核反应堆有哪几种类型？核反应堆的工作原理是什么？

核反应堆通常分哪几种类型？简述压水堆核电站的工作原理和工作过程.~

你好！
现在有的堆型有重水堆、压水堆、沸水堆、高温气冷堆、快中子堆等等。
压水堆核电站的工作原理是通过U-235的裂变反应将核能释放出来，经过堆芯的高温高压水将堆芯的热量带到蒸汽发生器，产生的蒸汽推动汽轮机发电。
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目前核潜艇上的反应堆基本上都是压水反应堆.
另有一种高温气冷堆，还在试验中。
核潜艇的反应堆功率偏小，一般不会直接用到航母上。（法国戴高乐航母移植的核潜艇上的反应堆，结果问题多多，航母的最高航速只有27节，是世界上最慢的核动力航母，以至于它下一代航母可能要改用英国的燃气轮机。）


具体介绍：
核燃料组件：他是核燃料进行链式反应的核心部件。一般制作成二氧化铀，其中只有百分之几的铀235，而绝大部分是不直接参与核裂变的铀238.二氧化铀被烧结成圆柱形的小块，装入不锈钢或锆合金做的金属管中，称为燃料棒或燃料原件，然后把若干燃料棒有序的装入金属筒里组成燃料组件，最后把许多燃料组件垂直分布在核反应堆内

压力容器 是核反应堆的外壳，用来盛装核燃料及堆内部件，用高强度的优质合金钢制造而成，可承受几十兆帕的压力。在压力容器上有冷却剂的进出口。

压力容器的顶部封盖，可用来安置和固定控制棒驱动机构，压力容器顶盖有半圆形的，平顶的。

顶盖螺栓：用来连接、锁紧压力容器顶盖，使之与筒体组成一个完全密封的容器。

吊篮：是一个大圆筒，因为它是倒挂在压力容器里的，又像个篮子，因此称为吊篮 。采用吊篮一方面是易于固定反应堆内的部件，另外可以一次整篮子吊装核反应堆内的大部分部件，提高了装卸速度和减少了对人员的辐射时间。

中子源：插在核反应堆里，可提供足够的中子，是核燃料的点火器，达到启动核反应堆和提升核功率的作用。中子源一般由镭，钋，铍，锑等制作。中子源和核反应堆裂变产生的中子都是快中子，不能引起铀235的裂变，为了将其减速，需要在核反应堆中充满减速剂----纯净水。

控制棒：具有很强的吸收中子的能力，由控制棒驱动机构带动，可使控制棒在核反应堆内核燃料中上下移动，用来启动、关闭核反应堆，并可维持、调节核反应堆功率。控制棒一般用铪、银、铟、镉等金属制作。它们能够吸收中子，失去了中子核反应堆就无法燃烧，因此它能够控制反应。开始时控制棒插在核反应堆中，将中子源的中子吸收，反应堆处于关闭状态。如果要点燃核反应堆，开启核反应堆或让其火势加强，只需将一部分控制棒从核反应堆中拔出来即可，反之。如果要降低功率（核反应堆极少关闭，很麻烦），则将其插得更深。插得越深，吸收中子越多，反应速率越慢。

控制棒驱动机构：他是核反应堆的操作系统和安全保护系统 的执行机构，它严格按照系统或操作员的要求驱动控制棒在核反应堆内做上下移动，对核反应堆的功率进行有效控制。在危机情况下，还可以快速吧控制棒完全插入核反应堆以达到紧急停堆的目的

上下支撑板：用来固定燃料组件。核反应堆内充满了高温高压的纯净水(所以称为压水型核反应堆)，他一方面流经核反应堆的堆芯，冷却核燃料，充当冷却剂，另一方面积存在压力容器里起到慢化中子的作用，充当慢化剂。冷却剂由核反应堆入口进入顺着压力容器四周的内壁下行，然后从吊篮下端上行经过核燃料对其进行冷却，最后从核反应堆出口流出

核反应堆一般都配置十几个辅助系统，共同组成一回路系统。

主冷却剂系统：核反应堆最主要的辅助系统是主冷却剂系统，它直接与核反应堆连接，在冷却核反应堆的同时也 带出热量，并通过蒸汽发生器传给二回路制造蒸汽，该系统是一条完全封闭的循环回路，主要设备除了核反应堆以外，还有冷却剂泵和一些大阀门，由于这个系统是一回路的大动脉，十分重要。

