核反应堆设计图曝光：展现艺术之美(组图)
第四章 AP1000反应堆结构设计(杜圣华)
（2）非活性段材料 上下管座为304不锈钢，弹簧为低钴因科镍－
718合金。 结构形式 （1）定位格
保护格架，中间格架，端部格架，要求吸收中子 少的锆合金条带，带导向翼，中间格架有搅混冷却功 能，冲制成形，激光焊接。 （2）导向管
带水力缓冲器，上、下可拆结构
图 法 国 － 燃 料 组 件
4.1.2
图4.1.5 控制棒组件
图
4.1.6
图
4.1.7
表4.4控制组件参数：
每束控制棒数 吸收体下部材料
外径 长度 上部材料 外径 长度 包壳材料 包壳厚度 棒外径
黑体棒 24
Ag-In-Cd 8.53mm 1500mm B10（19.9%） 8.53mm 2610mm 304不锈钢
0.47 9.68
图4.1.4 AP1000燃料组件
表4.3 未辐照过的AP1000燃料组件结构参数
总高（不包括顶部弹簧） 组件横截面长/宽 燃料长度 燃料棒长度 燃料棒内上空腔长度 燃料棒内下空腔长度 包壳材料 中间格架和搅混格架材料 底部和顶部格架材料 燃料芯块 下管座 材料 上管座
4795.5mm 214.02X214.02mm 4267.2mm 4583.2mm 164.46mm 122.56mm Z1RLO Z1RLO 718因科镍合金（低钴） 二氧化铀
55000MWd/TU 88%
九十年代末开发，
Vantage+
双金额格架 6-7（14英寸）
3-4 2
板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网
Gd2O3 UO2+ G块d2O3芯
45000MWd/T年开发，
Performance+
双金额格架 6-7（14英寸）
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。
具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。
minecraft工业2实验版核电设计(包含mox反应堆)
IC2实验版 核电入门 提高 设计 包含mox反应堆写在前面(PS:有点像钱钟书先生《写在人生的边上》的感觉)接触IC2也有一段时间了，开始的时候单机开创造，熟悉了IC2中的一些机器后，开始玩生存，IC2带给了我很多乐趣，不过时间是把杀猪刀，斩去了我对IC2的满满的基情 (再也不搞基了)，而且发展到中后期，电力短缺问题日显严重，于是乎走向寻找各种IC2扩展mod道路，比如高级太阳能呀，高级风电之类的，虽然逞了一时之快，但是无脑的挖矿合成显然违背了mod的初衷——乐趣，回过头来仔细研究IC2，发现IC2的精华部分不是别的，正是许多人不敢碰触的核电。
写这个帖子，主要是为了帮助还在核电外徘徊的各位接触核电，同时为现在还在Copy别人设计的核电站的朋友提供一套理论指导方案，在本帖的尾部，我还会分享一些我自己设计的核电跟大家交流，帖子我会尽量做到深入浅出。
插一句：为了发帖，我今天上传了头像，哈哈，工科男讲求实际，不喜欢整一些花里胡哨的东西，但是要是这个帖子火了，没头像也不好看，随手百度了个我的偶像L的头像。
目录一、前期知识储备和工具二、IC2实验版核燃料与核电元件介绍三、设计的方法四、反应堆设计实例一、前期知识储备和工具核裂变过程中，有一个现象不得不提——链式反应，简要的来说，过程如下：在裂变的过程中，一个铀吸收一个中子后，会分裂成其他小质量的元素，与此同时，还会放出中子，平均每个铀原子裂变时会释放出2.5个中子，每一个铀原子分裂后，产生的多余的中子又会和其他的铀反应，导致裂变的原子数呈指数增加。
IC2中对这样一个现象进行了简化，每一个铀棒在反应时，会向四周发射中子，如果两个铀棒相邻，那么铀棒A发出的中子被铀棒B接收，铀棒B发出的中子也同样被铀棒A接收，这样，每根铀棒的反应次数=原本的反应次数(1)+吸收周围铀棒释放的中子反应的次数(1)，最终的反应次数是2，总发电量会提高，当然同时产生的热量也会增加(而且增加得更快)，当核燃料棒周围有多个燃料棒时，也按照这个原则进行叠加。
ARC-REACTOR反应堆
/question/155416022.html?fr=qrl&cid=96&index=3
/question/74813543.html?si=2
紧接着Tony就给他展示了第一代钢铁侠的设计图纸
不过话说回来，这电影太科幻了，他手上的激光炮要像发出那么大能量，瞬间需要的电量就连一个大型核电站也无法满足，而他的钢铁侠是用喷气式发动机，而要想突破音速，发动机就需要一个加力燃烧室，也就产生了飞机后面喷火的效果，而用加力燃烧室的话，必须要航空煤油，而一个钢铁侠体能的空间能装上从美国飞到阿富汗用的航空煤油根本不可能，所以这个电影很多不现实的地方。
推荐答案
核能。
钢铁侠利用冷核聚变。
现实还不能做到。现实只有热核聚变。冷核聚变技术还不成熟。
刚开始那个救他的Yinsen为了防止弹片进入他的心脏 所以做了个强磁铁
