【科普专用】各种核反应堆-超级军网

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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。

压水堆.jpg

压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。

　　压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。

　　堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。









轻水堆――沸水堆电站

这个是沸水堆工作简单流程，注意，不是二回路，反应堆蒸汽直接推动汽轮机，前面我的确贴反了，抱歉
沸水堆.gif

一个简单明了的沸水堆结构图

这个是沸水堆电站的设计图，我百度的
沸水堆.jpg

　

这个就是倒霉的福岛一厂1#、2#堆的剖面图，说什么都晚了，据说2号爆了，哎~~~　

GE福岛j.jpg

沸水堆核电站沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

　　沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。

　　沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。

　　总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。

　　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。













重水堆核电站


　　重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。

　　因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。

　　压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。

　　(1) 重水慢化，重水冷却堆核电站这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。

　　这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。

　　（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。

　　因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。

　　重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。









石墨气冷堆核电站


　　所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂的反应堆。这种堆经历了三个发展阶段，产生了三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。

　　（1）天然铀石墨气冷堆核电站天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一，是在军用钚生产堆的基础上发展起来的，早在1956年英国就建造了净功率为45兆瓦的核电站。因为它是用镁合金作燃料包壳的，英国人又把它称为镁诺克斯堆。

　　该堆的堆芯大致为圆柱形，是由很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成。在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道。以便使冷却剂流过将热量带出去。从堆芯出来的热气体，在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水，从而产生蒸汽。这些冷却气体借助循环回路回到堆芯。蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机，带动汽轮发电机组发电。这就是天然铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理。

　　这种堆的主要优点是用天然铀作燃料，其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高，天然铀消耗量远远大于其他堆。现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。

　　(2)改进型气冷堆核电站改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。设计的目的是改进蒸汽条件，提高气体冷却剂的最大允许温度。这种堆，石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(铀－235的浓度为2－3%)，出口温度可达670℃。它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准，其热效率也可与之相比。

　　这种堆被称为第二代气冷堆，英国建造了这种堆，由于存在不少工程技术问题，对其经济性多年来争论不休，得不出定论，所以前途暗淡。

　　（3）高温气冷堆高温气冷堆被称为第三代气冷堆，它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。

　　这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的程度。因为在这种反应堆中，采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并用了惰性的氦气作冷却剂，这样，就把气体的温度提高到750℃以上。同时，由于结构材料石墨吸收中子少，从而加深了燃耗。另外，由于颗粒状燃料的表面积大、氦气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性能，提高了功率密度。这样，高温气冷堆成为一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。

　　它的简单工作过程是，氦气冷却剂流过燃料体之间，变成了高温气体；高温气体通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽带动汽轮发电机发电。

　　高温气冷堆有特殊的优点：由于氦气是惰性气体，因而它不能被活化，在高温下也不腐蚀设备和管道；由于石墨的热容量大，所以发生事故时不会引起温度的迅速增加；由于用混凝土做成压力壳，这样，反应堆没有突然破裂的危险，大大增加了安全性；由于热效率达到40%以上，这样高的热效率减少了热污染。

　　高温气冷堆有可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现氢还原炼铁、石油和天然气裂解、煤的气化等新工艺，开辟综合利用核能的新途径。但是高温气冷堆技术较复杂。

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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。

压水堆.jpg

压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。

　　压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。

　　堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。









轻水堆――沸水堆电站

这个是沸水堆工作简单流程，注意，不是二回路，反应堆蒸汽直接推动汽轮机，前面我的确贴反了，抱歉
沸水堆.gif

一个简单明了的沸水堆结构图

这个是沸水堆电站的设计图，我百度的
沸水堆.jpg

　

这个就是倒霉的福岛一厂1#、2#堆的剖面图，说什么都晚了，据说2号爆了，哎~~~　

GE福岛j.jpg

沸水堆核电站沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

　　沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。

　　沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。

　　总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。

　　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。













重水堆核电站


　　重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。

　　因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。

　　压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。

　　(1) 重水慢化，重水冷却堆核电站这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。

　　这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。

　　（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。

　　因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。

　　重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。









石墨气冷堆核电站


　　所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂的反应堆。这种堆经历了三个发展阶段，产生了三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。

