反应堆堆型简介
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。
核反应堆及发展
核反应堆的类型
核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。
下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。
压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处
于领先地位。
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核反应堆。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。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地
位。
重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。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。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。
前景看好的快堆
现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。
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。
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。
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。
各种反应堆的原理
各种反应堆的原理热堆的概念 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。 压水堆核电站 压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷
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。
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
核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较
• 2. 安全壳具有非常高的密封性 如果万一发生堆芯损坏事件，将对居民和 环境采取防御性保护措施，使他们不受影响。 EPR的密封水平是国际上唯一的，反应堆厂 房非常牢固，混凝土底座厚达6米，安全壳为双 层，内壳为预应力混凝土结构，外壳钢筋混凝 土结构，厚度都是1.3米。2.6米厚的安全壳可抵 御坠机等外部侵袭。 即使发生概率极低的熔堆事故，压力壳被 熔穿，熔化的堆芯逸出压力壳，熔融物仍封隔 在专门的区域内冷却。这一专门区域的内壁使 用了耐特高温保护材 料，能够保证混凝底板的 密封性能。EPR的熔堆事故影响严格限制在反应 堆安全壳内，核电站周边的居民、土壤和含水 层都受到保护。
安全性
• 采用纵深防御的策略，采取事故预防和 事故缓解措施。CPR1000借鉴和采纳同类电 站的运行经验反馈，进一步提升电站的技 术水平，以岭澳核电站一期PSA结果为导向， 针对主要的事故序列采取必要的改进措施， 制定严重事故对策，采用合理、平衡的安 全设计，进一步接近第三代概率安全目标。
• 在岭澳核电站二期基础上进一步完善数字化 仪控技术，有助于提高电厂安全性 • 事故处理规程由事故定向转为状态定向 事故处理规程由事故定向转为状态定向，减 轻操作员负担，降低人因失误，有利于处理 多重事故，有利于与严重事故处理规程接口 • 堆坑注水技术 堆坑注水技术，有利于防止或延迟RPV熔穿 防止堆芯熔融物与混凝土反应防止安全壳底 板熔穿，抑制安全壳内氢的产生量，安全壳 保持完好性的概率提高 • 低泄漏设计，减少了对压力容器的中子辐照；
反应堆简介
反应堆 反应堆 在原子能的和平利用中，最典型的当数原子能发电，也称核电。如果说原子弹的爆炸是瞬间、不受控制地进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应的结果，那么原子能发电站利用的能量是来受控状态下持久进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应。一种可以人为控制核裂变反应快慢并能维持链锁核裂变反应的装置叫做反应堆。费米发明的反应堆是用来生产钚-239的，这种反应堆叫做生产堆。原子能发电站的核心也是反应堆，它是用反应堆内核裂变反应产生的巨大热量生成饱和蒸汽驱动气轮机发电，这种反应堆叫做动力堆。原子能发电与用煤、用油发电的区别仅在于产生热量的装置不同，前者是原子能反应堆，后者是燃煤、燃油锅炉。 反应堆的类型很多，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层组成。活性区又由核燃料，慢化剂，冷却剂和控制棒等组成。现在用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是最具竞争力的堆型（约占61%），沸水堆占一定比例（约占24%），重水堆用的较少（约占5%）。压水堆的主要特点是：1）用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂，2）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，所以叫压水堆；3）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产生；这是借助于蒸汽发生器实现的，来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水，使后者转变为蒸汽（二回路蒸汽压力为6—7 MPa，蒸汽的温度为275—290 ℃）；4）由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀（铀-235的含量为2—4%）作核燃料。沸水堆和压水堆同属于轻水堆，它和压水堆一样，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是在沸水堆内产生蒸汽（压力约为7 MPa），并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，也没有一回路与二回路之分，系统特别简单，工作压力比压水堆低。然而，沸水堆的蒸汽带有放射性，需采取屏蔽措施以防止放射性泄漏。重水堆是用重水作慢化剂和冷却剂，因为其热中子吸收截面远小于普通水的热中子吸收截面，所以可以用天然铀作为重水堆的核燃料。所谓热中子，是指铀-235原子核裂变时射出的快中子经慢化后速度降为2200 m/s、能量约为1/40 eV的中子。热中子引起铀-235核裂变的可能性，比被铀-238原子核俘获的可能性大190倍。这样，在以天然铀
