美國國籍的意大利著名物理學家恩利克·費密領導的團隊於1942和65438+2月(曼哈頓計劃期間)在世界頂尖大學芝加哥大學成立。
核反應堆又稱原子反應堆或反應堆，是能夠維持可控自持鏈式核裂變反應以實現核能利用的裝置。通過核燃料的合理安排，可以在不添加中子源的情況下，在核反應堆中發生自持鏈式核裂變過程。嚴格來說，反應堆這個術語應該涵蓋裂變反應堆、聚變反應堆和裂變-聚變混合反應堆，但壹般只指裂變反應堆。第壹個核反應堆於12年6月(曼哈頓計劃期間)由美籍意大利著名物理學家恩利克·費密領導的團隊在世界頂尖大學芝加哥Pile-1 [1]建成。反應堆采用鈾裂變鏈式反應，開啟了人類原子能時代，芝加哥大學成為人類原子能的誕生之地。
核反應堆
核反應堆是核電站的心臟，其工作原理如下:
原子由原子核和核外電子組成。原子核由質子和中子組成。當鈾-235的原子核受到外來中子轟擊時，壹個原子核會吸收壹個中子，分裂成兩個質量更小的原子核，同時釋放2-3個中子。這種裂變產生的中子轟擊另壹個鈾-235原子核，引起新的裂變。這種延續就是裂變的連鎖反應。鏈式反應產生大量熱能。只有用循環水(或其他物質)帶走熱量，才能防止反應堆因過熱而燒毀。衍生出來的熱量可以把水變成蒸汽，推動汽輪機發電。所以核反應堆最基本的組成是裂變核+熱載體。但是只有這兩項不行。因為高速中子會大量散射，需要減慢中子速度，增加與原子核碰撞的機會；核反應堆的工作狀態要根據人的意願來決定，這就需要控制設施；鈾和裂變產物具有很強的放射性，會對人造成傷害，必須采取可靠的防護措施；核反應堆發生事故時，需要防止各種事故工況下的輻射泄漏，因此反應堆也需要各種安全系統。綜上所述，核反應堆的合理結構應該是:核燃料+慢化劑+熱載體+控制設施+保護裝置+安全設施。
還應該指出，鈾礦石不能直接用作核燃料。鈾礦石必須經過精選、破碎、酸浸和濃縮，制成具有壹定鈾含量和壹定幾何形狀的鈾棒或球形燃料，才能參與反應堆工作。
類型
核反應堆
核反應堆
根據用途，核反應堆可分為以下幾種。
①中子束用於利用中子束的實驗或核反應，包括研究堆和材料實驗。
(二)生產放射性同位素的核反應堆。
(3)生產裂變材料的核反應堆稱為生產堆。
(4)為供熱、海水淡化和化學工業提供熱量的核反應堆，如多用途反應堆。
⑤用於發電的熱的核反應稱為發電反應堆。
6.用於推動船只、飛機、火箭等的核反應堆。被稱為動力反應堆。
此外，核反應堆按燃料類型分為天然鈾反應堆、濃縮鈾反應堆和釷反應堆；按中子能量分為快中子堆和熱中子堆；根據冷卻劑(熱載體)材料，可分為水冷堆、氣冷堆、有機液冷堆和液態金屬冷堆。按慢化劑可分為石墨堆、水冷堆、有機堆、熔鹽堆和鈉冷堆。按中子通量可分為高通量堆和壹般能量堆。按熱狀態可分為沸騰堆、非沸騰堆和壓水堆。根據運行方式，分為脈沖電抗器和穩態電抗器等。核反應堆在概念上有900多種設計，但實際上非常有限。
根據歷史年份分類
前蘇聯於1954年建成世界上第壹座原子能發電站，開啟了人類與
核反應堆
核反應堆
原子能利用的新篇章。英國和美國分別於1956年和1959年建成了原子能發電站。截至2004年9月28日，世界上31個國家和地區共有439座發電用核反應堆，總容量3.646億千瓦，占世界總發電容量的16%。其中，法國已建成59座用於發電的核反應堆，核能發電量占其總發電量的78%；日本建了54棟，原子能發電占其總發電量的25%；美國建了104棟，原子能發電量占其總發電量的20%；俄羅斯建了29棟，原子能發電量占其總發電量的15%。中國第壹座核電站建於1991年，包括這座。目前，有9個核電反應堆在運行，總容量為660萬千瓦。中國正在建設另外兩座反應堆。中國還為巴基斯坦建造了壹座原子能發電站。