　　（1）天然铀石墨气冷堆核电站天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一，是在军用钚生产堆的基础上发展起来的，早在1956年英国就建造了净功率为45兆瓦的核电站。因为它是用镁合金作燃料包壳的，英国人又把它称为镁诺克斯堆。

　　该堆的堆芯大致为圆柱形，是由很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成。在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道。以便使冷却剂流过将热量带出去。从堆芯出来的热气体，在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水，从而产生蒸汽。这些冷却气体借助循环回路回到堆芯。蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机，带动汽轮发电机组发电。这就是天然铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理。

　　这种堆的主要优点是用天然铀作燃料，其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高，天然铀消耗量远远大于其他堆。现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。

　　(2)改进型气冷堆核电站改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。设计的目的是改进蒸汽条件，提高气体冷却剂的最大允许温度。这种堆，石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(铀－235的浓度为2－3%)，出口温度可达670℃。它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准，其热效率也可与之相比。

　　这种堆被称为第二代气冷堆，英国建造了这种堆，由于存在不少工程技术问题，对其经济性多年来争论不休，得不出定论，所以前途暗淡。

　　（3）高温气冷堆高温气冷堆被称为第三代气冷堆，它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。

　　这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的程度。因为在这种反应堆中，采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并用了惰性的氦气作冷却剂，这样，就把气体的温度提高到750℃以上。同时，由于结构材料石墨吸收中子少，从而加深了燃耗。另外，由于颗粒状燃料的表面积大、氦气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性能，提高了功率密度。这样，高温气冷堆成为一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。

　　它的简单工作过程是，氦气冷却剂流过燃料体之间，变成了高温气体；高温气体通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽带动汽轮发电机发电。

　　高温气冷堆有特殊的优点：由于氦气是惰性气体，因而它不能被活化，在高温下也不腐蚀设备和管道；由于石墨的热容量大，所以发生事故时不会引起温度的迅速增加；由于用混凝土做成压力壳，这样，反应堆没有突然破裂的危险，大大增加了安全性；由于热效率达到40%以上，这样高的热效率减少了热污染。

　　高温气冷堆有可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现氢还原炼铁、石油和天然气裂解、煤的气化等新工艺，开辟综合利用核能的新途径。但是高温气冷堆技术较复杂。











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快堆概念
　　尽管利用热中子反应堆可以得到巨大的核能，但是，在天然铀中，仅有0.714%的铀同位素——铀－235，能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀同素——铀－238却不能在热中子的作用下发生裂变反应。

　　但铀－238在吸收中子后，经过几次核衰变，可以变成另一种可裂变的核材料钚－239。

　　在热中子反应堆中，产生的钚－239的数量不足以抵偿消耗的铀－235。只有利用快中子来维持链式反应，使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。这种主要由快中子来引起裂变链式反应的反应堆，叫做快中子反应堆（简称快堆）。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。这就是说，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。

　　世界上可经济开采的铀资源只相当于世界石油贮量的1／4。因此，利用原先的热中子反应堆发电无法根本解决人类无限需求的能源问题。且这种热堆，在铀资源的利用上极差，只有1～2%可以用来发电，而其余的98～99%的铀只能被作为废料－贫铀弃置。

　　这样，在原子能工业中我们需要找到新的办法来解决这个问题。其中一个方法是，充分利用贫铀；另一个方法是，根本不用铀。这里讲第一种方法。　　在热中子反应堆内，中子的速度要通过慢化剂减速变慢以后，才能引起铀裂变放出能量，发电时，核燃料越烧越少。快中子反应堆不需要慢化剂，它由快中子引发裂变，在发电的同时，核燃料越烧越多。快堆增大核燃料利用率　　理论上快堆可以将铀－238、铀－235及钚－239全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其他种类的原子核，快堆只能使60～70%的铀得到利用。即使如此，也比目前热堆中的压水堆对铀的利用率高140倍，比重水堆高70倍以上。然而由于贫铀、乏燃料、低品位铀矿乃至海水里的铀，都是快堆的“粮食”来源，所以快堆能为人类提供的能源，就不是比热中子反应堆大几十倍，而是大几千倍，几万倍，甚至更多。

