核工业冷却剂（核燃料冷却）

核工业无损检测二级试题

核承压设备无损检验人员考试试题2006年9月电力行业民用核承压设备无损检验人员核安全知识理论考试试卷 得分 评卷人

是非题(在括号内，正确的打"○"，错误的打"×"，每题1分，共30分)

法规部分

沸水堆是目前世界范围内存在数量最多的核电堆型。 （×）

核岛是一个将核能转变为热能的场所。 （○）

重水堆使用重水作慢化剂，提高了中子利用率，因此可直接利用天然铀作燃料。（○）

两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较低的安全等级。（×）

对于不同安全等级的设备，其设计、制造、检验和质量控制的要求是不同的。（○）

压水反应堆用高浓集铀作核燃料，并用轻水作慢化剂和冷却剂。 （○）

压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的平均温度为350℃。 （×）

蒸汽发生器是将一回路冷却剂从反应堆获得的热能传给二回路工质（使其变为蒸汽）的热交换设备。 （○

）

设备安全分级的目的是为制定一套分级的设计、建造和质量控制要求提供基础。（○）

如设备抗震类别为I级，其结构设计应能承受安全停堆地震 (SSE) 所引起的载荷。（○）

在轻水反应堆中，通常采用水或石墨作慢化剂，就安全性而言，采用石墨作慢化剂更有利。 （×）

稳压器的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起回路水容积的变化和调节一回路系统冷却剂的工作压力。 （○）

现代核电站普遍采用气罐式稳压器。 （×）

压水堆核电站的主泵多为卧式多级离心泵。 （×）

天然铀中所含易裂变材料U235的量不高，仅仅7%。 （×）

放射性污染防治法的制定目的在于防治放射性污染，保护环境，保障人体健康，促进核能、核技术的开发与和平利用。 （○）

"核电厂核事故应急管理条例"适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故应急管理工作。 （○）

在中华人民共和国境内生产、销售、使用放射性同位素和射线装置，以及转让、进出口放射性同位素的，应当遵守"放射性同位素与射线装置安全和防护条例条例"。（○）

《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）是国务院在1992年颁布的一部行政法规。 （×）

由于《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）没有相关规定，因此国家核安全局目前对进口核承压设备不予监管。 （×）

欲延长核承压设备资格许可证者应在有效期满3个月前提出更换申请，逾期不办理换证的单位其资格许可证自行失效。 （×）

核承压设备的在役检查、维修、退役等活动必须符合国家核安全的相关规定。 （○）

国家核安全局的监督活动不减轻，也不转移核承压设备活动单位对所从事的核承压设备活动应承担的责任。 （○）

核承压设备活动的监督可分为例行和非例行两种，在非例行检查前，不得事先通知被检查单位。 （×）

核承压设备监督人员可以参予与监督内容有关的核承压设备活动，以及涉及商务性质的活动，但必须客观、公正地履行监督职能，遵守有关的保密规定。 （×）

《民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法》（HAF602）是根据《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）的要求制定的。 （○）

国家核安全局对从事民用核承压设备无损检验人员的培训、考核及取证的工作进行监督管理。 （○）

民用核承压设备无损检验人员的技术资格等级划分为三级，即Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ级。 （○）

申请报考核承压设备无损检验技术资格证书的人员必须取得相应方法和级别的《通用技术资格证书》。 （○）

对于核Ⅲ级无损检测资质报考人员，如在口试中发现对报考人员的技术资格和技术能力有疑问时，国家核安全局应对考试中心提出的意见进行评议，并提出书面处理意见。（×）

民用核承压设备无损检验资质报考人员考试成绩合格后，由国家核安全局颁发证书。（×）

对于在无损检验专业工作中发生重大失职者，其证书应予吊销。 （○）

在役检查大纲必须考虑运行限值和条件以及其他适用的核安全管理要求，并且还必须根据运行经验进行重新评价。 （○）

对于核电厂在役检查而言，"均匀分布"检验进度更可取，因为它提供较大的安全可靠性并有利于消除电厂运行初期的潜在缺陷。 （×）

役前的系统水压试验至少在1.25倍设计压力、并通常在工作温度下进行。 （○）

在役检查要求在核电厂设计时就采取适当措施，使得能接近受检部件，并使检验人员受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平。 （○）

