世界现行核电站反应堆堆型
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。
第四代核反应堆系统说明介绍
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。
有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。
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。
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。
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。
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。
新一代核反应堆技术及其安全性评估
新一代核反应堆技术及其安全性评估随着人类对能源需求的不断增长，能源开发和利用已经成为全球关注的焦点。
然而，传统的化石燃料能源已经在大气污染和气候变化等方面造成了巨大的影响。
因此，寻求一种更为清洁，高效的替代能源已经成为人类必须面对的问题。
核能是一种被广泛认可的清洁能源，它可以为人类提供丰富、稳定的能源供应，特别是在电力领域。
随着核能技术的不断发展，新一代核反应堆技术成为了人们关注的热点，同时也涉及到了安全性评估等问题。
一、新一代反应堆技术新一代核反应堆技术主要包括四种：快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和固态堆。
这些技术相较于传统的压水堆等技术具有更高的安全性、更高的能量利用率和更长的寿命等优势。
快中子反应堆是一种可以利用自然铀和钍等轻度放射性元素的堆型，可以实现核废料的再生利用，同时具有更高的安全性和较长的使用寿命。
高温气冷堆则是一种利用氦气作为冷却剂的技术，具有更高的温度和热利用率，也有能够进行高温储氢等应用。
熔盐堆则是一种利用熔化的盐类作为燃料和冷却剂的技术，具有更高的能量输出和自稳定性等特点。
固态堆则是一种利用全固态燃料的技术，可以降低反应堆温度，提高安全性。
二、新一代反应堆技术的安全性评估反应堆技术的安全性评估是反应堆设计和使用的重要环节，通过对反应堆的设计、建设、调试和运行等过程进行全面严谨的评估，可以确保反应堆的安全性能。
针对新一代反应堆技术的安全性评估包括以下几个方面：（一）工程安全评估工程安全评估主要是对反应堆设计和建设过程中所涉及的材料、结构和工艺等因素进行分析和评估，以确保反应堆在建设和运行中不会存在任何工程安全隐患和事故风险。
（二）辐射安全评估辐射安全评估主要是对反应堆使用中可能产生的放射性物质进行分析和评估，以确保反应堆使用过程中散发出的放射性物质不会对人员和环境造成不良影响。
（三）运行安全评估运行安全评估主要是对反应堆运行过程中的各种因素进行分析和评估，以确保反应堆在运行中不会存在任何安全隐患和事故风险。
认证考试核工业基本知识试题汇总1
核电基本知识一、是非题1.核电站是以核能转变为电能的装置，将核能变为热能的部分称为核岛，将热能变为电（＋）能的部分称为常规岛。
2.重水堆冷却剂和载热剂是去离子水。
（—）3.堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性。
（＋）4.压水堆中稳压器内的水-汽平衡温度的保持是借助于加热和喷淋。
（＋）5.由国家核安全局制定颁发的安全法规都是指导性文件。
（—）6.断裂力学可以对含裂纹构件的安全性和寿命作出定量或半定量的评价和计算。
（＋）7.焊缝具有冶金和几何双重不连续性，往往是在役检查区域的选择重点。
（＋）8.所有核电厂的堆型都必须要有慢化剂降低中子的能量。
（－）9.核电站压水堆型的反应堆压力容器和蒸汽发生器中的所有部件都属于核I级部件。
（－）10.自然界中U－235，U－234，U－238三种同位素具有不同的质子数和相同的中子数。
（－）11.断裂的基本类型有三种，张开型裂纹（I型）；滑开型裂纹（II型）；撕开型裂纹（III（－）型），在工程构件内部，滑开型裂纹是最危险的，容易引起低应力脆断。
12.制造压力壳的材料，对Co和B含量的严格控制的目的是为了减少放射性，避免吸收中（－）子和提高抗拉强度。
13.应用无损检测最主要的目的在于安全和预防事故的发生。
（＋）14.结构件内部存在有微裂纹，必然会是造成构件低应力脆断。
（－）15.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、经济、干净（＋）的能源。
16.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。
（＋）17.前苏联于1954年建成的第一座核电站，开辟了人类和平利用原子能的先河。
（＋）18.不锈钢通过淬火提高强度和硬度。
（－）19.在役检查的可达性是要求受检部位、人员及设备的工作空间和通道满足HAD103/07的（ + ）有关规定。
20.压水堆核电站的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量慢化剂。
（ + ）21.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的主要堆型仅有轻水堆、重水堆。
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。
动力与电气工程：核电考试资料三
