核反应堆类型简介
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。
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。
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。
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。
核电站一般知识简介
核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
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。
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。
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。
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。
核反应堆知识点
核反应堆知识点核反应堆是用来产生核能的设备，它通过核裂变或核聚变反应释放大量能量。
核反应堆广泛应用于能源生产、医疗、工业和科研等领域。
本文将介绍核反应堆的基本原理、构造、种类以及其在不同领域的应用。
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过程中释放的能量来产生热能或电能。
核裂变是指重核（如铀、钚等）在吸收中子后分裂成两个或更多的轻核的过程，这种过程会释放大量的能量。
而核聚变是指轻核（如氢）在高温、高压条件下融合形成较重的核，释放出更大的能量。
核反应堆的基本原理是通过控制中子的释放和吸收来控制核裂变或核聚变过程。
当中子被引入反应堆中，它们会与核燃料发生作用，进而引发核反应。
核反应堆中的反应物质通常是铀或钚等可裂变材料，也可以是氢等可聚变材料。
二、核反应堆的构造核反应堆由反应堆堆芯、冷却剂、控制棒、反应堆容器等部分组成。
1. 反应堆堆芯：反应堆堆芯是核反应堆中最重要的部分，它包含核燃料和中子俘获材料。
核燃料是指发生裂变或聚变反应的物质，通常是铀、钚等放射性物质。
中子俘获材料用于控制中子流，常见的材料包括硼、银等。
2. 冷却剂：冷却剂是用来带走反应堆产生的热能，同时也起到控制温度的作用。
常见的冷却剂包括水、氦气等。
不同类型的反应堆使用不同的冷却剂。
3. 控制棒：控制棒用来控制核反应堆中的中子流量，调节核反应堆的反应速率。
通过插入或抽出控制棒，可以增加或减少中子的释放和吸收。
4. 反应堆容器：反应堆容器是包围核反应堆堆芯的壳体，用来防止辐射泄漏。
反应堆容器通常由厚重的混凝土或钢铁构成，具有很强的防护能力。
三、核反应堆的种类核反应堆按照不同的原理和用途可以分为热中子堆、快中子堆和聚变堆三种主要类型。
1. 热中子堆：热中子堆以热中子作为反应物质，主要用于能源生产。
其反应过程通过控制中子的发射和吸收来调节反应堆的能量输出。
2. 快中子堆：快中子堆以快中子作为反应物质，主要用于产生放射性同位素、进行核辐射疗法和研究物质结构等。
关于各类核反应堆的构造.特点科普
关于各类核反应堆的构造.特点科普昨天看到一个帖子，说日本反应堆比中国先进，还经常有人嚷嚷气冷堆上潜艇，还有世界上3大核电站事故的情况，实在看不下去了，现在对核反应堆做个简单科普。
反应堆由燃料棒、控制棒、冷却剂、慢化剂组成，自行百度，我主要讲各类反应堆的具体情况。
首先是石墨液冷堆，是人类第一种掌握的反应堆，由费米于1942年12月2日在芝加哥大学网球场建立并启动，而第一个核电站，也是石墨液冷堆，由苏联建造。
这种反应堆用石墨作为慢化剂，水作为冷却剂，没有耐压壳。
整体构造可以想象成蜂窝煤，在石墨中通上各类管线。
作为人类第一代反应堆，缺点很多：1、没有耐压壳，安全性很差，一旦事故，堆心就会暴露在大气层中。
2、高纯度石墨易燃，失事时会造成大火，不仅会阻碍救援，还会促进放射物在大气扩散。
3、每一个管线都是单独的单元，各个管线并不是一体的，不利于维护。
石液冷堆只有苏联大规模投入商业运营，切尔诺贝利爆炸的就是这种堆。
第二种是重水堆，当年纳粹开发核弹用的就是这种堆，用重水作为慢化剂，当时只有挪威能生产重水，工厂还被盟军炸了，攻入德国的时候就发现了一个完整的重水堆，只不过重水太少（只有2吨），不足以引起核反应，如果当时纳粹获得了足够的重水…………重水很少吸收中子，所以重水堆的核燃料不用浓缩，用天然铀就行，省去了庞大的铀浓缩工厂；因为很少吸收中子，所以增值（下文会讲到）是所有慢中子堆中最高的；因为慢化剂是液体，紧急情况下只要排空慢化剂，就回停止核反应，安全性也很高；钴60（一种重要医疗资源，用于化疗）也主要由重水堆生产；最重要的一点是：核弹所用的钚239通常是由重水堆生产，其他反应堆生产的钚会含有钚240，用于反应堆没问题，但不能用于核弹。
