6-反应堆技术及核能利用
核能利用方式
核能利用方式
核能是指从原子核内部放出的能量，是一种可再生资源，可以被用来生产电力、热力、放射线甚至是物理能。
核能主要通过核反应堆、核燃料循环、离子加速器等方式来产生电力，是目前取代煤炭和石油成为最重要的能源之一。
核能的利用方式有很多，下面介绍一些主要的利用方式：
1.用动力：核能可以利用其高温热能，将潜在的动力转换成有用的动力，用于飞机或汽车发动机。
2.力发电：最重要的应用是电力发电，通过核反应堆获得高温热能，并将其转换成电力，以供能源使用。
3.物医学：核能可以用于生物医学研究，如CT扫描、病理学检查以及核磁共振成像（MRI）等技术，以及近年来出现的新技术，如核素分子影像成像（SPECT）。
4.载荷：核载荷是指将核物质，如粒子和小分子，载入抗体，以期达到特定的目的，例如治疗癌症或药物传递等。
5.冶金：核冶金是指使用核能来分解原子核，以产生新的化合物，以便制造新的原子核，用于工业或其他方面的应用。
6.他：核能还被用于科学研究，如材料学和分子生物学等，以及太阳能发电、非核反应堆发电等。
核能由于其高效可持续的特点，已经成为许多国家最重要的取代煤炭和石油的能源之一。
同时，相比其他可再生能源，核能的开发和应用成本也更高。
未来，要想有效地利用核能，就必须采取措施确保
核能安全可靠，确保其应用不产生环境污染，同时也要加强地区核安全措施，以确保核能资源的安全使用。
总之，核能是一种具有重要意义的能源，而且在国际能源中的重要性越来越大。
核能的利用助力了电力发电、生物医学、核载荷、核冶金等领域的发展，将核能用于实际应用，以更加安全有效的方式发挥其多种功能，是世界各国和地区的急需解决的问题。
核反应堆的原理与工程应用
核反应堆的原理与工程应用核反应堆是人们利用核能进行能源开发的重要设备。
它利用分裂核反应或者核聚变反应来释放能量，从而发电或者提供热能。
本文将介绍核反应堆的原理和工程应用。
一、核反应堆的原理核反应堆的核心是燃料元件，其中填充着丰度不同的核燃料。
核燃料中的原子核能够被中子轰击，产生裂变反应或聚变反应。
当裂变反应发生时，一个高速中子撞击核燃料中的核子，使得该核子的能量变得很高，发生裂变的同时还释放出更多的中子。
这些中子会继续撞击其他核燃料，形成可持续的链式反应。
这种反应释放的能量可以被吸收和利用，从而产生能量。
而聚变反应指的是两个原子核碰撞，粘合在一起形成一个更重的原子核。
这种反应需要非常高的温度和压力，只有太阳等高能环境才能发生。
因此，目前在核反应堆中主要运用核裂变反应。
核反应堆的反应堆芯中有一个反应控制系统，用来控制反应堆的中子流。
在反应堆中，中子流太多容易导致反应过度，发生核事故；反之，则会导致核反应堆的功率不足，影响其使用。
因此，反应控制系统通过控制聚变反应的速率，来保证反应堆的安全运行。
二、核反应堆的工程应用核反应堆主要用于发电、推进动力和核技术研究等方面。
（一）核电站核电站是应用核反应堆进行能源利用的典型工程应用。
核电站利用核反应堆产生的热能，驱动蒸汽涡轮发电机组，产生电能。
核电站具有高效稳定的特点，且发电过程中无排放污染物，因此在现代工业中发挥着重要作用。
但核电站安全问题也受到人们的普遍关注。
因此，在设计和运营过程中，必须制定一系列的措施保证核反应堆的安全，同时还要在核事故发生时能够采取快速有效的应变措施，减少事故带来的影响。
（二）核燃料加工核燃料的加工是指将天然铀提纯成可用于核反应堆的核燃料。
目前主要采用的方法是铀浓缩和浸出。
（三）核推进技术核推进技术是指利用核反应堆的热能或电能，提供足够的推进动力，从而实现飞行器等的航天应用。
它主要利用核反应堆的高能量密度，实现对于电子器件过于脆弱的导电线路的最小化限制。
6-反应堆的燃料循环
这可大大减轻生物防护，降低乏燃料后处理 过程中的化学试剂和溶剂的辐解，并减少应 从主要产物中除去的元素组。
经2-3年冷却后，辐照燃料的放射性仅取决 于长寿命裂变产物和放射性超铀元素了。
乏燃料处理过程 （1）运输 目前，有三种运输乏燃料的形式：汽车 运输、铁路运输和水上运输。 乏燃料运输沿途要经过居民点，因此保 证运输安全具有十分重要的意义
燃料组件运输
放射性物质的运输, 有两种基本形式: 第一类(A型): 只允许用于少量的放射性 物质,其数量限值决定于装运物的危险程度. 第二类(B型): 允许用于较大量的放射性 物质,这类容器须经过严格的试验.
