核动力分类

来源：百度百科
中文名称：核动力英文名称：nuclear power定义：核裂变或核聚变产生能量的工业应用。
核动力是利用可控核反应来获取能量，从而得到动力，热量和电能。因为核辐射问题和现在人类还只能控制核裂变，所以核能暂时未能得到大规模的利用。利用核反应来获取能量的原理是：当裂变材料(例如铀-235)在受人为控制的条件下发生核裂变时，核能就会以热的形式被释放出来，这些热量会被用来驱动蒸汽机。蒸汽机可以直接提供动力，也可以连接发电机来产生电能。世界各国军队中的大部分潜艇及航空母舰都以核能为动力，同时，核能每年提供人类获得的所有能量中的7%，或人类获得的所有电能中的15.7%。


分类
现今正在运营的核反应堆可依裂变的方式区分为两大类，各类中又可依控制裂变的手段区分为数个子类别：
①核裂变反应堆通过受控制的核裂变来获取核能，所获核能以热量为形式从核燃料中释出。
·现行核电站所用的全为核裂变反应堆，这也是本段的主述内容。核裂变反应堆的输出功率为可调。核裂变反应堆也可依世代分类，比如说第一、第二和第三代核反应堆。现在的标准核反应堆都为压水式核反应堆（PWR）。
·快中子式核反应堆和热中子式核反应堆的区别会在稍后讲到。总体来说，快中子式反应堆产生的核废料较少，其核废料的半衰期也大大短於其它型式反应堆所产生的核废料，但这种反应堆很难建造，运营成本也高。快中子式反应堆也可以当做增殖型核反应堆，而热中子式核反应堆一般不能为此。

