纯水压水堆

A. 核动力反应堆由哪几个主要部分构成

核反应堆，又称原子反应堆或反应堆，是利用装载的核燃料，维持和控制大规模链式裂变反应，并持续不断地将裂变能量带出做功，实现核能——热能转换的装置。

核反应堆的结构形式是多种多样的，根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型的反应堆。根据燃料类型的不同，核反应堆可分为天然气铀堆、浓缩铀堆和钍堆；根据用途的不同，可分为研究堆、生产堆和动力堆等几种类型；根据冷却剂（载热剂）材料的不同，可分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆和液态金属冷堆；根据慢化剂（减速剂）的不同，可分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆和铍堆等等。虽然核反应堆概念上可以有900多种设计，但目前能实际使用的非常有限。

在未来相当长一段时期内核能将成为人类能源产业的重要支柱，人们完全可以把核反应堆应用于和平事业。现在国际社会关注的朝核问题和伊朗核问题，实际上是冷战对抗的延续，实质是政治问题，只有和平协商才是解决这一问题的唯一出路。
核反应堆内用以产生可控核裂变链式反应并保证安全运行的各类材料。除核燃料外，还包括冷却剂、慢化剂、反射层材料、结构材料、控制材料和屏蔽材料等。核反应堆材料一般在高温、腐蚀介质和辐照等特殊条件下工作，因此对它们的物理、化学和力学性能有严格要求。

冷却剂 又称载热剂。其作用是将反应堆内因核裂变产生的热量导出堆外，在均匀堆中还兼作流体燃料的载体。冷却剂的特点是，具有良好的传热性和流动性，高沸点、低熔点、泵送功率低，对热和辐射有良好的稳定性，在反应堆系统下不产生腐蚀，感生放射性低，中子俘获截面小。常用的冷却剂分气体和液体两类。气体冷却剂有二氧化碳和氦气 。其优点是选择工作压强和温度时，可以完全独立地进行，因而能实现高温低压运行；缺点是泵送功率大。液体冷却剂有轻水、重水和液态金属。后者具有热导率高、蒸气压低的特点 。快增 殖 堆常用 液态钠 作冷 却剂 。液态 钠熔点 较低（98℃），热导率高，但有一定腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞 。此外，钠吸收中子后会产生强放射性24Na ，而且钠很活泼，遇水即爆炸，故在设计热交换器时要特别注意。

慢化剂 用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。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。常用的慢化剂是轻水、重水和石墨。轻水是含氢物质，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，但价格便宜，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。

反射层材料 在反应堆活性区周围用来散射从活性区泄漏出的中子，使其改变方向重新回到活性区。对反射层材料的要求与慢化剂相同，要求其散射截面要大，吸收截面要小。因此，好的慢化剂材料也是好的反射层材料。在快中子堆中，大部分裂变由高能中子引起，反射层材料由高质量数的致密物质组成，以使被反向散射进堆芯的中子受到最小的慢化 。常用的反射层材料有轻水、重水、石墨、铍、氧化铍、氧化锆等。

结构材料 包括燃料包壳、堆芯构件、反应堆容器、热交换器和主回路管道等所用的材料。其中对包壳材料的性能要求最严。热中子堆的包壳材料一般使用铝合金、镁合金和锆合金。快中子堆包壳材料范围比较宽。铝、镁合金是较早使用的结构材料，由于其熔点低，只能用于低温。锆合金在高温下强度好，在高温纯水中的耐腐蚀性接近不锈钢，而其中子吸收截面却 只有不锈钢的 1／15，是目前水冷动力堆中广泛使用的结构材料。奥氏体不锈钢在高温下的强度和抗腐蚀性能都很好，且价格比较便宜，也用作燃料元件包壳和其他结构材料。低合金钢和碳钢普遍用于制作核反应堆压力容器。此外，可用作结构材料的还有镍、钛、铌、钒等合金 。

控制材料 用于制作核反应堆控制棒的材料。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。控制材料具有吸收截面大、散射截面小等特点。常用的控制材料有硼、镉、铪和某些稀土元素及其合金。硼不仅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量范围较宽，一般以碳化硼或硼钢作为控制材料。镉的热中子吸收截面比硼高，但对超热中子的吸收截面小，一般制成银铟镉合金用于水冷堆。铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体，特别适用于水冷堆。但铪稀缺、昂贵，因而使用受到限制。

屏蔽材料 用于衰减反应堆芯中产生的各种射线的材料。反应堆产生的辐射中，危害最大的是穿透力大的中子和γ射线。屏蔽材料必须能够衰减γ射线，并使快中子减速而被吸收。常用的屏蔽材料由含有重元素（如铅）、轻元素（如水中的氢）以及中子吸收剂（如硼）的材料组成。加有重晶石或铁矿石的混凝土也是常用的屏蔽材料。

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核反应堆材料
nuclear reactor materials
核反应堆内用以产生可控核裂变链式反应并保证安全运行的各类材料。除核燃料外,还包括冷却剂、慢化剂、反射层材料、结构材料、控制材料及屏蔽材料等（见图）。这些材料一般在高温、腐蚀介质和辐照等特殊条件下工作，因此对它们的物理、化学和力学性能有严格的要求。