动力与电气工程：核电考试资料三1、问答题高压氮气系统（KRJ）运行时注意哪些问题？正确答案：1）在正常运行条件受到干扰时，KRJ系统不运行；2）在设计基准事故时，KRJ系统不运行；3）KRJ系统的运行模式属（江南博哥）于定期的，由JNG，JEF用户的运行模式来决定。
2、问答题高压加热系统的（LAD）功用是什么？正确答案：用从汽轮机高压缸来的抽汽加热给水，收集从汽水分离再热器来的疏水；提高热效率。
3、单选按核事件影响核安全和辐射安全的严重程度区分，核动力厂事件共分为（）级。
A、5B、6C、7D、8正确答案：C4、单选我国大陆第一座核电厂秦山核电厂属于()核电厂。
A、压水堆B、沸水堆C、重水堆正确答案：A5、问答题安注系统有高压、中压、低压分系统，当主管道双端断裂时，首先对反应堆起淹没作用的是什么系统？然后是什么系统？在事故发生后多长时间开始起作用。
正确答案：首先是中压安注系统，其次是高压、低压安注系统。
中压安注作用的时间是事故发生后的14至15秒，高、低压安注作用的时间是事故发生后31秒左右。
6、问答题列举出机组处于“维修”时的主要参数。
正确答案：反应堆处于次临界状态；反应堆控制保护系统的控制棒全部位于最下端；一回路冷却剂中硼酸浓度不低于16g/dm3；一回路冷却剂温度小于70℃；一回路压力为大气压；稳压器中的温度小于70℃；反应堆中的液位低于反应堆主接合面（200－300）mm或者是维修界线，但不能低于反应堆冷段管口上端线7、单选世界第一座试验核电站是（）年（）建成的奥勃灵斯克核电站，功率5000千瓦；世界第一座商用压水堆核电站是（）年（）建成的希平港核电站，功率9万千瓦。
A、1951；美国；1955美国B、1954；前苏联；1957美国C、1953；前苏联；1956美国正确答案：B8、问答题蒸汽发生器本体是由哪些部分组成的？正确答案：蒸汽发生器本体为单壳卧式、热交换面浸在水下的热交换装置，它由以下部件组成：1）容器；2）换热表面；3）一回路冷却剂集流管；4）主给水分配装置；5）应急给水分配装置；6）蒸汽分离孔板；7）水下均汽板。
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。
核电站常用堆型
1.压水堆压水堆是指使用轻水（即普通净化水）作冷却剂和慢化剂，且水在反应堆内保持液态的核反应堆。
除秦山三期外，我国目前运行的核电机组全部为压水堆。
压水堆作为一种技术十分成熟的堆型，与其他堆型相比，结构紧凑，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜；有放射性的一回路与二回路分开，带有放射性的冷却剂不会进入二回路污染汽轮机，机组运行、维护方便。
压水堆示意图2.沸水堆沸水堆利用轻水作慢化剂和冷却剂，只有一个回路，水在反应堆内沸腾产生蒸汽直接进入汽轮机发电。
与压水堆相比，沸水堆工作压力低；由于减少了一个回路，其设备成本也比压水堆低；但这样可能使汽轮机等设备受到放射性污染，给设计、运行和维修带来不便。
沸水堆示意图汽水分离再热器由于核电厂使用的汽轮机组为饱和蒸汽机组。
蒸汽发生器产生的饱和蒸汽被送到高压缸作功，高压缸末级的排汽湿度达到了14.2%，如果此种蒸汽仍被送往低压缸，将对低压缸产生汽蚀、水锤，将大大缩短汽轮机组的使用寿命。
为避免出现这种情况，专门设计了汽水分离再热器系统。
高压缸的蒸汽作完功后，被送入到汽水分离再热器MSR（Moisture Separator and Reheater)。
在MSR 中进行分离和再热，使进入低压缸的蒸汽为过热蒸汽，减低了对低压缸叶片的冲蚀。
同时，汽水分离再热系统还起到了合理分配低压缸负荷，减轻高压缸负载的功能。
3.重水堆重水堆是以重水（氘和氧组成的化合物）作慢化剂的反应堆。
其主要优点是可以直接利用天然铀作核燃料，同时采用不停堆燃料方式；但体积比轻水堆大，建造费用高，重水昂贵、发电成本也比较高。
重水堆核电站是发展较早的核电站，我国秦山三期1、2号机组采用的是加拿大坎杜型（CANDU）压力管式重水堆CANDU加拿大皮克灵核电厂（重水堆）4.高温气冷堆高温气冷堆用氦气作冷却剂，石墨作慢化剂，堆芯出口温度较高。
高温气冷堆热效率高，建造周期短，系统简单；但堆芯出口温度为850~1000℃甚至更高，对反应堆材料的性能要求也高。
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。
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
核反应堆技术的现状与发展
核反应堆技术的现状与发展核反应堆技术是一种利用核裂变或核聚变反应释放能量的技术。
它在能源领域具有重要的地位，被广泛应用于发电、医疗、工业等领域。
本文将介绍核反应堆技术的现状和发展趋势。
一、核反应堆技术的现状目前，核反应堆技术主要分为两种类型：核裂变反应堆和核聚变反应堆。
1. 核裂变反应堆核裂变反应堆是利用重核（如铀、钚等）的裂变过程释放能量的一种技术。
目前最常见的核裂变反应堆是压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）。
压水堆是目前世界上最常见的核反应堆类型，其核燃料为浓缩铀或钚铀混合物。
压水堆的冷却剂和工质是水，核燃料在反应堆中产生的热量通过冷却剂传递给蒸汽发生器，再由蒸汽发生器产生蒸汽驱动汽轮机发电。
沸水堆与压水堆类似，但其冷却剂和工质是同一种水。
核燃料在反应堆中产生的热量直接转化为蒸汽，驱动汽轮机发电。
2. 核聚变反应堆核聚变反应堆是利用轻核（如氘、氚等）的聚变过程释放能量的一种技术。
核聚变反应堆的优势在于燃料资源丰富，反应产物无放射性污染。
然而，目前核聚变反应堆技术仍处于实验阶段，尚未实现商业化应用。
二、核反应堆技术的发展趋势1. 安全性的提升核反应堆技术的安全性一直是人们关注的焦点。