重水堆主要使用国家为加拿大，我国的秦山3期也是重水堆，汶川大地震时时受影响的那个堆，就是重水堆。
然后就是世界的主流，压水堆。
压水堆是将冷却剂与慢化剂合二为一，用普通水来完成，因为省去了慢化剂的空间，所以最为紧凑。
带你了解核电站的四种主流堆型
带你了解核电站的四种主流堆型目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆，其余为重水堆以及先进气冷堆等。
轻水堆主要是压水堆和沸水堆两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。
核反应燃料主要是铀，每一千个铀原子当中只有七个是铀235，其余大部分是铀238。
普遍使用的压水堆主要以铀235为燃料，热中子轰击铀235，会使其裂变成2～3个快中子和两个较轻的原子核，然后快中子经慢化剂减速为热中子后继续轰击铀235，使得裂变反应能够持续进行。
第一个当然是介绍沸水堆啦。
日本福岛爆炸的堆型就是这种。
沸水堆核电站原则性流程图主要原理：主循环水泵将一回路的水直接注入核反应堆中。
由于铀235裂变时灰释放出大量的热量来。
水受热变成水蒸气。
经过汽水分离器的分离变成饱和蒸汽进入到汽轮机高压缸中。
再进入低压缸中。
由于热力学性质的变化使汽轮机叶片转动。
从而推动发电机转子转动。
于是就有了电能。
第二个就是介绍重水堆。
重水堆核电站原则性流程图1.慢化剂和冷却剂都是重水。
2.反应堆的本体是一个水平放置的圆筒形容器，在容器内贯穿了许多根水平管道---燃料管道。
冷却剂通过燃料管道将热量带出来，进过蒸汽发生器。
使得二回路的水被被加热成水蒸气。
从而推动汽轮机的运转。
快堆，是“快中子反应堆”的简称，是世界上第四代先进核能系统的首选堆型。
快堆核电站原则性流程图快堆是以钚239为燃料，钚239裂变又可将占铀大部分的铀238变成钚239，使铀的利用率提高到60%～70%，使核燃料快速增殖，所以这种反应堆又称快速增殖堆。
快堆中常用的核燃料是钚—239，而钚—239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀－238吸收，又变成钚—239。
也就是说在堆中一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多。
反应开始循环持续下去。
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
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——采用空气、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%
脉冲堆和稳态堆5堆型中子谱慢化剂冷却剂剂燃料形态燃料富集度度压水堆热中子h2oh2ouo23左右沸水堆热中子h2oh2ouo23左右重水堆热中子d2od2ouo2天然铀或稍浓缩铀高温气冷堆热中子石墨氦气uctho2720钠冷快堆快中子无液态钠uo2puo215206多种多样的核反应堆?重水堆?沸水堆?压水堆?快堆核电站种类
1.1 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
《核反应堆热工分析》复习资料大全
《核反应堆热工分析》复习资料大全1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的差不多特点:3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。
第二是工作压力能够降低。
为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。
5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：●中子利用率高〔要紧由于D吸取中子截面远低于H〕●废料中含235U极低，废料易处理●可将238U 转换成易裂变材料238U + n →239Pu239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)缺点：●重水初装量大，价格昂贵●燃耗线〔8000～10000兆瓦日／T〔铀〕为压水堆1/3〕●为减少一回路泄漏〔因补D2O昂贵〕对一回路设备要求高7.高温气冷堆的优缺点：优点：●高温，高效率〔750～850℃，热效率40％〕●高转换比，高热耗值〔由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸取中子截面小。