新燃料在有慢化剂时,有发生链式裂变反应 的可能
二氧化铀: 半成品, 须经过事故试验
货包（指装乏燃料的容器、外套、盒等装 置）的设计不仅应保证其在正常状态下的 完好无损，而且还应保证其在可能发生事 故的条件下完好无损。
在计算货包强度时，最危险情况看作是容 器从9米高处掉到坚硬的路基上，还允许 容器有可能从1米高处掉到定位销上和在 800C的火灾发生地逗留30分钟以上。
燃料元件的包壳主要是用来： （1）防止核燃料被冷却剂腐蚀。 （2）存留裂变产物。 （3）为核燃料的体积变化提供保护。 （4）为传热提供界面。 包壳要有良好的化学稳定性、辐照稳定性和 导热性能。一般轻水堆采用铝、锆合金，快 堆采用的是不锈钢包壳。
轻水堆采用棒状燃料元件， 其核燃料为陶瓷二氧化铀， 包壳材料为锆合金。 包壳内装有若干个烧结的二 氧化铀燃料芯块，每个芯块 的上下面压制成凹蝶形，以 适应辐照肿胀变形，芯块表 面进行机械磨光，以保持与 包壳管的间隙。
铀矿的勘探和开采
铀矿物大约有480种，其中155种是以铀 为重要成分的。 所谓铀矿勘探就是为查明铀资源、确定铀 储量而对铀矿床进行的全面工业评价。
核安全综合知识——第2章 核能和核技术利用
第二章 核能和核技术应用目录第二章 核能和核技术应用........................................................................................................- 1 - 目录......................................................................................................................................- 1 - 考试要求..............................................................................................................................- 1 - 引言......................................................................................................................................- 1 - 第一节 辐射源种类............................................................................................................- 2 - 第二节 反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识....................................................- 9 - 第三节 放射性同位素在医学、工业、农业、食品加工等行业的应用......................- 12 - 第四节 放射性同位素应用中的辐射安全问题..............................................................- 21 - 第五节 射线装置在医学、工业、农业等行业的应用..................................................- 24 - 第六节 射线装置应用中的辐射安全问题......................................................................- 30 - 第七节 核燃料循环设施..................................................................................................- 36 - 第八节 核动力厂和其他反应堆......................................................................................