递给二回路的普通水，使普通水沸腾变成蒸汽。
这些蒸汽可以驱动涡轮机发电。
三、循环泵和冷凝器循环泵和冷凝器是核电站中的重要辅助设备。
循环泵的作用是推动一回路的水循环，确保热量能够均匀传递到蒸汽发生器中的热交换器。
冷凝器的作用是将蒸汽转化为水，以便循环使用。
在冷凝器中，蒸汽通过散热片降温凝结成水，同时释放出潜热。
四、涡轮机和发电机涡轮机是核电站中的重要设备之一，其作用是将蒸汽的热能转化为机械能。
涡轮机的工作原理是通过高速旋转的叶片将蒸汽的热能转化为机械能，从而驱动发电机发电。
发电机的作用是将机械能转化为电能，供用户使用。
五、控制系统控制系统是核电站中的重要组成部分，其作用是监测和控制核反应堆的运行状态，确保其安全、稳定地运行。
控制系统包括各种传感器、控制阀和计算机等设备，可以监测反应堆的温度、压力、水位等参数，并自动调整控制棒的位置和冷却水的流量等参数，以保持反应堆的稳定运行。
六、辅助系统辅助系统是核电站中的重要组成部分，包括给水系统、润滑油系统、废液处理系统等。
这些系统的作用是保障核电站的正常运行，确保其安全性和可靠性。
例如，给水系统的作用是为蒸汽发生器和涡轮机提供必要的水量；润滑油系统的作用是为各种机械设备提供润滑和冷却；废液处理系统的作用是对核电站运行过程中产生的废液进行处理和净化，确保其符合环保标准。
2021_2022学年新教材高中物理第五章原子核4_5核裂变与核聚变“基本”粒子课件新人教版选择性必
解析：A 错，B 对：29325U 的裂变方程为29325U＋10n→15464Ba＋8396Kr ＋310n.
C 错，D 对：一个铀核29325U裂变时，释放的能量约为 200 MeV，根据质能方程得质量亏损 Δm＝ΔcE2 ＝200×1036××110.86×2 10－19
kg≈3.6×10－28kg.
(2)由爱因斯坦质能方程，得 ΔE＝Δmc2＝0.193 3×931.5 MeV≈180.06 MeV 【答案】 (1)0.193 3 (2)180.06 MeV
变式训练 1 秦山核电站是我国自行设计、建造和运营管理
的第一座 30 万千瓦压水堆核电站．在一次核反应中一个中子轰 击29325U 变成15346Xe、9308Sr 和若干个中子，已知29325U、15346Xe、9308Sr 的 比结合能分别为 7.6 MeV、8.4 MeV、8.7 MeV，则( )
答案：BD
◆裂变的理解要点 (1)核裂变的特点 ①重核裂变是中子轰击质量较大的原子核，使之分裂成中等 质量的原子核，同时释放大量的能量，放出更多中子的过程． ②重核裂变需要在人工控制的核反应中进行，自然界不会自 发产生，这也是与核衰变的区别之一． ③裂变情形的多样性 用中子轰击铀核时，铀核发生裂变，其产物是多种多样的， 其中两种典型的反应是 29325U＋10n→15464Ba＋8396Kr＋310n 29325U＋10n→15349Xe＋9358Sr＋210n
1.6×107K，在此高温下，氢核聚变成氮核的反应不停地进行着， 太阳能就来自于太阳内部__核__聚__变____释放的核能．
2．受控热核反应 (1)聚变的优点：第一：轻核聚变产能效率高．第二：地球 上核聚变燃料的储量丰富．第三：轻核聚变更为安全、清洁．
高中物理 第五章 核能与社会 5.2 裂变及其应用教案
5.2 裂变及其应用三维教学目标1、知识与技能（1）知道核裂变的概念，知道重核裂变中能释放出巨大的能量；（2）知道什么是链式反应；（3）会计算重核裂变过程中释放出的能量；（4）知道什么是核反应堆。