而这个强磁铁需要汽车电池来供电 而所谓的能量球（电影里是ARC-REACTOR 翻译过来是电弧反应堆）在做之前 托尼已经有了做钢铁侠逃出那里的想法 所以做了这么一个反应堆 一方面有电磁铁的功能 另一方面要用它做钢铁侠的供电装置
当时刚做好的
Tony :因为这是个小型电弧反应堆，我家那边有个大的，给工厂供电，这个可以给电磁铁供电，防止弹片进入心脏
Yinsen:它的发电能力怎么样？
第1章核反应堆设计概论
115-核电厂反应堆部件及构筑物的三维流场数值模拟
件和抓头组件上的支承弹簧和支承肋片和保护套管支承定位，并靠抓头组件上的圆柱销与保 护套管上部的定位槽相配，防止其周向转动。如图 2.2 所示。
2.3 RX 厂房钢烟囱结构简述
核电厂 RX 厂房钢烟囱位于安全壳旁侧，钢烟囱基础坐落在标高 22.5m 的 NX 厂房顶上， 烟囱顶部标高为 100m。烟囱侧向在标高 32.3m、41.9m 和 51.5m 处分别设置三道 M 型钢架将 钢烟囱与安全壳厂房相连，在钢烟囱标高 74m 处布置四根不同方向的钢缆斜拉索，斜拉索下 部锚固在安全壳及周围的屋顶上， 见图 2.3。 钢烟囱的主体是由 6mm 厚的钢板围成的内径 4m、 高 77.5m 的圆柱形筒体，筒体外侧沿环向每 15°设置宽 40mm、厚 20mm、高 860mm 的纵向 加强肋板，沿高度方向每隔 880mm 布置高 20mm、宽 40mm 的环向肋板，为了增强钢烟囱支 撑处的承载能力和局部强度， 在标高 51.5m 处的筒体内壁沿环向每隔 15°加设一根长 7.5m 的 角钢加强筋，见图 2.4。
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第五届中国 CAE 工程分析技术年会论文集
其中 Cε 1 、 Cε 2 、 σ k 、 σ ε 都是常数，P 是湍流剪切力，对于不可压缩流，其具有如下形式：
v v v v v 2 P = µ t ∇ U • (∇ U + ( ∇ U ) T ) − ∇ • U ( µ t ∇ U + ρ k ) 3
图 3.2 辐照监督管 原结构计算模型图
图 3.3
核电厂厂房与钢烟囱 整体计算模型简图
图 3.4 钢烟囱带纵向加 强肋板计算模型简图
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第五届中国 CAE 工程分析技术年会论文集
4 计算方法和计算程序
4.1 计算方法
第三代核反应堆-EPR
第三代核反应堆-EPREPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREV A集团的子公司）。
法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。
一、EPR实现了三大目标：1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。
2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。
3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。
二、EPR的主要特征1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。
2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。
EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。
3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。
4、EPR属压水堆技术。
法国在运行的核电站都是压水堆。
目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。
压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。
5、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；6、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。
未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。
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。
液态燃料核反应堆
液态燃料核反应堆[美]罗伯特哈格里弗斯，拉尔夫莫伊尔2011-01-09现今人们熟悉的压水堆使用固体燃料—装在燃料组件锆合金燃料棒内的铀氧化物芯块。
这种组件布臵在反应堆压力容器内160大气压和330℃的热水中。
热水把裂变燃料产生的热能传给汽轮机，汽轮机驱动发电机旋转发电。
阿尔文温伯格(Alvin Weinberg)于1946年发明了压水堆(PWR)，现在这种装臵用在美国100多台商用发电堆和海军舰艇上。
