核科學概論-反應堆2

1、核科學概論核科學概論東華理工大學東華理工大學核工系核工系本堂課主要內容本堂課主要內容n核反應堆原理與類型核反應堆原理與類型核電站是利用核能進行發(fā)電的裝置。核電站是利用核能進行發(fā)電的裝置。它類似于它類似于燃煤的火力發(fā)電站，但火電站的燃煤鍋爐被核燃煤的火力發(fā)電站，但火電站的燃煤鍋爐被核反應堆所代替反應堆所代替,核反應堆是通過核裂變使易裂變核反應堆是通過核裂變使易裂變燃料釋放核能的關鍵裝置。燃料釋放核能的關鍵裝置。第一節(jié)第一節(jié) 核反應堆原理與類型核反應堆原理與類型基本概念基本概念（reactor , nuclear reactor）：）：能維持能維持可控自持核裂變鏈式反應可控自持核裂變鏈式反應的裝置

2、。的裝置。（nuclear chain reaction）: 核反應產物之一能引起同類的反應，從而使該反應能核反應產物之一能引起同類的反應，從而使該反應能鏈式地進行的核反應。鏈式地進行的核反應。根據一次反應所直接引起的反根據一次反應所直接引起的反應次數平均小于、等于或大于應次數平均小于、等于或大于1，鏈式反應可分為，鏈式反應可分為次次臨界的、臨界的或超臨界臨界的、臨界的或超臨界的三種。的三種?；靖拍罨靖拍睿╮eactor physics） 研究反應堆內中子行為的科學，有時研究反應堆內中子行為的科學，有時neutronics。(nuclear reaction)粒子粒子(包括原子核包括原子核

3、)與原子核碰撞導致原子核的與原子核碰撞導致原子核的質量、質量、電荷或能量電荷或能量狀態(tài)改變的現象的統(tǒng)稱。狀態(tài)改變的現象的統(tǒng)稱。 核子數、電荷、動量與角動量、能量均守恒。核子數、電荷、動量與角動量、能量均守恒。原子核物理基礎原子核物理基礎n原子核的結合能與比結合能原子核的結合能與比結合能 核力：核力：能克服質子與質子之間的靜電斥力而把核子聚能克服質子與質子之間的靜電斥力而把核子聚集成原子核的力。集成原子核的力。 結合能：結合能：把原子核內的全部核子一個個地拉開所需要把原子核內的全部核子一個個地拉開所需要的凈能量。的凈能量。 根據按因斯坦的質能方程：根據按因斯坦的質能方程： 由此可得結合能的計算公

4、式：由此可得結合能的計算公式：2mcE2()pnEZmAZ mm c 原子核物理基礎原子核物理基礎n原子核的結合能與比結合能原子核的結合能與比結合能原子核的比結原子核的比結合能是合能是原子核原子核的結合能與該的結合能與該原子核的核子原子核的核子數之比數之比，它表，它表示每個核子的示每個核子的平均結合能平均結合能，有時也稱為平有時也稱為平均結合能。均結合能。 原子核物理基礎原子核物理基礎n中子核反應中子核反應 在核反應堆內中子與原子核的相互作用發(fā)生核反應。在核反應堆內中子與原子核的相互作用發(fā)生核反應。核反應可以分為以下幾種：核反應可以分為以下幾種： （1）中子與原子核發(fā)生彈性散射（）中子與原子核

5、發(fā)生彈性散射（n，n） 中子與原子核碰撞后，把一部分動能交給原子核，而中子與原子核碰撞后，把一部分動能交給原子核，而本身能量減少；本身能量減少； （2）中子與原子核發(fā)生非彈性散射（）中子與原子核發(fā)生非彈性散射（n，n） 原子核俘獲中子后處于不穩(wěn)定狀態(tài)，然后放出動能較原子核俘獲中子后處于不穩(wěn)定狀態(tài)，然后放出動能較小的中子，但原子核仍處于激發(fā)態(tài)，把它多余的能量小的中子，但原子核仍處于激發(fā)態(tài)，把它多余的能量以以射線形式放出；射線形式放出；原子核物理基礎原子核物理基礎 （3）吸收中子放出）吸收中子放出射線（射線（n，） （4）吸收中子放出）吸收中子放出粒子（粒子（n，） （5）吸收中子放出質子（）吸收