  压水反应堆内炉
A. 压水式核反应堆 (PWR)
这种反应堆完全以高压水来冷却并使中子减速（即使在温度极高时也是这样）。大部分正在运行的反应堆都属于这一类。尽管在三哩岛出事的反应堆就是这一种，一般仍认为这类反应堆最为安全可靠。这是一种热中子式核反应堆。中国大陆秦山核电站一期工程、大亚湾核电站和台湾核三厂的反应堆为此型。
B. 沸水式反应堆 (BWR)
这些反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂，但水压较前一种稍低。正因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。其缺点为，沸水会升高水压，因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来，。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。台湾核一厂和核二厂两座发电厂的反应堆为此型。
C. 压重水式核反应堆 (PHWR)
这是由加拿大设计出来的一种反应堆，（也叫做CANDU），这种反应堆使用高压重水来进行冷却和减速。这种反应堆的核燃料不是装在单一压力舱中，而是装在几百个压力管道中。这种反应堆使用天然铀为核燃料，是一种热中子式核反应堆。这种反应堆可以在输出功率开到最大时添加核燃料，因此能高效利用核燃料（因为可作精确控制）。大部分压重水式反应堆都位于加拿大，有一些出售到阿根廷、中国、印度（未加入防止核武器扩散条约）、巴基斯坦（未加入防止核武器扩散条约）、罗马尼亚和韩国。印度也在它的第一次核试爆后运行了一些压重水式核反应堆（一般被称为“CANDU的变种”）。中国大陆秦山核电站三期工程的反应堆为此型。
D.石墨轻水型核反应堆（RBMK）
这是一种苏联的设计，它在输出电力的同时还产生钚。这种反应堆用水来冷却并用石墨来减速。RBMK型与压重水型在某些方面具有相同之处，即可以在运行中补充核燃料，并且使用的都是压力管。但是与压重水型不同的是，这种反应堆不稳定，并且体积太大，无法装置在外罩安全壳的建筑物里，这点很危险。RBMK型还有一些很重大的安全缺陷，尽管其中一些在切尔诺贝利核事故后被改正了。一般认为RBMK型是最危险的核反应堆型号之一。切尔诺贝利核电站拥有四台RBMK型反应堆。
E. 气冷式反应堆 和 高级气冷式反应堆
这种反应堆使用石墨作为减速剂，并用二氧化碳作为冷却剂。其工作温度较压水式反应堆更高，因此热效率也更高。一部分正在运行的反应堆属于这一类，大部分位于英国。老式的核电站（也就是Magnox式）已经或即将关闭。但高级气冷式核反应堆还会继续运行10至20年。这是一种热中子式核反应堆。关闭这种核电站的费用很高，因其反应炉核心很大。
F. 液态金属式快速增殖核反应堆 (LMFBR)
这种反应堆使用液态金属作为冷却剂，而完全不用减速剂，并且在发电的同时生产出比消耗量更多的核燃料。这种反应堆在效率上很接近压水式反应堆，而且工作压力不需太高，因为液态金属即使在极高温下也不需加压。法国的超级凤凰核电站和美国的费米-I核电站用的都是这种反应堆。1995年，日本的“文殊”核电站发生液态钠泄漏，预计将会在2008年重新开始运行。这三个核电站都用到了液态钠。这是一种快速中子式反应堆而不是热中子式反应堆。液态金属式反应堆分为两种：
G.液态铅式反应堆
这种反应堆使用液态铅来作为冷却剂，铅不但是隔绝辐射的绝佳材料，还能承受很高的工作温度。还有，铅几乎不吸收中子，所以在冷却过程中损失的中子较少，冷却剂也不会变成带放射性。与钠不同的是，铅是惰性元素，所以发生事故的几率也较小，但是，应用如此大量的铅就不得不考虑毒性问题，而且清理起来也很麻烦。这种反应堆经常用的是铅铋共熔合金。在这种情况下，铋会产生一些小的放射性问题，因为它会吸收少量中子，而且也比铅更容易变得带放射性。
H.液态钠式反应堆
大部分液态金属式反应堆都属于这一种。钠很容易获得，而且还能防止腐蚀。但是，钠遇水即剧烈爆炸，所以使用时一定要小心。虽然这样，处理钠爆炸并不比处理压水式核反应堆中超高温轻水的泄漏麻烦到哪里去。
②放射性同位素温差发电机通过被动的衰变来获取热量。
一些放射性同位素温差发电机被用来驱动太空探测器（比如卡西尼-惠更斯号），苏联的一些灯塔，和某些心脏起搏器。这种发电机产生的热会随著时间逐渐减少，其热能通过温差电效应转换成电能。

工作原理
一般核电站的关键部分是：
·核燃料
·中子减速剂
·冷却剂
·控制棒
·压力舱
·反应炉中心紧急冷却系统
·反应堆保护系统
·蒸汽发生器 (沸水式反应堆中没有这个)
·安全壳建筑
·水泵
·涡轮机
·发电机
·冷凝器
一般的热电厂都有燃料供应来产生热，比如说天然气，煤或石油。对于核电厂来说，它需要的热来自于核反应堆中的核裂变。当一个相当大的可裂变原子核（一般为铀-235或钚-239）被一个中子轰击时，它便分裂为两个或更多个部分，同时释放出能量和中子，这个过程就叫做核裂变。原子核释放出的中子会继续轰击其它原子核。当这个链式反应被控制的时候，它释放出的能量便可用来烧水，产生出的水蒸气会驱动涡轮机，从而产生电能。需要记住的是，核爆炸中发生的是“不受控制的”链式反应，而核反应堆中的裂变速度无法达到核爆炸所需要的速度，这是因为商业用核燃料的浓度还不够高。
链式反应被一些能够吸收或减慢中子的材料控制着。在以铀为核燃料的反应堆当中，中子需要被减慢速度，因为当慢速中子轰击铀-235原子核时是更容易发生裂变的。轻水反应堆使用普通水来减慢中子并进行冷却。当水的温度升高到一定程度时，它便达到了工作温度，此时它的密度会降低，因此没被它吸收的少量中子会被减得足够慢，然后去引发新的裂变。负反馈将裂变速度保持在一定水平。来源：百度百科
中文名称：核动力英文名称：nuclear power定义：核裂变或核聚变产生能量的工业应用。
核动力是利用可控核反应来获取能量，从而得到动力，热量和电能。因为核辐射问题和现在人类还只能控制核裂变，所以核能暂时未能得到大规模的利用。利用核反应来获取能量的原理是：当裂变材料(例如铀-235)在受人为控制的条件下发生核裂变时，核能就会以热的形式被释放出来，这些热量会被用来驱动蒸汽机。蒸汽机可以直接提供动力，也可以连接发电机来产生电能。世界各国军队中的大部分潜艇及航空母舰都以核能为动力，同时，核能每年提供人类获得的所有能量中的7%，或人类获得的所有电能中的15.7%。


