反应堆堆型及相关名词术语
各种核反应堆
各种核反应堆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。
核科技通用术语
核科技通用术语核科技：nuclear science and technology 核科学与核技术的简称。
1896年法国物理学家贝可勒尔发现了铀的天然放射性，从此人类开始了对原子核的研究，这种研究领域就称为核科学。
核科学的研究对象包括核结构、放射性、核裂变和核聚变等。
涉及到的研究学科有核物理、核化学、加速器、反应堆、核聚变、辐射防护与屏蔽物理、同位素生产与分离、核材料、核医学、核农学等。
核技术是研究如何将核科学研究中所揭示出的原子核变化规律及其固有和伴随产生的物理现象加以实际应用的科学。
核技术应用主要包括核能的利用及同位素和辐照技术的利用。
核能的利用主要是指：（1）利用放射性同位素衰变时放出的能量做成电池，广泛用于宇宙飞船、人造卫星、无人管理的灯塔、心脏起搏器等。
（2）利用重核裂变会放出巨大能量。
核电站、空间堆电源、核供热堆、用于船舶或潜艇的核动力装置，是实际应用这种裂变能的主要代表。
（3）利用轻核裂变时放出的比重核裂变时放出的更加巨大的能量。
聚变堆的研究和开发就是为了利用这一能量。
聚变堆的建成和商业运行将最终解决类所需的能源问题。
因为它所用的燃料（氘和氚）取之于大海。
核能最早是用于军事目的，原子弹就是利用235U或239Pu裂变时放出的巨大能量（瞬间释放出来）制成的。
氢弹的威力要比原子弹大数百倍。
同位素和辐射技术应用主要包括：（1）同位素示踪技术（水资源探测，农业科学研究等）。
（2）辐射加工（电线电缆的绝缘材料改性，热缩管的制备，塑料发泡，表面涂层固化，橡胶辐射硫化，木材-塑料复合材料辐射交联，接枝和降解，离子注入表面改性，半导体生产、辐射保鲜，辐射消毒等）。
（3）同位素仪器仪表（工业检测仪表，探伤机，集装箱检测等）。
（4）核医学方面的应用（医学诊断，放射性免疫分析，肿瘤诊断和治疗用体内和体外放免药物等）。
（5）三废治理和环境保护工作中的应用（电子束除SO2/HOx，污水处理等）。
（6）农学方面的应用（辐射育种、辐射不育灭蝇等）。
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
E E r 第一章—核反响堆的核物理根底直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里放射出来，而中子却留在了靶核内的核反响。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反响过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸取而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并放射 γ 射线而返回基态。
弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。
微观截面：一个中子和一个靶核发生反响的几率。
宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反响的几率。
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。
核反响率：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，表示单位体积内全部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，同时峰值也渐渐减小，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)放射出来的，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放射出来的，把这些中子叫缓发中子。
其次章—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。
集中时间：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：在反响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，直至最终被俘获的平均时间，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 以下的中子称为热中子， 称为分界能或缝合能。
c c第三章—中子集中理论中子角密度：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 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取为止在介质中运动所穿行的直线距离。
核反应堆——堆型简介
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。
核反应堆类型简介
核反应堆类型简介核反应堆类型简介核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。
在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。
核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。
相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。
核反应堆分类有：按时间分可以分为四代：第一代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核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。
第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。
目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。
第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。
第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。
按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。
按反应堆慢化剂和冷却剂分：轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂；重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。
两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂；石墨气冷堆；石墨液冷堆。
按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。
核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。
反应堆堆型简介
CANDU的缺点
重水昂贵； 重水昂贵； 堆本体庞大； 堆本体庞大； 系统复杂； 系统复杂； 轻水堆的三条缺点， 也同样存在。 轻水堆的三条缺点，CANDU也同样存在。 也同样存在 其燃料转化比虽高于轻水堆， （其燃料转化比虽高于轻水堆，但还是不能 增殖） 增殖）
石墨沸水堆 RMBK
这是前苏联开发的一种用石墨作为慢化剂、 这是前苏联开发的一种用石墨作为慢化剂、 轻水作为冷却剂的核电站反应堆。 轻水作为冷却剂的核电站反应堆。发生切 尔诺贝利事故的就是这种反应堆。 尔诺贝利事故的就是这种反应堆。 这种堆毛病多多（参阅第七章的有关课件）， 这种堆毛病多多（参阅第七章的有关课件）， 今后不会再建了。 今后不会再建了。
堆、高温气冷堆） 高温气冷堆）
根据堆的用途分类
实验反应堆（用于科学实验、教学培训等） 实验反应堆（用于科学实验、教学培训等） 生产堆（生产军用钚） 生产堆（生产军用钚） 动力堆（发电，推进等； 地上，海洋，天空） 动力堆（发电，推进等； 地上，海洋，天空） 供热堆
实验反应堆
数量甚大, 种类繁多. 数量甚大 种类繁多 美国在三哩岛事故发生 之前,仅大学里用于教学科研的实验堆就有 之前 仅大学里用于教学科研的实验堆就有 好几十个. 好几十个 中国也有若干实验反应堆
反应堆的分类
世界上现有的, 曾经有过的,以及将来要建的 世界上现有的 曾经有过的 以及将来要建的 反应堆种类很多， 反应堆种类很多，对它们的分类也有不同 的分法。例如,可以 的分法。例如 可以 根据中子能谱分类 根据所用慢化剂分类 根据所用的冷却剂分类 根据堆的用途分类 。。。
根据中子能谱分类
热中子反应堆 快中子反应堆 中能中子反应堆(没有太多优点 没有太多优点) 中能中子反应堆 没有太多优点
核物理领域主要技术术语中英文释义及名词解释
目录反应堆：Nuclear Reactor (2)堆芯：core (3)核燃料：fuel (3)燃料元件：fuel element (6)燃料组件：fuel assembly (6)乏燃：spent fuel (6)主管道：main pipe (6)主屏蔽：main shield (6)反射屏蔽：reflective enclosure (7)压力容器：pressure vessel (7)冷却剂：coolant (7)控制棒：control rod (7)控制棒组件：control rod assembly (8)非能动安全系统：passive safety system (8)稳压器：pressurizer (8)生物屏蔽：Biological shielding (8)人孔：manhole (8)反应堆：Nuclear Reactor反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。
核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。
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。
按照冷却方式分类可分为以下几类:气冷快堆气冷快堆（gas-cooled fast reactor,GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。
它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。
通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。
此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。
参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。
液态金属冷却快堆铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor,LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。
各种反应堆的原理
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。
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◎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。