了解常用裂变反应堆的类型，了解核电站及核能发电的优缺点。
2、过程与方法（1）通过对核子平均质量与原子序数关系的理解，培养学生的逻辑推理能力及应用教学图像处理物理问题的能力；（2）通过让学生自己阅读课本，培养学生归纳与概括知识的能力和提出问题的能力。
3、情感、态度与价值观（1）激发学生热爱科学、探求真理的激情，树立实事求是的科学态度，培养学生基本的科学素养，通过核能的利用，思考科学与社会的关系；（2）通过教学，让学生认识到和平利用核能及开发新能源的重要性；（3）确立世界是物质的，物质是运动变化的，而变化过程必然遵循能量守恒的观点。
教学重点：链式反应及其释放核能的计算；重核裂变的核反应方程式的书写。
教学难点：通过核子平均质量与原子序数的关系，推理得出由质量数较大的原子核分裂成质量数较小的原子核释放能量这一结论。
教学方法：教师启发、引导，学生讨论、交流。
教学过程：（一）引入新课大家都知道在第二次世界大战即将结束的时候，美国于1945年8月6日、9日先后在日本的广岛、长崎上空投下了两颗原子弹，刹那间，这两座曾经十分美丽的城市变成一片废墟。
大家还知道目前世界上有少数国家建成了许多核电站，我国也相继建成了浙江秦山核电站和广东大亚湾核电站等。
我想，现在大家一定想知道原子弹爆炸及核发电的原理，那么，我们这节课就来学习裂变，通过学习，大家就会对上述问题有初步的了解。
（二）进行新课1、核裂变（fission ）提问：核裂变的特点是什么？（重核分裂成质量较小的核的反应，称为裂变）总结：重核分裂成 的核，释放出核能的反应，称为裂变。
提问：是不是所有的核裂变都能放出核能？（只有核子平均质量减小的核反应才能放出核能） 总结：不是所有的核反应都能放出核能，有的核反应，反应后生成物的质量比反应前的质量大，这样的核反应不放出能量，反而在反应过程中要吸收大量的能量。
反应堆热工水力期末复习资料
反应堆热工复习第一章一、核能的优缺点1、优点：核能对环境的污染较少；不产生二氧化碳；能量密度高；运输成本低；运行时间长，不需要中途加料；热能产生不需要空气；2、缺点：产生大量的放射性物质；热效率低；不便于调峰；潜在危险大；二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？压水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，冷却剂在流过堆芯时一般不发生饱和核态沸腾。
沸水堆：用轻水做冷却剂和慢化剂，堆芯中的水处于饱和沸腾状态，一回路工作压力比压水堆低很多，没有蒸汽发生器。
重水堆：使用重水做慢化剂，使用天然铀作为燃料，冷却剂系统可由一或两个回路组成。
三、反应堆热工分析主要包括那些内容？分析燃料原件内的温度分布、冷却剂的流动和传热特性、预测在各种运行工况下反应堆的热力参数，以及在各种瞬态和事故工况，压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。
四、第四代反应堆有哪些优点？有哪6种第四代反应堆堆型？第二章一、影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例简述他们各自对堆功率分布的影响。
因素：燃料布置、控制棒、水隙及空泡、燃料自屏效应燃料布置：通过合理布置不同富集度的燃料可以有效的展平堆芯功率分布，提高反应堆热功率。
