反应堆堆型简介
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。
反应堆堆型名词术语精品集合
反应堆堆型名词术语精品集合，我发的不容易过来看看啊1.1 （核）反应堆(nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。
注释：更广泛的意义上讲，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。
1.2 动力（反应）堆power reactor 用于发电、推进和供热等用途的反应堆。
1.3 供热（反应）堆heating reactor 用于向居民和（或）工业设施等供热的反应堆。
1.4 研究（反应）堆research reactor 主要作基础研究或应用研究用的反应堆，例如：a. 高通量反应堆b. 脉冲反应堆c. 材料试验反应堆d. 零功率反应堆1.5 生产（反应）堆production reactor 主要用于生产易裂变材料的反应堆。
除另有说明外，通常指生产钚的反应堆。
1.6 增殖（反应）堆breeder reactor 转换比大于1的反应堆。
1.7 空间反应堆space reactor 将核裂变反应产生的能量转换成电能作为航天飞行器电源的一种核反应堆。
1.8 微型中子源反应堆miniature neutron source reactor 用高浓金属铀作燃料元件，金属铍作反射层，轻水慢化，自然对流冷却的一种作中子源用袖珍式核反应堆，可用于中子活化分析及少量研究用短寿命示踪同位素的制备。
1.9 零功率（反应）堆临界装置zero－power reactor；zero－energy reactor critical assembly 设计在极低功率下运行，不需要专门设置冷却剂系统的反应堆。
1.10 脉冲（反应）堆pulsed reactor 用于产生短持续时间、强中子脉冲的反应堆。
1.11 实验（反应）堆experimental reactor 主要为取得设计或研制一座反应堆或一种堆型所需的堆物理或堆工程数据而运行的反应堆。
1.12 示范（反应）堆demonstration reactor 为证明某种反应堆在技术上的可行性和研究其经济潜力而设计的反应堆。
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。
常见的核电站堆型有哪几种
常见的核电站堆型有哪几种核电站是一座或若干座利用核裂变(NuclearFission)或核聚变(NuclearFusion) 反应所释放的核能转换成热能来发电兼供热的动力设施。
其中核反应堆是核电站最主要的关键作业设备，链式裂变反应就在该设备中进行；目前，全球核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。
其中压水反应堆作为最成熟、最成功的一种动力堆堆型，运用最为广泛，我国大多数核电站其反应堆都属于该类反应堆。
一、核电站工作原理核电站主要是通过将由铀、杯制成的核燃料在反应堆设备内发生裂变从而释放出大量的核能，再利用处于高压下的水将核能转化为热能，在蒸汽发生器中加热水产生蒸汽，蒸汽推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。
一般来说，核电站本身的工作原理和所需要的设备条件与普通火电站发电机制大同小异，主要在于核反应堆。
二、常见的核电站堆型：1、压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。
其工作原理主要是利用处于高压下的循环冷却水将反应堆中核燃料裂变反应释放出的大量核能转换成热能，之后加热水产生蒸汽，推动汽轮机，进而推动发电机旋转发电。
注：压水堆的水在正常工况下是处于不沸腾状态；2、沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。
沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，其工作原理相似,不同的是沸水堆采用沸腾的水将核能转换为电能，而压水堆则是利用高压下的循环冷却水;沸水堆整体系统比压水堆较为简单,省去了蒸汽发生器这一设备。
注：日本福岛核电站属于沸水堆核电站。
3、重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。
其工作原理与压水堆、沸水堆工作原理相同，不同点在于重水堆核电站是利用重水作为作为慢化剂和冷却剂；重水堆核电站其核燃料为天然铀作燃料，相对来讲，重水堆比压水堆的燃料成本低，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。
注：重水(2H20)无臭无味的液体，对人体有害的。
4、快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。
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反应堆堆型简介