温伯格也从事液态燃料反应堆研究，它有许多超过固体燃料反应堆的优点。
本文回顾了液态燃料反应堆的一些历史、潜在的优势、可能的缺点，以及目前的研究开发状况。
本文的重点是液态钍氟化物反应堆(LFTR)。
在描述液态燃料反应堆的特性前，本节简略回顾压水堆的情况。
在常规压水堆中，二氧化铀燃料芯块含高代价浓缩到3.5%或更高的易裂变铀-235，其余是铀-238。
大约5年后，燃料必须卸出，因为易裂变材料耗尽而吸收中子的裂变产物增多。
此时燃料释放的能量不到天然铀潜能的1%。
然而由于内部温差、破坏二氧化铀共价键的辐照损伤、以及阻碍固体晶结构的裂变产物，燃料棒承受的应力越来越大(见图1)。
即使燃料棒肿胀变形，其锆包壳必须在堆内以及其后在废物储存/处臵场内继续包容燃料和裂变产物几百年。
图1. 固体燃料棒承受裂变产物、辐照和热应力。
（Courtesy of Japan Atomic Energy Agency R&D Review 2008）相比之下，液态燃料不受固体燃料那样的结构应力的影响：液态燃料反应堆可在大气压下运行，不需要承受高压蒸汽爆炸的密封容器。
气态裂变产物如氙鼓泡溢出，某些裂变产物沉淀析出，因此不吸收链式反应的中子。
与压水堆相似，液态燃料反应堆可设计成增殖更多的燃料，而又比常规压水堆产生的废物有更强的防扩散能力。
压水堆乏燃料含超铀元素如铀-238吸收中子增殖产生的钚-239，就是这种长寿命的超铀元素成了废物储存关注的核心问题。
第二章--核反应堆材料
2. 核燃料
核燃料：在反应堆内能使核裂变反应自持的易裂变物质。可 作为核燃料的易裂变物质是铀-233、铀-235和钚-239。其中铀235是天然存在的，而铀-233和钚-239分别由钍-232和铀-238用 人工方法转换而得。
核燃料要求
(1)热导率高； (2)抗辐照能力强，以达到高的燃耗； (3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力； (4)熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变； (5)机械性能好，易于加工。
常用的控制材料是铪、镉、银-铟-镉、硼及钆、钐等稀土 元素。
镉 • 镉具有很高的热中子吸收截面，而且价格也够便宜，但由于熔 点低，在中子能量低于0.18eV时吸收截面很快下降，因此只能 用于低温的研究性反应堆中。 银 -铟 -镉 • 把热中子吸收截面打的铟、银制成合金，具有很强的中子吸收 能力。绝大多数反应堆都用这种合金做吸收体。它易于加工， 有足够的强度，但在含硼压水堆中抗腐蚀性不够理想。 硼 • 热中子反应堆中控制棒和可燃毒物多用含硼材料。天然硼有两 种同位素——硼-10和硼-11，吸收中子主要依靠硼-10。所以把 材料中的硼-10富集可提高控制效率。 • 其缺点是吸收中子后产生氦气，产生的氦气会使材料体积膨胀， 尤其在高燃耗时辐照损伤更为严重。 • 硼的应用：将碳化硼做成芯块后装入不锈钢管在组合十字形控 棒或装配成棒束型控制棒；在压水堆中用作化学补偿控制;补偿 反应堆剩余反应性。
7）安全壳材料
安全壳的体积很大，直径约为40m，高60m左右。内 层的钢密封衬是在现场组装和焊接的，焊前无法预热、焊 后难以进行热处理。所以要求材料焊接性好、杂质少、强 度高、塑韧性大。 安全壳材料多采用碳锰钢，如A516，16Mn和15MnNi 63钢 等。当壳体厚度超过38mm时，为了提高淬透性，改善强度 和韧性以及焊接性能，需采用低合金高强度钢A537或A387。
大亚湾核电站本体结构
6、通量测量管
放在燃料组件中心位置的通量测量管用来容纳堆芯通 量探测仪的钢护套管。通量测量管由锆-4合金制成， 直径上下一致，其在格架中的固定方法与导向管相同。
7、定位格架
燃料组件中，燃料棒沿长度方向由八层格架夹住定位， 这种定位使棒的间距在组件的设计寿期内得以保持。 格架的夹紧力设计成既使可能发生的振动磨蚀到最小， 又允许有不同的热膨胀滑移，也不致引起包壳的超应 力。 格架由锆 -4 合金条带制成，呈 l7×17 正方栅格排列， 条带的交叉处用电子束焊双边点焊连接。外条带比内 条带厚，内条带的端部焊在外条带上，外条带端部由 三道焊缝连接，使格架能在运输及装卸料操作过程中 很好地保护燃料棒。
在格架栅元中，燃料棒的—边由弹簧施力，另一边顶住锆合金条带 上冲出的两个刚性凸起，两边的力共同作用使棒保持中心位置。弹 簧力是由跨夹在锆合金条带上的因科镍718制的弹簧夹子产生的，弹 簧夹子由因科镍718片弯成开口环而制成，然后把夹子跨放在条带上 夹紧定位，并在上下相接面上点焊，以把条带全部围起来。最终成 形的弹簧组合件形成两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料 棒，这样，弹簧作用在条带上的力自然抵消了。也就减少了格架的 应力。 但是在下述部位的情况不同：外条带上只有刚性凸起，在导向管栅 元里不需要设置弹簧。 定位格架通过条带上的调节片直接点焊在导向管上与其相连。在格 架的四周外条带的上缘设有导向翼，并按照避免装卸操作时相邻组 件的格架相互干扰的方式来布置。在高通量区的六个格架（即从下 至上第2至第7个格架）在内条带上还设置有搅混翼，以促进冷却剂 流的混合，有利于燃料棒的冷却和传热。