安全有关系统和部件的功能试验也属于在役检查大纲的范围。 （×）

役前检验所使用的方法、技术和装备类型必须与以后使用的相同，而且，如属可行，应安排同一批工作人员进行。 （○）

役前检验必须包括要进行在役检查的所有部件，不管它们是否属于在役检查样品。（○）

修理过的或更换过的部件，必须做役前检验。 （○）

质量保证部分

质量保证是为实现质量提供充分把握而进行的一系列有计划、有系统的所有活动。工作人员所从事的生产活动不属于质量保证活动的范畴。（ × ）

当操作者发现图纸、文件有问题时，应请本部门领导修改。（ × ）

质量保证记录必须客观、真实、完整、字迹清楚。 （ ○ ）

在验收物项和服务时，源地验收后就不必进行收货检查和试验。 （ × ）

核质保的目的就是以持续改善实现质量的方法来提高核安全。 （ ○ ）

质保大纲/体系运转的好坏取决于控制质量的措施是否完善。 （ × ）

详情：

核电的知识

-- 核电基本知识

1.什么是核能

世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和 它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂 都能入出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。

本书内提到的核能是指核裂变能。 前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然 铀由三种同位素组成：

铀－235 含量0.71%

铀－238 含量99.28%

铀－234 含量0.0058%

铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。

当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两 个较轻的原子核，同时产生2到3个中了和射线，并放出能 量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，硬引 起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。

铀－235裂变放出多少能量呢？请记住一个数字，

即 1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃 烧放出的能量。

2.核反应堆原理

反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。 反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。

压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二 氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆 合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一 束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。

压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸 收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器， 在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电， 而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主 冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通 道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。

3.什么是核电站

火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电， 而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发 电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸 汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利 用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。

核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的 核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量 热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器 内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就 源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。这就是 最普通的压水反应堆核电站的工作原理。

在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一 种成熟的能源。我国的核工业已也已有40多年发展历史， 建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整 的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年 的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的 队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。我国目前 已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就 是由我国自己研究设计建造的。

4.什么是核电厂

电是电厂生产出来的。我们知道有烧煤或石油的火力发电 厂，有靠水力发电的水电站，还有一些靠风力、太阳能、 地热、潮汐能、波浪能、沼气生产电力的小型或实验性发 电装置。核电厂就是一种靠原子核内蕴藏的能量，大规模 生产电力的新型发电厂。

核电厂用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的 核燃料在一种叫做“反应堆”的设备内发生裂变而产生大 量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生 器内产生出来，并通过电网送到四面八方。这就是最普通 的压水反应堆核电厂的工作原理。

5.什么是放射性

约在100年前，科学家发现某些物质能放出三种射线：α（ 阿尔法）射线、β（贝塔）射线，γ（伽玛）射线。

以后的研究证明：α射线是α粒子（氦原子核）流，β射线 是β粒子（电子）流，统称粒子辐射。类似的还有中了射线、 宇宙射线等。γ射线是波长很短的电磁波，称为电磁辐射。 类似的还有X射线等。

这些射线的共同特点是：1、有一定穿透物质的能力；2、人 的五官不能感知，但能使照相底片感光；3、照射到某些特 殊物质上能发出可见的荧光；4、通过物质时有产生电离 作用。

射线主要通过电离作用对生物体产生一定的影响。

射线并不可怕，我们吃的食物、住的房屋，甚至我们的身体 内都有能放出射线的物质。我们戴夜光表、作X光检查、乘 飞机、吸烟都会接受一定的辐射剂量。但是，过高的辐射剂 量会引起有害健康的效应。

两个关于放射性的计量单位

6.什么是反应堆

核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核 能热能转换的装置。

核电厂用的压水反应堆有一个厚厚的钢质贺筒形外壳，腰部 有几个进水品和出水口，称为压力容器，900兆瓦的压水堆， 其压力容器高12米，直径3.9米，壁厚约0.2米。