控制棒：合理的布置有利于堆芯径向功率的展平，但给轴向功率分布带来不利的影响。
水隙及空泡：水隙引起的附加慢化作用使得该处的中子通量上升，水隙周围的燃料原件功率上升。
而空泡中蒸汽的密度比水小得多，慢化作用弱，其会导致周围燃料原件功率下降。
燃料自屏效应：热中子主要被棒外层燃料吸收，造成燃料块里层的燃料核未能充分有效地吸收热中子，使得燃料块内层功率较低。
二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成？他们各具有什么特点？1、因为反应堆停堆后反应堆会由于剩余中子引发裂变或是裂变产物的衰变等原因继续产热。
2、由燃料棒内储存的显热、剩余中子引发的裂变热，以及裂变产物、中子俘获产物的衰变热组成。
3、显热和剩余中子的裂变热将在30S之内传出，而衰变热将在停堆后的较长时间内持续产生，其功率随停堆时间的增加而逐渐减少。
化工厂常见火灾原因
化工厂常见火灾原因化工厂作为一种特殊的生产场所，由于涉及到大量的化学物质和化学过程，存在着较高的火灾风险。
以下是化工厂常见的火灾原因。
一、人为因素：1. 操作不当：化工厂涉及到很多复杂的操作过程，如果员工对操作规程不熟悉或者操作不规范，容易导致火灾事故的发生。
比如未按照要求使用防爆工具、忽略了重要的维护和安全检查等。
2. 人为纵火：一些恶意行为人可能会有意引发火灾，例如抢劫、报复或其他非法目的。
这种人为因素的火灾常常给化工厂带来巨大的经济损失和人员伤亡。
二、设备设施问题：1. 电气故障：电力是化工厂生产中必不可少的能源，但如果电气设备老化、维护不及时，容易导致电路短路、电器起火等电气故障引发火灾。
2. 设备老化：化工厂的设备如果长时间没有进行维护和检修，容易出现故障和老化现象，导致火灾的发生。
3. 阀门、管道泄漏：化工厂中有大量的管道和阀门用于输送和控制化学物质，如果这些管道和阀门发生泄漏，可能会引发火灾。
三、储存和堆放问题：1. 不当储存：化工厂中往往储存着各种易燃、易爆或有毒的物质，如果储存不当，比如超过容量、存放位置不当等，容易发生火灾事故。
2. 反应堆积：化工厂中的反应堆中常常有一些残余的化学反应物，如果这些物质积聚过多，极易发生自燃或爆炸。
四、自然因素：1. 静电火花：在化工厂操作过程中，蓄积的静电有可能在一些特定环境中引起火花放电，从而引发火灾。
2. 闪电击中：化工厂通常存在很高的建筑物、管道和设备，容易成为闪电击中的目标，一旦发生闪电击中，可能会引发火灾。
五、其他因素：1. 化学反应：化工厂通常会涉及到大量的化学反应，某些化学反应是放出大量热能的，一旦反应失控，可能导致火灾。
2. 检修操作不当：在化工厂的检修过程中，如果操作不当，比如火焰使用不当、使用明火等，容易引发火灾事故。
化工厂火灾事故的发生往往给生产企业和周边环境带来巨大的损失，因此，化工厂应该高度重视火灾防控工作，加强设备设施的维护保养，加强员工的火灾防控培训，做好防火措施，确保生产过程的安全和环境的保护。
重水堆压水堆
重水堆特点和贡献
秦山三期核电站是我国惟一的商用重水堆核电站，有如下特点：
• 采用天然铀作燃料，铀资源利用率高； • 重水堆可大规模生产钴60等同位素； • 重水堆可以直接利用压水堆回收铀，有利于完善核燃料闭式循环体系； • 重水堆在钍资源综合利用方面具有较大的挖掘潜力。 • 提氚（聚变材料）
重水堆优势
堆芯本体
厂房吊车 操作设备 钴调节棒
燃料通道
灵活的燃料选择
高中子经济性
简单而灵活的 燃料设计
不停堆换料