　　由于在快堆内钚－239裂变后放出的中子比铀－235多，所以快堆内最好用钚－239作为核燃料。如果没有足够的钚，可以用铀－235浓缩度为l5%～20%的浓缩铀代替。但是最经济合理的办法，还是利用热中子反应堆中积累的工业钚。热中子堆卸料时，乏燃料中也积累了一部分钚。但由于热中子反应堆核电站内，核燃料元件的燃耗比生产核武器装料用的生产堆的燃耗深，所以钚中含有20%～30%的钚－240，这种钚称为工业钚。这种钚也可以在热中子反应堆内利用。在热中子堆内，l千克钚只相当0.8千克铀－235，而在快堆内，1千克钚可相当于1.4千克铀－235。所以在快堆内使用热中子堆积累的工业钚，比在热中子堆内使用要合算得多；

　　在目前的核电站中，由于重水堆消耗的核燃料少，积累的工业钚多，所以用重水堆为快堆积累工业钚，也就是建立重水堆－快堆组合体系，从核燃料循环的角度看来，最为有利。

　　由于只要不断添加铀－238，快堆中有多余的钚－239能不断产生出来，所以只要将这些新产生出来的核燃料，通过后处理不断提取出来，则快堆核电站每过一段时间，它所得到的钚－239，还可以装备一座相同规模的快堆。这段时间称为倍增时间。倍增时间除了决定于反应堆内钚－239的生成速度外，还决定于后处理提取钚，并将钚制成燃料元件所需的时间，以及库存时间。

　　经过一段倍增时间，l座快堆会变成2座快堆，再经过一段倍增时间，这2座快堆就变成4座。按照目前的情况快堆使用的核燃料多为氧化物，它的倍增时间是30多年。也就是说，只要添加铀－238，每过30多年，快堆核电站就可翻一番。只要这种氧化物核燃料快堆稍加改进，倍增时间就可缩短到20年左右。如果我们将快堆的核燃料由氧化物改为碳化物，则快堆的倍增时间可以缩短到10多年。如果改为金属型核燃料，则倍增时间还可缩短到6～7年。快堆与原子弹的区别　　原子弹和作为核电站用的快堆，虽然都没有慢化剂，而且都是用快中子引发裂变，但有一系列原则上的差别：

　　第一，原子弹使用钚或高浓铀，铀－238的量没有或者很少。而快堆中铀－238很多。铀－238俘获中子后大多不会裂变，它要转化为钚－239后才易裂变。经过这道转换后，作为核电站用的快堆的能量释放速度，就受到极大限制。

　　第二，原子弹内与裂变无关的材料少。而快堆为了维持长期运行，并将堆内原子核裂变产生的热送出来，堆内有大量的结构材料和冷却剂。它们的存在既增加了中子的吸收，又使中子的速度有一定程度的慢化，延长了中子存在时间。这是限制核电站用的快堆功率增长速度的另一个因素。

　　第三，原子弹采用高效炸药的聚心爆炸，使核燃料很快密集在一起，将链式反应的规模急剧扩大，也就是我们说的达到瞬发超临界状态；而作为核电站用的快堆，只要一达到瞬发临界，堆芯很快就会散开，难以维持链式反应。目前的控制手段，已可以保证快堆不至于达到瞬发临界。

　　第四，原子弹的装料超过维持链式反应所需的量多，而快堆的装料仅仅稍微多于维持链式反应的需要，并有负反馈效应——有抑制作用的效应。

　　由于这些原因，快堆不可能像原子弹那样爆炸。

　　为了进一步说明问题，我们所谓热中子是指能量为1电子伏以下的中子。铀－235吸收中子裂变时，放出的中子是能量为2兆电子伏特的快中子。在热中子堆中，几乎所有的裂变都是由热中子引起的。为了实现链式反应有两种方法：其一是提高铀中铀－235的浓度，使快中子引起的裂变能持续进行下去，这就是快中子堆的原理；另一种方法是用水、石墨等作慢化剂，把快中子慢化为热中子铀－235对热中子的裂变几率大，对低浓度铀也可使裂变反应继续进行下去，这就是热中子反应堆的原理。