- 62 - 第九节 核动力厂和其他反应堆的安全问题..................................................................- 79 - 本章小结............................................................................................................................- 92 - 思考题................................................................................................................................- 93 -考试要求1.熟悉辐射源的种类（宇宙射线，天然放射性同位素，用于医学、学业、工业、食品加工等的放射源，密封型和非密封型源，辐射产生器/设施，核动力厂和其他反应堆以及其他核燃料循环设施等）；2.了解放射性同位素的基本特征；3.了解反应堆和加速器生产同位素的基本知识；4.了解放射性同位素在医学、农业、工业、食品加工等行业的应用；5.熟悉放射性同位素在医学、农业、工业、食品加工等行业的应用中的辐射安全问题；6.了解辐射产生器/设施的应用；7.熟悉辐射产生器/设施在应用中的核与辐射安全问题；8.了解与核燃料循环设施（包括铀钍及伴生放射性矿勘探、开采与加工，富集铀的生产，燃料元件制造，核动力厂和其他反应堆、乏燃料后处理以及放射性物质运输、放射性废物管理等）有关的基本知识；9.熟悉核燃料循环设施（包括铀钍及伴生放射性矿勘探、开采与加工，富集铀的生产，燃料元件制造，核动力厂和其他反应堆、乏燃料后处理以及放射性物质运输、放射性废物管理等）在选址、设计、建造、运行、退役等阶段核与辐射安全方面的主要问题；引言随着核能和核科学技术的发展，核设施、放射性同位素和射线装置在医疗、工业、农业、地质调查和教学等领域中的应用越来越广泛。
核反应和核能的利用
059.江苏南通市2008届第三次调研测试 12.Ⅲ(2) 12.Ⅲ(2) 一个高能γ光子，经过重核附近时与原子核
场作用，能产生一对正负电子，请完成相应的反应
方程：
0 -1
e
10e
．
已 知 电 子 质 量 me=9.10×10-31kg ， 光 在 真 空 中 的 传 播速度为速为c=3.00×108m/s，则γ光子的能量至少
A、X光是居里夫人最先发现的。 B、天然放射性是贝克勒尔最先发现的。 C、法拉第发现了磁生电的方法和规律。 D、为了维护世界和平，1964年10月16日,我国第一 颗原子弹爆炸成功．核能的利用得益于质能方程， 质能方程在世界上得到了的广泛应用，正影响着今 天的世界,因此被称为改变世界的方程。
gk010.2008年高考理综四川卷15
到氦核的核聚变反应，即在太阳内部4个氢核（11 H ） 转化成一个氦核42（He ）和两个正电子（10 e ）并放出能 量.已知质子质量mP = 1.0073u，α粒子的质量mα = 4.0015u，电子的质量me = 0.0005u． 1u的质量相当于 931.MeV的能量．
① 写出该热核反应方程；
gk002. 2008年高考理综全国卷Ⅱ 20
gk004. 2008年高考物理上海卷 6
064. 08年福建省十大名校高考模拟试题1
047. 08年福建省毕业班质量检查14
059. 江苏南通市2008届第三次调研测试 12.Ⅲ(2)
066. 珠海市2008年高考模拟考试 3
046. 南京市2008届第一次模拟考试14.(3)
15、下列说法正确的是 （ A ） A．γ射线在电场和磁场中都不会发生偏转 B．β射线比α射线更容易使气体电离 C．太阳辐射的能量主要来源于重核裂变 D．核反应堆产生的能量来自轻核聚变
核能的释放核反应与核能的利用
核能的释放核反应与核能的利用核能的释放: 核反应与核能的利用核能是一种强大而复杂的能量形式，可以通过核反应来释放。
核反应是指原子核发生变化，释放出能量并产生新的核粒子。