核燃料 核反应堆内可以实现自持核裂变链式反应的、包含易裂变核素(235U、239Pu、233U)的材料,它们在热中子作用下能进行裂变。其中235U是天然的易裂变核素；239Pu和233U分别由238U和232Th俘获中子而制得。238U和232Th称为可转换核素。铀（包括233U、235U、238U）是目前普遍使用的核燃料。钚(239Pu)在快中子堆中与238U组合可以有效地实现核燃料增殖，因而成为着重研究的核燃料之一。
慢化剂和反射层材料 慢化剂用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。慢化剂要求对中子有高的散射截面和低的吸收截面，多为含有氢（氘）、碳和铍等轻元素的材料。除水和重水外，石墨是最常用的慢化剂。石墨化程度高而各向同性的石墨，具有较好的辐照稳定性。此外，石墨也是重要的高温结构材料。铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可以缩小堆芯的尺寸。但铍有剧毒，价格昂贵，使用受到限制。这些慢化剂也都可用作反射层材料。反射层可以减少中子漏失，使尽可能多的中子参与裂变反应。
冷却剂 又称载热剂。其作用在于将反应堆内因核裂变产生的热量导出堆外，在均匀堆中还兼作流体燃料的载体。冷却剂必须具有良好的传热性和流动性。由于它流经堆芯,因此还要求具有较低的中子吸收截面、较好的辐照稳定性和化学稳定性以及对其他材料较低的腐蚀性。常用的冷却剂除CO2、He等气体以及水和重水外,还有液态金属。这种金属具有热导率高和蒸气压低的特点。钠是快中子堆中使用的冷却剂。钠的熔点较低（98℃），热导率很高，但有一定的腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞。钠吸收中子后会产生强放射性的24Na。此外，钠很活泼，遇水即爆炸，在设计热交换器时应特别注意。某些有机材料和熔盐亦可用作冷却剂。但有机物在辐照下很容易分解，现已很少使用。熔盐（如氟盐）因为辐照稳定性和化学稳定性都很好，可作为流体燃料的载体，正在进行研究。
结构材料 包括燃料包壳、堆芯构件、反应堆容器、热交换器和主回路管道等所用的材料。其中，对包壳材料的性能要求最严。热中子堆的包壳材料一般使用铝合金、镁合金和锆合金等；而快中子堆包壳材料的取材范围要宽得多。
铝合金和镁合金是较早使用的结构材料，但它们的熔点较低，只能用于低温。锆合金在高温下强度比铝合金、镁合金好,在高温纯水中的耐腐蚀性接近不锈钢,而其中子吸收截面却只有不锈钢的1/15，因此成为目前水冷动力堆中广泛使用的结构材料。一般多采用抗水腐蚀性能较好的Zr-2和Zr-4合金，它们可以适应高温和深度燃耗的条件。
奥氏体不锈钢在高温下的强度和抗腐蚀性能都很好，且价格比较便宜，也用作燃料元件包壳和其他结构材料。低合金钢和碳钢普遍用于制作核反应堆压力容器等。为了防止冷却剂的腐蚀，可在容器内壁衬以不锈钢覆面。此外，可作结构材料的还有镍、钛、铌、钒等合金。
控制材料和屏蔽材料 常用的控制材料有硼、镉、铪和某些稀土元素(如钆)。硼不仅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量范围较宽。一般以碳化硼或硼钢作为控制材料。镉的热中子吸收截面比硼高，但是对超热中子的吸收截面小，一般制成银铟镉合金用于水冷堆。铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体，特别适于水冷堆。但铪非常稀缺、昂贵，因而使用受到限制。
屏蔽材料必须能够衰减γ射线，使快中子减速而被吸收。它可由某些含有重元素（如铅）、轻元素（如水中的氢）以及中子吸收剂（如硼）的材料组成。加有重晶石或铁矿石的混凝土也是常用的屏蔽材料。
各种类型的核反应堆所用的材料见表。

参考书目
（日）三岛良绩编著，张凤林、郭丰守译：《核燃料工艺学》，原子能出版社，北京,1981。（三岛良绩编著：《核燃料工学》，同文书院，东京，1972。）

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核反应堆材料

nuclear reactor material

核反应堆内用以产生可控核裂变链式反应并保证安全运行的各类材料。除核燃料外，还包括冷却剂、慢化剂、反射层材料、结构材料、控制材料和屏蔽材料等。核反应堆材料一般在高温、腐蚀介质和辐照等特殊条件下工作，因此对它们的物理、化学和力学性能有严格要求。

冷却剂 又称载热剂。其作用是将反应堆内因核裂变产生的热量导出堆外，在均匀堆中还兼作流体燃料的载体。冷却剂的特点是，具有良好的传热性和流动性，高沸点、低熔点、泵送功率低，对热和辐射有良好的稳定性，在反应堆系统下不产生腐蚀，感生放射性低，中子俘获截面小。常用的冷却剂分气体和液体两类。气体冷却剂有二氧化碳和氦气。其优点是选择工作压强和温度时，可以完全独立地进行，因而能实现高温低压运行；缺点是泵送功率大。液体冷却剂有轻水、重水和液态金属。后者具有热导率高、蒸气压低的特点 。快增殖堆常用液态钠作冷却剂 。液态钠熔点较低（98℃），热导率高，但有一定腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞。此外，钠吸收中子后会产生强放射性24Na，而且钠很活泼，遇水即爆炸，故在设计热交换器时要特别注意。

慢化剂 用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。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。常用的慢化剂是轻水、重水和石墨。轻水是含氢物质，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，但价格便宜，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。

反射层材料 在反应堆活性区周围用来散射从活性区泄漏出的中子，使其改变方向重新回到活性区。对反射层材料的要求与慢化剂相同，要求其散射截面要大，吸收截面要小。因此，好的慢化剂材料也是好的反射层材料。在快中子堆中，大部分裂变由高能中子引起，反射层材料由高质量数的致密物质组成，以使被反向散射进堆芯的中子受到最小的慢化。常用的反射层材料有轻水、重水、石墨、铍、氧化铍、氧化锆等。

结构材料 包括燃料包壳、堆芯构件、反应堆容器、热交换器和主回路管道等所用的材料。其中对包壳材料的性能要求最严。热中子堆的包壳材料一般使用铝合金、镁合金和锆合金。快中子堆包壳材料范围比较宽。铝、镁合金是较早使用的结构材料，由于其熔点低，只能用于低温。锆合金在高温下强度好，在高温纯水中的耐腐蚀性接近不锈钢，而其中子吸收截面却只有不锈钢的1／15，是目前水冷动力堆中广泛使用的结构材料。奥氏体不锈钢在高温下的强度和抗腐蚀性能都很好，且价格比较便宜，也用作燃料元件包壳和其他结构材料。低合金钢和碳钢普遍用于制作核反应堆压力容器。此外，可用作结构材料的还有镍、钛、铌、钒等合金。

控制材料 用于制作核反应堆控制棒的材料。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。控制材料具有吸收截面大、散射截面小等特点。常用的控制材料有硼、镉、铪和某些稀土元素及其合金。硼不仅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量范围较宽，一般以碳化硼或硼钢作为控制材料。镉的热中子吸收截面比硼高，但对超热中子的吸收截面小，一般制成银铟镉合金用于水冷堆。铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体，特别适用于水冷堆。但铪稀缺、昂贵，因而使用受到限制。

