目前国际主流核反应堆系统介绍
核反应堆的组成介绍和原理，太壮观
核反应堆的组成介绍和原理，太壮观在核能利⽤上,⼈们不希望铀核像原⼦弹⼀样⼀下⼦都裂变掉,⽽是希望要有控制地让⼀定数量的铀核进⾏裂变,使巨⼤的原⼦核能平静⽽缓慢地释放出来,这就需要设计⼀种特殊的可受控制的反应装置-原⼦核反应堆。
反应堆的核⼼部分是堆芯。
堆芯内装有钠25或怀20等核燃料,⽤中⼦--“点⽕”,原⼦核裂变的“链锁反应”就开始了,即核燃料就“燃烧”起来。
铀235裂变产⽣的是速度很⾼的快中⼦。
这些快中⼦很容易被天然铀中含量很⾼的铀238俘获⽽不发⽣裂变,从⽽使铀235原⼦核间的链式反应停⽌。
为了降低中⼦的速度,⼈们在铀棒的周围装⼊了⽯墨或重⽔等减速剂。
这样⼀来,铀235裂变产⽣的快中⼦进⼊⽯墨后,就与⽯墨的原⼦核发⽣相互碰撞,结果,使其速度减慢,能量减⼩,变成了速度较慢的热中⼦。
铀238不吸收这种热中⼦,从⽽,保证了铀235的裂变反应继续进⾏。
如果中⼦太多,⼜会使铀235得裂变反应进⾏得太激烈。
这样随核能的⼤量释放,反应堆内部温度的不断升⾼,有可能使反应堆遭到破坏。
那么,该如何控制核裂变链式反应进⾏的速度呢?其实很简单,只要在反应堆⾥安装⼀种棒状的控制元件,以控制新产⽣的中⼦数量就⾏了。
控制棒⼀般⽤镉钢制成,这些材料特别喜欢“吞吃”中⼦。
当反应过快时,将控制棒插进反应堆深⼀点,让它⼤量“吞吃”中⼦,中⼦数⽬⽴刻减少,反应就慢下来;反之,链式反应的速度就会加快。
从⽽使反应堆按照⼈们的需要释放能量。
反应堆启动后,核裂变释放的核能会使反应堆的温度迅速上升。
⼈们采⽤循环运⾏的冷却剂,把能量从反应堆⾥源源不断地输送出来,通过热交换器把能量传送给⽔,⼤量的⽔受热变成⾼温⾼压的蒸汽,蒸汽再去推动汽轮发电机发电,这就成了核电站。
反应堆是核电站的⼼脏,它相当于⽕⼒发电站的锅炉。
只不过锅炉⾥烧的是煤,反应堆⾥“烧”的是核燃料。
⽕柴盒⼤⼩的⼀块可代替30多卡车的优质煤,真是令⼈难以置信的核能!在反应堆的外⾯,还修建有很厚的⽔泥防护层,⽤来屏蔽核反应中产⽣的射线对⼈体的伤害。
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。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
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。
核反应堆的构造与原理
核反应堆的构造与原理核反应堆是人类利用核能进行能源转化和利用的重要装置，它是利用核裂变或核聚变等反应过程产生的能量，转化为电能或其他形式的能量。
核反应堆由反应堆本体、控制与保护等系统和辅助设备等部分组成。
一、反应堆本体反应堆本体是核反应堆的主体构件，核反应堆的反应主要在反应堆本体内进行。
反应堆本体包括反应堆压力容器、燃料组件和冷却系统。
1、反应堆压力容器反应堆压力容器是承受反应堆本体内高温、高压和强辐射环境的容器，它是反应堆安全的重要保障。
该容器采用钢制主体，内衬防辐射钢板和铅板等材料。
2、燃料组件燃料组件是反应堆内主要储能的部分，它包含了用于核反应的燃料和燃料包壳等外壳保护。
燃料包壳往往是由合金钢、锆合金或铝合金等制成。
燃料则往往是铀、钚等可用作核反应燃料的物质。
3、冷却系统冷却系统是反应堆内负责燃料排热的部分，它是确保反应堆正常运行的重要保证。
冷却系统采用水、氦气或钠等冷却剂。
二、控制与保护系统1、控制系统控制系统是保证反应堆反应正常的系统，它采用反应堆控制棒调节反应堆内核反应。
控制棒是一种圆筒形的中心空置管，一般由银、铝、钡等元素制成，其管壳外表面均匀地涂覆有镉等元素。
控制棒可根据能量需求随时控制反应堆中的核反应。
2、保护系统保护系统是反应堆安全的保护系统。
它包括常规保护系统和非常规保护系统两种保护方法。
常规保护系统指的是针对燃料组件的温度、压力和中子流量等测量来进行保护;非常规保护系统通常采用紧急关闭系统来保护反应堆安全。
三、辅助设备辅助设备是配合反应堆本体和控制系统使用的一些设备。