重水堆可烧 ： -天然铀 -浓缩铀 -回收铀 -MOX燃料 -钍燃料 -锕系废物
取决于关键技术和 经济因素
完善燃料循环体系
重水堆-压水堆
“互补”运营
快堆
重水 堆
压水堆
重水堆可经济高效利用压水堆回收铀。
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30
谢 谢！
大容量的慢化剂在严重事故工况下作为非 能动热阱带走衰变热。
反应堆腔室的大量轻水为严重事故提供了 第二道备用非能动热阱。
堆顶喷淋水箱提供非能动冷却。
大规模生产钴60同位素
目前国内钴60年需求为800万居里，可能很快突 破1000万居里。 重水堆具有大批量生产钴60的能力，全世界90% 的钴60都是重水堆上生产的。 国内自主完成了相关技术开发，年产600万居里。 从2009年到现在，秦山三期两台重水堆已辐照 出3000万居里钴60，超过1600万居里已投放到 国内市场。
AP1000:42*7=294个钒探 SR+IR+与压水堆有哪些不同？ 参与量：cmΔt，ṁ（hs-hw）
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3、在线换料过程如何减小换料带来的反应性波动？ 4、对于检修部门，日常维护及大修等工作与压水堆有何区别？ 5、重水堆为什么没在国内继续推广？目前技术有什么发展？将来是否会出现新 的先进堆芯？（例如降低成本，采用全数字化DCS、满足三代核电标准等） 6、重水堆每年重水泄漏是多少？（1t多点，设计8-10吨）消耗的重水必须从加 拿大采购吗？ 7、重水堆在发生严重事故后，事故后果是否会相比压水堆小？其宣称的固有安 全性相比满足三代安全标准的AP1000如何？ 8、每年钴60的产量约多少？（600万居里，需求1000万居里，60-80%市场需求 ）需要停堆才能取出吗？
核电站中的反应堆控制系统
核电站中的反应堆控制系统核电站是一种利用核能进行发电的设施，而核反应堆是核电站最核心的组成部分。
为了确保核反应堆能够安全、高效地运行，反应堆控制系统起着至关重要的作用。
本文将对核电站中的反应堆控制系统进行详细介绍。
一、核反应堆的工作原理核反应堆是以放射性核燃料为热源，将核能转化为热能，进而产生蒸汽驱动涡轮发电机组发电的设施。
在核反应堆内，通过控制核反应的速率和强度，可以精确调节放出的热量，使反应堆在安全的范围内运行。
二、反应堆控制系统的组成1. 反应堆物理运行部分反应堆物理运行部分由燃料元件、燃料棒、控制棒以及冷却剂组成。
燃料元件是核反应堆中的核燃料，燃料棒包裹着燃料元件，控制棒则用于控制核反应的速率和强度。
冷却剂在反应堆中起到冷却燃料元件的作用。
2. 反应堆核安全保护系统反应堆核安全保护系统是核电站中的一大重要组成部分。
它包括自动安全保护系统、事故响应系统、控制棒系统等。
自动安全保护系统可以在核反应过程中自动监测温度、压力等参数，一旦出现异常情况即刻采取相应措施。
事故响应系统负责应对各类事故，并采取措施防止事故蔓延。
控制棒系统则通过控制棒的升降来调节核反应的过程。
3. 电子设备和控制装置反应堆控制系统中的电子设备和控制装置起到收集、处理和传输数据的作用。
它们包括各类传感器、数据显示器、控制台等。
这些设备可以监测和控制核反应堆的温度、压力、辐射等参数，确保核反应堆的稳定运行。
三、反应堆控制系统的工作原理反应堆控制系统通过不同的控制方式来调节反应堆的运行状态。
常用的控制方式包括手动控制和自动控制。