屏蔽材料 用于衰减反应堆芯中产生的各种射线的材料。反应堆产生的辐射中，危害最大的是穿透力大的中子和γ射线。屏蔽材料必须能够衰减γ射线，并使快中子减速而被吸收。常用的屏蔽材料由含有重元素（如铅）、轻元素（如水中的氢）以及中子吸收剂（如硼）的材料组成。加有重晶石或铁矿石的混凝土也是常用的屏蔽材料。

取自"http://www.wiki.cn/wiki/%E6%A0%B8%E5%8F%8D%E5%BA%94%E5%A0%86%E6%9D%90%E6%96%99"

B. 核动力航母的反应堆与核潜艇的反应堆有何区别

以核潜艇为例（水面核动力舰船的原理是一样的）：
实际上，核能是不能直接驱动核潜艇的，须经过几次能量转换才能逐步实现。下面介绍常见的核潜艇“反应堆——蒸汽轮机”推进方式
：

核潜艇一般装有1至2个核反应堆，核能产生于核反应堆中的铀原子核裂变，当铀原子核连续裂变时（即“链式核反应”），会产生巨大的热能。核反应堆的作用就好比是我们都很熟悉的锅炉，不过锅炉里的水一般是用火加热的，而核反应堆里的水是用核燃料“加热”的，所以过去也把核反应堆俗称为“原子锅炉”。
潜艇核动力装置是为核潜艇提供动力和电力的系统，由一回路和二回路组成，它们都是密闭的循环回路。
一回路由主冷却剂系统和各种辅助系统组成，主冷却剂系统包括核反应堆、主冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器等设备。一回路里的高温高压纯净水被核燃料加热后，由主冷却剂泵推动，经蒸汽发生器把热量传导给二回路的水，使之变为蒸汽（注意：一二回路的水是不直接接触的），然后一回路里被冷却的水再次返回核反应堆里，继续把核燃料产生的热量带出来，并慢化中子参与链式核反应。所以一回路里的水被称为冷却剂和慢化剂。核燃料释放的热量多少，是由控制棒来调节的。
二回路里，前半部分流动的是被一回路加热后的蒸汽，后半部分流动的是被冷凝器冷却后的水。一二回路的交会处是蒸汽发生器，二回路的水在蒸汽发生器里被加热后变成饱和蒸汽，大部分用来驱动主汽轮机，经减速齿轮减速后带动螺旋桨旋转，提供潜艇的推进动力。潜艇速度的快慢取决于螺旋桨的转速，而螺旋桨的转速主要是靠调节二回路蒸汽量的大小来实现的；还有一小部分蒸汽用来驱动汽轮发电机，提供潜艇上的辅机工作和全艇生活用电。做完功的蒸汽被称为废汽，废气被冷凝器中的海水冷却后，又通过给水泵打回到蒸汽发生器里继续加热，产生新的蒸汽。
在主动力故障等特殊情况时，可启用核潜艇的备用动力系统。备用动力不由核反应堆提供能源，也不启动主汽轮机组，而由柴油直流发电机（通气管状态航行时）或蓄电池（水下航行时）提供直流电源，并通过直流推进电机驱动螺旋桨。蓄电池的电能也可以用来在海上重新启动已经关闭的反应堆。

能量转换过程如下：
首先由核反应堆中的核燃料进行核反应并产生极高的热量（热能）；这个热量把核反应堆内密闭循环的纯净水“煮开”变成温度很高的蒸汽，蒸汽通过特制的喷嘴形成速度极快的蒸汽流（动能）；蒸汽流推动潜艇主汽轮机的叶片运转，汽轮机的运转经过减速后带动螺旋桨旋转（机械能）；螺旋桨运转时与海水的反作用力推动潜艇前进（动能）。能量转换全过程大致为：核能→热能→动能→机械能→动能。