压力容器内是堆芯，堆芯由燃料组件和控制棒组件等组成。 水在它们的间隙中流过。水在此起两个作用，一是降低中子 的速度使之易于被铀－235核吸收，二是带出热量。900兆瓦 的压水堆 一般装有157个燃料组件，约含80吨二氧化铀。

压力容器顶装有控制棒驱动机构，通过改变控制棒的位置来 实现开堆、停堆（包括紧急停堆）和调节功率的大小。

7.什么叫做核事故

一般来说，在核设施（例如核电厂）内发生了意外情况，造 成放射性物质外泄，致使工作人员和公众受超过或相当于规 定限值的照射，则称为核事故。显然，核事故的严重程度可 以有一个很大的范围，为了有一个统一的认识标准，国际上 把核设施内发生的有安全意义的事件分为七个等级。

由表可以看出，只有4－7级才称为“事故”。5级以上的事 故需要实施场外应急计划，这种事故世界上共发生过三次， 即苏联切尔诺贝利事故、英国温茨凯尔事故和美国三里岛事 故。

锂主要可以派何种用途？

在我们日常生活中最多用到锂的地方是电池，笔记本电脑，手机等都要用到。

快中子反应堆的特点

快堆的物理特性对仪表控制系统的影响快堆利用重核元素(铀或钚)吸收快中子裂变释放能量，其物理设计与热堆差异很大，致使其仪表控制系统也有别于热堆仪表控制系统。

1、动态参数快堆与热堆相比，堆芯富集度高.能谱硬,多普勒效应比热堆小，而且快堆缓发中子份额小，中子代时间短，这些对快堆控制来说是不利的，要求快堆控制系统有更好的瞬态响应特性。

2、毒物效应在快堆中，热中子几乎是不存在的因此在热堆设计中十分关键的热中子吸收截面高的材料在快堆中几乎并不显得那么重要，象“核”那样的裂变产物,相对来说是不重要的，快堆没有氙中毒问题.快堆堆芯小，快中子平均自由程比热中子长，因此快堆堆芯耦台得比热堆更紧密，不存在区域不稳定问题.因而在快堆中不必考虑功率分布波动的控制阀题，也不必象压水堆那样进行堆芯功率分布的测量，从这个意义上说对简化仪表控制系.统设计是有益的。

3、反应性控制由于快堆采用钠作冷却剂，无法使用仞如硼酸等可溶性毒物来控制反应性，一般采取单一的控制棒控制反应性方式,因而必须设置两套独立的控制棒停堆系统，以保证冗余和安全。

4、仪表效率目前的核测仪表均为对热中子敏感，检测快中子的效率相对较低,因而要求合理考虑板测仪表的设置和灵敏度问题。现状 2010年7月21日，中国核工业集团公司今日在北京宣布：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。这是中国核电领域的重大自主创新成果，意味着中国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此，中国成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的我国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）今天达到首次临界。中核集团公司党组成员、副总经理、中国实验快堆领导小组组长杨长利表示，这意味着中国第四代先进核能系统技术实现了重大突破，成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。 杨长利介绍，快中子反应堆代表了第四代核能系统的发展方向，其形成的核燃料闭合式循环，可使天然铀资源利用率从压水堆的约1%提高至60%以上，同时还能让核废料充分燃烧，减少污染物质的排放，实现放射性废物最小化。由于利用率的提高，相对较贫的铀矿也有了开采的价值，这将使世界可采铀资源增加千倍。发展和推广快堆，因此被认为从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

据了解，目前中核集团已初步建立起钠冷快堆技术的研发体系和标准规范体系，全面掌握了快堆物理、热工、力学以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利。值得一提的是，实验快堆有近200多个系统，设备达7000多台套。国产化率达到70%以上。

在工程设计方面，实验快堆也取得了多方面突破：在世界上首次采用了非能动事故余热排出系统；自主完成了反应堆换料系统设计。

作为国家863计划重大项目，中国实验快堆是中核集团第四代核能技术研发的重点，该堆采用已在美、法、俄、日等国家有多堆运行经验的钠冷快堆技术，其热功率为65兆瓦，电功率20兆瓦。