46、法律有权打破平静。——马·格林 47、在一千磅法律里，没有一盎司仁 爱。— —英国
48、法律一多，公正就少。——托·富 勒 49、犯罪总是以惩罚相补偿；只有处 罚才能的保护 。—— 威·厄尔
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71、既然我已经踏上这条道路，那么，任何东西都不应妨碍我沿着这条路走下去。——康德 72、家庭成为快乐的种子在外也不致成为障碍物但在旅行之际却是夜间的伴侣。——西塞罗 73、坚持意志伟大的事业需要始终不渝的精神。——伏尔泰 74、路漫漫其修道远，吾将上下而求索。——屈原 75、内外相应，言行相称。——韩非
全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等
全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等核反应堆，是一种可以控制和维持自我连锁反应的装置。
核反应堆主要用途是发电（核电厂）和作为船舶的动力装置。
位于瑞士的一座小型研究反应堆其中，一些反应堆还被用来生产医疗和工业用的同位素或者生产武器级钚。
截止2019年初，全球共有680座核反应堆在运行，其中包括226座研究堆。
现有的核反应堆主要包括轻水堆，沸水堆，重水堆，高温气冷堆和熔盐堆。
下面将逐一介绍：1.轻水堆轻水堆中，冷却剂起着减速剂的作用这种反应堆使用压力容器来容纳核燃料、控制棒、慢化剂和冷却剂。
离开压力容器的热放射性水通过蒸汽发生器循环，蒸汽发生器又将次级(非放射性)水环加热成蒸汽，使涡轮机运转。
它们占据了当前反应堆的大多数(约80%)。
VVER1000反应堆结构华龙一号示范工程航拍美军核动力航母编队轻水堆最新的典型代表有俄罗斯的VVER-1000，美国的AP1000，中国的华龙一号和欧洲的EPR。
美国海军军舰上的反应堆也都属于这种类型。
2.沸水堆福岛核事故的反应堆类型就是沸水堆沸水堆就像没有蒸汽发生器的压水堆。
冷却水的较低压力使其在压力容器内沸腾，产生运行涡轮机的蒸汽。
与压水堆不同，没有主回路和副回路。
这些反应堆的热效率更高，结构也更简单，发生两次严重核事故（切尔诺贝利和福岛核事故）的堆型都属于沸水堆。
3.重水堆（CANDU）秦山核电站的两座重水堆（CANDU堆）重水堆非常类似于压水堆，但使用重水。
虽然重水比普通水贵得多，但它具有更大的中子经济性(产生更多的热中子)，允许反应堆在没有燃料浓缩设施的情况下运行。
燃料不是像压水堆那样使用一个大型压力容器，而是包含在数百个压力管中。
这些反应堆以天然铀为燃料，重水反应堆可以在满功率时加燃料，这使得它们在铀的使用方面非常高效(这使得堆芯中的流量控制更加精确)。
加拿大、阿根廷、中国、印度、巴基斯坦、罗马尼亚和韩国都建造了重水堆。
4.高能通道反应堆(RBMK)切尔诺贝利核电站（RBMK，沸水堆）RBMKs是一种苏联设计，在某些方面与CANDU相似，因为它们在动力运行期间可以重新加料，并采用压力管设计。
反应堆工整理讲解
第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR)第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
反应堆堆型及相关名词术语
◎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。
反应堆简介
可能有人要问，反应堆会不会像原子弹那样爆炸？这是不会的，其原因至少有三条：1）原子弹使用的核燃料中90%以上是易裂变的铀-235，而发电用反应堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂变的铀-235；2）反应堆
内装有由易吸收中子的材料制成的控制棒，通过调节控制棒的位置来控制核裂变反应的速度；3）冷却剂不断地把反应堆内核裂变反应产生的巨大热量带出，使反应堆内的温度控制在所需范围内。
三纲五伦
升水
三层交换技术
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可
能有人要问，反应堆会不会像原子弹那样爆炸？这是不会的，其原因至少有三条：1）原子弹使用的核燃料中90%以上是易裂变的铀-235，而发电用反应堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂变的铀-235；2）反应堆内装有由易吸收中子的材料制成的控制棒，通过调节控制棒的位置来控制核裂变反应的速度；3）冷却剂不断地把反应堆内核裂变反应产生的巨大热量带出，使反应堆内的温度控制在所需范围内。