C. 核反应堆是干什么的

核反应堆，又称原子反应堆或反应堆，是利用装载的核燃料，维持和控制大规模链式裂变反应，并持续不断地将裂变能量带出做功，实现核能——热能转换的装置。核反应堆的结构形式是多种多样的，根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型的反应堆。根据燃料类型的不同，核反应堆可分为天然气铀堆、浓缩铀堆和钍堆；根据用途的不同，可分为研究堆、生产堆和动力堆等几种类型；根据冷却剂（载热剂）材料的不同，可分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆和液态金属冷堆；根据慢化剂（减速剂）的不同，可分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆和铍堆等等。虽然核反应堆概念上可以有900多种设计，但目前能实际使用的非常有限。在未来相当长一段时期内核能将成为人类能源产业的重要支柱，人们完全可以把核反应堆应用于和平事业。现在国际社会关注的朝核问题和伊朗核问题，实际上是冷战对抗的延续，实质是政治问题，只有和平协商才是解决这一问题的唯一出路。核反应堆内用以产生可控核裂变链式反应并保证安全运行的各类材料。除核燃料外，还包括冷却剂、慢化剂、反射层材料、结构材料、控制材料和屏蔽材料等。核反应堆材料一般在高温、腐蚀介质和辐照等特殊条件下工作，因此对它们的物理、化学和力学性能有严格要求。冷却剂又称载热剂。其作用是将反应堆内因核裂变产生的热量导出堆外，在均匀堆中还兼作流体燃料的载体。冷却剂的特点是，具有良好的传热性和流动性，高沸点、低熔点、泵送功率低，对热和辐射有良好的稳定性，在反应堆系统下不产生腐蚀，感生放射性低，中子俘获截面小。常用的冷却剂分气体和液体两类。气体冷却剂有二氧化碳和氦气。其优点是选择工作压强和温度时，可以完全独立地进行，因而能实现高温低压运行；缺点是泵送功率大。液体冷却剂有轻水、重水和液态金属。后者具有热导率高、蒸气压低的特点。快增殖堆常用液态钠作冷却剂。液态钠熔点较低（98℃），热导率高，但有一定腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞。此外，钠吸收中子后会产生强放射性24Na，而且钠很活泼，遇水即爆炸，故在设计热交换器时要特别注意。慢化剂用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。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。常用的慢化剂是轻水、重水和石墨。轻水是含氢物质，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，但价格便宜，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。反射层材料在反应堆活性区周围用来散射从活性区泄漏出的中子，使其改变方向重新回到活性区。对反射层材料的要求与慢化剂相同，要求其散射截面要大，吸收截面要小。因此，好的慢化剂材料也是好的反射层材料。在快中子堆中，大部分裂变由高能中子引起，反射层材料由高质量数的致密物质组成，以使被反向散射进堆芯的中子受到最小的慢化。常用的反射层材料有轻水、重水、石墨、铍、氧化铍、氧化锆等。结构材料包括燃料包壳、堆芯构件、反应堆容器、热交换器和主回路管道等所用的材料。其中对包壳材料的性能要求最严。热中子堆的包壳材料一般使用铝合金、镁合金和锆合金。快中子堆包壳材料范围比较宽。铝、镁合金是较早使用的结构材料，由于其熔点低，只能用于低温。锆合金在高温下强度好，在高温纯水中的耐腐蚀性接近不锈钢，而其中子吸收截面却只有不锈钢的1／15，是目前水冷动力堆中广泛使用的结构材料。奥氏体不锈钢在高温下的强度和抗腐蚀性能都很好，且价格比较便宜，也用作燃料元件包壳和其他结构材料。低合金钢和碳钢普遍用于制作核反应堆压力容器。此外，可用作结构材料的还有镍、钛、铌、钒等合金。控制材料用于制作核反应堆控制棒的材料。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。控制材料具有吸收截面大、散射截面小等特点。常用的控制材料有硼、镉、铪和某些稀土元素及其合金。硼不仅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量范围较宽，一般以碳化硼或硼钢作为控制材料。镉的热中子吸收截面比硼高，但对超热中子的吸收截面小，一般制成银铟镉合金用于水冷堆。铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体，特别适用于水冷堆。但铪稀缺、昂贵，因而使用受到限制。屏蔽材料用于衰减反应堆芯中产生的各种射线的材料。反应堆产生的辐射中，危害最大的是穿透力大的中子和γ射线。屏蔽材料必须能够衰减γ射线，并使快中子减速而被吸收。常用的屏蔽材料由含有重元素（如铅）、轻元素（如水中的氢）以及中子吸收剂（如硼）的材料组成。加有重晶石或铁矿石的混凝土也是常用的屏蔽材料。--------------------------------------------------------------------------------核反应堆材料nuclearreactormaterials核反应堆内用以产生可控核裂变链式反应并保证安全运行的各类材料。除核燃料外,还包括冷却剂、慢化剂、反射层材料、结构材料、控制材料及屏蔽材料等（见图）。这些材料一般在高温、腐蚀介质和辐照等特殊条件下工作，因此对它们的物理、化学和力学性能有严格的要求。核燃料核反应堆内可以实现自持核裂变链式反应的、包含易裂变核素(235U、239Pu、233U)的材料,它们在热中子作用下能进行裂变。其中235U是天然的易裂变核素；239Pu和233U分别由238U和232Th俘获中子而制得。238U和232Th称为可转换核素。铀（包括233U、235U、238U）是目前普遍使用的核燃料。钚(239Pu)在快中子堆中与238U组合可以有效地实现核燃料增殖，因而成为着重研究的核燃料之一。慢化剂和反射层材料慢化剂用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。慢化剂要求对中子有高的散射截面和低的吸收截面，多为含有氢（氘）、碳和铍等轻元素的材料。除水和重水外，石墨是最常用的慢化剂。石墨化程度高而各向同性的石墨，具有较好的辐照稳定性。此外，石墨也是重要的高温结构材料。铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可以缩小堆芯的尺寸。但铍有剧毒，价格昂贵，使用受到限制。这些慢化剂也都可用作反射层材料。反射层可以减少中子漏失，使尽可能多的中子参与裂变反应。冷却剂又称载热剂。其作用在于将反应堆内因核裂变产生的热量导出堆外，在均匀堆中还兼作流体燃料的载体。冷却剂必须具有良好的传热性和流动性。由于它流经堆芯,因此还要求具有较低的中子吸收截面、较好的辐照稳定性和化学稳定性以及对其他材料较低的腐蚀性。常用的冷却剂除CO2、He等气体以及水和重水外,还有液态金属。这种金属具有热导率高和蒸气压低的特点。钠是快中子堆中使用的冷却剂。钠的熔点较低（98℃），热导率很高，但有一定的腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞。钠吸收中子后会产生强放射性的24Na。此外，钠很活泼，遇水即爆炸，在设计热交换器时应特别注意。某些有机材料和熔盐亦可用作冷却剂。但有机物在辐照下很容易分解，现已很少使用。熔盐（如氟盐）因为辐照稳定性和化学稳定性都很好，可作为流体燃料的载体，正在进行研究。结构材料包括燃料包壳、堆芯构件、反应堆容器、热交换器和主回路管道等所用的材料。其中，对包壳材料的性能要求最严。热中子堆的包壳材料一般使用铝合金、镁合金和锆合金等；而快中子堆包壳材料的取材范围要宽得多。铝合金和镁合金是较早使用的结构材料，但它们的熔点较低，只能用于低温。锆合金在高温下强度比铝合金、镁合金好,在高温纯水中的耐腐蚀性接近不锈钢,而其中子吸收截面却只有不锈钢的1/15，因此成为目前水冷动力堆中广泛使用的结构材料。一般多采用抗水腐蚀性能较好的Zr-2和Zr-4合金，它们可以适应高温和深度燃耗的条件。奥氏体不锈钢在高温下的强度和抗腐蚀性能都很好，且价格比较便宜，也用作燃料元件包壳和其他结构材料。低合金钢和碳钢普遍用于制作核反应堆压力容器等。为了防止冷却剂的腐蚀，可在容器内壁衬以不锈钢覆面。此外，可作结构材料的还有镍、钛、铌、钒等合金。控制材料和屏蔽材料常用的控制材料有硼、镉、铪和某些稀土元素(如钆)。硼不仅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量范围较宽。一般以碳化硼或硼钢作为控制材料。镉的热中子吸收截面比硼高，但是对超热中子的吸收截面小，一般制成银铟镉合金用于水冷堆。铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体，特别适于水冷堆。但铪非常稀缺、昂贵，因而使用受到限制。屏蔽材料必须能够衰减γ射线，使快中子减速而被吸收。它可由某些含有重元素（如铅）、轻元素（如水中的氢）以及中子吸收剂（如硼）的材料组成。加有重晶石或铁矿石的混凝土也是常用的屏蔽材料。各种类型的核反应堆所用的材料见表。参考书目（日）三岛良绩编著，张凤林、郭丰守译：《核燃料工艺学》，原子能出版社，北京,1981。（三岛良绩编著：《核燃料工学》，同文书院，东京，1972。）[编辑]补充核反应堆材料nuclearreactormaterial核反应堆内用以产生可控核裂变链式反应并保证安全运行的各类材料。除核燃料外，还包括冷却剂、慢化剂、反射层材料、结构材料、控制材料和屏蔽材料等。核反应堆材料一般在高温、腐蚀介质和辐照等特殊条件下工作，因此对它们的物理、化学和力学性能有严格要求。冷却剂又称载热剂。其作用是将反应堆内因核裂变产生的热量导出堆外，在均匀堆中还兼作流体燃料的载体。冷却剂的特点是，具有良好的传热性和流动性，高沸点、低熔点、泵送功率低，对热和辐射有良好的稳定性，在反应堆系统下不产生腐蚀，感生放射性低，中子俘获截面小。常用的冷却剂分气体和液体两类。气体冷却剂有二氧化碳和氦气。其优点是选择工作压强和温度时，可以完全独立地进行，因而能实现高温低压运行；缺点是泵送功率大。液体冷却剂有轻水、重水和液态金属。后者具有热导率高、蒸气压低的特点。快增殖堆常用液态钠作冷却剂。液态钠熔点较低（98℃），热导率高，但有一定腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞。此外，钠吸收中子后会产生强放射性24Na，而且钠很活泼，遇水即爆炸，故在设计热交换器时要特别注意。慢化剂用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。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。常用的慢化剂是轻水、重水和石墨。轻水是含氢物质，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，但价格便宜，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。反射层材料在反应堆活性区周围用来散射从活性区泄漏出的中子，使其改变方向重新回到活性区。对反射层材料的要求与慢化剂相同，要求其散射截面要大，吸收截面要小。因此，好的慢化剂材料也是好的反射层材料。在快中子堆中，大部分裂变由高能中子引起，反射层材料由高质量数的致密物质组成，以使被反向散射进堆芯的中子受到最小的慢化。常用的反射层材料有轻水、重水、石墨、铍、氧化铍、氧化锆等。结构材料包括燃料包壳、堆芯构件、反应堆容器、热交换器和主回路管道等所用的材料。其中对包壳材料的性能要求最严。热中子堆的包壳材料一般使用铝合金、镁合金和锆合金。快中子堆包壳材料范围比较宽。铝、镁合金是较早使用的结构材料，由于其熔点低，只能用于低温。锆合金在高温下强度好，在高温纯水中的耐腐蚀性接近不锈钢，而其中子吸收截面却只有不锈钢的1／15，是目前水冷动力堆中广泛使用的结构材料。奥氏体不锈钢在高温下的强度和抗腐蚀性能都很好，且价格比较便宜，也用作燃料元件包壳和其他结构材料。低合金钢和碳钢普遍用于制作核反应堆压力容器。此外，可用作结构材料的还有镍、钛、铌、钒等合金。控制材料用于制作核反应堆控制棒的材料。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。控制材料具有吸收截面大、散射截面小等特点。常用的控制材料有硼、镉、铪和某些稀土元素及其合金。硼不仅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量范围较宽，一般以碳化硼或硼钢作为控制材料。镉的热中子吸收截面比硼高，但对超热中子的吸收截面小，一般制成银铟镉合金用于水冷堆。铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体，特别适用于水冷堆。但铪稀缺、昂贵，因而使用受到限制。屏蔽材料用于衰减反应堆芯中产生的各种射线的材料。反应堆产生的辐射中，危害最大的是穿透力大的中子和γ射线。屏蔽材料必须能够衰减γ射线，并使快中子减速而被吸收。常用的屏蔽材料由含有重元素（如铅）、轻元素（如水中的氢）以及中子吸收剂（如硼）的材料组成。加有重晶石或铁矿石的混凝土也是常用的屏蔽材料。取自"/wiki/%E6%A0%B8%E5%8F%8D%E5%BA%94%E5%A0%86%E6%9D%90%E6%96%99"

