核反應(yīng)堆的分類

1、核反應(yīng)堆的分類中子能量分類快中子堆中子能量大于1MeV中能中子堆中子能量大于0.1eV小于0.1MeV熱中子堆中子能量大于0.025eV小于0.1eV按冷卻劑和慢化劑分類輕水堆壓水堆、沸水堆重水堆壓力管式、壓力容器式、重水慢化輕水冷卻堆有機(jī)堆重水慢化有機(jī)冷卻堆石墨堆石墨水冷堆、石墨氣冷堆氣冷堆天然鈾石墨堆、改進(jìn)型氣冷堆、高溫氣冷堆、重水慢化氣冷堆液態(tài)金屬冷卻堆熔鹽對、鈉冷快堆按堆芯結(jié)構(gòu)分類均勻堆堆芯核燃料與慢化劑、冷卻劑均勻混合非均勻堆堆芯核燃料與慢化劑、冷卻劑呈非均勻分布，按照要求排成一定 形狀按用途分類生產(chǎn)堆生產(chǎn)Pu、氚以及放射性同位素發(fā)電堆生產(chǎn)電力動力堆為船舶、軍艦、潛艇提供動力實(shí)驗(yàn)堆做

2、燃料、材料的科學(xué)研究工作增值堆新生產(chǎn)的核燃料（Pu-39、U-233）大于消耗的（Pu-239、U-233、U-235）核電站分類核電站按照反應(yīng)堆形式分類壓水堆核電站以壓水堆為熱源的核電站.它主要由核島和常規(guī)島組成.壓水堆核 電站核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯.在核島 中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng) 正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔助系統(tǒng).常規(guī)島主要包括汽輪機(jī)組及二回路等系統(tǒng),其形式與常規(guī)火電廠類似.沸水堆核電站（現(xiàn)在發(fā)生事故的日本福島第一核電站）以沸水堆為熱源的核電站.沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻 劑、并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸

3、汽的動力堆.沸水堆與壓 水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費(fèi)用低和負(fù)荷跟 隨能力強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn).它們都需使用低富集鈾做燃料.沸水堆核電站系統(tǒng)有: 主系統(tǒng)（包括反應(yīng)堆）;蒸汽一給水系統(tǒng);反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)等.重水堆核電站（如中國秦山III核電站）以重水堆為熱源的核電站.重水堆是以重水做慢化劑的反應(yīng)堆，可 以直接利用天然鈾作為核燃料.重水堆可用輕水或重水做冷卻劑，重水 堆分壓力容器式和壓力管式兩類.重水堆核電站是發(fā)展較早的核電站，有各種類別，但已實(shí)現(xiàn)工業(yè)規(guī) 模推廣的只有加拿大發(fā)展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站.快堆核電站（如日本茨城縣東海村常陽和福井縣敦賀市文殊反應(yīng)爐）由快中子引起鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換為電能的核 電站.快堆在運(yùn)行中既消耗裂變材料，又生產(chǎn)新裂變材料，而且所產(chǎn)可 多于所耗,能實(shí)現(xiàn)核裂變材料的增殖.石墨氣冷堆以氣體（二氧化碳或氦氣）作為冷卻劑的反應(yīng)堆.這種堆經(jīng)歷了三個 發(fā)展階段,有天然鈾石墨氣冷堆、改進(jìn)型氣冷堆和高溫氣冷堆三種堆 型.天然鈾石墨氣冷堆實(shí)際上是天然鈾做燃料，石墨做慢化劑,二氧化 碳做冷卻劑的反應(yīng)堆.改進(jìn)型氣冷堆設(shè)計的目的是改進(jìn)蒸汽條件，提