原子能发电比常规发电的主要优点是：1）能量高度集中，燃料费用低廉，综合经济效益好。1公斤铀-235或钚-239提供的能量在理论上相当于2300吨无烟煤。在现阶段的实际应用中，1公斤天然铀可代替20—30吨煤。虽然原子能发电一次性基建投资较大，可是核燃料费用比煤和石油的费用便宜得多。所以，原子能发电的总成本已低于常规发电的总成本。2）因所需燃料数量少而不受运输和储存的限制。例如，一座100万千瓦的常规发电厂，一年需要烧掉300万吨煤，平均每天需要一艘万吨轮来运煤。而使用原子能发电，一年只需要30吨核燃料。3）污染环境较轻。原子能发电不向外排放CO、 SO2、 NOX 等有害气体和固体微粒，也不排放产生温室效应的二氧化碳。原子能发电站日常放射性废气和废液的排放量很小，周围居民由此受到的辐射剂量小于来自天然本底的1%。大量释放放射性物质的严重事故，则发生的概率极低，全世界10000堆年的运行历史中只发生过一次波及厂外的切尔诺贝利事故，它是运行人员违章操作和反应堆本身设计缺陷（缺乏必要的安全屏障）所造成的。大家可能听说过美国三里岛原子能发电站的事故，这次事故是由于人为失职和设备故障造成。由于反应堆有几道安全屏障，该事故中无一人死亡，80公里以内的200万人口中平均受到的辐射剂量还不及佩带一年夜光表受到的剂量。
核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较
环保性
• EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率， 减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的 产量；有利于控制和降低钚的储量；由于 EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电 力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将 减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将 逐渐枯竭的化石燃料。
AP1000
总体概况
• AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采 用非能动的安全系统，安全相关系统和部 件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60 年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子 高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进 行)等，其设计与性能特点满足用户要求文 件（URD）的要求。
相对简单性能比 较
安全性——设计理念
• AP1000安全系统采用“非能动”的设计理 念，更好地达到“简化”的设计方针。安全系 统利用物质的自然特性：重力、自然循环、 压缩气体的能量等简单的物理原理，不需 要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及 相应的通风、冷却水等支持系统，大大简 化了安全系统（它们只在发生事故时才动 作），大大降低了人因错误。“非能动”安全 系统的设计理念是压水堆核电技术中的一 次重大革新。
•
3. 降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进 一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/ 堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站 的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低 一倍以上。 目前法国核电站检修人员的人希弗特集体 剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年 （5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的 平均剂量等同于法国天然放射性当量。
• 5、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电 网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人 口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机 组。 • 6、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料 （5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再 富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料 MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。 这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目 标，同时也可降低废物的产量； • 7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应 堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进， EPR运行40年无需更换重型设备。