辅助设备包括冷却剂回路、泵站、容器防护等。
总之，核反应堆作为一种新型的能源生产方式，具有取之不尽，用之不竭之优势。
只有在技术得到充分保证和严格控制后，才能够达到效果，充分发挥其所以光芒。
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。
第四代核能系统——高温气冷堆技术介绍
100.0
10 50.0 5
0 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39
0.0
Time(Month since January 2003)
Integrated power (MWD)
19
Days of operation
丧失冷却+不紧急停堆实验
燃料元件在俄罗斯的辐照燃耗已达 100000 MWd/t(U) ，受辐照的 4 个燃料元件中的 3 万多个包覆燃料颗粒没 有一个因为辐照破损
18
至2006年3月累计运行469天
35
Days of operation Integrated power
250.0
30 200.0 25
20
150.0
15
按照核安全局批准的程序，旁通反应堆紧急停堆系统。
关闭风机，关闭二回路隔离阀：丧失冷却。
控制棒不下落，反应堆堆芯温度缓慢上升由于堆芯燃料的负 温度系数（当温度升高，反应堆功率下降），反应堆功率自 动下降。。 最终堆芯剩余发热和通过反应堆压力壳表面散发的热量建立 平衡，反应堆温度开始下降。
11
10 MW 高温气冷堆外景
12
反应堆系统
反应堆热功率,MW 一回路压力, MPa
10 3
氦气入口温度, ℃
氦气出口温度,℃ 燃料球数目
250/300
700/900 27000
13
反应堆和蒸汽发生器舱室
14
10 MW 高温气冷堆实现满功率运行
2003 年 1 月 29 日主控制室仪表显示达到 10 MW 满功率 核裂变产生的热量经发电后通过 冷凝器排出
ITER介绍
不甘落后重返 ITER ，随后韩国和印度也加入进来。
目前参加ITER的国家或组织
ITER的物理目标及工程参数
国际热核实验堆（ITER）是一个国际性合作 项目，它的主要目标就是演绎和平利用聚变能 的科学和技术的可行性
ITER主要参数 等离子体大半径（m）
CDA[3] 6.0
ITER98[1] 8.14
根据计划，ITER建造需10时间，加上建成后运行20 年，总共需要投入约 120 亿美元。 ITER 代表了世界 未来能源科技的最高水平，参与ITER 的设计、建造 和研究，将提高相关各国科学技术综合水平。ITER 涉及的领域包括超导研究、高真空、生命科学、遥 控密封、环境科学、等离子计量和控制、信息通信、 RF 加热技术、 NBI 加热技术、纳米材料等许多学科。 鉴于其重要的能源和科技战略意义，以及其可能带 来的经济和社会效益。
ITER的主要结构
• • • • • • 杜瓦 磁体 真空室 真空室内部结构 诊断系统 支撑系统
杜瓦、磁体、真空室和真空室内部结构 Cryostat, magnets, vessel and invessel components
国际热核实验堆（ITER）的磁体和 低温冷却水管系统
环向场线圈系统 Toroidal field coil system
但是，苏联的解体使ITER计划受到很大影响。随后，美国 也因为自认为将在核聚变技术上领先其他国家而在1999 年宣布退出， ITER 计划遭受到了前所未有的打击。此时， 日本和欧共体国家成为支持国际磁约束聚变研究计划的中 坚力量，工程设计修改方案也终于在2001年6月圆满完成。 经过科学家和工程技术人员不懈的努力， ITER 计划不仅 完成了物理和全部工程设计，而且还完成了许多关键部件 的预研。根据计划，首座热核反应堆将于 2006 年开工， 总造价为约40亿欧元，未来发展计划包括一座原型聚变堆 在 2025 年前投入运行，一座示范聚变堆在 2040 年前投入 运行。计划推出后吸引了广泛关注，不少国家都开始商谈 参与该计划，中国在2003年顺利加入ITER后，美国