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核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；
铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。
综上所述，核反应堆的合理结构应该是：
核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。
3、分代标志:
第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（lightwaterreactors,LWR）核电站，如美国的希平港（ShippingPort）压水堆（pressurized-waterreactor,PWR）、德累斯顿（Dresden）沸水堆（boilingwaterreactor,BWR）以及英国的镁诺克斯（Magnox）石墨气冷堆等。
第二代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。
目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。
第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advancedboilingwaterreactors,ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（Europeanpressurizedreactor,EPR）等。
第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。
根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型
①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等。
②生产放射性同位素的核反应堆。
③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。
④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆。
⑤为发电而发生热量的核反应，称为发电堆。
⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。
另外，核反应堆根据燃料类型分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆；
根据中子能量分为快中子堆和热中子堆；
根据冷却剂（载热剂）材料分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆；
根据慢化剂（减速剂）分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆；
根据中子通量分为高通量堆和一般能量堆；
根据热工状态分为沸腾堆、非沸腾堆、压水堆；
根据运行方式分为脉冲堆和稳态堆，等等。
核反应堆概念上可有900多种设计，但现实上非常有限。
经过半个多世纪的筛选和发展，目前全世界已发展成商业规模并不断有后续建造项目的三大核反应堆是压水堆沸水堆重水堆。
压水堆装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60%。
沸水堆是轻水堆的一种，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。
重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆可用轻水或重水作冷却剂，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（CANDU型）压力管式重水堆核电站。
CANDU型堆的特点是堆心使用压力管（代替压水堆的压力容器），用重水作为慢化剂和冷却剂,以天然铀作燃料，采用不停堆更换燃料。
在技术经济上可与轻水堆竞争。
压水堆（pressurizedwaterreactor）使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
燃料为低浓铀。
20世纪80年代，被公认为是技术最成熟，运行安全、经济实用的堆型。
其装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60%以上。
最早用作核潜艇的军用反应堆。
1961年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。
压水堆由压力容器、堆心、堆内构件及控制棒组件等构成。
压力容器的寿命期为40年。
堆心装核燃料组件
压水堆核电站防止放射性物质外泄有4道屏障，第一道屏障——燃料芯块和包壳。
核裂变产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中，不会释放出来。
第二道屏障——燃料包壳。
燃料芯块密封在锆合金包壳内，防止燃料裂变产物和放射物质进入一回路水中。
第三道屏障——压力容器和一回路压力边界。
由核燃料构成的堆芯封闭在壁厚20厘米的钢质压力容器内，压力容器和整个一回路都是耐高压的，放射性物质不会泄漏到反应堆厂房中。
第四道屏障——安全壳。