6、中子放出質子（n，p） 11*10()AAAzZzXnXX HeYXnXAZAZAz4232*110)(10101745032( ,)B nLiBnLiHe 如如16161611618071( ,)O n pNOnNH 水水中中放放射射性性：原子核物理基礎原子核物理基礎 （6）吸收中子發(fā)生原子核裂變（）吸收中子發(fā)生原子核裂變（n，f） 一個重原子核分裂成兩個（在少數情況下，可分裂成一個重原子核分裂成兩個（在少數情況下，可分裂成三個或更多個）質量為同一量級的碎片的現象，通常三個或更多個）質量為同一量級的碎片的現象，通常伴隨著發(fā)射中子及伴隨著發(fā)射中子及射線，在少數情況下也發(fā)射輕帶射線，在少數情況下

7、也發(fā)射輕帶電粒子。電粒子。 121211*100()AAAAzZZZXnXXXNnQ 原子核物理基礎原子核物理基礎n中子核反應中子核反應：能與：能與相互相互作用而進行裂變的核素。作用而進行裂變的核素。：俘獲中子后能直俘獲中子后能直接或間接地轉變?yōu)榻踊蜷g接地轉變?yōu)?。：能進行裂變能進行裂變()的核素的核素。 233235239241UUPuPu、232238237ThUNp、原子核物理基礎原子核物理基礎n中子反應截面與核反應率中子反應截面與核反應率 為了定量說明核反應的幾率大小，通常引進為了定量說明核反應的幾率大小，通常引進“反應截面反應截面”的概念。如果某種物質受到中子的概念。如果某種物質受到中

8、子的作用，則發(fā)生特定核反應的幾率取決于的作用，則發(fā)生特定核反應的幾率取決于中子中子的數目和速度的數目和速度，以及這種物質中，以及這種物質中核的數目和性核的數目和性質質。 對于任一特定反應的靶核，對于任一特定反應的靶核，“截面截面”是是中子與中子與核相互作用概率的一種量度核相互作用概率的一種量度，它又是原子核和，它又是原子核和入射中子能量的一種特性。入射中子能量的一種特性。原子核物理基礎原子核物理基礎n中子反應截面與核反應率中子反應截面與核反應率微觀截面微觀截面 表示平均一個入射中子與單位面積靶上一個靶核發(fā)生表示平均一個入射中子與單位面積靶上一個靶核發(fā)生相互作用的幾率大小相互作用的幾率大小。它可

9、形象地想象為一個入射粒。它可形象地想象為一個入射粒子和靶核可以發(fā)生指定核反應的圓盤的有效面積子和靶核可以發(fā)生指定核反應的圓盤的有效面積(單單位為位為m2，有時用靶恩，有時用靶恩-10-28m2)。反應截面具有面積量。反應截面具有面積量綱，但不等于靶核的幾何截面。綱，但不等于靶核的幾何截面。 中子與物質的相互作用有中子與物質的相互作用有裂變、散射和吸收裂變、散射和吸收，所以微，所以微觀截面可分為觀截面可分為微觀裂變截面（微觀裂變截面（f）、微觀散射截面）、微觀散射截面（s）和微觀吸收截面（）和微觀吸收截面（a）。原子核物理基礎原子核物理基礎宏觀截面宏觀截面 一個中子與單位體積內原子核反應的平均幾

10、率。一個中子與單位體積內原子核反應的平均幾率。 宏觀截面的物理意義：中子行走單位長度路程中與原宏觀截面的物理意義：中子行走單位長度路程中與原子核發(fā)生核反應的幾率。子核發(fā)生核反應的幾率。 混合物、化合物：混合物、化合物：N 單位：單位：m-1 ,xi xi xi xiiN 原子核物理基礎原子核物理基礎n中子核反應率中子核反應率 中子密度：中子密度：每立方米內中子數；若中子速度為每立方米內中子數；若中子速度為v，則，則中子反應率為：中子反應率為： 中子通量：中子通量：Rnv nv 單位：單位：1/(m3s) 單位：單位：1/(m2s) R 原子核物理基礎原子核物理基礎n吸收截面隨中子能量的變化規(guī)律