D. 压水反应堆的结构原理

压水反应堆利用轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。其冷却系统由两个循环回路组成。一回路连接着堆芯和二回路中的蒸汽发生器，回路内压强保持在150个大气压左右，在此压强下可将冷却水加热至约343℃而不沸腾。冷却水在二回路蒸汽发生器的传热管中将压强约为70个大气压左右的二回路水加热至沸腾（温度约260℃），形成的水蒸气（过滤掉混杂的液态水后）再通过二回路送至汽轮机，推动涡轮发动机运转。在传热管中释放了热能的一回路水以290℃左右的温度回流至堆芯，完成一回路循环。从汽轮机流出的二回路水经冷凝器凝结为液态水后，回流至蒸汽发生器，完成二回路循环。
反应堆堆芯位于压力壳内，由排列为方形的燃料组件组成。燃料一般是富集程度在2%～4.4%的烧结二氧化铀。
和沸水反应堆相比，压水堆堆芯体积更小，堆芯的功率密度较大（大型压水堆的堆芯功率密度可达100千瓦/升），压水堆的发电效率约为33%；但由于堆芯中的工作压力和温度都较沸水堆高，因此对反应堆材料性能的要求也较沸水堆更高。
压水堆是核潜艇使用最多的堆型，原理是：由核反应堆中的铀—235核燃料进行链式核反应并产生高温，高温把核反应堆内密闭循环的纯净水“煮开”变为蒸汽后，经喷嘴加速变为蒸汽流推动汽轮机运转。汽轮机的转速经过减速齿轮减速后带动螺旋桨。能量转换全过程大致为：核能→热能→机械能→动能。
核能产生于核反应堆中的铀原子核裂变，当铀原子核连续裂变时（称“链式反应”），会产生巨大的热能。核反应堆的作用就好比是我们都很熟悉的锅炉，不过锅炉里的水一般是用火加热的，而核反应堆里的水是用核燃料“加热”的，所以过去也把核反应堆俗称为“原子锅炉”。
核动力装置通常由一回路和二回路组成，它们都是密闭的循环回路。一回路由主冷却剂系统和各种辅助系统组成，主冷却剂系统包括核反应堆、主冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器等设备。一回路里的高温高压纯净水被核燃料加热后，由主冷却剂泵推动，经蒸汽发生器把热量传导给二回路水，使之变为蒸汽，然后一回路里被冷却的水再次返回核反应堆里，继续把核燃料产生的热量带出来，并慢化中子参与链式核反应。所以一回路里的水被称为冷却剂和慢化剂。核燃料释放的热量多少，是由控制棒来调节的。
二回路里，前半部分流动的是被一回路加热后的蒸汽，后半部分流动的是被冷凝器冷却后的水。一二回路的交会处是蒸汽发生器，二回路的水在蒸汽发生器里被加热后变成饱和蒸汽用来驱动汽轮发电机，提供电源。

