核反应堆的分类

核反应堆的分类中子能量分类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热中子堆中子能量大于0.025eV小于0.1eV按冷却剂和慢化剂分类轻水堆压水堆、沸水堆重水堆压力管式、压力容器式、重水慢化轻水冷却堆有机堆重水慢化有机冷却堆石墨堆石墨水冷堆、石墨气冷堆气冷堆天然铀石墨堆、改进型气冷堆、高温气冷堆、重水慢化气冷堆液态金属冷却堆熔盐对、钠冷快堆按堆芯结构分类均匀堆堆芯核燃料与慢化剂、冷却剂均匀混合非均匀堆堆芯核燃料与慢化剂、冷却剂呈非均匀分布，按照要求排成一定 形状按用途分类生产堆生产Pu、氚以及放射性同位素发电堆生产电力动力堆为船舶、军舰、潜艇提供动力实验堆做燃料、材料的科学研究工作增值堆新生产的核燃料（Pu-39、U-233）大于消耗的（Pu-239、U-233、U-235）核电站分类核电站按照反应堆形式分类压水堆核电站以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核 电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛 中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统 正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似.沸水堆核电站（现在发生事故的日本福岛第一核电站）以沸水堆为热源的核电站.沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却 剂、并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆.沸水堆与压 水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟 随能力强等优点.它们都需使用低富集铀做燃料.沸水堆核电站系统有: 主系统（包括反应堆）;蒸汽一给水系统;反应堆辅助系统等.重水堆核电站（如中国秦山III核电站）以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆，可 以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂，重水 堆分压力容器式和压力管式两类.重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规 模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.快堆核电站（如日本茨城县东海村常阳和福井县敦贺市文殊反应炉）由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核 电站.快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可 多于所耗,能实现核裂变材料的增殖.石墨气冷堆以气体（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,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆 型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料，石墨做慢化剂,二氧化 碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆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，石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高 温气冷堆是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。