11、吸收截面隨中子能量的變化規(guī)律 對于許多元素，特別是那些質量數較大的元素，考慮對于許多元素，特別是那些質量數較大的元素，考慮其吸收截面隨中子能量的變化，可以發(fā)現存在著三個其吸收截面隨中子能量的變化，可以發(fā)現存在著三個區(qū)域。區(qū)域。 （1）低能區(qū)）低能區(qū) 也稱也稱1/v吸收區(qū)，在這一區(qū)吸收截面隨中子能量的增加吸收區(qū)，在這一區(qū)吸收截面隨中子能量的增加而減小而減小，這時吸收截面與中子的關系為：，這時吸收截面與中子的關系為：11221212111()()annCCCEm vv 1/v定律也可表示為：定律也可表示為： 0.51220.5211ananEvvE 原子核物理基礎原子核物理基礎 （2）共振區(qū)）共振

12、區(qū) 在中子的在中子的1/v區(qū)之后，通常在大約區(qū)之后，通常在大約0.1eV到到1000eV的中的中子能量范圍內，會出現一個共振區(qū)。這個區(qū)的特征是子能量范圍內，會出現一個共振區(qū)。這個區(qū)的特征是存在共振峰。存在共振峰。原子核物理基礎原子核物理基礎 （3）快中子區(qū)）快中子區(qū) 在清晰的共振區(qū)之后，還可能出現許多較小的共振峰，在清晰的共振區(qū)之后，還可能出現許多較小的共振峰，但這些共振峰是難于分辨的。但這些共振峰是難于分辨的。核截面隨中子能量增加核截面隨中子能量增加而減小而減小。在能量大約超過。在能量大約超過10keV以后，出現快中子區(qū)，以后，出現快中子區(qū)，那里通常截面很小，對大于那里通常截面很小，對大于0

13、.1MeV量級的能量，其量級的能量，其值更小。這時，吸收截面在數值上與核的幾何截面相值更小。這時，吸收截面在數值上與核的幾何截面相近。近。核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n裂變鏈式反應和臨界條件裂變鏈式反應和臨界條件核裂變核裂變 核裂變是反應堆內最重要的核反應，原子核吸收一個核裂變是反應堆內最重要的核反應，原子核吸收一個中子后，分裂成兩個質量相近的核，同時放出能量和中子后，分裂成兩個質量相近的核，同時放出能量和中子。中子。 235U的反應：的反應：2351236*12192092120()AAZZUnUXXn 裂變裂變 2351236*2369209292()UnUU

14、俘獲俘獲 核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n235U和和239Pu等易裂變核素的裂變截面隨中子能量變化等易裂變核素的裂變截面隨中子能量變化的規(guī)律可分為的規(guī)律可分為三個能區(qū)三個能區(qū)來討論。來討論。核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n裂變能量與反應堆功率裂變能量與反應堆功率 實驗表明，實驗表明，235U核每次裂變的平均能量約為核每次裂變的平均能量約為207MeV。核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n自持鏈式裂變反應和臨界條件自持鏈式裂變反應和臨界條件 當中子與裂變物質作用而發(fā)生裂當中子與裂變物質作用而發(fā)生裂變反應時，裂變物質的原子

15、核通變反應時，裂變物質的原子核通常分裂為兩個中等質量的核。與常分裂為兩個中等質量的核。與此同時，還將平均地產生兩個以此同時，還將平均地產生兩個以上的新的裂變中子，并釋放出蘊上的新的裂變中子，并釋放出蘊藏在原子核內部的核能。在適當藏在原子核內部的核能。在適當的條件下，這些裂變中子又會引的條件下，這些裂變中子又會引起周圍其它裂變同位素的裂變。起周圍其它裂變同位素的裂變。核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n如果每次裂變反應產生的中子數目大于引起核裂變所如果每次裂變反應產生的中子數目大于引起核裂變所消耗的中子數目，那么一旦在少數原子核中引起了裂消耗的中子數目，那么一旦在少數原子核

16、中引起了裂變反應之后，就有可能不再依靠外界的作用而使裂變變反應之后，就有可能不再依靠外界的作用而使裂變反應不斷進行下去。這樣的裂變反應稱為自持的鏈式反應不斷進行下去。這樣的裂變反應稱為自持的鏈式裂變反應。裂變反應。核反應堆就是一種能以可控方式產生自持核反應堆就是一種能以可控方式產生自持的鏈式裂變反應的裝置。的鏈式裂變反應的裝置。n快中子增殖因數快中子增殖因數 熱熱中中子子和和快快中中子子引引起起裂裂變變所所產產生生的的快快中中子子數數僅僅由由熱熱中中子子裂裂變變所所產產生生的的快快中中子子數數核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n熱中子利用因數熱中子利用因數n燃料核熱中子裂