其他辅助系统基本都是从主冷却剂系统引出的分支，不直接与核反应堆连接。

净化系统：该系统可以连续取出一部分主冷却剂中的冷却水，通过离子交换等过滤手段，出去其中的杂质（包括可溶性和不可溶性的杂质），然后在输送回冷却剂系统，使核反应堆里的运行水质不断得到净化，始终保持纯净。净化的目的有两个，一是避免被污染的水对设备、管壁的腐蚀，减少设备故障，二是降低水中的放射性水平（因为水中有的金属杂质流经核反应堆时会被活化，使金属杂质本身也具有了放射性，致使核反应堆舱的放射性水平增高）。

水质监测取样系统：该辅助系统用于在核反应堆整个运行期间及时的取出主冷却剂系统的液体或气体样品进行水质分析、以便通过分析结果，监测装置运行情况，指导运行操作，主要分析项目是固体不溶杂质、氯离子、酸度值、氧离子、裂变产物在水中的含量。

化学物添加系统：在正常情况下，用于向主冷却剂系统添加联氨 、氢气、酸碱控制剂 等，主要目的是除去和减少冷却剂中的氧，抑制含氧过高的水对设备管壁的腐蚀（通常在高温状态下用氢气除氧，低温状态下特别是在启动核反应堆的过程中用添加联氨除氧）；当核反应堆的控制棒因故卡死不能停堆时，通过该系统可以向核反应堆中注入中子吸收剂（如硼酸溶液），实施紧急停堆，以确保核潜艇的安全。

补水系统：一回路在工作时里面的水会减少，比如取样分析用水、设备泄露、停堆过程因为热胀冷缩冷却水减少等。该系统的作用便是制造、贮存和及时补充符合一回路用的高纯水。主要工作流程是：从船上的水箱取水 经过冷却器冷却 在专门的过滤器里进行过滤净化 由高压泵注入回路系统。

设备冷却水系统：在一回路中有一些设备在工作时会发热，如电机绕组、机械轴承、传动机构、压缩机汽缸等，为防止其过热烧坏，由该系统专门提供冷却后的淡水对发热部件进行不间断的冷却循环。该系统主要由设备冷却水泵、热交换器和辅助海水泵等组成

压力安全系统:核反应堆主冷却剂系统的压力可能由于某种原因迅速变化，必须进行有效的控制。如果压力过大，可能使一回路的设备遭到破坏，所以当压力值超过某个安全限值时，该系统的稳压器会自动喷放低温水进行降压，如果降不下来就会自动打开泄压阀进一步降压。当压力过低时，可能会使核反应堆内的水出现沸腾（气压越低，水的沸点越低），由于沸腾的水含有大量的不导热的气泡敷在核燃料棒的表面，影响核燃料的热量导出。严重时会烧毁核燃料棒，造成堆芯融化事故，因此必须及时提高压力。措施是开启稳压器中的电炉，加热冷却水。必要时也可以临时启动增压泵。


余热排出系统：核反应堆可能因事故紧急停堆，比如当主冷却剂系统的蒸汽发生器中的热交换管破损，就必须紧急关闭核反应堆，但是此时核反应堆内的裂变碎片还在继续衰变，并会维持很长时间，同时可以产生相当多的衰变热，这就需要通过余热排出系统及时带出这些热量，以保证核反应堆和整个装置的安全，即使在正常关闭核反应堆时也要启动该系统，以加快核反应堆的冷却速度。余热排出系统是一个单独的冷却水回路，该系统从主冷却剂系统引出一部分海水冷却器里冷却后，再送回主冷却剂系统。

安全注射系统：当一回路的设备或管路发生较大的破损，冷却水大量向系统外泄露（即失水事故）时，为了保证核反应堆不被烧坏，该系统强迫向核反应堆中注入大量低温水以除去衰变热。该系统的主要设备是高压注射泵。

放射性废物处理系统：主要用途是收集、贮存、排放来自一回路的放射性废水、废气、固体废物。废物的主要来源是一回路中多余的冷却水或设备泄露水。设备去污冲洗及人员洗涤用水、过滤后的废树脂、被污染的工具和擦拭物等。该系统主要设备是废水贮存箱，一般放在核反应堆舱的底部