手动控制需由操作员根据数据和经验进行调节，而自动控制则通过电子设备和控制装置实现。
在自动控制模式下，反应堆控制系统会根据设定的参数要求，通过调节控制棒的位置来控制核反应的速率和强度。
当监测到温度、压力等参数超过安全范围时，自动安全保护系统会自动切断反应堆的供能，以保证核反应堆的安全。
四、反应堆控制系统的重要性核电站是一种高风险的工业设施，反应堆控制系统的作用至关重要。
反应堆热工水力
第一章核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能到热能转换的装置。
传热机理—热传导、热对流、热辐射世界上第一座反应堆是1942 年美国芝加哥大学建成的。
核反应堆按照冷却剂类型分为轻水堆、重水堆、气冷堆、钠冷堆按照用途分为实验堆、生产堆、动力堆按中子能量分类：热中子堆、中能中子堆、快中子堆以压水堆为热源的核电站称为压水堆核电站主要有核岛和常规岛核岛的四大部件为蒸汽发生器、稳压器、主泵、堆芯五种重要堆型压水堆沸水堆重水堆高温气冷堆钠冷快中子增值堆水作为冷却剂慢化剂的优缺点：轻水作为冷却剂缺点是沸点低，优点具有优良热传输性能，且价格便宜。
描述反应堆性能的参数反应堆热功率[MWh]：反应堆堆芯内生产的总热量电厂功率输出[MWe]：电厂生产的净电功率电厂净效率[%]：电厂电功率输出/反应堆热功率容量因子[%]：某时间间隔内生产的总能量/[(电厂额定功率)×该时间间隔]功率密度[MW/m3]：单位体积堆芯所产生的热功率线功率密度[kW/m]：单位长度燃料元件内产生的热功率比功率[kW/kg]：反应堆热功率/可裂变物质初始总装量燃料总装量[kg]：堆芯内燃料总质量燃料富集度[%]：易裂变物质总质量/易裂变物质和可转换物质总质量比燃耗[MWd/t]：堆芯工作期间生产的总能量/可裂变物质总质量本章主要内容1.压水堆的主要特征2 沸水堆和重水堆的主要特征3 热工水力学分析的目的与任务（这个可以忽略）第二章（本章可以覆盖部分计算题）热力学第一定律：热力系内物质的能量可以传递，其形式可以转换，在转换和传递过程中总能量保持不变。
热力学第二定律（永动机不可能制成）：不可能将热从低温物体传至高温物体而不引起其它变化；不可能从单一热源取热，并使之完全转变为有用功而不产生其它影响；不可逆热力过程中的熵的微增量总是大于零。
最基本的状态参数：压力（压强Pa，atm，bar，at）比体积（m3/kg）温度内能：系统内部一切微观粒子的一切运动形式所具有的能量总和，U焓：热力学中表示物质系统一个状态参数–H，数值上等于系统内能加上压强与体积的乘积。
第十五章 标准工况
第十五章标准工况为了便于操作和管理，保证安全，而将核蒸汽供应系统（NSSS）正常运行和瞬态运行的某些范围归纳划分为五种标准运行方式，又称标准工况。
即冷停堆、中间停堆、热停堆、热备用和功率运行。
根据堆芯中控制棒的位置和可能的平均温度和压力范围，又可将冷停堆细分为三种不同的运行方式：(1)换料冷停堆：所有棒组都插入，T＜60℃压力为大气压；(2)维修冷停堆：所有棒组都插入，T＜70℃压力为大气压；(3)正常冷停堆：除了SA，SB、SC和R棒组提出外，所有棒组都插入，10℃＜T＜90℃0bar≤P≤29bar。
根据RCP温度范围和稳压器中是否存在汽腔，中间停堆方式细分为三种运行方式：(1)单相中间停堆：RRA投运、稳压器充满水（单相）；(2)两相中间停堆：RRA投运或准备投运/退出，稳压器汽腔已建立或准备建立/消失；(3)正常中间停堆：RRA退出运行，稳压器已建立汽腔；这样就形成了九种标准运行方式。
