熱中子反應堆（LWR）1座壓水堆電站

自核電站問世以來，工業成熟的發電反應堆主要有三種型別：輕水反應堆、重水反應堆和石墨氣冷反應堆。 因此，它們被用於三個不同的核電站，形成了現代核能發電的主體。

目前，大多數熱中子反應堆是所謂的輕水反應堆，用輕水慢化和冷卻。 輕水反應堆又分為壓水反應堆和沸水反應堆。 壓水堆核電站壓水堆核電站的一次迴路系統與二次迴路系統完全分離，是乙個閉合迴圈系統。

核電站的原理如下：主幫浦將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120 160個大氣壓的壓力。 在高壓下，即使在超過300°C的溫度下，冷卻液也不會蒸發。

冷卻劑將核燃料釋放的熱能帶出反應堆並進入蒸汽發生器，在那裡它通過數千個傳熱管到達管外的二次迴路水，使水沸騰產生蒸汽; 冷卻劑流經蒸汽發生器後，由主幫浦送入反應器，依此類推，不斷帶出反應器內的熱量，轉化產生蒸汽。 從蒸汽發生器中噴出的高溫高壓蒸汽帶動渦輪發電機組發電。 排出的蒸汽在冷凝器中冷凝成水，然後由冷凝水進水幫浦送入加熱器，再加熱並送回蒸汽發生器。

這是雙迴路迴圈系統。 壓水堆由兩部分組成：壓力容器和堆芯。 壓力容器為密封、厚重、數十公尺高的圓柱形大鋼殼體，所用鋼材耐高溫高壓、耐腐蝕，這裡產生用於驅動汽輪機的高溫高壓蒸汽。

容器頂部設有控制桿驅動機構，用於帶動控制桿在芯中上下移動。 堆芯是反應堆的心臟，位於壓力容器的中間。 它由燃料元件製成。

就像鍋爐燃燒的煤一樣，燃料顆粒是核電站“原子鍋爐”中燃燒的基本單位。 該顆粒是通過燒結二氧化鈾製成的，含有 2 4% 的鈾 235，呈直徑為公釐的小圓柱形。 顆粒被包裹在兩端密封的鋯合金包層管中，形成長約4公尺，直徑約10公釐的燃料元件棒。

200多個燃料棒排列成正方形，並用定位格仔框架固定，形成燃料元件。 每個核心通常由 121 到 193 個元件組成。 這樣，乙個壓水反應堆需要數萬根燃料棒和1000多萬個二氧化鈾堆芯。

此外，反應堆堆芯具有控制棒和含硼冷卻水（冷卻劑）。 控制棒由銀銦鎘材料製成，並覆蓋有不鏽鋼包層，可以吸收反應堆中的中子，厚度與燃料棒大致相同。 多個控制棒用於控制反應堆核反應的速度。

如果反應堆發生故障，立即將足夠的控制棒插入堆芯，反應堆將在很短的時間內停止工作，從而保證了反應堆的安全執行。

快中子反應堆是最新的技術。 這不先進也不先進，它採用不同的技術路線，各方面各有利弊。 如果說是最安全的，國內一些自稱是四代核電的氣冷反應堆是最安全的，萬一發生事故會自動停機，但缺點是功率太小，效率不太高。

從經濟角度來看，快堆是最有效的。

分類： 教育， 科學， >>， 科學與技術， >>工程， 技術和科學分析： 輕水反應堆是和平利用核能的一種方式。

以輕水為慢化劑和冷卻劑的核反應堆稱為輕水反應堆，包括沸水反應堆和壓水反應堆，輕水是一般水，廣泛用作反應堆的慢化劑和冷卻劑。 與重水相比，輕水具有價格便宜的優點，除了其減速效率也非常高沸水反應堆的特點是水蒸氣直接送入燃氣輪機而不經過換熱器，從而防止熱效率低，壓水反應堆利用高壓抑制沸騰， 一般在輕水中加入100至160個大氣壓，使換熱器完全隔離一次冷卻系統（取出堆芯產生的熱量）和二次冷卻系統（送入蝸輪機的蒸汽）完全隔離。

使用重水，即氧化氘（D2O）作為慢化劑的核反應堆稱為重水反應堆，或簡稱為重水反應堆，而當今幾乎所有的反應堆都使用熱中子，因為慢化劑是反應堆不可缺少的一部分，慢化劑與中子的碰撞使中子產生中子，即 中子的數量減少，就失去了意義。因此，重水是一種非常優良的慢化劑，是與石墨一起最常用的慢化劑。