核反应可以分为两种类型：核裂变和核聚变。
核裂变是指重核（如铀、钚等）被轻粒子（如中子）撞击后发生的反应，使原子核分裂成两个或多个较小的核片段。
核裂变反应被广泛运用于核能的发电和核武器的制造。
核裂变产生的能量主要来自于原子核中结合能的释放，同时伴随着大量的中子释放。
这些中子可以继续引发新的核反应，形成所谓的链式反应。
在核裂变中，产生的核片段通常带着很高的动能，被称为快中子。
这些快中子在传播过程中还会与周围的原子核发生碰撞，从而产生新的核裂变反应。
核聚变是指轻核（如氘、氚等）在高温和高能环境下发生的反应，使原子核合并形成较重的核。
核聚变是太阳和恒星释放能量的主要机制，并被认为是一种清洁而可持续的能源形式。
核聚变产生的能量来自于原子核合并时释放出来的结合能。
在核聚变中，高能粒子经过核反应后释放出的能量，通常以形式释放为高速的带电粒子或高能的辐射（如中子和γ射线）。
由于核聚变反应需要极高的温度和密度才能发生，目前人类在实际应用中仍面临许多技术挑战。
核能的利用主要集中在核能发电和核技术应用两个方面。
核能发电是利用核裂变反应释放的能量来产生电力的过程。
核能发电厂通常使用铀-235或钚-239等裂变性核燃料。
在核反应堆中，裂变材料被放置在反应堆芯中，并通过控制材料之间的中子传输来维持核链式反应的平衡。
核反应堆中的裂变产物会释放大量的热能，然后通过冷却剂（如水或氦气）的循环来将这些热能转换成蒸汽，进而驱动涡轮发电机产生电力。
核能发电具有能量密度高、碳排放低和稳定可靠等优点，但是也存在核废料处理和核安全等问题。
核技术应用广泛涵盖医疗、工业和科学领域。
核技术在医疗诊断中广泛应用于放射性同位素的医学显像和治疗等方面。
例如，放射性同位素可以用于骨骼显像、肿瘤治疗和心血管检查等。
核反应堆技术简介
核反应堆技术简介核反应堆技术是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的技术。
核反应堆是核能发电的核心设备，它能够将核能转化为热能，再通过热能转换为电能。
本文将对核反应堆技术进行简要介绍。
一、核反应堆的基本原理核反应堆利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来产生热能，进而驱动发电机发电。
核裂变是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后分裂成两个或多个轻核的过程，同时释放出大量的能量和中子。
核聚变是指轻核（如氢、氦等）在高温和高压条件下融合成重核的过程，同样也会释放出巨大的能量。
核反应堆中的燃料一般采用铀、钚等重核，通过控制中子的速度和密度，使其与燃料发生核裂变反应。
核裂变反应产生的中子会继续与其他燃料发生反应，形成连锁反应。
为了控制连锁反应的速度，核反应堆中通常会加入一种称为“控制棒”的装置，通过调整控制棒的位置来控制中子的密度，从而控制反应的速度。
核反应堆中的燃料棒是核反应堆的核心部件，它是由燃料和包覆材料组成的。
燃料一般采用铀-235或钚-239等可裂变核素，包覆材料则是用来保护燃料，防止辐射泄漏和燃料损耗。
燃料棒的排列形式有很多种，常见的有方形排列和六边形排列。
二、核反应堆的类型核反应堆根据使用的燃料和工作原理的不同，可以分为多种类型。
常见的核反应堆类型包括压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）、气冷堆（AGR）等。
1. 压水堆（PWR）压水堆是目前最常见的核反应堆类型，它使用普通水作为冷却剂和减速剂。
核反应堆中的燃料棒被放置在压力容器中，水通过燃料棒周围的管道，吸收燃料产生的热量，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。
2. 沸水堆（BWR）沸水堆也使用普通水作为冷却剂和减速剂，但与压水堆不同的是，沸水堆中的水直接与燃料棒接触，燃料产生的热量直接将水加热为蒸汽，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。
3. 重水堆（CANDU）重水堆使用重水（氘氧化物）作为冷却剂和减速剂。
反应堆物理及控制技术综述