15.1 技术限制把反应堆标准运行方式的温度、压力限制标注在P-T 图上，则构成了RCP的标准工况（P—T）图（图15.1）上。
电站在从换料到功率运行各阶段，温度和压力都必须控制在所限制的范围内，设备安全才得以保障。
下面就RCP标准工况（P-T）图上的各限制线加以简要说明。
1. 饱和曲线RCP的标准工况（P-T）图上的饱和曲线就是水的饱和曲线，曲线上方为液态，下方为汽态。
一回路的冷却介质在任何情况下都应工作在饱和曲线上方并保持一定距离，只有一回路稳压器内的冷却剂工作在饱和曲线上。
一回路系统压力在任何情况下总是基本一致的。
蒸汽发生器二次侧冷却介质大多数情况下都工作在饱和曲线上，静态时其温度等于一回路冷却介质温度，压力为此温度下的饱和压力。
2. RCP系统运行温度上限线从核安全角度上考虑，除稳压器外，一回路任何部位都不允许出现沸腾现象，尤其在燃料元件表面。
另外也要避免主泵运转时泵吸入口局部汽化，造成主泵叶片的汽蚀。
核电站工作原理
核电站工作原理
核电站是一种利用核裂变反应产生热能，进而转化为电能的设施。
它是一种清洁、高效的能源生产方式，被广泛应用于世界各地。
本文将详细介绍核电站的工作原理。
一、核裂变反应
1.1 核裂变反应是核电站产生能量的基础。
1.2 在核裂变反应中，重核裂变成两个或者更多的轻核，同时释放出大量能量。
1.3 这种反应会释放出中子，继续引起其他核裂变反应，形成连锁反应。
二、反应堆
2.1 反应堆是核电站核裂变反应的场所。
2.2 反应堆内装有核燃料，如铀、钚等，用于引起核裂变反应。
2.3 反应堆内的控制棒可以调节反应堆中的核裂变速率，确保反应过程稳定。
三、冷却系统
3.1 核电站的冷却系统是确保核裂变反应无非热的关键。
3.2 冷却系统通过循环流体将反应堆中产生的热能带走。
3.3 冷却系统还可以将热能转化为电能，提供给电网供应。
四、蒸汽发电
4.1 核电站的核裂变反应会产生大量热能，用于加热水。
4.2 加热后的水会产生蒸汽，驱动涡轮机转动。
4.3 涡轮机转动后会带动发机电发电，将核裂变反应产生的能量转化为电能。
五、辅助系统
5.1 核电站还包括许多辅助系统，如安全系统、控制系统等。
5.2 安全系统可以确保核裂变反应过程中不会发生事故。
5.3 控制系统可以监控核电站的运行状态，及时调节各项参数，保证核电站的正常运行。
综上所述，核电站的工作原理是通过核裂变反应产生热能，利用反应堆、冷却系统、蒸汽发电和辅助系统等设施将热能转化为电能。
核电站作为一种清洁、高效的能源生产方式，在未来能源发展中具有重要地位。
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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动力，低压燃气轮机作为推进燃气轮机。
He在反应堆被加热到850℃、60大气压进入高压燃气轮机作功，由低压燃气轮机排出的He温度为500℃，压力为20大气压。
排出的He经三级压缩和冷却后进入热交换器，预热到445℃再次进入反应堆加热完成循环。
气冷反应堆推进装置发出的轴功率可为3.3万马力，效率可达37%。
由于高温气冷堆有较好的中子经济性、裂变燃料转换比高、燃耗深度大，功率高、运行稳定、安全性好，比容积和比重量都较小，因此曾被认为是可替代压水堆的推进装置。