熱中子反應堆中的重水反應堆因其使用的冷卻劑是重水（D20）而得名，與輕水反應堆核電站相比具有以下五個特點：

首先，由於重水具有良好的慢化效能，吸收的中子較少，並且可以使用天然鈾作為燃料，因此重水反應堆核電站的發展不需要建立昂貴的鈾同位素分離裝置或鈾濃縮裝置。

其次，重水反應堆的轉化率相對較高，約為80，這使得天然鈾的利用效率更高。

第三，重水反應堆的燃料燃燒得更徹底，鈾-235含量低於通常的尾礦濃度，這大約是可以暫時儲存它們，等待快堆需要時提取鈽，而不必急於處理，這大大簡化了燃料迴圈，從而降低了成本。

第四，在各種熱中子反應堆中，重水反應堆所需的天然鈾量非常少，同時所需的初始裝料量和每年更換量也很少。

第五，重水反應堆非常適合燃料，既使用天然鈾，也使用濃縮鈾作為燃料，以及鈾-233、鈾-235或鈽-239及其裂變材料的任何成分，並且很容易從乙個燃料迴圈換成另乙個燃料迴圈。

此外，重水反應堆產生的鈽一部分在反應堆內裂變釋放出來，另一部分則包含在燃料中，淨鈽產量是輕水反應堆的數倍。 這樣，重水反應堆電站的開發可以積累更多的鈽，用於快中子增殖反應堆電站的發展。

壓水反應堆最初被用作核潛艇的動力源。 其冷卻水分為一級系統和二級系統兩部分。 主系統的冷卻水保持在約160個大氣壓的高壓下，因此可以加熱到約325個大氣壓，並且仍保持液態。

為了吸收核裂變產生的中子，在水中加入少許硼以調節核反應的速度。 初級冷卻水與核裂變部分直接接觸，帶走它產生的熱量。 通過蒸汽發生器進行熱交換，使二次冷卻水加熱至沸騰。

二次冷卻水在60個大氣壓下加熱到275°C，變成蒸汽驅動汽輪機發電。

壓水堆使用濃縮鈾廠的低濃縮鈾-235作為核燃料。 鈾-235是鈾的放射性同位素，是自然界中唯一存在的裂變核燃料。 裂變過程中產生的中子要麼被燃料棒中的鈾-238吸收，要麼引起鈾-235裂變，要麼從燃料棒中逸出。

如果中子速度快，鈾-235裂變的幾率很小，所以用水（輕水或重水）和石墨作為減速材料，放在燃料棒周圍，使中子速度減慢，幫助鈾-235裂變。 減速的中子能量最終轉化為熱量，為了將其輸送到外部，使用了冷卻材料（通常也是水）。 當將含有硼等吸收中子物質的控制棒放置在堆芯中時，當它插入燃料時，產生的中子數沒有達到臨界值，裂變不能連續進行。

當拉動控制棒時，中子數增加，鈾的裂變可以通過連續的針式反應連續進行。 這種減速中子稱為熱中子，利用熱中子裂變鈾-235的核反應堆稱為熱中子反應堆。

使用輕水作為慢化劑和冷卻劑的核反應堆被稱為輕水反應堆，包括沸水反應堆和壓水反應堆。 輕水，一般也稱為水，在反應堆中被廣泛用作慢化劑和冷卻劑。 與重水相比，輕水的優點是價格便宜，而且減速性也很強。

沸水反應堆的特點是將水蒸氣直接送入燃氣輪機，而不經過換熱器，從而防止熱效率低; 壓水反應堆 （PWR） 使用高壓來抑制沸騰，輕水通常在 100 至 160 個標準大氣壓 （ATM） 下充注，因此熱交換器將一次冷卻系統（通過去除堆芯產生的熱量）與二次冷卻系統（傳送到渦輪機的蒸汽）完全隔離。

快中子反應堆不使用鈾-235，而是使用鈽-239作為燃料，但鈾-238被放置在核心燃料鈽-239的外部再生區。 鈽-239在裂變反應過程中釋放的快中子在外再生區被鈾-238吸收，鈾-238會分散並迅速成為鈽-239。 這樣，鈽-239裂變在產生能量的同時，不斷將鈾-238轉化為可用的燃料，即鈽-239。

而且再生率高於消耗率，核燃料燃燒得越多，繁殖速度越快，所以這種反應堆也被稱為“快速增殖反應堆”。 據計算，如果快中子反應堆得到推廣應用，鈾資源利用率將提高50-60倍，解決鈾-238大量積累和廢物、環境汙染等問題。

快中子反應堆不避免放射性廢物的產生，因為用作燃料的核燃料核心不是由純鈽和鈾組成的，未來總會產生廢物。