世界现行核电站反应堆堆型
中国
1080
3
单堆布置
177
福建福清核电站5、6号 中核/中广核 机组，广西防城港核电 站5、6号机组
4
第二代+
CNP650/CNP1000
中国核工业集团
5
第二代+
CANDU 6
中国核工业集团
6
第三代
AP1000
7
第三代
EPR
Advanced Passive PWR的简称，该机型为 西屋公司设计的3代核电机型。AP1000采用 减法理念，通过非能动技术简化设备，在 提高安全的同时降低了成本，迎合了业 美国西屋 主，受到了青睐。AP1000的特点是双环 路，屏蔽泵，非能动冷却系统，模块化建 设和系统简化。但是屏蔽泵放大的工程难 度不小。 欧洲先进型压水堆，加法理念，反应堆较 德国西门子和法国法 复杂，相应提高了成本。EPR单堆功率最 玛通联合开发 大，四环路机组，燃料组件数目241。 国核技 ACP1000在国内没有建成项目。
中国
650/1000
2
单堆布置
157
中核集团
加拿大
700
2
单堆布置
157
中核集团
秦山核电站三期
美国
1200
2
单堆布置
157
国核技
浙江三门核电站、山东 海阳核电站
欧洲
1650
4
单堆布置
241
中广核集团
广东台山核电站
中国
1000
2
单堆布置
157
国核技
暂无
中国
1000/1400
2
单堆布置
157
国核技
山东石岛湾核电站（计 划）
(完整版)反应堆工整理讲解
第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR)第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
反应堆介绍
热中子反应堆反应堆是指能够在受控下(所以不会发生原子弹那样爆炸)持续进行核裂变链式(连锁)反应的装置。
所以把它叫做“堆”，是因为世界上第一个核反应堆是用石墨块(用以控制反应速度) 和金属铀块(反应燃料)一层一层交替地“堆”起来而构成的。
后来，其他不用石墨的核反应装置，仍沿用这种叫法。
热中子反应堆是一种进行核裂变的反应堆。
目前，已经实用化的核反应堆有轻水堆和重水堆(重水是氢的同位素氘(重氢)同氧的化合物)之别。
目前使用的多为轻水堆。
在轻水堆中，水被兼作减速(和石墨一样起控制反应速度的作用)和冷却用。
轻水堆又可分为压水型和沸腾水型的，现在大多数核电站用的都是压水型的。
压水堆最初被用作核潜艇的动力。
它的冷却水分为一次系统和二次系统两部分。
一次系统的冷却水保持在约160气压这样的高压，所以加热到约325℃仍能保持为液体状态。
为了吸收核裂变中的中子，水中加入一点硼，用以调整核反应的速度。
一次冷却水直接同核袭变部分接触，将它产生的热量带走。
经由蒸气发生器进行热交换，使二次冷却水被加热至沸腾。
二次冷却水在60大气压下被加热到275℃，成为蒸气用以驱动发电用的汽轮机。
压水堆利用浓缩铀工厂提供的低浓度铀235作为核燃料。
铀235是铀的一种放射性同位素，是自然界中唯一存在的裂变核燃料。
裂变中产生的中子，或被燃料棒中铀238所吸收，或使铀235发生裂变，或逸出于燃料棒之外。
如中子速度快，则使铀235发生裂变的机会就小了，所以要用水(轻水或重水)和石墨作为减速材料，放在燃料棒四周，使中子速度减慢以有助于使铀235发生裂变。
减速后的中子能量最后都变为热能，为了把它运到外部，需要使用冷却材料(通常也用水)。
把含有硼等吸收中子物质的控制棒放在堆芯中，当它插入燃料中时，产生的中子数量达不到临界值，裂变无法连续进行下去。
当控制棒拔起来时，中子数目加多，通过连销反应，铀的裂变便可连续进行下去。
这种速度变慢的中子称为热中子，利用热中子使铀235裂变的核反应堆，称为热中子反应堆。
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。
示范堆
为了建一种新堆,先造个规模稍小的来示范。 为了建一种新堆 先造个规模稍小的来示范。在上面 先造个规模稍小的来示范 可进行大量的有关工程实验， 可进行大量的有关工程实验，目的是验证和改进 设计。示范堆以后就可以建商用堆了。 设计。示范堆以后就可以建商用堆了。例如中国 的实验快堆建成后就要建中国示范快堆，然后就 的实验快堆建成后就要建中国示范快堆， 建商用快堆。 建商用快堆。 示范堆上虽然要进行许多实验， 示范堆上虽然要进行许多实验，但这些实验主要是 针对这一种堆的工程实验， 针对这一种堆的工程实验，其目的是为了显示这 种堆型的工程现实性。 种堆型的工程现实性。所以一般不将示范堆归入 实验堆。 实验堆。
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 。。。
各种反应堆介绍
各种反应堆介绍各种反应堆介绍国外高温气冷堆发展情况目前世界上的主要有核国家，都在积极发展高温气冷堆技术用于发电与制氢。
美国能源部2004年开始招标建设一座热功率40万到60万千瓦的双用途高温气冷堆，项目投资约15亿美元，计划2015年建成。