17、變因數燃料核熱中子裂變因數f 燃燃料料吸吸收收的的熱熱中中子子總總數數被被吸吸收收的的熱熱中中子子總總數數aMf a5a8a5a8a5a8a5a8 燃燃料料核核熱熱裂裂變變產產生生的的裂裂變變中中子子數數燃燃料料核核吸吸收收的的熱熱中中子子總總數數5558faa 核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n反應堆有效增殖因數反應堆有效增殖因數n四因子公式四因子公式effk 堆堆內內一一代代裂裂變變中中子子總總數數堆堆內內上上一一代代裂裂變變中中子子總總數數effkpf kpf 對于一個無限大反應堆，中對于一個無限大反應堆，中子無從泄漏。這時的增殖因子無從泄漏。這時的增殖因數稱為無

18、限介質的增殖因數：數稱為無限介質的增殖因數： 核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n中子慢化中子慢化 反應堆內裂變中子具有相當高的能量，其反應堆內裂變中子具有相當高的能量，其平均平均值約為值約為2MeV。這些中子在系統(tǒng)中與原子核發(fā)。這些中子在系統(tǒng)中與原子核發(fā)生連續(xù)的生連續(xù)的彈性和非彈性碰撞彈性和非彈性碰撞，使其能量逐漸地，使其能量逐漸地降低到引起下一次裂變的平均能量。對于快中降低到引起下一次裂變的平均能量。對于快中子反應堆，這一平均能量一般在子反應堆，這一平均能量一般在0.1MeV左右左右或更高；而對于熱中子反應堆，絕大多數裂變或更高；而對于熱中子反應堆，絕大多數裂變中子被

19、慢化到中子被慢化到熱能區(qū)域（熱能區(qū)域（0.0253eV）。中子由中子由于散射碰撞而降低速度的過程叫做慢化過程。于散射碰撞而降低速度的過程叫做慢化過程。彈性散射過程彈性散射過程 熱中子反應堆內，中子的慢化主要靠中子與慢化劑核熱中子反應堆內，中子的慢化主要靠中子與慢化劑核的彈性散射的彈性散射。當中子的能量比靶核的熱運動能量大得。當中子的能量比靶核的熱運動能量大得多時，可以不考慮靶核的熱運動及化學鍵的影響。中多時，可以不考慮靶核的熱運動及化學鍵的影響。中子與核的彈性散射可以看做是兩個彈性鋼球的相互碰子與核的彈性散射可以看做是兩個彈性鋼球的相互碰撞。撞。討論彈性碰撞時通討論彈性碰撞時通常采用兩種坐標系

20、，常采用兩種坐標系，處理時采用處理時采用C系可系可以簡化問題。以簡化問題。 核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n中子慢化中子慢化n在反應堆內，中子能量從裂變中子慢化到熱中子，為在反應堆內，中子能量從裂變中子慢化到熱中子，為了計算方便，在反應堆分析中了計算方便，在反應堆分析中常用對數能降常用對數能降作為能量作為能量變量，其定義為變量，其定義為n中子在彈性碰撞后能量減少，對數能降增加。一次碰中子在彈性碰撞后能量減少，對數能降增加。一次碰撞后撞后對數能降的增加量對數能降的增加量為為0lnEuE 00lnlnlnEEEuuuEEE n中子慢化中子慢化n在研究中子慢化過程時，有一個

21、常用的量，就是每次在研究中子慢化過程時，有一個常用的量，就是每次碰撞中子能量的自然對數的平均變化值，或碰撞中子能量的自然對數的平均變化值，或平均對數平均對數能降增量能降增量：n在質心系內散射為各向同性的情況下，對質量數在質心系內散射為各向同性的情況下，對質量數A10的靶核可采用下列近似式來計算的靶核可采用下列近似式來計算lnlnlnEEEuE 223A n中子慢化中子慢化慢化劑慢化劑 前面的學習可知，中子的慢化劑應選前面的學習可知，中子的慢化劑應選輕元素輕元素，且它應，且它應有有大的平均對數能降增量和較大的散射截面大的平均對數能降增量和較大的散射截面。通常把。通常把 叫做慢化劑的叫做慢化劑的慢

