民用反应堆都有哪些类型？有何异同之处？

【专家解说】：可以从不同角度划分反应堆的类型、用途、堆芯结构、采用的核燃料、冷却剂和慢化剂、堆内中子能量、中子在堆内能否使核燃料增殖等因素都可以作为分类标准。按照用途可以把反应堆大致分为生产堆、研究试验堆和动力堆（包括供热堆）三大类；也可以分为军用和民用两大类。生产堆　　主要用来生产核武器装料用的钚-239和氚，也可附带生产一点别的放射性核素。只有发展核武器的核大国才建造这种堆。研究试验堆　　用途很广，可以用它做基础研究，也可以用它进行工程研究，还可以用它生产同位素。研究堆可以用于核物理、中子物理、凝聚态物理、辐射化学、生物学、医学、材料科学等许多学科基础研究的实验的中子源。所以有人把研究堆称为中子源用堆。工程研究堆大致可分成两类。①功率极低（一般在100W以下）的堆叫做零功率堆或零功率装置。零功率堆的大部分物理性能不随堆的功率高低发生显著变化,结构简单灵活,放射性极低，工作人员易于接近操作，改变条件就可以进行各种实验研究。有一时期，在中子数据不齐全、电子计算机性能也不够好的条件下常用零功率堆模拟研究新型堆的物理性能，以所得的资料，作为新堆的设计基础。随着堆技术的进展，这种堆大部分已停止使用，只有少数研究先进堆型的堆还在运行。②功率为几万到十几万千瓦的工程研究堆主要用来研究新型堆的燃料元件和各种堆用材料的辐照性能。动力堆　　用来发电或提供动力，单纯提供热能的堆也可归入这一类型。这类堆有军用民用之分。军用动力堆主要用来生产军舰汽轮机用的蒸汽，特别在潜艇上用得最多。民用动力堆（以下简称动力堆）主要用在核电站中，它起着火电站中锅炉的作用。民用堆又可以分为快中子堆、慢中子堆。到70年代前期为止，慢中子堆技术已进入成熟阶段，其特征是大型慢中子堆核电站的发电成本显著地低于火电站。技术比较成熟的慢中子动力堆有压水堆、沸水堆、重水堆和石墨气冷堆四种。　　①压水堆。用普通水作慢化剂和冷却剂，用浓缩氧化铀为燃料，锆合金或不锈钢作包壳。堆芯装在压力壳中,堆内的压力约为150atm，堆芯出口处温度可达330℃左右。这种堆通过蒸汽发生器来产生发电用的蒸汽，堆芯体积较小，功率密度较大。压水堆是目前国际上最多的堆型（军用动力堆也是用的这种堆型），已有30多年的历史。堆的热效率由28％提高到34％，功率密度由52kW/1提高到100kW/1, 平均燃耗由7800MW·d/t提高到了38000MW·d/t, 相对其他堆型它的比投资和发电成本同沸水堆差不多而低于重水堆和石墨气冷堆。　　  裂变反应堆②沸水堆。是同压水堆相近的一种慢中子堆，同压水堆的主要区别是沸水堆中容许水在堆芯内沸腾产生蒸汽，并把蒸汽直接送去推动汽轮机，堆内温度和压力都比压水堆低些。它不用蒸汽发生器，但功率密度只有压水堆的一半左右,堆芯体积和压力壳比压力堆大得多,所以造价同压水堆相当。安全性能较好是沸水堆的一个重要优点。沸水堆的功率意外升高时堆芯中的水加速沸腾，气泡增多，水所占的体积降低，慢化能力减小，反应性就下降，功率随之下降。　　③重水堆。用重水为慢化剂,冷却剂可以用重水,也可以用普通水、有机物或气体，但以用重水冷却的最多。重水堆的最大优点是可以用天然铀为燃料。管式重水堆可以不停堆更换燃料元件，用这种堆的核电站负载因子较高也是重水堆的重要优点。重水堆的缺点是(重水)价格昂贵，重水回路密封要求高。