大亚湾核电站所采用的是比法国 标准900MW压水堆核电站所用的燃 料组件更为先进的改进型燃料组 件。 突出的特点是当探测出某个组件 有破损的燃料棒而且确定破损燃 料棒的位置之后，可以用乏燃料 池内安装的专用设施更换破损的 燃料棒，从而修复该燃料组件、 重新利用。
核工反应堆压力容器介绍
延性断裂（塑性断裂）： 顶盖本体（3吊耳，1排气管， 61+4管座） 连接控制棒组件和驱动机构 控制棒导向筒固定和定位。
4、反应堆 三、反应堆压力容器结构
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
压力容器的 15s，包括缓冲段3.
拆卸杆、定位塞头、可拆接头实现驱动杆和控制棒组件的连接。
运行限制： 3、辐照使材料脆性转变温度升高
顶盖
压力容器 支承面
法兰 管嘴
环行段 环行段
导向 装置
O形密封环
1、功能：保证压力容器筒体法兰和顶盖法兰之间的密封。 2、材质：因科镍-600镀银，因科镍-718弹簧
反应堆容器支承结构
１、功能
在正常运行工况或事故 工况下承受载荷。
2、构成
进出口接管下面的支撑座； 支承导向板； 支承环（两个水平厚法兰 和两块立式腹板组成的环行 梁结构，上焊6个径向定位 止挡块）
一、反应堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反应堆压力容器材料
选材原则：
纯度和均匀性 足够的强度和韧性 较低的辐照敏感性 导热性能好 易加工成本低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢， 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢 的３倍
热膨胀系数比不 锈钢小1.5倍
奥氏体不锈钢在 快中子作用下产 生脆化效应
上端法兰（24个流水孔， 6个辐照样品孔和4个定 位键孔）
下端堆芯支承板（0.5m 厚的孔板）
3个冷却剂出口孔
4个定位键
2、围板和辐板
围板：将布置燃料组件
的整个活性区的外形紧 紧围住。厚度2530mm。
辐板：中空圆板，带小
孔，厚度20-30mm，
共8层，起径向支撑作
核反应堆的主要类型
目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。
一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
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，.己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然料，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料芯块。
柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，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。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形。
压水堆的冷却剂是轻水。
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。
轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。
要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，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290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。
高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。
压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。
包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。
它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。
蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。
传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。
(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。