分类
现今正在运营的核反应堆可依裂变的方式区分为两大类，各类中又可依控制裂变的手段区分为数个子类别：
①核裂变反应堆通过受控制的核裂变来获取核能，所获核能以热量为形式从核燃料中释出。
·现行核电站所用的全为核裂变反应堆，这也是本段的主述内容。核裂变反应堆的输出功率为可调。核裂变反应堆也可依世代分类，比如说第一、第二和第三代核反应堆。现在的标准核反应堆都为压水式核反应堆（PWR）。
·快中子式核反应堆和热中子式核反应堆的区别会在稍后讲到。总体来说，快中子式反应堆产生的核废料较少，其核废料的半衰期也大大短於其它型式反应堆所产生的核废料，但这种反应堆很难建造，运营成本也高。快中子式反应堆也可以当做增殖型核反应堆，而热中子式核反应堆一般不能为此。

  压水反应堆内炉
A. 压水式核反应堆 (PWR)
这种反应堆完全以高压水来冷却并使中子减速（即使在温度极高时也是这样）。大部分正在运行的反应堆都属于这一类。尽管在三哩岛出事的反应堆就是这一种，一般仍认为这类反应堆最为安全可靠。这是一种热中子式核反应堆。中国大陆秦山核电站一期工程、大亚湾核电站和台湾核三厂的反应堆为此型。
B. 沸水式反应堆 (BWR)
这些反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂，但水压较前一种稍低。正因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。其缺点为，沸水会升高水压，因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来，。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。台湾核一厂和核二厂两座发电厂的反应堆为此型。
C. 压重水式核反应堆 (PHWR)
这是由加拿大设计出来的一种反应堆，（也叫做CANDU），这种反应堆使用高压重水来进行冷却和减速。这种反应堆的核燃料不是装在单一压力舱中，而是装在几百个压力管道中。这种反应堆使用天然铀为核燃料，是一种热中子式核反应堆。这种反应堆可以在输出功率开到最大时添加核燃料，因此能高效利用核燃料（因为可作精确控制）。大部分压重水式反应堆都位于加拿大，有一些出售到阿根廷、中国、印度（未加入防止核武器扩散条约）、巴基斯坦（未加入防止核武器扩散条约）、罗马尼亚和韩国。印度也在它的第一次核试爆后运行了一些压重水式核反应堆（一般被称为“CANDU的变种”）。中国大陆秦山核电站三期工程的反应堆为此型。
D.石墨轻水型核反应堆（RBMK）
这是一种苏联的设计，它在输出电力的同时还产生钚。这种反应堆用水来冷却并用石墨来减速。RBMK型与压重水型在某些方面具有相同之处，即可以在运行中补充核燃料，并且使用的都是压力管。但是与压重水型不同的是，这种反应堆不稳定，并且体积太大，无法装置在外罩安全壳的建筑物里，这点很危险。RBMK型还有一些很重大的安全缺陷，尽管其中一些在切尔诺贝利核事故后被改正了。一般认为RBMK型是最危险的核反应堆型号之一。切尔诺贝利核电站拥有四台RBMK型反应堆。
E. 气冷式反应堆 和 高级气冷式反应堆