转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T〔铀〕〕●安全性高〔反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大〕●环境污染小〔采纳氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少〕●有综合利用的宽敞前景〔假如进一步提高氦气温度～900℃时可直截了当推动气轮机；～1000℃时可直截了当推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直截了当用于炼铁、化工及煤的气化〕●高温氦气技术可为今后进展气冷堆和聚变堆制造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu 〔消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu 〕●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀〔达～33％〕●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是爽朗金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性〔简答〕1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择•中子吸取截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料的加工性能 •材料的机械性能 •材料的抗辐照性能只有专门少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。
核反应堆制作方法
核反应堆制作方法一、引言核反应堆是利用核裂变或核聚变等核反应过程，将核能转化为其他形式能量的装置。
它在能源领域具有重要的地位，被广泛应用于发电、核医学、核研究等领域。
本文将介绍核反应堆的制作方法。
二、核反应堆的类型核反应堆可以分为裂变反应堆和聚变反应堆两种类型。
裂变反应堆利用重核裂变释放的能量进行发电，而聚变反应堆则利用轻核聚变释放的能量。
本文将重点介绍裂变反应堆的制作方法。
三、核反应堆的组成1. 燃料元件：核反应堆的关键组成部分，其中含有可裂变核素（如铀-235、钚-239等）。
燃料元件的制作需要进行核燃料浓缩、加工和成型等工艺步骤。
2. 反应堆堆芯：由燃料元件和调节材料（如碳、硼等）组成。
调节材料可以调节核反应过程中的中子流量，确保反应过程稳定。
3. 冷却剂：用于将反应堆中释放的热量带走，维持反应堆温度的稳定。
常用的冷却剂有水、气体和液态金属等。
4. 反应堆容器：包裹着核反应堆的外壳，用于保护反应堆和隔离辐射。
反应堆容器由厚重的钢材制成，具有较高的抗辐射能力。
5. 控制系统：用于监控和控制核反应堆的运行状态，包括温度、压力、中子流量等参数的测量和调节。
四、核反应堆的制作方法1. 设计和规划：核反应堆的制作过程始于详细的设计和规划。
根据反应堆的功率需求、使用场景和安全要求等因素，确定反应堆的尺寸、燃料组成、冷却剂和材料等参数。
2. 燃料元件制作：根据设计要求，制备含有可裂变核素的燃料元件。
这包括核燃料浓缩、加工和成型等工艺步骤。
燃料元件通常采用小型的圆柱形结构，以便于装配和更换。
3. 反应堆堆芯组装：根据设计和规划，将燃料元件和调节材料按照一定的顺序和布局组装成反应堆堆芯。
堆芯的组装需要精确的位置和间距控制，确保核反应过程的稳定和安全。
4. 冷却剂系统安装：根据设计要求，安装冷却剂系统，包括冷却剂循环管道、泵站和换热器等。
冷却剂系统的安装需要考虑反应堆的热量产生和散热需求，确保反应堆的温度稳定。
核反应堆类型及其特点比较
核反应堆类型及其特点比较核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
根据反应堆的设计和工作原理的不同，核反应堆可以分为多种类型。
本文将对几种常见的核反应堆类型及其特点进行比较。
一、压水堆（Pressurized Water Reactor，PWR）压水堆是目前最常见的商业核反应堆类型之一。
它采用轻水作为冷却剂和减速剂，核燃料使用浓缩铀或钚铀混合物。
压水堆的特点如下： 1. 高压冷却剂：压水堆中的冷却剂保持在高压状态下，这使得冷却剂在高温下仍然保持液态，从而提高了热传导效率。
2. 反应堆压力容器：压水堆采用一个厚重的反应堆压力容器来容纳核燃料和冷却剂。