反应堆物理及控制技术综述随着人类能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、安全、高效的能源形式，逐渐得到了广泛的应用。
反应堆物理及控制技术是核能发电的核心技术，也是目前全球范围内的重要研究领域之一。
本文将从反应堆物理基础、反应堆控制理论和方法、反应堆安全等方面，对反应堆物理及控制技术进行综述。
一、反应堆物理基础核反应堆是一种核能利用装置，其基本原理是利用铀或钚等核燃料的核裂变释放出的中子引起更多的裂变，并释放出巨大的能量，驱动液体或气体的热能机械转化为电能。
为了掌握反应堆工作的基本规律，需要了解反应堆的物理基础。
1.核反应过程核反应是指核粒子之间的相互作用引起核粒子数目或核组成发生变化的过程。
核反应包括核裂变和核聚变两种形式。
在核反应过程中，中子是很重要的因素。
中子在核反应堆中是起主导作用的粒子，可以诱发核裂变或核聚变。
2.核反应堆原理反应堆中的裂变产生的中子又被吸收和裂变，可以产生更多的中子，形成连锁反应，这是核反应堆发挥功效的基本原理。
核反应堆的性能参数包括反应堆功率、功率密度、热流密度、中子通量密度、燃料的热电效率等。
3.反应堆物理参数反应堆物理参数包括反应堆的中子产生率、中子的速度、中子的能量、中子的流量、中子的吸收截面、中子的散射截面、热量产生率等。
这些参数可以影响反应堆的性能，对反应堆的运行和设计有着重要的意义。
二、反应堆控制理论和方法反应堆控制是指人工调节反应堆中的中子流量，以达到期望的功率或中子流量的关键技术。
反应堆控制技术的发展一直是核能工业的核心研究领域之一。
1.反应堆控制方法目前主要的反应堆控制方法包括手动控制、自动控制和故障保护控制三种。
手动控制是指人工调节反应堆的功率，最常用于启动和关闭反应堆。
自动控制是指采用自动化系统根据反应堆运行状态自动调节反应堆功率或温度等参数。
故障保护控制则是为了保护反应堆在异常情况下的安全运行。
这三种控制方法在核能发电系统中都有着重要作用。
2.反应堆控制理论反应堆控制理论主要是建立反应堆控制模型，通过对反应堆动态特性的研究，分析反应堆调节过程的适应性和可调性。
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中子治癌、放射性计量标准件建立等工作提供先进的设施。
（2）生产堆 生产堆主要用于生产易裂变材料 或其他材料，或用来进行工业规模辐 照。生产堆包括产钚堆、产氚堆、产
钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规
模辐照堆，如果不是特别指明，通常 所说的生产堆是指产钚堆。
同位素生产
产钚堆结构简单，堆中的燃料元件既是燃料又是生产
核技术应用与辐射防护
第六章 反应堆技术及核能利用
引言
重核的感生裂变和轻核的聚变过程所释放出的巨大 能量习惯上称为核能。核能的发现和利用是核科学对人 类社会的最重要贡献之一 ！ 核能利用的两种方式：
（1）以不可的核能发电技术、核 能推进技术、核能供热技术等，这些都是基于核反应堆 的核能应用技术，有时也将它们总称为动力型核技术。
游泳池式研究实验堆
① 石墨研究实验堆 比较有代表性的是布鲁克海文国家实验室（BNL）的石 墨研究反应堆（BGRR）。它是二次大战后在和平时期美国
建造的第一台反应堆，开始时用天然铀作为燃料，1958年
起采用浓缩U-235，反应堆功率20 MW，中子的最大流量约 为2×1013 cm-2 s-1，主要任务是为科学实验提供中子，改 进反应堆技术。
堆、零功率堆、各种模式堆等。
研究实验反应堆的实验研究领域 很广泛，包括堆物理、堆工程、 生物、化学、物理、医学等，同 时，还可生产各种放射性同位素 和培训反应堆科学技术人员。
中国原子能科学研究院的零功 率装置
研究实验堆的种类
石墨研究实验堆 均匀型研究实验堆 固体慢化剂研究实验堆
罐式研究实验堆 重水研究实验堆 快中子实验堆 ……
燃料和耐高温的石墨结构材料，并用惰性气体（氦）作冷却剂。由于陶
瓷颗粒燃料的表面积大、堆芯材料耐高温及氦气的传热性好、稳定性高， 所以高温气冷堆是一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。