核反应堆种类 (2)
核反应堆种类很多，
主要有压水堆、沸水堆、快速增殖堆及以氦作交换剂的反应堆。其中压水堆技术最成熟，因而它是世界上核电站采用最多堆型，占全世界总装机容量一半以上，快速增殖堆，由于它可以将地上贮量比较多的铀238和钍232转变成贮量很少或无贮量的核燃料，因而被认为是一种很受欢迎的堆型。
回答者：famorby - 七级2005-12-27 12:59
反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。
回答者：独立斜阳- 三级2005-12-27 12:59
/cgi-bin/view.cgi?forum=33&topic=551
反应堆的结构形式和分类
反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见下表。
核反应堆-核电-核技术-核工程-核反应堆-核电-核技术-核工程-1.1 核反应堆的分类
核反应堆：装载了核燃料以实现大规模可控链式裂变反应的装置。
根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型
①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、 材料实验堆等。
②生产放射性同位素的核反应堆。 ③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。 ④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如
0.1MeV）引起
中能中子堆——其中裂变反应主要由超热中子（能量约为
1Ev-10keV）引起
热中子堆——其中裂变反应主要由热中子（能量小于
0.1Ev）引起。
2
根据冷却剂(载热剂)材料分为：
气冷堆——采用Biblioteka Baidu气、CO2、He、水蒸气等作为冷却剂 水冷堆——采用水，重水作为冷却剂 有机液冷堆——采用有机溶液作为冷却剂 液态金属冷堆——采用钠、铅、铅铋合金作为冷却剂。
4
堆型
中子谱 慢化剂 冷却 燃料形态 燃料富集
剂
度
压水堆 热中子 H2O
H2O
沸水堆 热中子 H2O
H2O
重水堆 热中子 D2O
D2O
UO2
3%左右
UO2
3%左右
UO2
天然铀或
稍浓缩铀
高温气 热中子 石墨 氦气 UC,ThO2 冷堆
7~20%
钠冷快 快中子 无 液态 UO2/PuO2 15~20%
第一章 反应堆类型 - 复件
人类历史上第一座核反应堆 cp-1
2010.07
3
1.1 概 述
核反应堆按照用途不同可以分为试验堆、生产堆和动力堆。 试验堆 用于试验研究的反应堆。它既可以用于核物理、放射化学、 生物、医学研究和放射性同位素生产等，也可以用于反应堆 燃料元件或结构材料考验以及各种新型反应堆自身的静、动 态特性研究等等。 生产堆 专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆。例如，将232Th 和238U放入生产堆接受中子辐照可转化为233U和239Pu。 动力堆
压水反应堆本体结构
2010.07 12
1.2 压 水 堆
1.2.2 压水堆主冷却系统 反应堆冷却系统按照其容量由两个、 三个或四个相同的冷却剂环路组成。 每一个环路有一台蒸汽发生器,一台 或两台(其中一台备用)主冷却泵,并用 主管道把这些设备与反应堆连接起来, 构成密闭的回路。
主冷却系统构成
2010.07 13
2010.07
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1.3 沸 水 堆
1.3.2 沸水堆系统流程
与压水堆相比：
屏蔽壳
1.省去了一个回路和蒸 汽发生器； 2.压力容器压力低， 设备制作工艺较简单；
发电机
反应堆
汽轮机
3.压力容器接口直径小， 失水事故的可能性及 严重性降低； 4.堆芯体积必须加大；
沸水堆核电站流程示意图
5.放射性杂质可随蒸 汽直接进入汽轮机。
裂变反应堆分类
裂变反应堆分类
从诱发裂变的中子角度来分类，可以分成“热中子反应堆”和“快中子反应堆”，简称“热堆”和“快堆”。大部分裂变核反应堆都属于“热堆”，极少部分属于“快堆”。
从热量导出材料的角度来看，可以分为“水冷堆”、“气冷堆”、“熔融金属冷却堆”和“熔盐堆”。其中，“水冷堆”可以分为“轻水堆”和“重水堆”。气冷堆有“氦气冷却堆”和“二氧化碳冷却堆”。其它冷却的堆型数量极少。
从中子慢化剂材料的角度出发，可以分为“轻水慢化”、“重水慢化”和“石墨慢化”。这主要是指“热堆”，“快堆”其实不需要“慢化中子”。
总之，裂变核反应堆的种类很多，主要原因是提高“安全性”和提高“中子利用率”的要求。
反应堆原理图课件
反应堆的组成和结构
了解反应堆的主要组成部分，如燃料组件、燃料元件、冷却剂、反应控制系 统和辐射屏蔽。
反应堆的热力学和动力学特性
研究反应堆的热力学特性，如热量平衡和热工参数，并了解反应堆的动力学行为和稳定性。
反应堆的燃料和燃料Hale Waihona Puke Baidu件
深入了解反应堆燃料的类型、构成和循环燃耗，以及燃料元件的设计和寿命 管理。
反应堆的冷却剂和循环系统
研究不同类型的反应堆冷却剂，如水、重水和氦气，并探讨冷却剂循环系统 的原理和运行。
反应堆的控制和监测系统
了解反应堆的自动控制和安全监测系统，包括反馈机制、SCRAM系统和故障 检测。