反应堆厂房是一个高大的预应力钢筋混凝土构筑物，壁厚近1米，内表面加有6毫米厚的钢衬，防止放射性进入环境。
2002年8月15日，中国原子能科学研究院承担的国家“863”计划重点项目中国实验快堆主厂房封顶。
快中子反应堆是先进反应堆，其主要优点是可大大提高铀资源的利用率
。
快堆是快中子增殖堆的简称，中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；
堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；
事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；
中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。
2011年7月21日10点成功实现并网发电。
2003年1月29日，清华大学核能技术设计研究院承担的国家“863”计划重点项目10兆瓦高温气冷实验堆达到满功率并网发电运行。
高温气冷堆是先进反应堆，其主要优点是堆芯温度高，用途广。
10兆瓦高温气冷实验反应堆就是由清华大学核研院建设的国家863高技术发展计划项目．高温气冷堆是在以天然铀为燃料、石墨为慢化剂、二氧化碳为冷却剂的气冷堆的基础上，于20世纪60年代开始发展起来的。
它采用耐高温的全陶瓷型燃料元件，以具有化学惰性和热工性能良好的氦气做冷却剂，耐高温的石墨材料为慢化剂和堆芯结构材料，是一种先进的反应堆
4、 核燃料（nuclearfuel），可在核反应堆中通过核裂变或核聚变产生实用核能的材料。
重核的裂变和轻核的聚变是获得实用铀棒核能的两种主要方式。
铀235、铀233和钚239是能发生核裂变的核燃料，又称裂变核燃料。
其中铀235存在于自然界，而铀233、钚239则是钍232和铀238吸收中子后分别形成的人工核素。
从广义上说，钍232和铀238也是核燃料。
氘和氚是能发生核聚变的核燃料，又称聚变核燃料。
氘存在于自然界，氚是锂6吸收中子后形成的人工核素。
核燃料在核反应堆中“燃烧”时产生的能量远大于化石燃料，1千克铀－235裂变释放出的能量，相当于2500吨标准煤燃烧产生的能量，100万千瓦功率的核电站每年只需补充30吨左右的核燃料，而同样规模的煤电厂约需标准煤330万吨。
已经大量建造的核反应堆使用的是裂变核燃料铀235和钚239，很少使用铀233。
由于至今还未有建成使用聚变核燃料的反应堆，因此通常说到核燃料时指的是裂变核燃料。
由于核反应堆运行特性和安全上的要求，核燃料在核反应堆中“燃烧”不允许像化石燃料一样一次烧尽。
为了回收和重新利用就必须进行后处理。
核燃料后处理是一个复杂的化学分离纯化过程，曾经研究过各种水法过程和干法过程。
目前各国普遍使用的是以磷酸三丁酯为萃取剂的萃取法过程，即所谓的普雷克斯流程。
核燃料后处理过程与一般的水法冶金过程之最大差别是它具有很强的放射性和存在发生核临界的危险。
因此，必须将设备置于有厚的重混凝土防护墙的设备室中并实行远距离操作以及采取防止核临界的措施。
所产生的各种放射性废物要严加管理和妥善处置以确保环境安全。
实行核燃料后处理，可更充分、合理地使用已有的铀资源。
不使用慢化剂的核反应堆是钠冷快堆
5、慢化剂，又称中子减速剂。
在一般情况下，可裂变核发射出的中子的飞行速度比其被其它可裂变核的捕获的中子速度要快，因此为了产生链式反应，就必须要将中子的飞行速度降下来，这时就会使用中子减速剂
对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低的吸收截面。
石墨中的碳元素，以及水中的氢元素都能起到慢化作用。
因此通常用于热中子反应堆慢化剂的有三种材料
○轻水（H2O）是含氢物质，慢化能力大，价格低廉，但吸收截面较大，对金属有腐蚀作用，易发生辐射分解。
○重水（氘，D2O）的吸收截面小，并可发生（γ，n）反应而为链式反应提供中子；
缺点是价格昂贵，还要细心防止泄漏损失、污染和与氢化物发生同位素交换。
○石墨的吸收截面低于重水，且价格便宜，又是耐高温材料，可用于非氧化气氛的高温堆中。
此外，还可用碳氢化合物、铍等作慢化剂材料。
铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可缩小堆芯尺寸，但铍有剧毒、价格昂贵、易产生辐照肿胀，故使用受到限制。
6、控制棒
在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。
制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小。
好的控制棒材料（如铪、镝等）在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。
核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。
其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和尺寸变化（肿胀）。
银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。
压水堆中采用棒束控制，控制材料制成棒状，每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在17×
17的燃料组件间。
核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的反应性，紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止）。