以第一代石墨气冷反应堆为核心的核电站（法国）
山东荣成石岛湾核电站是我国第一座高温气冷堆核电站
6.2 核能的利用
裂变核能在反应堆中转化为热能，这些热能被引出后 不仅可以直接用于供热或海水淡化，而且还能被转化为其 它形式，如机械能（推动舰船、航天器）或更易使用的电 能等。
德国科学家哈恩重复他们的 实验，证实中子轰击铀核能产生
重量为铀一半的元素，并确定它
是钡，他的进一步工作证实了伊 伦娜居里实验的产物是镧。 流亡瑞典的奥地利女科学家 迈特纳提出了铀核裂变的概念，
并指出裂变能放出能量。
为了能持续地放出核能，匈牙利物 理学家西拉德最先考虑了裂变链式反应 发生的可能性。
数辅助设备周围设置屏蔽层，其设计要力求造价便宜并节
省空间。常用的材料有钢、铅、混凝土和含B材料等。
图6-1 石墨反应堆堆芯模型
（7）辐射监测系统 辐射监测系统能监测并及早发现放射性泄漏情况，以保 证反应堆的正常运行。 （8）压力壳 压力壳是安置反应堆并承受 巨大运行压力的密封容器，又称
反应堆压力容器。由于压力壳所
中子的控制棒（也称安全棒）。 控制棒材料一般是硼、碳化硼、镉、银-铟-镉合金等。 含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它被辐照后 容易脆化和肿胀。银-铟-镉合金的热中子吸收截面大，是 商用反应堆的主要控制材料。 控制棒一般以“棒束”形式出现，称为控制组件。
控制棒组件
瑞士洛桑联邦理工学院（EPFL）内的小型研究型核反应堆 CROCUS的堆芯
图6-1 世界上第一座
核反应堆（油画）
6.1 反应堆的基础知识
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应或核 聚变反应，从而实现核能向热能转换的装置。
裂变核反应堆（主导） 能量 产生 方式 聚变核反应堆（研究中）
反应堆
6.1.1 反应堆的组成
核燃料
活性区（堆芯）
反射层 反 应 堆 屏蔽层 辐射监测系统 压力壳
气冷堆
液态金属冷却堆 均匀堆 按堆芯结构分类 非均匀堆
生产堆
按用途分类 动力堆 研究实验堆
生产Pu-239、氚以及放射性同位素
生产电力、提供热能，或为船舶、航天器等提供动力 用作实验研究工具的反应堆
（1）研究实验堆 研究实验堆是指用作实验研 究工具的反应堆，它不包括为研 究发展特定堆型而建造的、本身 就是研究对象的反应堆，如原型
借助蒸汽发生器产生；
图6-5 压水堆结构原理图
►►由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此必须
使用低浓缩铀（U-235的质量分数为2～4%）作核燃料。
山东海阳核电站效果图及施工现场
压水堆，2台200万千瓦机组，中国最大的核电站
（b）沸水堆(BWR) 在动力堆中约占24%。
沸水堆和压水堆一样，也用
（3）冷却剂 冷却剂是将裂变反应产生的热量导出来的工作介质， 是唯一既在堆芯中工作又在堆外工作的一种反应堆成分， 这就要求冷却剂必须在高温和高中子通量场合工作稳定。 理想的冷却剂应具有良好的慢
化中子能力，有较大的传热系数和
热容量、抗氧化以及在中子辐照下 不会产生很高的放射性。常见的冷
却剂有轻水、重水、二氧化碳、氦
1939 年，居里夫妇等人通过实验 发现一个铀-235核裂变会释放出2～3个 中子，用实验证实了发生裂变链式反应 的可能性。
1941年12月到1942年12月，费米领导一批科学家在美 国芝加哥大学斯塔克运动场的西看台下，成功地建造了世 界上第一座核反应堆，尽管该反应堆仅发出了200 W的电， 但它解决了受控裂变链式反应的众多技术问题，标志着核 能时代的到来。
中国实验快堆：热功率65MW，电 功率为20MW。这是我国“863”高技术 计划“九五”重大项目之一。快堆核 电工程可将铀资源的利用率从压水堆 电站的1%左右提高到60%--70%，将为 我国核能持续发展奠定基础。
中国先进研究堆功率为60MW，具有安全性能好，技术指标先进，多用途的 特点。它是21世纪我国核科学技术可持续发展的重点研究设施之一，是国家核 科技总体实力和水平的重要标志，是进行中子散射和核物理研究的先进设施， 除了可大规模生产多品种、高比活度的放射性同位素，进行核电燃料组件、材 料的辐照考验和研究外，还可为单晶硅中子掺杂、中子活化分析、中子照相、