反应堆原理图
蒸汽如何转化成电能
蒸汽的产生 蒸汽在汽轮机 中作功
转子带动发电机发电
能量转换
核能 动力装置
发电机
电能
蒸汽的动能（热能） 汽轮机
机械能
安全壳
蒸汽发生器 反应堆
汽轮机
核电站厂房
安全壳厂房
汽轮发电机厂房
一回路辅助厂房
百万级核电厂厂房布置
（
安
反 应
全堆
壳厂
房
）
环形吊车 蒸发器 压力容器
核电站
反应堆容器
控制棒驱动 机构
控 制 棒
控制棒组件
冷却剂泵（主泵）
飞轮
电机轴
泵轴
冷却剂出口 冷却剂入口
蒸汽发生器
汽水分离器 给水入口 U型传热管
环形下降 通道
稳压器
多重屏障
燃料芯块 元件包壳 一回路压力边界 安全壳 放射性保护区
防止放射性物质外泄 的四道屏障
1km 安全壳
主蒸汽管道
汽轮发电机机组
反应堆
反应堆压力容器
堆芯(活性区)
• 功能
– 反应堆的心脏 – 产生自持链式核裂变反应 – 以热的形式释放裂变能
• 组成
– 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素
– 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 – 控制材料：控制中子数
• 控制棒组件 • 可燃毒物 • 可溶毒物
– 冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
• 各种堆芯图例
控制棒 燃料组件 压力容器
压 上封头
力
容 堆芯吊兰
器
和
堆 上隔板
内 围板 构 下隔板
件 堆芯支撑部件
下封头
控制棒驱动机构
第一代到第四代反应堆
& 国外核新闻 2004.4
小资料
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。 结论 在未来 50 年内，核工业界将以工业规 模发展第三代反应堆，并为第四代做准备。 第四代反应堆的寿命为 40～60 年不等。因 此，第二代、第三代和第四代反应堆将在 21 世纪共存。
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。 成员国承认，在可持续发展和防止温室 效应方面，核能能够发挥很大的作用。国际 合作围绕着以下几方面进行： — 持久性：该目标包括两个方面：从 长远看有利于节省自然资源（铀） ；废物量 最少化； — 经济竞争性：目标是降低投资费用 与运行费用； — 安全和可靠性：目标是（如果可能） 排除疏散核电厂外部人员的必要性； — 加强防扩散和实体保护能力。 此外，考虑到长期需求的变化，未来的 核设施不应该只局限于发电，应能满足其他 需要，如产氢或海水淡化等联合生产。 同已实现的关键技术方案一样，未来反 应堆的研发需要在国际范围内进行密切合 作， 尤其是在 GIF 范围内的合作。 2002 年对 最有希望的未来反应堆概念进行了选择，选 择了在能源可持续性、经济竞争性、安全和 可靠性以及防扩散和外部侵犯能力方面最 具前景的 6 种核系统。 选定的 6 种系统中有 2 种高温气冷堆， 2 种液态金属（钠和铅合金）冷却堆，1 种 超临界水冷堆和 1 种熔盐反应堆。6 种系统 中有 4 种是快中子堆，5 种采取的是闭合燃 料循环，并对乏燃料中所含全部锕系元素进 行整体再循环。 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
反应堆结构与核燃料
第四章反应堆结构与核燃料反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。
核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。
反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。
参见图4.1。
图4.1 反应堆位置- 35 -- 36 -图4.2 反应堆剖面图- 37 -图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分：● 反应堆堆芯● 堆内构件● 反应堆压力容器和顶盖● 控制棒驱动机构4.1 反应堆堆芯4.1.1 堆芯布置核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。
燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。
在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。
所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。
在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。
通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。