　　在新的世纪，原子能院将以中国实验快堆、中国先进研究堆、串列加速器升级工程和放化后处理实验室四大工程为支柱，发挥多学科的综合优势，建成一流的核科研基地。快堆中间回路及增殖比　　对热中子堆核电站，就铀资源的利用而言，主要是利用天然铀中约占0.7%的铀－235，其余,99.3%的铀－238大部分不能被利用。而快中子堆可以充分利用铀－238把它的利用率从l～2%提高到60～70%。铀－238吸收一个中子变成钚－239。l克钚－239裂变时发出的热量相当于3吨煤的热量。世界铀矿储量约为460万吨，可换算成138，000亿吨煤。目前，全世界已探明煤的储量为6，630亿吨。所以，快中子堆充分利用这些铀资源，就相当于目前已知煤储量的21.8倍。

　　目前，各国发展的主要是用铀、钚混合氧化物作燃料，用液态钠作冷却剂的快中子增殖堆。它的简单工作过程是：堆内产生的热量由液态钠载出，送给中间热交换器。在中间热交换器中，一回路钠把热量传给中间回路钠，中间回路钠进入蒸汽发生器，将蒸汽发生器中的水变成蒸汽。蒸汽驱动汽轮发电机组。

　　中间回路把一回路和二回路分开。这是为了防止由于钠水剧烈反应使水从蒸汽发生器漏入堆芯，与堆芯钠起激烈的化学反应，直接危及反应堆，造成反应堆破坏事故。同时，也是为了避免发生事故时，堆内受高通量快中子辐照的放射性很强的钠扩散到外部。

　　快堆可以增殖核燃料，也就是说会越烧越多。我们知道，铀－235一次裂变可放出2.43个快中子，钚－239可放出3个快中子；维持链式反应只有一个中子就够了，余下的1.43个中子可让铀－238吸收，使大部分的铀－238变成钚－239，其中一小部分中子引起了铀－238裂变。如果余下的中子全部被铀－238吸收，那么，每发生一次核裂变，就可产生一个以上新的核燃料——钚－239。当这种新产生的核燃料与所消耗的核燃料之比值大于1时，就称为增殖，其比值称为增殖比。如果这个比值低于1，就称为转换比。对热中子堆，浪费中子较多，这个比值不可能大于1，一般，对气冷堆约为0.8，对轻水堆约为0.5，而快堆的增殖比在1.1～1.4之间。快堆的优点和难点　　快堆主要有以下优点：(1)、快堆不仅把铀资源的有效利用率增大数十倍，而且也将铀资源本身扩大几百倍以上。因为，一旦大量使用快堆，目前认为开采价值不大的铀矿便具有开采价值。这样，快堆的利用就可能为人类提供极其丰富的能源。(2)、快堆核电站是热中子堆核电站最好的继续。核工业的发展堆积了大量的贫铀（含铀－235很少的铀－238），快堆消耗的正是贫铀。用贫铀来发电，同时还增殖燃料，实在是一举多得的好事。热中子堆核电站发展到一定水平时，及时地引入快堆核电站，利用快堆来增殖核燃料，这是一个很必然的发展计划。(3)、快堆核电站具有良好的经济前景。因为它具有增殖核燃料的突出优点，所以发电成本在燃料价格上涨的情况下，仍能保持较低的水乎。据估计，石油价格上涨100%，油电站发电成本增加60%；天然铀价格上涨100%，轻水堆核电站发电成本增加5%，而快堆的发电成本只增加0.25%。　　在快堆中，由于快中子与核燃料中的原子核相互作用引起裂变的可能性要比热中子小得多，为了使链式反应能继续进行下去，所用核燃料的浓度（一般为12～30%）要比热中子堆的高，装料量也大得多。快堆活性区单位体积所含核燃料比热中子堆大得多，它的功率密度比热中子堆大几倍，一般每升为400千瓦左右。这样高的功率密度，要把热量从堆内取出加以应用，这在技术上是比较复杂的。快堆不能用水作冷却剂，而普遍采用液态金属钠把热量带出来。此外，快堆用的燃料元件的加工制造要比热中子堆复杂得多和困难得多，随之而来的制造费用高昂。同时,快堆的控制就是控制中子的作用，由于快堆内快中子寿命短，钚的缓发中子份额小，这就使得问题复杂多了。并且，对反应堆的操作系统保护的要求也很严格。快堆经济性有待验证　　目前快堆的主要问题是验证其经济性。只有当快堆在经济上可以与目前的压水堆竞争时，快堆才有可能大规模进入市场。