图6-7 重水堆结构原理图
建设了一座重水堆核电站。
加拿大的坎杜堆和使用的燃料组件
秦山核电站三期（重水堆，与加拿大合作）
③ 石墨气冷堆(GGR) 石墨气冷堆发展了三代：
第一代气冷堆以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料， 最高运行温度为360 ℃，是英、法两国为商用发电建造的堆型之一； 第二代为改进型气冷堆，仍然以石墨为慢化剂，二氧化碳为冷却剂， 但核燃料用的是纯度为2～3%的低缩度U-235，出口温度可达670℃，英国 曾经建立了这种堆，但技术问题较多，前途暗淡； 第三代为高温气冷堆（气体的温度达到750℃以上），采用陶瓷颗粒
性。有时慢化剂兼作冷却剂，即使不是，
在设计中两者也是紧密相关的。常用的 慢化剂包括石墨、重水和轻水。
重水堆
（5）反射层 反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、 石墨或其他材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去， 减少中子的泄漏量。
图6-1 石墨反应堆堆芯模型
（6）屏蔽层 为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多
图6-3 BNL的石墨研究反应堆（BGRR）
② 罐式研究实验堆
罐式研究实验堆的工作温度较高，冷却剂流量较大，
这只有在加压系统中才能实现，因此，反应堆必须采取加 压罐式结构。
罐式研究实验堆
③ 重水研究实验堆
在重水研究实验堆中，由于重水的中子吸收截面小，所
以允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通 量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，
容纳的反应堆堆芯放射性极强， 故在材质、制作、检验及服役检 查等方面都严格的多。
6.1.2 反应堆的分类及特点
表6-1 反应堆的分类
快中子堆 按中子能量分类 中能中子堆 热中子堆 轻水堆 重水堆 有机堆 按冷却剂和慢化剂分类 石墨堆 中子能量大于1 MeV，简称快堆 中子能量大于0.1 eV小于0.1 MeV 中子能量大于0.025 eV小于0.1 eV 压水堆和沸水堆 压力管式重水堆和压力容器式重水慢化轻水冷却堆 重水慢化有机冷却堆 石墨水冷堆和石墨气冷堆 天然铀石墨堆、改进型气冷堆、高温气冷堆和重水慢化气 冷堆 熔盐堆和钠冷快堆 核燃料与慢化剂、冷却剂均匀混合 核燃料与慢化剂、冷却剂呈非均匀分布，按要求排列成一 定形状
为33%。
压水堆－－液态高压轻水做冷却剂 沸水堆－－轻水的蒸汽做冷却剂
轻水堆
（a）压水堆(PWR)
是最具竞争力的堆型，约占60%。 ►►用普通水作慢化剂和冷却剂，价格
低廉；
►►为了使反应堆内温度很高的冷却水 保持液态，反应堆在高压力（水压约为
15.5 MPa ）下运行；
►►由于反应堆内的水处于液态，驱动 汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外
核能利用的历史沿革 1932年，英国物理学家查德威克发现了中子，为人 类提供了打开核能利用大门的一把钥匙。
4 2
He Be C n
9 4 12 6 1 0
1939年，费米发现利用中子轰击铀核能产生中等重量 的元素，居里夫人的女儿伊伦娜居里进行了类似的研究， 但得到了不同的反应产物。
费米
伊伦娜居里和约里奥居里
大亚湾核电站
专用的多目的堆并不常见。
① 轻水堆(LWR) 轻水堆是目前技术最成熟、应用最广泛的堆型，全球运
行的以及在建的反应堆中，轻水堆的占有率达80%。
优点：体积小，结构和运行都比较简单，功率密度高， 单堆功率大，造价也低廉，建造周期短和安全可靠。 缺点：轻水吸收中子的几率比重水和石墨大，因此不能 直接使用天然铀为燃料，此外，轻水堆的铀利用率较低，仅
Pu-239的原料。生产堆也可以用来生产热核燃料氚，重水