这种设计可以有效地防止辐射泄漏。
3. 负温度系数：压水堆的反应性系数为负，这意味着当反应堆温度升高时，反应性会下降，从而提高了反应堆的稳定性。
二、沸水堆（Boiling Water Reactor，BWR）沸水堆也是一种常见的商业核反应堆类型。
它与压水堆的主要区别在于冷却剂直接在反应堆中沸腾产生蒸汽，然后通过蒸汽发电机产生电能。
沸水堆的特点如下：1. 单回路系统：沸水堆采用单回路系统，即冷却剂直接在反应堆中沸腾产生蒸汽，然后通过蒸汽发电机产生电能。
这种设计简化了系统结构，提高了效率。
2. 正温度系数：沸水堆的反应性系数为正，这意味着当反应堆温度升高时，反应性会增加，从而提高了反应堆的稳定性。
3. 辐射泄漏风险：由于沸水堆中的冷却剂直接与核燃料接触，因此存在辐射泄漏的风险。
为了减少辐射泄漏，沸水堆采用了多层防护措施。
三、重水堆（Heavy Water Reactor，HWR）重水堆使用重水（氘化水）作为冷却剂和减速剂，核燃料使用天然铀或浓缩铀。
重水堆的特点如下：1. 高减速比：重水堆中的重水具有较高的减速比，可以更有效地减慢中子速度，提高核燃料的利用率。
2. 低燃料浓缩度：重水堆中的核燃料浓缩度较低，这使得重水堆可以使用天然铀作为燃料，减少了浓缩铀的需求和核燃料循环的复杂性。
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。
核反应堆的物理基础和原理
核反应堆的物理基础和原理随着科学技术的不断进步，人类对于核能的使用越来越广泛，核反应堆作为核能利用的重要方式之一，得以广泛应用。
那么什么是核反应堆？它的物理基础和原理是什么？本文将为您一一解答。
一、核反应堆的定义和种类核反应堆是利用核反应发生核能释放的装置，是核能利用的主要方式之一，广泛应用于电力、军事、医疗等领域。
根据核反应堆的设计和用途，可分为热中子反应堆、中子星反应堆、混合反应堆、钚核反应堆等。
热中子反应堆主要利用热中子引发核反应，一般采用铀-235作为燃料，主要用于发电和研究用途。
中子星反应堆利用快中子引发核反应，主要用于核武器等军事用途。
混合反应堆是将热中子反应堆和中子星反应堆相结合，利用多种燃料，是一种高效的核反应堆。
钚核反应堆主要利用钚-239作为燃料，可快速产生大量核能，主要用于核潜艇等军事用途。
二、核反应堆的物理基础核反应堆的反应过程涉及到原子核的结构以及物理学中的一些基本定理，下面将一一介绍。
1.核物理学核物理学是研究原子核结构、核反应以及核能释放等问题的学科。
它与相对论、量子力学等学科有着千丝万缕的联系，是核反应堆设计中不可或缺的一部分。
2.裂变与聚变核反应堆的反应过程中，经常涉及到裂变和聚变。
裂变是指重核裂变成两个质量相对较小的核，并释放出大量的能量和中子。
聚变则是指两个轻核结合成一个重核，并释放出大量的能量和中子。
在核反应堆中，裂变是最常见的反应方式。
3.放射性衰变放射性衰变是放射性核发生自发衰变，释放出粒子和能量的过程。
放射性衰变是许多核反应堆反应链中的一环，不仅产生能量，还会产生一些高能粒子，对反应堆造成一定的影响。
三、核反应堆的原理核反应堆是利用核反应产生的热能来发电或作为其他用途，其原理主要包括核燃料、反应堆的物理结构和气冷或冷却剂的使用。
1.核燃料核燃料是核反应堆反应的基本物质，一般采用铀、钚等元素，也可以采用锆、铌等金属。
当放射性核素发生裂变时，会产生大量的热能，从而引发周围反应核素的裂变，形成一种连锁反应。
核反应堆
原理
核反应堆原理核反应堆是核电站的心脏 ，它的工作原理是这样的：
原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原 子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀 235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水（或其他物 质）带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动汽轮机发电。由此可知，核反 应堆最基本的组成是裂变原子核+载热体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要 使中子慢化增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物 都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施；核反应堆发生事故时，要防止各种事故工况下辐 射泄漏，所以反应堆还需要各种安全系统。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料+慢化剂+载热体+控 制设施+防护装置+安全设施。
