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核反应堆的类型

核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，

相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第

一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的

冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放

的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。

下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。

压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应

堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处

于领先地位。

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核反应堆。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

富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地

位。

重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以

直接利用天然铀作为核燃料。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，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎

杜型压力管式重水堆核电站。

快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。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。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。

前景看好的快堆

现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，

利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型

对铀资源的利用率只有1%~2%。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反

应转变成易裂变的钮-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可

将铀资源的利用率提高到60%~70%，也可使核废料产生量得到最大程度的降

低，实现放射性废物最小化。

具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-

239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连

续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反

应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。因为快堆再生

速度高于消耗速度，即所生成的钮-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃

料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。

除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。

早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆

技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团

公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中

国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界，中国由此成

为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之

。

快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代

核能系统的发展方向。其形成的核燃料可实现闭合式循环。国际上普遍认为，

发展和推广快堆，可从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

对于快堆未来发展，中国拟采取三步走的发展战略，即实验快堆一示范快堆

一大型商用快堆。接下来中国示范快堆的建造，还将为中国铀钮混合燃料制

造技术的发展提供良好的契机，并继续推动中国先进核能体系的建立。图2

为中国实验快堆。

图2中国实验快堆

反应堆不是原子弹

有人把核反应堆与原子弹混为一谈，其实，反应堆与原子弹完全是两回

事，它实际上不会发生核爆炸，因为两者的设计、构造和部件完全不同。原

子弹是一种不可控的自持链式反应装置，需要使用可迅速形成临界体积的高

纯易裂变材料——铀-235(浓度至少95%)或钮。触发链式反应发展得非常快，

以致未等介质散开就积聚了大量能量。爆炸的剧烈程度取决于这种能量的积

聚。例如，投在长崎的原子弹是一个中空的钮球，靠合理安排的炸药形成临

界体积，达到临界体积后才发生原子弹爆炸。

反应堆则是一种人工控制的自持链式反应装置。反应堆里装的是天然铀

或低浓度铀（2%~5