南非的高温气冷堆核电站设计，已经通过国际原子能机构组织的四次审评，计划在2010年前建成示范电站。
法国法马通公司也在积极开展高温气冷堆技术的研究，并已参加美国爱达荷高温气冷堆项目的投标。
日本已经建成了高温工程试验研究堆，用于研究高温气冷堆技术和高温制氢技术。
俄罗斯正与美国共同开展利用高温气冷堆烧钚的研究。
快堆核电站快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。
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。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
沸水堆核电站沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。
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动力堆。
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。
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。
重水堆核电站与压水堆核电站不同，重水堆核电站的核反应堆是利用天然铀作燃料，用重水做慢化剂和冷却剂。
目前全世界正在运行的400多个核电机组中，绝大多数是压水堆，只有32个是重水堆。
重水堆核电站不用浓缩铀，而用天然铀作燃料，比压水堆的燃料成本低三分之二，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。
预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。
核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。
在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。
这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。
并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。
图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。
对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。
对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。
目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。
第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。
但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。
它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。
核反应堆的分类
核反应堆的分类第四代反应堆是未来的系统，无论是从反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的革新和发展。
作为2000年美国能源部(DOE)发起倡议的继续，2001年成立了第四代反应堆国际论坛(GIF)，参加方有：阿根廷、巴西、即拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国。
第四代反应堆概念与前几代完全不同，必须以大量的技术进步为前提。
对这些系统的研究才刚刚开始。
概念可行性研究结束后，对第四代系统的研究将进入技术和经济性论证阶段。
目标是获得工业上成熟的第四代核系统，根据市场情况，2035年可能开始实现首批工业应用。
10兆瓦高温气冷实验反应堆项目，在2007年2月27日举行的国家科技奖励大会上，获得了国家科技进步一等奖。
这个反应堆的建造，使我国掌握了模块式球床高温气冷堆的核心技术、设计技术和系统集成技术，在第四代核反应堆技术中占得先机。
10兆瓦高温气冷实验反应堆是国家863计划的重点项目，从研究设计到建成历时17年，总投资为2.75亿元，工程包括了反应堆、蒸汽发电等34个系统。
有关专家认为，模块式高温气冷堆具有第四代核反应堆特性，是能够适应未来能源市场需要的先进堆型。
除了安全性好，效率高，它还可以提供900℃以上的高温热源，除了高效发电外，还可以用于水热裂解制氢，为未来氢能时代提供清洁能源。
10兆瓦高温气冷实验反应堆项目取得了六项创新成果，包括：成功建成世界上首座具有固有安全特性的模块式球床高温气冷堆；世界上首次在反应堆上成功完成严重事故工况下固有安全性验证实验；建成球形燃料元件生产线，制备出国际先进水平的包覆颗粒燃料元件；发明脉冲气动排球装置，攻克球床堆关键技术，实现燃料元件连续装卸；在国内率先研制成功反应堆全数字化保护系统，并成功用于反应堆运行；自主研制成功主氦风机，攻克关键的氦技术。