这种反应堆使用石墨作为减速剂，并用二氧化碳作为冷却剂。其工作温度较压水式反应堆更高，因此热效率也更高。一部分正在运行的反应堆属于这一类，大部分位于英国。老式的核电站（也就是Magnox式）已经或即将关闭。但高级气冷式核反应堆还会继续运行10至20年。这是一种热中子式核反应堆。关闭这种核电站的费用很高，因其反应炉核心很大。
F. 液态金属式快速增殖核反应堆 (LMFBR)
这种反应堆使用液态金属作为冷却剂，而完全不用减速剂，并且在发电的同时生产出比消耗量更多的核燃料。这种反应堆在效率上很接近压水式反应堆，而且工作压力不需太高，因为液态金属即使在极高温下也不需加压。法国的超级凤凰核电站和美国的费米-I核电站用的都是这种反应堆。1995年，日本的“文殊”核电站发生液态钠泄漏，预计将会在2008年重新开始运行。这三个核电站都用到了液态钠。这是一种快速中子式反应堆而不是热中子式反应堆。液态金属式反应堆分为两种：
G.液态铅式反应堆
这种反应堆使用液态铅来作为冷却剂，铅不但是隔绝辐射的绝佳材料，还能承受很高的工作温度。还有，铅几乎不吸收中子，所以在冷却过程中损失的中子较少，冷却剂也不会变成带放射性。与钠不同的是，铅是惰性元素，所以发生事故的几率也较小，但是，应用如此大量的铅就不得不考虑毒性问题，而且清理起来也很麻烦。这种反应堆经常用的是铅铋共熔合金。在这种情况下，铋会产生一些小的放射性问题，因为它会吸收少量中子，而且也比铅更容易变得带放射性。
H.液态钠式反应堆
大部分液态金属式反应堆都属于这一种。钠很容易获得，而且还能防止腐蚀。但是，钠遇水即剧烈爆炸，所以使用时一定要小心。虽然这样，处理钠爆炸并不比处理压水式核反应堆中超高温轻水的泄漏麻烦到哪里去。
②放射性同位素温差发电机通过被动的衰变来获取热量。
一些放射性同位素温差发电机被用来驱动太空探测器（比如卡西尼-惠更斯号），苏联的一些灯塔，和某些心脏起搏器。这种发电机产生的热会随著时间逐渐减少，其热能通过温差电效应转换成电能。

工作原理
一般核电站的关键部分是：
·核燃料
·中子减速剂
·冷却剂
·控制棒
·压力舱
·反应炉中心紧急冷却系统
·反应堆保护系统
·蒸汽发生器 (沸水式反应堆中没有这个)
·安全壳建筑
·水泵
·涡轮机
·发电机
·冷凝器
一般的热电厂都有燃料供应来产生热，比如说天然气，煤或石油。对于核电厂来说，它需要的热来自于核反应堆中的核裂变。当一个相当大的可裂变原子核（一般为铀-235或钚-239）被一个中子轰击时，它便分裂为两个或更多个部分，同时释放出能量和中子，这个过程就叫做核裂变。原子核释放出的中子会继续轰击其它原子核。当这个链式反应被控制的时候，它释放出的能量便可用来烧水，产生出的水蒸气会驱动涡轮机，从而产生电能。需要记住的是，核爆炸中发生的是“不受控制的”链式反应，而核反应堆中的裂变速度无法达到核爆炸所需要的速度，这是因为商业用核燃料的浓度还不够高。
链式反应被一些能够吸收或减慢中子的材料控制着。在以铀为核燃料的反应堆当中，中子需要被减慢速度，因为当慢速中子轰击铀-235原子核时是更容易发生裂变的。轻水反应堆使用普通水来减慢中子并进行冷却。当水的温度升高到一定程度时，它便达到了工作温度，此时它的密度会降低，因此没被它吸收的少量中子会被减得足够慢，然后去引发新的裂变。负反馈将裂变速度保持在一定水平。