E. 核动力航母的反应堆与核潜艇的反应堆有何区别

以核潜艇为例（水面核动力舰船的原理是一样的）：
实际上，核能是不能直接驱动核潜艇的，须经过几次能量转换才能逐步实现。下面介绍常见的核潜艇“反应堆——蒸汽轮机”推进方式
：
核潜艇一般装有1至2个核反应堆，核能产生于核反应堆中的铀原子核裂变，当铀原子核连续裂变时（即“链式核反应”），会产生巨大的热能。核反应堆的作用就好比是我们都很熟悉的锅炉，不过锅炉里的水一般是用火加热的，而核反应堆里的水是用核燃料“加热”的，所以过去也把核反应堆俗称为“原子锅炉”。
潜艇核动力装置是为核潜艇提供动力和电力的系统，由一回路和二回路组成，它们都是密闭的循环回路。
一回路由主冷却剂系统和各种辅助系统组成，主冷却剂系统包括核反应堆、主冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器等设备。一回路里的高温高压纯净水被核燃料加热后，由主冷却剂泵推动，经蒸汽发生器把热量传导给二回路的水，使之变为蒸汽（注意：一二回路的水是不直接接触的），然后一回路里被冷却的水再次返回核反应堆里，继续把核燃料产生的热量带出来，并慢化中子参与链式核反应。所以一回路里的水被称为冷却剂和慢化剂。核燃料释放的热量多少，是由控制棒来调节的。
二回路里，前半部分流动的是被一回路加热后的蒸汽，后半部分流动的是被冷凝器冷却后的水。一二回路的交会处是蒸汽发生器，二回路的水在蒸汽发生器里被加热后变成饱和蒸汽，大部分用来驱动主汽轮机，经减速齿轮减速后带动螺旋桨旋转，提供潜艇的推进动力。潜艇速度的快慢取决于螺旋桨的转速，而螺旋桨的转速主要是靠调节二回路蒸汽量的大小来实现的；还有一小部分蒸汽用来驱动汽轮发电机，提供潜艇上的辅机工作和全艇生活用电。做完功的蒸汽被称为废汽，废气被冷凝器中的海水冷却后，又通过给水泵打回到蒸汽发生器里继续加热，产生新的蒸汽。
在主动力故障等特殊情况时，可启用核潜艇的备用动力系统。备用动力不由核反应堆提供能源，也不启动主汽轮机组，而由柴油直流发电机（通气管状态航行时）或蓄电池（水下航行时）提供直流电源，并通过直流推进电机驱动螺旋桨。蓄电池的电能也可以用来在海上重新启动已经关闭的反应堆。
能量转换过程如下：
首先由核反应堆中的核燃料进行核反应并产生极高的热量（热能）；这个热量把核反应堆内密闭循环的纯净水“煮开”变成温度很高的蒸汽，蒸汽通过特制的喷嘴形成速度极快的蒸汽流（动能）；蒸汽流推动潜艇主汽轮机的叶片运转，汽轮机的运转经过减速后带动螺旋桨旋转（机械能）；螺旋桨运转时与海水的反作用力推动潜艇前进（动能）。能量转换全过程大致为：核能→热能→动能→机械能→动能。

F. 压水反应堆怎样运行

压水堆是核潜艇使用最多的堆型，原理是：由核反应堆中的铀—235核燃料进行链式核反应并产生高温，高温把核反应堆内密闭循环的纯净水“煮开”变为蒸汽后，经喷嘴加速变为蒸汽流推动汽轮机运转。汽轮机的转速经过减速齿轮减速后带动螺旋桨。能量转换全过程大致为：核能→热能→机械能→动能。
核能产生于核反应堆中的铀原子核裂变，当铀原子核连续裂变时（称“链式反应”），会产生巨大的热能。核反应堆的作用就好比是我们都很熟悉的锅炉，不过锅炉里的水一般是用火加热的，而核反应堆里的水是用核燃料“加热”的，所以过去也把核反应堆俗称为“原子锅炉”。
核动力装置通常由一回路和二回路组成，它们都是密闭的循环回路。
一回路由主冷却剂系统和各种辅助系统组成，主冷却剂系统包括核反应堆、主冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器等设备。一回路里的高温高压纯净水被核燃料加热后，由主冷却剂泵推动，经蒸汽发生器把热量传导给二回路水，使之变为蒸汽，然后一回路里被冷却的水再次返回核反应堆里，继续把核燃料产生的热量带出来，并慢化中子参与链式核反应。所以一回路里的水被称为冷却剂和慢化剂。核燃料释放的热量多少，是由控制棒来调节的。
二回路里，前半部分流动的是被一回路加热后的蒸汽，后半部分流动的是被冷凝器冷却后的水。一二回路的交会处是蒸汽发生器，二回路的水在蒸汽发生器里被加热后变成饱和蒸汽用来驱动汽轮发电机，提供电源。