鉴于高温气冷堆具有良好的发展前景，中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司和清华大学将合作建造一座20万千瓦级模块式球床高温气冷堆示范电站，厂址选择在山东荣成。
裂变反应堆分类
裂变反应堆分类引言裂变反应堆是一种利用核裂变产生能量的设备。
根据不同的设计和工作原理，裂变反应堆可以分为多种类型。
本文将对常见的裂变反应堆进行分类，并介绍它们的特点和应用。
1. 热中子反应堆热中子反应堆是最常见的裂变反应堆类型之一。
它使用经过减速后速度较慢的热中子来引发核裂变。
热中子可以更容易地与核燃料发生碰撞，从而提高核裂变的概率。
1.1 压水堆（PWR）压水堆是目前最常见的商业核电站使用的裂变反应堆类型之一。
它使用水作为冷却剂和减速剂，并使用铀-235或钚-239等可裂变核燃料。
压水堆具有以下特点： - 高温高压：工作温度和压力较高，提高了效率。
- 被动安全：采用了多层被动安全系统，即使在失去外部电力供应时仍能保持冷却。
- 燃料棒替换周期长：由于高温下的放射性损伤较小，燃料棒的替换周期相对较长。
1.2 沸水堆（BWR）沸水堆也是商业核电站使用的常见裂变反应堆类型。
与压水堆不同，沸水堆中冷却剂和减速剂是同一种物质，即水。
沸水堆具有以下特点： - 较低的工作压力：相对于压水堆，沸水堆的工作压力较低。
- 直接产生蒸汽：核燃料在反应过程中直接将冷却剂加热为蒸汽，用于驱动涡轮发电机产生电能。
- 简化系统：相对于压水堆，沸水堆的系统结构相对简单。
2. 快中子反应堆快中子反应堆使用高速快中子来引发核裂变。
由于快中子与核燃料碰撞时的散射角度较大，因此引发核裂变的概率较低。
为了提高裂变概率，快中子反应堆通常采用富含可裂变核素（如钚-239）的燃料。
2.1 铅冷快堆（LFR）铅冷快堆使用液态铅作为冷却剂和减速剂。
它具有以下特点： - 较高的工作温度：液态铅的沸点较高，使得反应堆可以在高温下工作。
- 高效燃料利用：由于使用钚等可裂变核素作为燃料，铅冷快堆可以更充分地利用核燃料，减少核废料产生。
- 抗辐照腐蚀：液态铅具有良好的抗辐照腐蚀性能，可以延长反应堆的使用寿命。
2.2 气冷快堆（GFR）气冷快堆使用气体（如氦气）作为冷却剂和减速剂。
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核电厂发电流程
安全壳
稳压器
蒸汽发生器 发电机
控制 棒
汽轮机
压力容器 凝汽器
为了得到高温必须加高压
压水堆的一回路水温度应尽量高一些,但是又 压水堆的一回路水温度应尽量高一些 但是又 不允许水沸腾,所以必须加高压 所以必须加高压. 不允许水沸腾 所以必须加高压 压水堆的名 字就是这样来的. 字就是这样来的 学过”热工基础”的都知道, 学过”热工基础”的都知道 水的沸点由水的 压强决定. 压强越高,沸点也越高 沸点也越高. 压强决定 压强越高 沸点也越高 P＝0.1MPa时，ts＝1000C ＝ 时 ＝ P＝15.5MPa时，ts＝3400C ＝ 时 ＝ P＝6.89MPa时，ts＝2800C ＝ 时 ＝
示范堆
为了建一种新堆,先造个规模稍小的来示范。 为了建一种新堆 先造个规模稍小的来示范。在上面 先造个规模稍小的来示范 可进行大量的有关工程实验， 可进行大量的有关工程实验，目的是验证和改进 设计。示范堆以后就可以建商用堆了。 设计。示范堆以后就可以建商用堆了。例如中国 的实验快堆建成后就要建中国示范快堆，然后就 的实验快堆建成后就要建中国示范快堆， 建商用快堆。 建商用快堆。 示范堆上虽然要进行许多实验， 示范堆上虽然要进行许多实验，但这些实验主要是 针对这一种堆的工程实验， 针对这一种堆的工程实验，其目的是为了显示这 种堆型的工程现实性。 种堆型的工程现实性。所以一般不将示范堆归入 实验堆。 实验堆。
压水堆参数
压水堆的优点 结构紧凑； 结构紧凑； 技术成熟； 技术成熟； 经济性、安全性达到了一定水平。 经济性、安全性达到了一定水平。
压水堆的缺点
1。燃料转化比太低，不能充分利用铀资源； 。燃料转化比太低，不能充分利用铀资源； 2。热效率较低，大约 2/3 的能量被释放到环 。热效率较低， 境中，既浪费又造成热污染； 境中，既浪费又造成热污染； 3。安全性还不够理想。一回路高压。一旦失 。安全性还不够理想。一回路高压。 传热恶化，危险。 压，传热恶化，危险。
供热堆
用于生活(冬季供暖 夏季制冷 用于生活 冬季供暖,夏季制冷 工艺供热 (例 冬季供暖 夏季制冷), 例 如制氢, 炼铁), 海水淡化等等. 如制氢 炼铁 海水淡化等等 优点多多, 困难也不少 优点多多 困难也不少…
动力堆
用来产生核能动力 核电站反应堆(发电 发电) 核电站反应堆 发电 核舰船反应堆(推进 推进) 核舰船反应堆 推进 卫星,飞船 空间核动力 (卫星 飞船 卫星 飞船) 动力堆一般是高温高压, 技术要求高. 动力堆一般是高温高压 技术要求高 中国从有核到有核电,化了约 化了约30年 中国从有核到有核电 化了约 年.