反应堆的辐射防护和安全措施
探索反应堆辐射防护的原理和方法，并了解反应堆的安全策略和事故应对措施。
反应堆原理图课件
探索反应堆的基本概念、种类和结构，了解热力学和动力学特性，燃料和冷 却剂，控制系统，以及辐射防护和安全措施等关键知识。
反应堆的基本概念和原理
介绍反应堆的起源、原理和基本概念，包括核裂变链式反应、核聚变和放射性衰变等关键过程。
反应堆的种类和分类
探索不同类型的反应堆，如压水堆、沸水堆、重水堆和加速器驱动堆，并讨论它们的特点和应用。
世界现行核电站反应堆堆型
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wenku.baidu.com
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）
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。
第四代核反应堆简介
第四代核反应堆简介
摘要：清洁、可持续能源技术的发展是现代国家发展强大的标志之一。而核
能发电实现以上要求的方向之一。目前国际上将核反应堆按照历史沿革和技术特
点分为四代。其中第四代反应堆的技术发展是21世纪中叶的核能制高点。本人
围绕近20年来国际上提出的各种概念以及实践的技术经验。对第四代反应堆可
行的技术特点、发展趋势进行了总结剖析。并结合实际得出钍基熔盐反应堆是未
来发展的较好的方向之一。
关键词：第四代反应堆；熔盐堆；钍基燃料
21世纪初，一些国际核能行业的领军单位共同讨论并建立了第四代核反应堆
国际论坛（Generation Ⅳ International Forum，简称GIF），并总结提出了多
种第四代反应堆的设计方案。该论坛筛选出了6种当时科技水平下最可行的第四
代反应堆堆型的设想，其分别为：液体钠冷却快中子反应堆，液体铅冷却快中子
反应堆，超高温中子反应堆，超临界压力水冷堆，气体冷却快中子堆与熔盐液体
反应堆。但随着时代的发展，只有超临界压力水冷堆(SCWR)、气冷快中子堆(GFR)与熔盐液体反应堆(MSR)三个概念脱颖而出。本文对这三种堆型进行简要介绍。
一、超临界压力水冷堆
超临界压力水冷堆(以下简称超临界堆)的冷却剂使用的是超临界水。超临界
水不同于普通水，其更像是一种汽水混合物。指的是高温高压下的致密水蒸气，
密度与普通水相同。因此该种堆型常被认为是对沸水堆的威力加强版。其与第三
代的沸水中子反应堆的主要差别在于：
超临界堆的净电效率更高(比沸水堆高约10%)，
相比其他反应堆，由于超临界水运行时的流量较低，所以超临界压力水冷堆
(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1213
10~10cm
--，
其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u
3. 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A
Z
X。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
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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
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 ＝
核电厂反应堆
压水堆PWR 压水堆 沸水堆BWR 沸水堆 重水堆CANDU 重水堆 石墨沸水堆 液态金属快中子增值堆LMFBR 液态金属快中子增值堆 高温气冷堆 目前主要是前四种, 尤以PWR为主流 为主流. 目前主要是前四种 尤以 为主流
压水堆
压水堆是一种最”自然”的堆型 人们对于水 压水堆是一种最”自然”的堆型.人们对于水 的特性了解很深入.火电厂就是用水作为工 的特性了解很深入 火电厂就是用水作为工 质的. 质的 压水堆是用铀裂变能代替燃煤的化学 来产生高温高压的水蒸汽, 能,来产生高温高压的水蒸汽 推动汽轮机 来产生高温高压的水蒸汽 推动汽轮机发电机组来发电. 发电机组来发电 压水堆的二回路与普通火电厂几乎是一样的. 压水堆的二回路与普通火电厂几乎是一样的
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
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。
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 能烧掉 和
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。
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。
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
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
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.
wenku.baidu.com
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。
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
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）
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
有些堆的慢化剂兼作冷却剂， 有些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
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
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。