　　据估计，法国超风凰快堆每千瓦的基建投资，是最先进的145万千瓦的压水堆的3倍多，运行费与核燃料费也比压水堆略高。所以超凤凰的发电成本是压水堆的2.5倍。

　　法国、英国、德国合作设计了150万千瓦的欧洲快堆。欧洲快堆的功率比超凤凰快堆的功率加大了，不锈钢等材料的用量大大减少，一些设备也简化了。因此欧洲快堆每千瓦的单位投资，只是法国最先进的压水堆的2倍，运行费也有所降低，燃料费则比压水堆少，因此总的发电成本是压水堆的1.45倍。今后，由于欧洲快堆的成批建造，每千瓦的基建投资只是压水堆的1.26倍，核燃料费大约是压水堆的一半，因而总的发电成本只比压水堆贵3%，已经在计算的误差范围以内。

　　独联体在60万千瓦快堆电站取得成功的基础上建造了80万千瓦的快堆电站，九十年代在此基础上，发展160万干瓦的快堆电站。日本1992年建成30万千瓦的示范快堆，在此以后，又建造一系列大型快堆。日本的快堆也将在经济上取得与压水堆竞争的地位。

　　由于快堆技术的进一步成熟和完善，由于快堆成批建造费用的降低，也由于石油价格的上涨导致的天然铀价格的上涨，使得快堆在经济性上就将逐渐优于压水堆。到那时，快堆将首先在个别国家，然后在全世界迅速发展起来。

快堆前景展望
　　根据目前情况，压水堆和重水堆都已成熟，各国可以根据自己的情况选择一种作为当前主要的堆型。但是由于热中子反应堆的迅速发展，以及可以经济开采的铀资源不久将枯竭，所以快堆是反应堆发展的方向。快堆的大量发展，会使可以经济开采的铀资源扩大，又会给热中子堆以新的生命力。因此将出现快堆与热中子反应堆同时并存，但以快堆为主的时代。在目前以热中子反应堆为主，过渡到以快堆为主的同时，在热中子反应堆内部，也会逐步实现由压水堆向石墨作慢化剂氦气作冷却剂的高温气冷堆的过渡。这是由于高温气冷堆能够直接提供高温工业热源并便于利用钍资源，可以在未来的核能利用中起一种补充作用。但是由于高温气冷堆既没有成熟，也没有快堆那么重要，不能增殖核燃料，所以高温气冷堆的发展将在快堆之后。

　　今后核能发展的可能模式是：由目前的压水堆为主，过渡到快堆为主压水堆为辅，然后压水堆逐渐被快堆取代，再进一步过渡到以快堆为主高温气冷堆为辅。快堆是目前最迫切，而且对即将到来的核能的大发展最为重要的堆型。以快堆和高温气冷堆代替压水堆，将使核能更加安全和清洁，而且在核燃料的供应上更加丰富。到那时，核能将是在发电和供热方面得到广泛利用的、最经济而且最主要的能源。

　　我国曾在60年代就开展对快堆的研究。1987年以来，快堆研究又纳入了高技术研究发展计划（即“863计划”），经过广大科技工作者的努力，已在快堆设计、钠工艺技术、燃料材料和快堆安全等方面取得突破性进展。