未来的核反应堆将更加注重安全设计和控制系统的完善。
例如，采用更先进的被动安全系统，提高反应堆的自稳定性和自动关闭能力，减少人为操作的干预。
2. 高效能源的开发核反应堆技术在能源领域具有巨大潜力。
未来的核反应堆将更加注重能源的高效利用。
例如，采用高温气冷堆技术，提高热效率；采用核聚变反应堆技术，实现可控核聚变反应，释放更多的能量。
3. 应用领域的拓展核反应堆技术不仅可以用于发电，还可以应用于其他领域。
例如，核反应堆技术可以用于医疗领域的放射性同位素生产，用于治疗癌症等疾病；还可以用于工业领域的热能供应，用于加热、蒸汽产生等工艺。
4. 国际合作的加强核反应堆技术的发展需要国际合作和共享资源。
未来，各国将加强合作，共同推动核反应堆技术的发展。
核反应堆简介
2)重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站：这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。
除了235U等裂变可以放出核能外，氢的同位素，如氚（3H）的原子核在一定条件下也可以聚合成氦（He）原子核，同时放出能量，这也是核能的一种形式。我们通常将核裂变反应放出的核能称为“裂变能”，而核聚变反应放出的核能称为“聚变能”。
由于受当今技术发展的限制，国际上还没有掌握对核聚变反应进行有效的控制方法，所以除用于军事之外，利用核聚变原理进行核能发电的技术远未达到应用水平，而目前利用重核裂变原理进行发电的技术已经获得了广泛应用。
从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。
2．2．3 重水堆
以重水作慢化剂的核反应堆堆型。冷却剂可以是重水、 轻水或二氧化碳。重水是氘氧化合物(D2O)，它是热中子反应堆最理想的慢化剂，由于价格昂贵，重水系统的密闭性要求高，还需对外泄的重水进行回收、提纯，以提高核电站的经济性和安全性，主要堆型是加拿大研制的CANDU型。
核反应堆简介
【摘要】本文介绍了核能的概念、核能发电原理、核电站反应堆堆型及其优缺点
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[键入文字]新一代核反应堆EPR的介绍下面是一篇新一代核反应堆的介绍，EPR是国际上最新型反应堆(法国N4和德国建设的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。
新一代核反应堆EPR的介绍 新一代核反应堆EPR 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是国际上最新型反应堆(法国N4和德国建设的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。
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1。
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。
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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）
8
第三代
ACP1000
9
第三代
CAP1000/CAP1400
国核技
AP1000的国产化/放大版本
10
第三代
华龙一号是在M310的基础上，吸收三代先 进经验改进而来，将其157组件扩展到177 个，实现具有自主知识产权的核电技术， HPR1000（华龙一 中国核工业集团/中 可以出口。CNP1000的三代改进版本是 号） 国广东核电集团 ACP1000，CPR1000的三代改进版本是 ACPR1000+，中广核和中核同意在前期两集 团分别研发的ACPR1000+和ACP1000的基础 上，联合开发“华龙一号”。
序号
代数
名称
技术
简介
1
第二代
M310
2
第二代+
AES-91
3
第二代+
CPR1000
法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西 屋公司的标准312堆型，并通过改进批量化 法国阿海珐 建设成为标准化的CPY技术。为了提高法国 核电的出口竞争力，法国法玛通公司在CPY 的基础上形成了安全性和经济性较好的 俄AES-91型核电机组是在总结VVER1000/V320型机组的设计、建造和运行经验 俄罗斯 基础上，按照国际现行核安全法规，并采 用一些先进技术而完成的改进型设计堆型 CPR1000技术源于法国引进的百万千瓦级堆 型——M310堆型。 由中国广核集团在引进 中国广东核电集团 、消化、吸收国外先进技术的基础上，结 合20多年来的渐进式改进和自主创新形成 的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术 CNP1000核电站，是我国自主设计的国内最 高水平的百万千瓦级商用压水堆核电站。 也是基于M310堆型改进的。CNP：China Nuclear Power 重水堆
国家/地区
单机容量 （MW）
环路数
机组布置
燃料组件 数
引消吸
国内代表堆型
法国
1000
3
双堆布置
157
中广核集团
大亚湾核电站、岭澳一 期核电站
俄罗斯
1000
4
单堆布置
157
中核集团
江苏田湾核电站
中国
985
3
双堆布置
157
中广核集团
岭澳二期核电站、辽宁 红沿河核电站、福建宁 德核电站、广东阳江核 电站 秦山核电站二期、秦山 核电站扩建—方家山核 电站、海南昌江核电站