人类第一座核反应堆的设计者：费米1939年1月，用中子引起铀原子核裂变的消息传到费米的耳朵里，当时 他已逃亡到美国哥伦比亚大学，费米不愧是个天才科学家，他一听到这个消息，马上就直观地设想了原子反应堆 的可能性，开始为它的实现而努力。费米组织了一支研究队伍，对建立原子反应堆问题进行彻底的研究。费米与 助手们一起，经常通宵不眠地进行理论计算，思考反应堆的形状设计，
理论研究
研究历程 氢元素提供证据
惰性气体揭露谜底 间歇式
20亿年前 ，在非洲奥克罗班多地区的十几座天然核反应堆神秘启动，稳定地输出能量，并安全运转了几十 万年之久。为什么它们没有在爆炸中自我摧毁？是谁保证了这些核反应的安全运行？莫非它们真的如世间的传言 那样，是外星人造访的证据，或者是上一代文明的杰作？通过对遗迹抽丝剥茧地分析，远古核反应堆的真相正越 来越清晰地暴露在我们面前。
核反应堆的类型
核反应堆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、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；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钚-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，在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-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β衰变后，铀-238很快被转变成钚-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转变成可用的燃料钚-239。
第一章 核反应堆类型
我国于1991年建成第一座原子能发电站（秦山），包括 这一座在内，现在投入运行的有9座发电用原子能反应堆，总 容量为660万千瓦，占国家发电总量的比重很小，不仅远低于 欧美发达国家的水平，而且与东亚相邻国家、地区相比，也 存在相当大的差距。1995年日本和韩国的原子能发电占总发 电量的比重分别是30%和36.2%，台湾地区是31%，而我国大陆 只有1.29%。
能量/MeV 168 5
瞬发γ能量
裂变产物γ衰变 裂变产物β衰变 中微子能量 总共
7
7 8 12 207
裂变产物的衰变β和γ射线的能量约占总裂变能量
的4％～5％，它们是裂变碎片在衰变过程中发射出来 的，即这部分能量释放是有一段时间延迟的。因而停 堆后，仍然会有衰变热量产生，仍需进行冷却和屏蔽。 这种停堆后衰变余热的导出是反应堆安全研究中重要 的问题之一。
2、裂变产物
核裂变反应的另一个重要结果就是生成裂变碎片 和
放出中子。核裂变绝大多数裂变成两个碎片。对于 热中子裂变来说，目前已发现80种以上的裂变碎片。 裂变碎片质量数的范围大约分布在72～161之间。
在裂变产物种有些裂变产物有着非常长的半衰期和 很强的放射性，例如129I的半衰期长达1.6×107年，这 就给反应堆乏燃料的储存、运输、后处理和最终安全
10
5
B 1n 7Li 4He
0 3 2
在低能区，这个反应的截面很大，所有该反应广泛地用作热 中子反应堆的反 应性控制材料
中子与原子核的相互作用
(3) 核裂变
反应堆内最重要的核反应。一些核素，如 233U ，
235U ， 239Pu 在各种能量的中子作用均能发生裂变，
并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大。 通 常把它们成为易裂变核素。
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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。
按用途分：将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等；生产放射性同位素的核反应堆；生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆；提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆；为发电而发生热量的核反应，称为发电堆；用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。
如此多的反应堆种类，意味着很多的人才空缺，让我感觉到核电事业亟待人才的加入，我决心努力学习，将来为我国核电事业作出一番贡献。