G. 核压水反应堆工作原理

压水堆是核潜艇使用最多的堆型，原理是：由核反应堆中的铀—核燃料进行链式核反应并产生高温，高温把核反应堆内密闭循环的纯净水“煮开”变为蒸汽后，经喷嘴加速变为蒸汽流推动汽轮机运转。汽轮机的转速经过减速齿轮减速后带动螺旋桨。能量转换全过程大致为：核能→热能→机械能→动能。
核能产生于核反应堆中的铀原子核裂变，当铀原子核连续裂变时（称“链式反应”），会产生巨大的热能。核反应堆的作用就好比是我们都很熟悉的锅炉，不过锅炉里的水一般是用火加热的，而核反应堆里的水是用核燃料“加热”的，所以过去也把核反应堆俗称为“原子锅炉”。
核动力装置通常由一回路和二回路组成，它们都是密闭的循环回路。
一回路由主冷却剂系统和各种辅助系统组成，主冷却剂系统包括核反应堆、主冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器等设备。一回路里的高温高压纯净水被核燃料加热后，由主冷却剂泵推动，经蒸汽发生器把热量传导给二回路水，使之变为蒸汽，然后一回路里被冷却的水再次返回核反应堆里，继续把核燃料产生的热量带出来，并慢化中子参与链式核反应。所以一回路里的水被称为冷却剂和慢化剂。核燃料释放的热量多少，是由控制棒来调节的。
二回路里，前半部分流动的是被一回路加热后的蒸汽，后半部分流动的是被冷凝器冷却后的水。一二回路的交会处是蒸汽发生器，二回路的水在蒸汽发生器里被加热后变成饱和蒸汽用来驱动汽轮发电机，提供电源。

H. 请详细介绍一下核潜艇有哪几种核反应堆，工作原理有什么不同

目前核潜艇上的反应堆基本上都是压水反应堆.
另有一种高温气冷堆，还在试验中。
核潜艇的反应堆功率偏小，一般不会直接用到航母上。（法国戴高乐航母移植的核潜艇上的反应堆，结果问题多多，航母的最高航速只有27节，是世界上最慢的核动力航母，以至于它下一代航母可能要改用英国的燃气轮机。）

具体介绍：
核燃料组件：他是核燃料进行链式反应的核心部件。一般制作成二氧化铀，其中只有百分之几的铀235，而绝大部分是不直接参与核裂变的铀238.二氧化铀被烧结成圆柱形的小块，装入不锈钢或锆合金做的金属管中，称为燃料棒或燃料原件，然后把若干燃料棒有序的装入金属筒里组成燃料组件，最后把许多燃料组件垂直分布在核反应堆内

压力容器 是核反应堆的外壳，用来盛装核燃料及堆内部件，用高强度的优质合金钢制造而成，可承受几十兆帕的压力。在压力容器上有冷却剂的进出口。

压力容器的顶部封盖，可用来安置和固定控制棒驱动机构，压力容器顶盖有半圆形的，平顶的。

顶盖螺栓：用来连接、锁紧压力容器顶盖，使之与筒体组成一个完全密封的容器。

吊篮：是一个大圆筒，因为它是倒挂在压力容器里的，又像个篮子，因此称为吊篮 。采用吊篮一方面是易于固定反应堆内的部件，另外可以一次整篮子吊装核反应堆内的大部分部件，提高了装卸速度和减少了对人员的辐射时间。

中子源：插在核反应堆里，可提供足够的中子，是核燃料的点火器，达到启动核反应堆和提升核功率的作用。中子源一般由镭，钋，铍，锑等制作。中子源和核反应堆裂变产生的中子都是快中子，不能引起铀235的裂变，为了将其减速，需要在核反应堆中充满减速剂----纯净水。

控制棒：具有很强的吸收中子的能力，由控制棒驱动机构带动，可使控制棒在核反应堆内核燃料中上下移动，用来启动、关闭核反应堆，并可维持、调节核反应堆功率。控制棒一般用铪、银、铟、镉等金属制作。它们能够吸收中子，失去了中子核反应堆就无法燃烧，因此它能够控制反应。开始时控制棒插在核反应堆中，将中子源的中子吸收，反应堆处于关闭状态。如果要点燃核反应堆，开启核反应堆或让其火势加强，只需将一部分控制棒从核反应堆中拔出来即可，反之。如果要降低功率（核反应堆极少关闭，很麻烦），则将其插得更深。插得越深，吸收中子越多，反应速率越慢。

控制棒驱动机构：他是核反应堆的操作系统和安全保护系统 的执行机构，它严格按照系统或操作员的要求驱动控制棒在核反应堆内做上下移动，对核反应堆的功率进行有效控制。在危机情况下，还可以快速吧控制棒完全插入核反应堆以达到紧急停堆的目的

上下支撑板：用来固定燃料组件。核反应堆内充满了高温高压的纯净水(所以称为压水型核反应堆)，他一方面流经核反应堆的堆芯，冷却核燃料，充当冷却剂，另一方面积存在压力容器里起到慢化中子的作用，充当慢化剂。冷却剂由核反应堆入口进入顺着压力容器四周的内壁下行，然后从吊篮下端上行经过核燃料对其进行冷却，最后从核反应堆出口流出

核反应堆一般都配置十几个辅助系统，共同组成一回路系统。

主冷却剂系统：核反应堆最主要的辅助系统是主冷却剂系统，它直接与核反应堆连接，在冷却核反应堆的同时也 带出热量，并通过蒸汽发生器传给二回路制造蒸汽，该系统是一条完全封闭的循环回路，主要设备除了核反应堆以外，还有冷却剂泵和一些大阀门，由于这个系统是一回路的大动脉，十分重要。

其他辅助系统基本都是从主冷却剂系统引出的分支，不直接与核反应堆连接。

净化系统：该系统可以连续取出一部分主冷却剂中的冷却水，通过离子交换等过滤手段，出去其中的杂质（包括可溶性和不可溶性的杂质），然后在输送回冷却剂系统，使核反应堆里的运行水质不断得到净化，始终保持纯净。净化的目的有两个，一是避免被污染的水对设备、管壁的腐蚀，减少设备故障，二是降低水中的放射性水平（因为水中有的金属杂质流经核反应堆时会被活化，使金属杂质本身也具有了放射性，致使核反应堆舱的放射性水平增高）。

水质监测取样系统：该辅助系统用于在核反应堆整个运行期间及时的取出主冷却剂系统的液体或气体样品进行水质分析、以便通过分析结果，监测装置运行情况，指导运行操作，主要分析项目是固体不溶杂质、氯离子、酸度值、氧离子、裂变产物在水中的含量。