　　早在1990年11月，中国原子能科学研究院快堆研究中心就在北京奠基，这是中国和平利用原子能研究的重要里程碑。对我国第二代核电的研究和建设必将起重要作用。

　　该快堆研究中心主要包括快堆实验设施工程和实验快堆。我国也成为世界上少数拥有快堆的国家之一。 世界快堆现状 本刊从国际互联网获得的信息 世界能源信息服务公司(WISE)公布了1997年第475期新闻公报，其中有关世界快堆的现状报道如下： ·法国宣布将关闭超凤凰快堆，超凤凰快堆由欧洲快堆核协会(NERSA)创建于 1974年，最初投资为60亿法郎，1986年投入运行，由于发生一些事故，在运行的11年中，满功率运行只有278天，1994年决定把超凤凰堆的作用从增殖发电转为燃耗钚， 1995年9月15日，NERSA一致同意这个堆一直运行到2000年12月13日。1996年12月24 日超凤凰堆暂时停堆进行维修改造，计划在1997年6月重新运行。1997年2月超凤凰堆失去了运行许可证，要求在今秋作一些技术改进后再运行，法国前政府准备在不举行新的公众听众会的情况下就给它重新运行的许可证，法国选择结果，左翼政府上台，作出了关闭该堆的决定。根据法国审计局的资料，到2000年超凤凰堆的费用总共为 600亿法郎，2020年按期关闭超凤凰堆的直接费用为204亿法郎，其中89亿法郎支付债务，30亿法郎为关闭费用，30亿法郎为乏燃料处理费用，50亿法郎为拆除费用。如果提前关闭而不是在2020年关闭，则还要另加60亿法郎。 ·法国宣布将关闭超凤凰堆后，引起世界范围对快堆前景的辩论，尤其是日本。但是日本官方的科技厅官员说，法国的决定对日本只是一种心理影响，它不会对日本发展快堆计划有什么影响，日本不会象法国那样停止快堆发展计划。目前世界上印度、俄罗斯和日本仍认为快堆有良好的前景。 ·俄罗斯快堆进展情况 今年5月在北京召开的国际快堆工作组第三十届年会上，俄罗斯代表尤里·波克沙先生报告了俄原型快堆БH600(电功率60万千瓦)的运行情况：该堆持续可靠地运行， 1996年负荷因子达到76.32%，1995年是70.31%，从1980年启动运行起直至1997年1月1 日平均负荷因子达到70%，已经达到商用堆的水平。 目前，俄罗斯已开始建造两座80万千瓦的商用快堆БH800(800MWe)，一座在别洛雅尔斯克，一座在南乌拉尔。 俄的两座实验快堆БP5和БOP60，已分别运行了近40年和30年，现在还在继续运行。苏联解体后，БH350已划哈萨克斯坦。该堆原设计寿命20年，现已超过年限，正在进行检修，准备延长寿命继续运行，除近两年停堆检修外，过去20多年也未低于过70%的负荷因子，它的电价低于当地其它发电系统，同时俄安全当局也认为当前快堆的安全性优于俄的其它堆型，因此1993年至1994年间，面对多种堆型核电站建造申请，首先批准了两座БH800快堆商用电站的建造。几年来，由于俄政府经济拮据， БH800建造进展缓慢。

重要资料

我喜欢，好文章啊。

是科普。

上了一堂好课，不知道有没有空间离子堆的资料

科普？看见过几次老鸟发大贴说要扫扫盲，给科普一下。

热离子交换堆怎么没有？

[此贴子已经被作者于2004-7-23 23:11:48编辑过]

以下是引用lk72在2004-7-23 23:10:00的发言：

这些是中国科普网的文章
http://www.kepu.com.cn/gb/technology/nuclear/station/index.html

当时和切尔诺贝利核事故和三里岛核事故一起发的，在前面的帖子里注明了，转自中科院科普网，以后我一定注意都贴出出处

学习--------学习

我们国家的高温气冷堆是属于哪一种堆？美国核潜艇到目前为此全部是压水堆，俄采用快堆的潜艇事故率高得惊人，是否说明快堆的安全性可靠性不让人放心？

顶出，供大家学习

热电堆呢?