重水堆的发电成本比其他水堆略高，运动维修也要复杂一些。　　④石墨气冷堆。用天然铀或浓缩铀作燃料，二氧化碳为冷却剂。用这种堆发电，成本也低于燃煤发电，但堆的体积比水堆大得多，所用设备也较笨重，单位功率的投资比水堆约高20％，发电成本也比水堆高不少。因此，虽然这种堆型的技术也已成熟，目前除英国外，其他国家都已不再建造这种堆。其他堆型　　目前还在发展，技术尚未达成熟阶段的堆型有高温气冷堆和快中子增殖堆两种。　　①高温气冷堆。也是一种慢中子堆。这种堆通常用氦气冷却,用石墨作慢化剂,使用铀和钍混合核燃料。用热解碳包裹在燃料微粒的外面，作成涂敷微粒燃料，再把涂敷微粒弥散到石墨中做成元件。由于热解碳起了元件包壳作用，这种堆可以达到很高的温度。堆芯出口处冷却剂的温度一般可达750℃，高的可达950℃。由于温度高，这种堆的热效率可达40％以上，并且可以用来供应煤的气化、炼铁等许多方面的工业用热，发展前途很大。这种堆型还有不少需要解决的技术问题，特别是能耐950℃到1200℃的材料。此外，这种堆的经济性能也比较差。　　②增殖堆。一次裂变平均放出的中子数称为裂变二次中子数。在以铀－235为燃料的慢中子堆中,裂变二次中子数为 2.4左右。这些中子中有一个要用来引起新的裂变以维持核链式反应的进行,剩下的1.4个中子中如平均说来至少能有一个中子能被堆内存在的铀-238或钍－232核吸收，生成一个以上钚－239或铀－233核,则消耗掉一个裂变元素核，发出了能量，还可以得到一个以上新的裂变元素核，这便是实现了核燃料的增殖。能够增  裂变反应堆殖核燃料的反应堆称为增殖堆。消耗 1个核燃料原子核能生成的新核燃料原子核数称为反应堆的转化比，转化比大于 1时称为增殖比。发展增殖堆的努力方向之一是设法提高增殖比。裂变二次中子数是中子能量的复杂函数，其总的趋势是随中子能量的增加而加大，如反应堆利用快中子来工作，对核燃料的增殖是有利的。不过快中子的裂变截面小,为了维持快中子堆的运行,使用的核燃料量比同功率的慢中子堆要大得多。快中子堆内不使用慢化剂,功率密度一般在270kW/1以上，要用导热能力很强的冷却剂才能把堆内产生的热量充分引导出来，冷却剂不应产生显著的中子慢化作用，对中子的吸收应尽可能小。液态金属钠能比较好地满足这几方面的要求,所以它被普遍选择为快中子堆的冷却剂。对于快中子引起的裂变,钚－239的二次中子数比铀－235和铀－233的大，因此用作快堆的燃料比较适宜。目前快堆大都采用铀和钚的氧化物作燃料，碳化物和其他形式的快堆燃料还在研究中。　　把液态钠作为冷却剂有许多技术问题要解决。液态钠的化学性质很活泼，如从快堆回路中泄漏出来，遇到空气中的氧或水时会产生剧烈反应，可能引起火灾或爆炸。为了防止堆内液态钠具有的放射性在回路发生泄漏时外逸，液态金属冷却快堆设有三个回路。一回路将堆芯中产生的热量引导出来经由中间热交换器传给二回路的钠，再由二回路钠把热量传给蒸汽发生器产生蒸汽去推动汽轮机。由于钠冷快堆系统复杂,专用设备较贵,所用的核燃料也比较贵，它的造价和发电成本都比水堆高不少。此外，用氦气等气体也可以作为快中子增殖堆的冷却剂。　　如以铀－233为燃料,在慢中子堆中也是可以实现核燃料的增殖的。由于从钍－232生产铀－233来作燃料要另建一套工业体系，费钱很多，因此慢中子增殖堆的发展一直停留在研究阶段。