22、化能力慢化能力。s 慢化劑慢化劑水水重水重水氧氧鈹鈹石墨石墨1.530.1701.610-50.1760.0647212000831501701/scm /sa 不同材料的慢化能力和慢化比不同材料的慢化能力和慢化比 在實際選擇時，還需考慮輻照穩(wěn)定性和價格等因素。在實際選擇時，還需考慮輻照穩(wěn)定性和價格等因素。核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n中毒效應中毒效應熱堆運行后堆內所產生的某些裂變產物，其熱堆運行后堆內所產生的某些裂變產物，其中子吸收中子吸收截面較大截面較大。習慣上，把這種裂變產物分為兩大類：。習慣上，把這種裂變產物分為兩大類：穩(wěn)穩(wěn)定或長壽命的定或長壽命的，稱為，稱

23、為“結渣結渣(149Sm)”；短壽命的短壽命的，稱，稱為為“毒物毒物(135Xe)”。毒與渣對反應性的影響，稱為反毒與渣對反應性的影響，稱為反應性的毒渣效應，簡稱中毒效應。應性的毒渣效應，簡稱中毒效應。裂變產物的毒物對有效增殖因數裂變產物的毒物對有效增殖因數k中的熱中子利用因中的熱中子利用因數數f影響較大，對其它因數的則沒有多大的影響影響較大，對其它因數的則沒有多大的影響。核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n燃耗燃耗 在反應堆的運行過程中，核燃料中的裂變同位素不斷在反應堆的運行過程中，核燃料中的裂變同位素不斷的消耗，可轉換材料俘獲中子后又轉換成裂變同位素。的消耗，可轉換材

24、料俘獲中子后又轉換成裂變同位素。因此，核燃料中各種重同位素的核密度將隨反應堆運因此，核燃料中各種重同位素的核密度將隨反應堆運行時間不斷的變化。行時間不斷的變化。n燃耗燃耗核反應堆堆芯壽期核反應堆堆芯壽期 一個新的堆芯（或換料后的堆芯），它的燃料裝載量一個新的堆芯（或換料后的堆芯），它的燃料裝載量比臨界燃料裝載量多，初始有效增殖因數比較大，因比臨界燃料裝載量多，初始有效增殖因數比較大，因此必須此必須用控制毒物來補償這些過剩反應性用控制毒物來補償這些過剩反應性。隨著反應。隨著反應堆運行時間的加長，有效增殖因數逐漸減小。堆運行時間的加長，有效增殖因數逐漸減小。當反應當反應堆的有效增殖因數降到堆的有效

25、增殖因數降到1時，反應堆滿功率運行的時時，反應堆滿功率運行的時間就是堆芯壽期。間就是堆芯壽期。 為了確定堆芯壽期，需要進行為了確定堆芯壽期，需要進行燃耗計算燃耗計算，即，即計算在無計算在無控制毒物的情況下堆芯的有效增殖因數隨時間的變化控制毒物的情況下堆芯的有效增殖因數隨時間的變化關系。關系。燃耗深度燃耗深度 通常把單位質量燃料所發(fā)出的能量作為燃耗深度的度通常把單位質量燃料所發(fā)出的能量作為燃耗深度的度量。量。(/)tUNtMW kd tUW 燃燃耗耗深深度度= =燃耗深度是燃料貧化的一種度量，它表示了反應燃耗深度是燃料貧化的一種度量，它表示了反應堆積分能量的輸出。堆積分能量的輸出。從堆芯卸出的燃

26、料所達到的從堆芯卸出的燃料所達到的燃耗深度稱為卸料燃耗深度燃耗深度稱為卸料燃耗深度，它受反應堆核特性它受反應堆核特性和燃料元件本身性能的影響和燃料元件本身性能的影響。n燃耗燃耗核反應堆臨界理論與反應性變化核反應堆臨界理論與反應性變化n反應性控制反應性控制 熱堆中熱堆中k=pf，所以原則上可以，所以原則上可以通過控制通過控制，p，f和和來實現對反應性或來實現對反應性或k的控制的控制。當熱堆的燃料濃縮。當熱堆的燃料濃縮度以及燃料與慢化劑的相對組分等確定后，度以及燃料與慢化劑的相對組分等確定后，和和基本基本不變，控制不變，控制p也不太有效。所以也不太有效。所以反應性控制主要是通反應性控制主要是通過控