换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。
在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。
为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。
按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。
图4.3 堆芯分区布置（第一循环）- 38 -4.1.2 燃料组件大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒。
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美刊公布核反应堆设计图：展现艺术之
美(图)
/ 2009年12月28日 09:28 新浪科技
新浪科技讯北京时间12月28日消息，据《连线》杂志报道，核反应堆的设计并非千篇一律。
科学家会根据燃料、冷冻剂和各种配置来设计核电站，下面一组反应堆图片就充分展现了这一点。
这些图片最早刊载于20世纪70年代和80年代出版的《国际核工程学》(Nuclear Engineering International)杂志上。
美国桑迪亚国家实验室核工程师唐纳德-柯尼弗(Ronald Knief)是位收藏家，他的藏品中就包括这些核反应堆设计图。
日前，柯尼弗在爱达荷国家实验室图书馆的帮助下完成了设计图收集工作，开始将其数字化。
设计图共有一百多张，其中8张现已被永久收藏于新墨西哥州大学的图书馆。
柯尼弗说：“这不是CAD或CAM之类的事情，而是真正的艺术。
”同许多期美国《国家地理》杂志刊登的地图一样，这些也是一些插图，可以像海报一样展开，贴在墙上。
在新墨西哥大学任教期间，柯尼弗还将它们当作教辅工具，作为教科书的插图。
新墨西哥大学图书馆管理员堂娜-克罗默(Donna Cromer)与柯尼弗合作完成了这个项目。
她说：“他将大多数核反应堆设计图保存下来，别人很难做到这一点，包括出版商。
”这些剖面图是根据不同国家建造的反应堆绘制出来的，主要体现反应堆设计的多样性。
柯尼弗选择以下图片作为介绍核工业发展历程的代表。
柯尼弗说：“每一幅图都是先进的特定类型反应堆的代表。
”
1.“道格拉斯角”反应堆
“道格拉斯角”反应堆
“道格拉斯角”(Douglas Point)，是个沸水反应堆。
在这类发电站，冷却水直接流经燃料，沸腾变成蒸汽，驱动涡轮机运行。
柯尼弗说：“这是直接循环，类似于传统燃煤发电厂。
”沸水反应堆是美国常用的反应堆。
2.SNUPPS反应堆
SNUPPS反应堆
在美国，占据主导地位的核电站类型是压水反应堆。
标准化核电站系统(简称SNUPPS)是西屋电气公司建造的众多压水反应堆之一。
在这类系统中，高压令流经堆芯的冷却水不会蒸发。
接下来，温度极高的水被疏导至热交换器，将能量传输至第二套压力更低的管道。
管道中的水会变成蒸汽，令发电机保持运转。
3.“大海湾”反应堆
“大海湾”反应堆
“大海湾”(Grand Gulf)是美国通用电气公司设计的沸水反应堆。
通用电气、西屋和巴威(Babcock & Wilcox)等三家公司垄断了美国的核发电市场。
核反应堆设计图曝光：展现艺术之美(组
图)(2)
/ 2009年12月28日 09:28 新浪科技
4.CANDU反应堆
CANDU反应堆
各国核工业采用的设计并不相同。
例如，在加拿大，天然铀而不是浓缩铀被用来驱动CANDU反应堆。
天然铀由纯度超过99%的铀238构成，铀235所占比重不到1%。
浓缩铀提高了铀235的浓度，从而增加了一定数量铀中发生的裂变量。
CANDU反应堆的慢化剂是重水，重水具有多余的氘同位素。
之所以使用重水，是因为与正常的水相比，它吸收中子的可能性更小，令核反应不会遭到“扼杀”。
5.“富尔顿”反应堆
“富尔顿”反应堆
“富尔顿”(Fulton)反应堆不同于常规反应堆，因为它采用石墨连同铀作为燃料，类似于美籍意大利物理学家恩里科-费米及同事在芝加哥大学足球场地下建造的世界上第一座核反应堆。
其冷却剂采用的是氦气。
6.奥斯卡尔沙姆核电站
奥斯卡尔沙姆核电站
奥斯卡尔沙姆核电站是正在瑞典投入使用的10座反应堆之一。
尽管瑞典的水力发电技术十分发达，核反应堆仍给这个国家带来相当于该国发电总量45%左右的电力。
奥斯卡尔沙姆核电站采用的是沸水反应堆。
7.“超级凤凰”反应堆
“超级凤凰”反应堆
“超级凤凰”(Super-Phenix)是世界上唯一一座满负荷运转的液态金属快中子增殖反应堆。
或许听上去有些难以理解，但多年来，美国核研发计划的主要工作都用于这种发电站了。
快中子增殖反应堆产生的可裂变物质量超过其使用的可裂变物质量。
换言之，你获得的钚量超过投入的钚和铀总量。
在一个钚对于核武器制造不可或缺以及铀矿资源相当紧缺的年代，增殖反应堆便成了畅销品。
“超级凤凰”反应堆的建设始于1976年，1986年与电网相连，20世纪90年代末期关闭。
在此期间，这座反应堆遭遇了各种各样的问题，停工时间总计超过了运行时间。
(秋凌)。