气冷堆
Magnox 型堆：天然铀石墨气冷堆，用二氧 型堆：天然铀石墨气冷堆， 化碳冷却。出口温度4140C 化碳冷却。出口温度 改用低富集度铀， 改进型气冷堆 AGR ，改用低富集度铀，出 口温度4600C 口温度 在英国还有气冷堆在运行。落后了。 在英国还有气冷堆在运行。落后了。 优点： 优点：热效率比压水堆高
生产堆
用于生产军用钚(造核弹 用于生产军用钚 造核弹). 造核弹 上世纪40年代和 年代 美国,前苏联造了几 上世纪 年代和50年代，美国 前苏联造了几 年代和 年代， 十座，中国也造过两座(现已关掉 现已关掉) 十座，中国也造过两座 现已关掉 一般是用天然铀做燃料,石墨作为慢化剂 石墨作为慢化剂,轻水 一般是用天然铀做燃料 石墨作为慢化剂 轻水 作为冷却剂. 作为冷却剂 低温低压,技术简单 一些小国往往想通过此途 低温低压 技术简单.一些小国往往想通过此途 技术简单 径挤入核俱乐部. 径挤入核俱乐部
第四代先进反应堆
前面讲的各种堆型，都是已经有的，有过的。 前面讲的各种堆型，都是已经有的，有过的。 正在酝酿研究更先进的。国际上有个论坛， 正在酝酿研究更先进的。国际上有个论坛， 专门侃第四代。 专门侃第四代。
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
另一种轻水堆－沸水堆（BWR）
让水在堆芯中直接沸腾产生蒸汽， 让水在堆芯中直接沸腾产生蒸汽，不用蒸汽 发生器。 发生器。
上 部 是 汽 水 分 离 和 干 燥 装 置
控 制 棒 只 好 插 在 下 面
闭 式 组 件
十 字 型 控 制 棒 插 在 四 个 组 件 中 间 的 缝 隙 中
BWR 与 PWR总体上不相上下
重水堆 CANDU
这是加拿大开发的一种重水慢化、 这是加拿大开发的一种重水慢化、重水冷却 的反应堆。 的反应堆。 用天然铀做燃料 压力管式（不用压力壳） 压力管式（不用压力壳） 可以不停堆换料 对工业技术要求较低（除了重水生产技术）， 对工业技术要求较低（除了重水生产技术）， 不需要核燃料循环体系。 不需要核燃料循环体系。 CANDU是一个地理大国、人口小国对核工 是一个地理大国、 是一个地理大国 人口小国对核工业 的贡献。
BWR比PWR省去了一个回路，也省去了蒸发 比 省去了一个回路， 省去了一个回路 但是带来压力壳内结构复杂化， 器，但是带来压力壳内结构复杂化，以及 对于冷却水水质的更高要求。 对于冷却水水质的更高要求。 两者各有千秋，说不上哪个更好。 两者各有千秋，说不上哪个更好。选 PWR 还是 BWR，取决于偏好，或者其他因素。 ，取决于偏好，或者其他因素。 总的来说，喜欢PWR的人更多一些。可能是 总的来说，喜欢 的人更多一些。 的人更多一些 感到PWR更安全些，更紧凑些。 更安全些， 感到 更安全些 更紧凑些。 上述的PWR的三大缺点，BWR也一条不少。 的三大缺点， 也一条不少。 上述的 的三大缺点 也一条不少
反应堆堆型简介
2010/06/18
反应堆物理讲完了， 反应堆物理讲完了，最后一堂课讲点轻松的 东西－反应堆堆型。 东西－反应堆堆型。
缺乏这些知识，你不能说自己是懂核工程的。 缺乏这些知识，你不能说自己是懂核工程的。 有了反应堆物理的基础知识后, 有了反应堆物理的基础知识后 这些内容是非常容 易理解的。 易理解的。
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
根据所用慢化剂分类
轻水慢化反应堆 重水慢化反应堆 石墨慢化反应堆 ......