7、冷却剂
由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆心带走热量并传给二回路中的工质，使蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，以驱动汽轮发电机发电。
冷却剂是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。
此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。
理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。
液态钠（主要用于快中子堆）和钠钾合金（主要用于空间动力堆）具有大的热容量和良好的传热性能。
轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点，但是它的热特性不好。
重水是好的冷却剂和慢化剂，但价格昂贵。
气体冷却剂（如二氧化碳、氦）具有许多优点，但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高。
有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低，主要缺点是辐照分解率较大。
应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂
8、屏蔽层
为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。
其设计要力求造价便宜并节省空间。
对γ射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。
钢的强度最好，但价格较高；
铅的优点是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；
混凝土比金属便宜，但密度较小，因而屏蔽层厚度比其他的都大。
来自反应堆的γ射线强度很高，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。
某些反应堆堆心和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。
中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，通常含硼，有时是浓缩的硼-10。
有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。
通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下，常称为生物屏蔽。
核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。
9.核科学是一门和物理学、化学、材料科学与工程、化学工程与技术、冶金工程等学科有关的，由基础科学、技术科学和工程科学组成的综合性学科。
核科学由自然科学与技术科学交叉形成的核科学技术始于20世纪前半叶，它是国家科技水平和综合国力的标志。
核科学技术始终保持旺盛的生命力。
核科学发展特点：
一是深入探索物质深层次结构，另一是各种核技术（如核武器、核能、加速器、同位素与核辐照等）得到广泛应用。
核科学技术研究是核事业生存与发展的先导和基础，更是核能利用、核燃料循环、核技术应用三大产业发展的技术支撑。
核科学技术已形成几十个分支学科。
本报告重点研究发展较为成熟、与国计民生密切相关且反映国内外核科技水平的若干分支学科[1]。
核科学由自然科学与技术科学交叉形成的核科学技术始于20世纪前半叶，它是国家科技水平和综合国力的标志。
发展特点：
本报告重点研究发展较为成熟、与国计民生密切相关且反映国内外核科技水平的若干分支学科。
核科学与技术是一门由基础科学、技术科学及工程科学组成的综合性很强的尖端学科。
本学科主要研究核能科学与工程、核燃料循环与材料核技术及应用、辐射防护及环境保护。
核技术通常包括核能技术、核动力技术、同位素技术、辐射技术、核燃料技术、核辐射防护技术等领域。
核工业要形成体系必须包括核燃料循环以及研制满足特殊要求的材料。
前者是以许多新型的化工和特殊的工艺过程为基础的。
这些过程包括放射性和稳定同位素的分离、核燃料元件制造、辐照燃料的后处理、放射性废物的处理等。
后者要满足对核燃料和核反应堆的结构部件所应具有的特殊核性能要求，形成了特殊的核材料科学和技术领域。
自从20世纪40年代实现由辐照后燃料中提取裂变物质及建成大规模分离铀同位素的工厂以来，世界上的有核国家在此领域发展很快。
粒子加速器和核探测技术是研究核科学、发展核技术的重要手段。
近年来多种大型加速器和同步辐射光源的建成，医用和工业加速器的成批生产，同位素的应用，射线探测技术、核电子学与计算机的发展，使核技术广泛应用到理、工、农、医、生物、地质等各个领域，推动了科学技术的发展，产生了可观的社会效益和经济效益。
人们在广泛利用核能和核技术的同时必须面对特殊的人身安全和环境问题。
为此，要研究和解决对放射性和有毒有害物质的防护和污染控制；
要确保核设施的安全，同时妥善解决放射性废物的最终安全处置；
不但要解决核设施工作人员的辐射安全防护问题，而且要使核设施周围的公众受到的环境辐射剂量达到合理的尽可能低的水平，以保护人体健康和生态环境。
10、核裂变，又称核分裂，是指由重的原子，主要是指铀或钚，分裂成较轻的原子的一种核反应形式。