中国建设核电站具备了下列条件：

　　一、我国有一定储量的核资源和相当强的核工业基础。

　　在核燃料工业方面，建立了从矿山、冶炼、核燃料转化、铀同位素浓缩、反应堆元件制造到后处理等完整的核燃料循环体系，其中铀矿冶炼能力和铀同位素浓缩能力均在世界前十名以内。我国自行设计研制的核潜艇压水堆燃料元件，运行中从未发生过破损。

　　二、我国已有较成熟的设计、建造和运行反应堆的经验。

　　我们靠自己的力量设计并建造了生产堆、潜艇动力堆，以及研究试验堆。通过实践，积累了很多个堆年的运行经验，初步形成一套完整的反应堆设计和科研体系，拥有物理、热工水力、化学、腐蚀、燃料元件、材料、安全、三废处理等各种条件的试验设备。对核电站的设计、试验研究也进行了多年的探讨，并已自己设计建成了秦山核电站。

　　三、我国的核设备、仪表研究制造的特种材料工业已有一定的基础。

　　早在研制“两弹一艇”（原子弹、氢弹、核潜艇）过程中，我国机械、电子工业部门大力协同，为核工业研制了关键的核设备、仪表。冶金、化工工业部门研制了大量的特种材料。例如配合秦山核电厂建设研制核电设备及其所需的各种材料。

　　四、我国有一支素质较好、专业比较配套的核科技队伍，基本上可以适应我国核电建设的需要。

　　五、我国有一批比较完整的培养核科技人才的教学基地。

　　50年代中，我国就开始在几所著名的理工科大学建立原子能系、工程物理系，设置了核物理、反应堆工程、同位素分离、放射化工、核材料、加速器物理、核电子学以及核防护等专业。已逐步建立了核科研、生产、教育相结合的教学体系，培养出几万名核科研、工程专门人才。现在，正在这个基础上，通过教育体制改革，努力培养开发核能的各种专门人才。

　　因此，我国既迫切需要，又具有良好的条件发展核电。首先应解决东南地区的缺能问题，然后逐步改变全国的能源结构。

又学习了一遍，谢谢。

要学习最好去这里
http://210.34.61.1/etconline/082 ... /01/00001/index.htm

知识啊

我一年以前提出的问题到现在还没人答复啊！

[B]以下是引用[I]clarkkent[/I]在2005-5-8 9:29:00的发言：[/B][BR]我一年以前提出的问题到现在还没人答复啊！

抱歉，偶也不是专家，这个东西要在网上搜索，不过我依稀记得兵器知识还是舰船知识曾经讲过热离子交换堆，不过该型反应堆功率还不足以驱动大功率的设备（3年前）

热离子堆现在一般都是用在卫星上的吧？

就阿尔法级装的液离子堆吗？[em01]

楼主是玩这个行业的?

长见识了![em01]

学习中
谢谢

热离子堆的主要问题是效率太底了！！！而且还有很严重的废热问题！那东西的原理和现在的办导体制冷的饮水机差不多，只不过是反过来！！饮水机是用电制冷，热离子堆是用热发电！！在深空探测上一定要用到离子堆，因为太阳能版一是寿命成大问题，二是离太阳越远能发的电就越少。另外一些主动的雷达卫星也用离子堆，因为太阳能板不能提供足够强的电力……
未来我认为最有希望的还是要是聚变堆！！裂变堆的原料、废料问题太严重了……而且我还认为磁约束是没有希望的，最有希望的应该是激光点火的惯性约束！！

这个我十几年前去秦山核电站参观，就看到这其中一部分的资料了!

这样也是科普的好办法！

未来二十年，中国的核工业将要超常规发展，到2020年，平均每年中国大陆要兴建两台百万KW级的核电机组，到2010年，中国的核工业就要看广东阳江的核电项目引进消化的怎样，这个项目据说会引进国外的第三代核电机组，单台功率160万KW。引进两台。[em03][em04][em05][em06]

不错的帖子，目前国内自己在搞高温气冷堆的研究，进度看来还不错。
不过制造工艺和国外还是有差距，很可能是技术上先进，但是工艺上无法实现。
振兴制造业啊！在搞这个行业的兄弟姐妹一起努力吧。

长知识，俺喜欢。

支持气冷堆

热离子堆还是先把效率提高再说吧

高温气冷堆?

有过用快堆的潜艇？老毛子那个是液态金属冷却堆，不是什么快堆。

学习ing !

都是民用的啊
[em02][em02]

看不出来是什么?

非常专业啊！
很好的资料