化学物添加系统：在正常情况下，用于向主冷却剂系统添加联氨 、氢气、酸碱控制剂 等，主要目的是除去和减少冷却剂中的氧，抑制含氧过高的水对设备管壁的腐蚀（通常在高温状态下用氢气除氧，低温状态下特别是在启动核反应堆的过程中用添加联氨除氧）；当核反应堆的控制棒因故卡死不能停堆时，通过该系统可以向核反应堆中注入中子吸收剂（如硼酸溶液），实施紧急停堆，以确保核潜艇的安全。

补水系统：一回路在工作时里面的水会减少，比如取样分析用水、设备泄露、停堆过程因为热胀冷缩冷却水减少等。该系统的作用便是制造、贮存和及时补充符合一回路用的高纯水。主要工作流程是：从船上的水箱取水 经过冷却器冷却 在专门的过滤器里进行过滤净化 由高压泵注入回路系统。

设备冷却水系统：在一回路中有一些设备在工作时会发热，如电机绕组、机械轴承、传动机构、压缩机汽缸等，为防止其过热烧坏，由该系统专门提供冷却后的淡水对发热部件进行不间断的冷却循环。该系统主要由设备冷却水泵、热交换器和辅助海水泵等组成

压力安全系统:核反应堆主冷却剂系统的压力可能由于某种原因迅速变化，必须进行有效的控制。如果压力过大，可能使一回路的设备遭到破坏，所以当压力值超过某个安全限值时，该系统的稳压器会自动喷放低温水进行降压，如果降不下来就会自动打开泄压阀进一步降压。当压力过低时，可能会使核反应堆内的水出现沸腾（气压越低，水的沸点越低），由于沸腾的水含有大量的不导热的气泡敷在核燃料棒的表面，影响核燃料的热量导出。严重时会烧毁核燃料棒，造成堆芯融化事故，因此必须及时提高压力。措施是开启稳压器中的电炉，加热冷却水。必要时也可以临时启动增压泵。

余热排出系统：核反应堆可能因事故紧急停堆，比如当主冷却剂系统的蒸汽发生器中的热交换管破损，就必须紧急关闭核反应堆，但是此时核反应堆内的裂变碎片还在继续衰变，并会维持很长时间，同时可以产生相当多的衰变热，这就需要通过余热排出系统及时带出这些热量，以保证核反应堆和整个装置的安全，即使在正常关闭核反应堆时也要启动该系统，以加快核反应堆的冷却速度。余热排出系统是一个单独的冷却水回路，该系统从主冷却剂系统引出一部分海水冷却器里冷却后，再送回主冷却剂系统。

安全注射系统：当一回路的设备或管路发生较大的破损，冷却水大量向系统外泄露（即失水事故）时，为了保证核反应堆不被烧坏，该系统强迫向核反应堆中注入大量低温水以除去衰变热。该系统的主要设备是高压注射泵。

放射性废物处理系统：主要用途是收集、贮存、排放来自一回路的放射性废水、废气、固体废物。废物的主要来源是一回路中多余的冷却水或设备泄露水。设备去污冲洗及人员洗涤用水、过滤后的废树脂、被污染的工具和擦拭物等。该系统主要设备是废水贮存箱，一般放在核反应堆舱的底部

去污系统：用于除去设备、阀门、管道和附件等表面的放射性沉积物

I. 核电站使用的反应堆有多种类型,其中什么最为先进

快中子堆，因为它能实现裂变材料的增值。

压水堆和沸水堆都属于轻水堆，还内有一类叫做重水堆，这种是容早期的反应堆型，对浓缩铀的纯度要求高，其实世界上凡是想建重水堆的都是对核武器有企图的。

例如，一座100万千瓦的常规发电厂，一年需要烧掉300万吨煤，平均每天需要一艘万吨轮来运煤。而使用原子能发电，一年只需要30吨核燃料。

(9)纯水压水堆扩展阅读：

核反应堆根据燃料类型分为天然铀堆、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；根据慢化剂分 为石墨堆、水冷堆、有机堆、熔盐堆、钠冷堆；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。

J. 反应堆是什么东西

反应堆的原理比较复杂，为了能使你听懂，我用通俗的语言来讲解。核反应堆的种类不下几十种，我只以最常见的压水堆为例讲一讲。

反应堆是指能维持和控制核裂变链式反应的装置，因为第一个试验反应堆确实是用石磨堆起来的，所以一直就叫“堆”。核潜艇上装的核反应堆基本都是一个类型，叫做压水型核反应堆，简称压水堆。核反应堆里的核心部件是堆芯，由核燃料组成，核燃料被点燃后，就像锅炉被点燃一样可以发出很高的热量，这些热量又被利用来加热水，把水变成蒸汽，蒸汽推动汽轮机旋转进而带动螺旋桨转动，使潜艇前进。所以核反应堆又叫原子锅炉，其作用与普通锅炉是一样的，都是提供热源。

反应堆的结构比较简单，主要由以下组成：

核燃料——它是进行核裂变链式反应的核心部件，一般制作成二氧化铀（UO2），二氧化铀中只含有百分之几的铀235可以进行裂变反应，而绝大部分是不直接参与核裂变的铀238。我们就是用中子不断来轰击铀235使之裂开，同时产生热量。

压力壳——核反应堆的外壳，用来盛装核燃料及堆内部件，用高强度的优质钢锻造而成，可承受几十兆帕（几百个大气压）的压力。

控制棒驱动机构——它是核反应堆的操作系统和安全保护系统的“前线”执行机构，严格按系统或操纵员的要求驱动控制棒在核反应堆内移动，对核反应堆功率进行有效控制。在危急情况下，可利用加速器快速把控制棒插入核反应堆内，达到紧急停堆的目的。控制棒具有很强的吸收中子的能力，用来启动、关闭核反应堆，并可维持、调节核反应堆功率。控制棒一般用铪（Hf）、银（Ag）、铟（In）、镉（Cd）等金属制作。

中子源——提供中子，用来启动核反应堆和提高功率
。
核反应堆内充满了高温高压的纯净水，流经堆芯，把核裂变产生的热量带走。由于核反应堆内充满了高压的水作为核燃料的冷却剂，所以叫压水型核反应堆。