吴锴：那么气冷堆为什么还没有取代压水堆呢？张金麟：从技术发展的角度看，气冷堆与压水堆几乎是同时起步的。
但压水堆最早应用到舰船上，并不断的发展使之越来越成熟，人们就有了一种先入为主的概念，这是其一。
其二，气冷堆的技术比压水堆还是要复杂些。
气体在循环过程中的载热、冷却等温度要比压水堆中的水高许多，因此，氦气系统和设备所用的材料要求在高温下具有良好的耐热性，而且其连接处还要求具有良好的密封性，这在工程上都是较难解决的复杂难题。
另外，燃料元件的制造、氦气的热工、流动以及热物理结构等方面的技术，尚需要一系列的台架试验和陆上试验堆的考核。
在这些工程问题尚未得到解决之前，目前气冷堆还不能取代压水堆。
有机反应堆有机反应堆是用有机液体作为反应堆的载热剂和中子慢化剂，通常用的物质是联二苯和联三苯。
这种有机液体（联二苯和联三苯）含有足够多的可慢化中子的氢原子，沸点也较高，可使反应堆和主回路工作压力降到10大气压下，从而大大节省系统和设备的制造费用。
有机反应堆推进装置的系统如反应堆和一回路的设备都与压水堆相似。
所不同的是有机堆的载热剂的净化采用蒸馏法。
这种净化分两部分：低温系统用来除掉溶解的气体，高温系统用来对载热剂完全蒸馏，蒸馏之后蒸汽重新冷却，再送回主回路。
转自有机堆曾被认为是具有很大潜力的紧凑型动力源。
但实际经验证明其热交换性能差，而且主回路的泄漏在舱内会释放出有毒蒸汽，并增加火灾危险，所以未得到推广和应用。
沸水反应堆沸水反应堆用水作为载热剂和慢化剂，水可以在堆芯内蒸发汽化。
沸水堆的优点是可在较低的工作压力下获得较高的蒸汽温度。
在动力反应堆技术发展初期，人们希望直接从反应堆中产生汽轮机所需的蒸汽，这样可省去蒸汽发生器，简化系统，减小装置的重量和体积。
船用沸水堆的循环系统分单、双回路两种。
在单回路循环系统中，由反应堆产生的饱和蒸汽或过热蒸汽直接供蒸汽轮机作功，排出的乏汽经冷凝器冷却后再由给水泵送入反应堆。
这样的蒸汽系统具有放射性，系统和设备都需布置在屏蔽内。
吴锴：单回路沸水堆比双回路沸水堆的优点是省略了二回路，结构简单；缺点是需要全部屏蔽，这又导致结构不简单。
如何权衡其优缺点？张金麟：首先，单回路沸水堆放射性扩散的范围比较大。
第二、其屏蔽的面积较大。
连蒸汽轮机都必须屏蔽，因此单回路沸水堆的屏蔽重量非常大，使艇体的稳性控制增加了难度，给艇上总布置带来困难。
大型沸水堆核电站因为其屏蔽较为容易实施，所以均采用单回路系统。
船用沸水堆至今尚无建造的实例。
吴锴：那么，目前各国核潜艇所采用的压水堆推进装置的组成如何？有无特殊要求？张金麟：目前各国核潜艇均用压水堆作动力，其典型推进装置是由反应堆、一回路、二回路、电力系统、应急电力系统和轴系所组成，一般分布在艇的尾部,约占3～4个舱室的位置。
压水堆推进装置的轴系与常规动力装置的轴系基本相同。
其略微不同是，在压水堆推进装置上，通常在轴上安装一个套轴的低速推进电机，在核动力装置发生故障时或需要进行低噪声航行时，利用应急电源供电以便使核潜艇获得推进动力。
压水堆推进装置的二回路系统和设备与常规蒸汽动力装置基本相同。
压水堆推进装置的电力系统和应急电力系统，虽然其设备与常规动力装置基本相同，但其供电的品质、可靠性要求比较高，一旦正常电力系统发生故障时，要求应急电力系统能在5秒甚至更短时间内供上可靠电源。
关于热离子反应堆转吴锴：下面请您谈谈热离子反应堆在潜艇上的工作原理？张金麟：热离子反应堆是将其核热能在反应堆内直接转换为电能，其电能可以直接作为动力。