第壹代(GEN-I)核電站是早期的原型核電站，即輕水反應堆，LWR)核電站從1950發展到1960，如美國的希平港壓水堆。PWR)、德累斯頓沸水堆(BWR)和英國馬格諾克斯石墨氣冷堆。
第二代(GEN-II)核電站是1960後期至1990前期在第壹代核電站基礎上發展建設的大型商用核電站，如LWR(PWR，BWR)、加拿大CANDU、蘇聯VVER/RBMK等直到1998，世界上大部分核電站都屬於二代。
第三代(GEN-III)是指滿足更高安全指標的先進核電站，安全指標要求滿足URD的要求。第三代核電廠采用標準化、優化設計、安全性更高的非能動安全系統，如先進沸水堆(ABWR)、system 80+、AP600、歐洲加壓堆(EPR)。
第四代(GEN-IV)是有待開發的安全性更高的核電站，目標是在2030年達到實用化水平。其主要特點是經濟性高(相當於燃天然氣電廠)、安全性好、廢物產生少、防止核擴散。
2002年9月19日至9月20日在東京舉行的GIF(第四代國際論壇)會議上，與會的10個國家壹致同意在94座概念堆的基礎上，為第四代核電站開發以下6座概念堆系統。
按冷卻模式分類
氣冷快堆
氣冷快堆(GFR)系統是壹種快中子譜氦冷反應堆，采用閉式燃料循環，燃料可以選擇復合陶瓷燃料。它使用直接循環氦渦輪機來發電，或者使用其過程熱來熱化學生產氫氣。通過快中子譜的綜合利用和錒系元素的完全回收，GFR可以最大限度地減少長壽命放射性廢物的產生。此外，其快中子譜還可以利用現有的裂變材料和可轉換材料(包括貧鈾)。參考反應堆是壹個288 MW的氦冷卻系統，出口溫度為850℃。
液態金屬冷卻快堆
鉛冷快堆(LFR)系統是快中子譜鉛(鉛/鉍共晶)液態金屬冷卻反應堆，采用封閉燃料循環實現可轉換鈾的有效轉換和控制錒系元素。燃料是含有可轉化鈾和超鈾元素的金屬或氮化物。
LFR系統的特點是可以從電廠的壹系列額定功率中選擇。比如LFR系統可以是1，200 MW的大型綜合電廠，也可以選擇額定功率300-400 MW，換料間隔長(15-20年)50-100 MW的模塊化系統組合。LFR是壹個由小廠制造的交鑰匙電廠，可以滿足市場對小電網發電的需求。
液態鈉冷快堆(SFR)系統是壹種快中子譜鈉冷反應堆，采用封閉燃料循環，能有效控制錒系元素和可轉化鈾的轉化。SFR系統主要用於管理高放廢物，特別是鈈和其他錒系元素。該系統有兩種主要方案:功率為150 ~ 500 MW的中型核電站，燃料為鈾-鈈-錒系元素-鋯合金；中大型核電站，即功率500 ~ 1 500 MW，使用鈾鈈氧化物燃料。
該系統具有熱響應時間長、冷卻劑沸騰裕度大、壹回路系統在接近大氣壓下運行、回路中的放射性鈉與電廠中水和蒸汽之間存在中間鈉系統等特點，因此安全性能良好。
熔鹽反應堆系統
MSR熔鹽堆)系統是壹種過熱中子譜反應堆，其燃料是鈉、鋯和鈾氟化物的循環液體混合物。熔鹽燃料流經堆芯的石墨通道，產生過熱中子譜。MSR系統的液體燃料不需要制造燃料元件，允許添加鈈等錒系元素。錒系元素和大多數裂變產物會在冷卻液中形成氟化物。熔融氟化物具有良好的傳熱特性，可以降低壓力容器和管道上的壓力。參考電站功率水平為1000 MW，冷卻劑出口溫度為700 ~ 800℃，熱效率高。