根据所用的冷却剂分类
轻水冷却反应堆 重水冷却反应堆 液态金属冷却反应堆（ 钾合金， 液态金属冷却反应堆（钠，钠－钾合金，铅） 气体冷却反应堆（氦气，二氧化碳） 气体冷却反应堆（氦气，二氧化碳） 有机物冷却反应堆（联苯） 有机物冷却反应堆（联苯）
清华的游泳池式材料屏蔽实验堆 401的重水堆实验堆 退役 和先进实验堆 即将 的重水堆实验堆(退役 和先进实验堆(即将 的重水堆实验堆 退役)和先进实验堆 建成) 建成 成都核动力院的高通量材料实验堆
……
实验堆 主要是利用堆里的中子进行科学实验 (许多是跨学科的实验 而不是利用核能 许多是跨学科的实验), 许多是跨学科的实验 而不是利用核能. 因此有些实验反应堆是低温低压的. 因此有些实验反应堆是低温低压的
高温气冷堆
涂炭包覆颗粒燃料，石墨慢化，氦气冷却。 涂炭包覆颗粒燃料，石墨慢化，氦气冷却。 出口温度可以达到700－800度。 出口温度可以达到 － 度 安全性好 热效率高 用途更广。 用途更广。
快中子反应堆
目前主要是钠冷快堆。 目前主要是钠冷快堆。 两种设计方案：池式和回路式。池式更安全些。 两种设计方案：池式和回路式。池式更安全些。 优点： 优点： 能实现核燃料的增殖，充分利用铀资源； 能实现核燃料的增殖，充分利用铀资源； 热效率高（钠出口温度可以达到550－560度）； 热效率高（钠出口温度可以达到 － 度 一回路低压，安全性好。 一回路低压，安全性好。 能烧掉MA和LLFP 堆的慢化剂兼作冷却剂，有些 堆则不是
轻水堆和重水堆中， 是慢化剂兼作冷却剂。 轻水堆和重水堆中， 是慢化剂兼作冷却剂。 下面几种堆，慢化剂和冷却剂是不同的： 下面几种堆，慢化剂和冷却剂是不同的： 重水慢化、 重水慢化、轻水冷却反应堆 石墨慢化、轻水冷却反应堆（ 石墨慢化、轻水冷却反应堆（切尔诺贝利） 石墨慢化、气体冷却反应堆（ 石墨慢化、气体冷却反应堆（英国的老式气冷
对 CANDU的改进
改用低富集度铀燃料以提高燃耗深度， 改用低富集度铀燃料以提高燃耗深度，从而 提高经济性； 提高经济性； 采用重水慢化、轻水冷却的方案； 采用重水慢化、轻水冷却的方案； 利用钍燃料 加拿大原子公司AECL已经推出了 已经推出了ACR700和 加拿大原子公司 已经推出了 和 ACR1000的设计，以及具有第四代特点的 的设计， 的设计 CANDU SCWR。 清华正在研究和利用钍 。 的TACR