热离子堆在美俄是作为宇宙空间站的电源而设计的，故又称空间反应堆。
其基本特点是，核燃料的外侧装备着可以控制核反应速度的转动式反射体/控制棒，利用热电子发电的方式从核热能直接获得电力。
为了使空间反应堆的堆芯具有最小尺寸，燃料芯块使用的是95%的高浓缩铀。
另外，为了保证从高温的核燃料中直接获取直流电力，在燃料芯块的外侧，布置了装备发射极和集电极的核热燃料单元体。
核热燃料发电单元是由核燃料芯块、发射极和集电极等组成。
为了获取直流电力，沿圆周方向分成8个等面积区域，每4个核热燃料单元体并联连接起来形成一组，然后再把2组核热燃料单元体并联起来，沿着轴向进行排列。
把核热燃料单元体并联起来的优点是，即使数量众多的核热燃料单元体之中的某些单元体出现性能故障，仍不至引起总体发电性能的降低，从而使空间堆的运行可靠性得到保证，核热燃料单元体的中心部位是带有孔洞的UO2或UN燃料芯块。
把燃料芯块制成带有孔洞的形式，以防止燃料发生熔融事故。
紧靠燃料芯块的外侧，则是作为热电子发射体的金属钨（W），这一层金属钨作为电子发射极被装配在与燃料芯块紧靠相邻的位置上。
位于金属钨外侧的是一层金属铌（Nb），但是在钨层与铌层之间设置了一段空隙，在这段空隙中充注了一些气态的铯（Cs），这样做是为了防止空间电荷效果引起发电率的降低。
金属铌在功函数和蒸汽压力方面均低于作为热电子发射体的金属钨，它被用做集电极。
铌层的外侧是铌-1%锆耐热合金屏蔽层。
铌层与铌-锆耐热合金屏蔽层之间也设置了一段空隙，空隙中充注了氦气（He），以防止冷却剂温度上升过高。
隔片的作用不仅可防止燃料芯块上下移动，同时还可增加核热燃料单元体的物理强度。
由若干个核热燃料单元体组成的核热燃料单元体组件被紧密配置??网格形状。
每个核热燃料单元体组件之间留有一定的间隙，冷却剂则沿着自上而下的方向在核热燃料单元体组件之间的间隙中流动。
冷却剂采用液态金属，其目的是为了提高传热性能，减少堆芯尺寸，提高堆芯温度（即提高发电效率）。
金属冷却剂的材料主要是钠钾共晶合金（NaK）、钠（Na）以及锂（Li）。
另外，为了对核燃料消耗引起的反应速度降低进行补偿控制以及对反应堆的启动、停堆和运行进行控制，采用了转动式控制棒。
在反应堆的外侧，沿圆周方向设置了十多个转动式控制棒，在转动式控制棒的局部，留有一部分扇形区，这些扇形区是中子吸收体，其余的部分是反射体。
利用反射体的转动实现对核反应速度的控制。
中子吸收体采用的是碳化硼（B4C），反射体采用的则是氧化铍（BeO）。
吴锴：从前述看出，热离子堆的原理就是金属钨接受反应堆传出的热量后发射出电子，被铌吸收，形成电流。
那么，为何选择钨而不选择别的金属呢？张金麟：主要是金属钨在高温下强度较大，化学性质较稳定。
比如灯泡都用钨丝。
如选择别的金属，化学性质不稳定，高温时会生成化合物，发电效应会受到影响。
吴锴：那么，热离子反应堆用于潜艇核动力有哪些优点？张金麟：比如，美国研制成功的由SP-100型空间反应堆组成的核热离子反应堆动力装置由反应堆、功率转换组件、废热移去系统等组成。
热离子堆无需热力动力机械就能直接实现热电转换，其电能给推进电机供电即可构成潜艇的推进系统。
这样它将省去压水堆核潜艇一、二回路的许多设备如蒸汽发生器、主蒸汽系统、主冷凝器、汽轮发电机组、主汽轮机组、减速齿轮、给水和凝水系统、滑油系统等，使潜艇核动力装置的重量和体积大幅度减少，热离子堆动力装置在艇上布置非常灵活和方便，有望使装置更能耐冲击，也可避免高温、高压的环境，使得对装置的材料苛求程度降低。