去污系统：用于除去设备、阀门、管道和附件等表面的放射性沉积物

中进行可控自持链式裂变反应以产生热能的装置。裂变反应堆利用可裂变的重元素（如铀-235、铀-233和钚-239），在中子的作用下，形成可控自持链式裂变反应，释放能量。典型的反应方程式如下：
[323-01]
　世界上第一座裂变反应堆于1942年12月 2日在芝加哥大学达到临界。那是一座以天然铀为燃料、石墨为慢化剂的实验性反应堆。第一座原型生产堆于1943年11月建成并投入运行。1954年6月27日,苏联建成世界上第一座核电站,采用天然铀石墨慢化压力管式水冷反应堆,电功率为5000千瓦。1961年7月,美国建成世界上第一座商用压水堆核电站，电功率为28.5万千瓦（初期设计值）。到80年代，裂变反应堆已成为世界上最重要的替代能源。
　核反应堆按用途可分为：舰船推进、发电、供热的动力堆，生产裂变材料钚或氚的生产堆，做材料和燃料辐照试验用的试验堆等；按结构可分为：均匀堆、半均匀堆、非均匀堆、固体燃料堆、液体燃料堆、游泳池式堆、壳式加压型反应堆、压力管式加压型反应堆等；按中心能谱可分为：热中子堆、快中子堆、中能中子堆和谱移堆;按冷却剂可以分为:轻水堆、重水堆、压水（重水）堆、沸水（重水）堆、气冷堆、液态金属冷却堆等；按慢化剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨堆等；按燃料增殖性可分为：增殖堆和非增殖堆。核电站应用最普遍的是压水堆。
　裂变反应堆系统的一般组成是：核燃料元件、控制棒及其驱动机构、慢化剂、冷却剂以及堆内结构部件构成的堆心堆心连同包容它的反应堆容器称为反应堆(见图[反应堆示意]）。通常所说的反应堆实际多指反应堆系统或反应堆装置。反应堆系统还包括主冷却回路管道、主冷却泵（或鼓风机）、蒸发器（或热交换器）以及进一步冷却或利用热能的二次回路。
　核燃料　在反应堆中受中子作用产生核裂变反应并释放中子和热量的一种材料。作为燃料“烧掉”的是 3种可裂变核素铀-233、铀-235和钚-239中的一种或其混合物。直到80年代，广泛使用的核燃料是铀。天然铀中含铀-235只有0.71％，需通过扩散、离心、激光等方法将天然铀中的铀-235和铀-238分离，提供铀-235含量比天然铀比例更高的浓缩的铀燃料。另两种可裂变核素是在反应堆中人工生产的。核燃料的应用形式有作为固体燃料的纯金属、合金、化合物（特别是钠的氧化物和碳化物）以及作为液体燃料的水溶液、液态金属溶液和悬浮物。对固体燃料来说，为了包容裂变产物和防止核燃料的氧化和腐蚀，采用金属或石墨包壳将燃料包覆起来。这种燃料称为芯体。一组用合金包覆的燃料元件（形式可为棒状、片状和环状）可装配成组件，元件之间的定位部件称为定位架。目前运行的压水堆、沸水堆、重水堆都采用这种燃料组件。用石墨包覆的核燃料颗粒与石墨混合，压制成球形或棱柱形燃料元件，可用于高温气冷堆。锆与金属铀的合金经氢化，形成铀氢锆元件，用不锈钢管包覆，可作为一种特殊试验堆（TRCA，实际是半均匀堆）的燃料元件。
　慢化剂　核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为中子或中能中子的物质。选择慢化剂要考虑许多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和尽可能低的中子俘获截面；其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，既使不是，在设计中两者也是紧密相关的。应用最多的固体慢化剂是石墨，其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能，小的中子俘获截面和价廉。石墨是迄今发现的可以采用天然铀为燃料的两种慢化剂之一；另一种是重水。其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看，重水是更好的慢化剂，并且因其是液体，可兼做冷却剂，主要缺点是价格较贵，系统设计需有严格的密封要求。轻水是应用最广泛的慢化剂，虽然它的慢化性能不如重水，但价格便宜。重水和轻水有共同的缺点,即产生辐照分解,出现氢、氧的积累和复合。
　控制棒　在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料（如铪、镝等）在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和尺寸变化（肿胀）。银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。
　压水堆中采用棒束控制，控制材料制成棒状，每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在17×17的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的反应性，紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止）。
　冷却剂　由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆心带走热量并传给二回路中的工质，使蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。
　理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。液态钠(主要用于快中子堆)和钠钾合金（主要用于空间动力堆）具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点，但是它的热特性不好。重水是好的冷却剂和慢化剂，但价格昂贵。气体冷却剂（如二氧化碳、氦）具有许多优点，但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高。有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低，主要缺点是辐照分解率较大。应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。
　屏蔽　为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。
　对γ射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好，但价格较高；铅的优点是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属便宜，但密度较小，因而屏蔽层厚度比其他的都大。
　来自反应堆的γ射线强度很高，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆心和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。
　中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，通常含硼,有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下，常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。

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