冷反應堆系統
超高溫反應堆(VHTR)系統是壹個石墨慢化氦冷卻反應堆，具有直流鈾燃料循環。反應堆堆芯可以是棱柱塊堆芯(如日本HTTR)或球床堆芯(如中國HTR-10)。
VHTR系統提供熱量，堆芯出口溫度為1 000℃，可為石化或其他行業生產氫氣或工藝熱。發電設備也可以添加到系統中，以滿足熱電聯產的需要。此外，該系統靈活地使用鈾/鈈燃料循環，以盡量減少廢物量。參考反應堆使用600 MW的堆芯。
超臨界水冷反應堆
超臨界水冷堆(SCWR)系統是壹種高溫高壓水冷堆，運行在水的熱力學臨界點(374℃，22.1 MPa)以上。超臨界水冷卻劑可將熱效率提高到輕水反應堆的65438±0.3倍左右。該系統的特點是冷卻劑在反應堆內不改變狀態，直接與能量轉換設備相連，因此可以大大簡化電廠的配套設備。燃料是氧化鈾。堆芯設計有兩種方案，即熱中子譜和快中子譜。參考系統功率為1 700 MW，操作壓力為25 MPa，反應器出口溫度為510 ~ 550℃。
組成結構
電抗器的類型很多，但主要由有源區、反射層、外壓殼和屏蔽層組成。活性區由核燃料、慢化劑、冷卻劑和控制棒組成。核電站目前使用的反應堆中，壓水堆是最有競爭力的壹種(約61%)，沸水堆占壹定比例(約24%)，重水堆使用較少(約5%)。壓水堆的主要特點是:
1)采用價格低廉、隨處可得的普通水作為慢化劑和冷卻劑。
2)為使反應堆內溫度較高的冷卻水保持液態，反應堆在高壓下運行(水壓約為15.5 MPa)，故稱壓水堆；
3)由於反應堆內的水處於液態，驅動汽輪發電機組的蒸汽必須在反應堆外產生；這是通過蒸汽發生器實現的。來自反應堆的冷卻水，即壹次水，流入蒸汽發生器傳熱管的壹側，將熱量傳遞給傳熱管另壹側的二次水，轉化為蒸汽(二次蒸汽壓力6-7 MPa，平均蒸汽溫度310℃，以大亞灣核電站為例)。
4)由於使用普通水作為慢化劑和冷卻劑，熱中子吸收截面較大，無法使用天然鈾作為核燃料，必須使用濃縮鈾(2-4%鈾-235)作為核燃料。沸水堆和壓水堆都屬於輕水堆。和壓水堆壹樣，它也是用普通水作為慢化劑和冷卻劑。不同的是，蒸汽(壓力約為7 MPa)在沸水堆中產生，直接進入燃氣輪機發電。不需要蒸汽發生器，壹回路和二回路之間沒有區別。該系統特別簡單，工作壓力低於壓水堆。但沸水堆的蒸汽具有放射性，應采取屏蔽措施，防止放射性泄漏。重水堆使用重水作為慢化劑和冷卻劑，由於其熱中子吸收截面比普通水小得多，因此天然鈾可以作為重水堆的核燃料。所謂熱中子，是指鈾-235原子發出的快中子裂變時，速度減慢到2200 m/s，能量約為1/40 eV的中子。熱中子引起鈾-235核裂變的可能性比被鈾-238原子核俘獲的可能性大190倍。這樣，在以天然鈾為燃料的重水反應堆中，核裂變鏈式反應可以繼續進行。由於重水慢化中子的效能不如普通水，因此重水堆的堆芯比輕水堆大得多，這給壓力容器的制造帶來了困難。重水堆仍然需要配備蒸汽發生器，壹回路中的重水給蒸汽發生器帶來熱量，傳遞給二回路中的普通水，產生蒸汽。重水堆最大的優點是用天然鈾代替濃縮鈾作為核燃料，但阻礙其發展的壹個重要原因是很難獲得重水，因為它在天然水中只占1/6500。