核裂变（Nuclearfission）又称核分裂，是一个原子核分裂成几个原子核的变化。
只有一些质量非常大的原子核像铀（yó
u）、钍（tǔ）等才能发生核裂变。
这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂变……，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。
原子核在发生核裂变时，释放出巨大的能量称为原子核能，俗称原子能。
1吨铀-235的全部核的裂变将产生20,000兆瓦小时的能量（足以让20兆瓦的发电站运转1,000小时），与燃烧300万吨煤释放的能量一样多。
另见裂变和聚变。
铀裂变在核电厂最常见，加热后铀原子放出2到4个中子，中子再去撞击其它原子，从而形成链式反应而自发裂变。
撞击时除放出中子还会放出热，再加快撞击，但如果温度太高，反应炉会熔掉，而演变成反应炉融毁造成严重灾害，因此通常会放控制棒（硼制成）去吸收中子以降低分裂速度。
一个重原子核分裂成为两个（或更多个）中等质量碎片的现象。
按分裂的方式裂变可分为自发裂变和感生裂变。
自发裂变是没有外部作用时的裂变，类似于放射性衰变，是重核不稳定性的一种表现；
感生裂变是在外来粒子（最常见的是中子）轰击下产生的裂变。
11.核聚变是指由质量小的原子，主要是指氘或氚，在一定条件下（如超高温和高压），发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。
原子核中蕴藏巨大的能量，原子核的变化（从一种原子核变化为另外一种原子核）往往伴随着能量的释放。
如果是由重的原子核变化为轻的原子核，叫核裂变，如原子弹爆炸；
如果是由轻的原子核变化为重的原子核，叫核聚变，如太阳发光发热的能量来源。
氢的同位素氘是主要的核聚变材料，氘的含量占氢的0.015％
1升海水中的氘通过核聚变释放出的能量相当于300
升汽油燃烧释放出的能量。
核聚变，即氢原子核（氘和氚）结合成较重的原子核（氦）时放出巨大的能量。
热核反应[1]，或原子核的聚变反应，是当前很有前途的新能源。
参与核反应的氢原子核，如氢（氕）、氘、氚、锂等从热运动获得必要的动能而引起的聚变反应（参见核聚变）。
热核反应是氢弹爆炸的基础，可在瞬间产生大量热能，但目前尚无法加以利用。
如能使热核反应在一定约束区域内，根据人们的意图有控制地产生与进行，即可实现受控热核反应。
这正是目前在进行试验研究的重大课题。
受控热核反应是聚变反应堆的基础。
聚变反应堆一旦成功，则可能向人类提供最清洁而又是取之不尽的能源。
核聚变是指由质量小的原子，主要是指氘或氚，在一定条件下（如超高温和高压），发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。
目前人类已经可以实现不受控制的核聚变，如氢弹的爆炸。
但是要想能量可被人类有效利用，必须能够合理的控制核聚变的速度和规模，实现持续、平稳的能量输出。
科学家正努力研究如何控制核聚变，但是现在看来还有很长的路要走。
目前主要的几种可控核聚变方式：
超声波核聚变、激光约束（惯性约束）核聚变、磁约束核聚变（托卡马克）
托卡马克，是一种利用磁约束来实现受控核聚变的环性容器。
它的名字Tokamak来源于环形、真空室、磁、线圈。
最初是由位于苏联莫斯科的库尔恰托夫研究所的阿齐莫维齐等人在20世纪50年代发明的。
托卡马克的中央是一个环形的真空室，外面缠绕着线圈。
在通电的时候托卡马克的内部会产生巨大的螺旋型磁场，将其中的等离子体加热到很高的温度，以达到核聚变的目的。
12、核能外泄又称为核熔毁，是种发生于核能反应炉故障时，严重的后遗症。
核能外泄所发出的核能辐射虽远比核子武器威力与范围小，但是却相同能造成一定程度的生物伤亡。
核能外泄最主要原因，就是核子反应炉核心冷却系统故障，导致控制辐射的相关设备失常。
虽说核能外泄不一定全然包括核子灾害，但是已经是已知核能应用上的最大环保隐忧。
另外，核能外泄虽也可指使用核能发电的航海器具所发生的灾害；
尤其是潜舰，不过一般说来是指用来发电的核能电厂发生的核熔毁事件，例如：
切尔诺贝利核事故。
13、国家1984年10月、设立了专门的核安全监督机构国家核安全局。
国家核安全局是我国对民用核设施独立进行安全监督的权力机构。
国家核安全局职责：
负责核安全和辐射安全的监督管理。
拟定核安全、辐射安全、电磁辐射、辐射环境保护、核与辐射事故应急有关的政策、规划、法律、行政法规、部门规章、制度、标准和规范，并组织实施。
负责核设施核安全、辐射安全及辐射环境保护工作的统一监督管理。
负责核安全设备的许可、设计、制造、安装和无损检验活动的监督管理，负责进口核安全设备的安全检验。
负责核材料管制与实物保护的监督管理。
负责核技术利用项目、铀（钍）矿和伴生放射性矿的辐射安全和辐射环境保护工作的监督管理。
负责辐射防护工作。
负责放射性废物处理、处置的安全和辐射环境保护工作的监督管理。
负责放射性污染防治的监督检查。
负责放射性物品运输安全的监督管理。
负责输变电设施及线路、信号台站等电磁辐射装置和电磁辐射环境的监督管理。
负责部核与辐射应急响应和调查处理。
参与核与辐射恐怖事件的防范与处置工作。
负责反应堆操纵人员、核设备特种工艺人员等人员资质管理。
组织开展辐射环境监测和核设施、重点辐射源的监督性监测。
负责核与辐射安全相关国际公约的国内履约。
指导核与辐射安全监督站相关业务工作。
14、中华人民共和国环境保护部核安全管理司
负责输变电设施及线路、信号台站等
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