27、制熱中子利用系數過控制熱中子利用系數f及及來實現來實現。 絕大多數反應堆，都采用絕大多數反應堆，都采用毒物控制法毒物控制法。最常見的是用。最常見的是用吸收截面很高的材料做成控制棒，并插入堆芯或反射吸收截面很高的材料做成控制棒，并插入堆芯或反射層內。層內。核反應堆類型核反應堆類型n概述概述 從從20世紀世紀40年代第一座反應堆問世以來，核能的開發(fā)年代第一座反應堆問世以來，核能的開發(fā)利用進入了一個嶄新的階段。利用進入了一個嶄新的階段。 上世紀上世紀40年代至年代至50年代初，美國建造的主要是年代初，美國建造的主要是生產堆生產堆；在二戰(zhàn)后，于在二戰(zhàn)后，于1955年建造世界第一艘年建造世界第一艘核潛艇

28、核潛艇；1954年，年，前蘇聯奧布寧斯克前蘇聯奧布寧斯克5000kW實驗核電站建成實驗核電站建成；1957年，年，美國建成了美國建成了60MW的西平港壓水堆核電站的西平港壓水堆核電站 20世紀世紀60年代以后，由于世界局勢緩和，以及工業(yè)的年代以后，由于世界局勢緩和，以及工業(yè)的快速發(fā)展，核反應堆的研究和使用主要集中在和平利快速發(fā)展，核反應堆的研究和使用主要集中在和平利用上。用上。核反應堆類型核反應堆類型n概述概述 隨著工業(yè)技術的飛速發(fā)展和人類文明的進步，地球上隨著工業(yè)技術的飛速發(fā)展和人類文明的進步，地球上有限的化石能源在加速消耗，而核能是目前比較成熟有限的化石能源在加速消耗，而核能是目前比較成熟

29、并已在工業(yè)上大規(guī)模應用的新型能源。并已在工業(yè)上大規(guī)模應用的新型能源。 核動力反應堆使用的一個重要領域是船用核動力，包核動力反應堆使用的一個重要領域是船用核動力，包括括潛艇核動力和航母核動力潛艇核動力和航母核動力。 核動力反應堆應用的另一個重要領域是核電站，目前核動力反應堆應用的另一個重要領域是核電站，目前全世界全世界31個國家和地區(qū)個國家和地區(qū)有有438座核電站座核電站在運行。核電在運行。核電站已積累了站已積累了5000多堆年多堆年的運行經驗。的運行經驗。 經過經過50多年的研制、開發(fā)和不斷改進，已經形成了各多年的研制、開發(fā)和不斷改進，已經形成了各具特色的多種核反應堆堆型。具特色的多種核反應堆

30、堆型。核反應堆類型核反應堆類型n概述概述1、按用途分類：、按用途分類： 實驗堆、生產堆、動力堆實驗堆、生產堆、動力堆2、按中子能量分類：、按中子能量分類： 熱中子堆、中能中子堆、快中子堆熱中子堆、中能中子堆、快中子堆3、按慢化劑和冷卻劑分類：、按慢化劑和冷卻劑分類： 輕水堆、重水堆、石墨氣冷堆、鈉冷快堆輕水堆、重水堆、石墨氣冷堆、鈉冷快堆4、按核燃料分類：、按核燃料分類： 固體燃料反應堆、液體燃料反應堆固體燃料反應堆、液體燃料反應堆核反應堆類型核反應堆類型n概述概述 此外，還可按核燃料種類劃分出此外，還可按核燃料種類劃分出天然鈾堆、稍加濃鈾天然鈾堆、稍加濃鈾堆、加濃鈾堆堆、加濃鈾堆等。等。 核反應堆的分類都不是絕對的，而是為了滿足某種需核反應堆的分類都不是絕對的，而是為了滿足某種需要從特定角度加以區(qū)分的結果。要從特定角度加以區(qū)分的結果。 不同類型的反應堆，相應的核電站系統(tǒng)和設備有較大不同類型的反應堆，相應的核電站系統(tǒng)和設備有較大的差別。的差別。核反應堆類型核反應堆類型n壓水堆（壓水堆（PWR） 壓水堆是世界上壓水堆是世界上最早開發(fā)的動力堆堆型最早開發(fā)的動力堆堆型。壓水堆出現。壓水堆出現后，經過了后，經過了先軍用后民用先軍用后民用，由，由船用到陸用船用到陸用的發(fā)展過程。的發(fā)展過程。壓水堆是目前世界上應用最廣泛的反應堆堆型，在已壓水堆是目前世界上應用最廣泛的反