建造实验快堆是中国快堆发展第一步。杨长利同时表示，未来中核集团将加快推进第四代核电机组——中国示范快堆的建造，推动中国铀钚混合燃料制造技术等配套技术的发展。

2011年7月22日上午10时，我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆成功实现并网发电。这一国家863计划重大项目目标的全面实现，标志着列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破，也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出重要一步。

快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的主力堆型。中国实验快堆是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一步。该堆采用先进的池式结构，核热功率65兆瓦，实验发电功率20兆瓦，是目前世界上为数不多的大功率、具备发电功能的实验快堆，其主要系统设置和参数选择与大型快堆电站相同。实验快堆充分利用固有安全性并采用多种非能动安全技术，安全性已达到第四代核能系统要求。据中国实验“快堆”总工程师徐銤介绍，“与前几代核能系统比，‘快堆’的安全性好、废料少，优势十分明显。虽然我国在发展“快堆”方面比一些发达国家晚了一步，但我们在学习国外技术的基础上进行改进，在管理方法、安全性上都有提高。”徐銤说，由于“快堆”采用了先进的非能动事故余热排出系统，日本福岛核电站发生的堆芯熔化事故，在“快堆”身上不会发生。

中国核工业集团公司相关负责人介绍，以快堆为牵引的先进核燃料循环系统具有两大优势：一是能够大幅提高铀资源利用率，可将天然铀资源的利用率从目前在核电站中广泛应用的压水堆的约1%提高到60%以上。二是可以嬗变压水堆产生的长寿命放射性废物，实现放射性废物的最小化。快堆技术的发展和推广，对促进我国核电可持续发展和先进燃料循环体系的建立，对核能的可持续发展具有重要意义。

该项目由科技部、国防科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。多年来，原子能院组织国内相关大学、研究院和企业等数百家单位并大力开展国际合作，经过不断创新探索和协作攻关，先后完成了研究、设计、建造、调试，2009年5月开始系统热调试，2010年7月21日实现首次核临界。在长达20多年的实验快堆研发过程中，我国全面掌握了快堆技术，取得了一大批自主创新成果和专利，实现了实验快堆的自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理，形成了完整的研发能力，并培养了一批优秀的技术人才队伍。作为总工程师，徐銤带领着团队，从预先研究、概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试，一手缔造了中国第一个“快堆”。长达11年的建设过程中，他们先后完成设计文件5000多册，调试技术文件600多册，运行维保规程600多册、各类研究报告1200多个，开展设计验证近53项，调试试验1000多项。作为一个全新的重大科学工程，徐銤和他的科研团队始终坚持自主创新，并加强国际合作，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利，设备国产化率高达70%，为我国“快堆”发展打下了坚实的基础。

核工业中的一种冷却剂是？

重水

重水又叫氧化氘或氘水，化学式是D2O。它是重氢D和氧的化合物。重水是无色、无臭、无味的液体，但它的一些物理性质跟普通水稍有差异。例如，重水的密度是1.1044g/cm3（25℃），而普通水是0.99701g/cm3（25℃）。这是重水得名的由来。重水的熔点是3.81℃，沸点是101.42℃。盐类在重水里的溶解度比在普通水里小。例如，在25℃，100g普通水中能溶解35.92gNaCl，而100g重水只能溶解30.56gNaCl。许多物质跟重水发生反应，反应比普通水慢。重水对生物有不利影响。植物种子浸在重水里不能发芽，鱼类在重水中会很快死亡。一般的普通水中含重水约0.015％。电解水时，由于普通氢气（H2）比重氢（D2）放出快6倍，所以电解水的残留液中重水被富集。目前生产重水的方法有电解法、精馏法和化学交换法。1935—1943年，挪威最早用电解法生产重水。我国在50年代起生产重水，80年代开始出口重水。重水的主要用途是在反应堆中作慢化剂（又叫减速剂）和冷却剂。重水分解时产生的氘是重要的热核燃料。在化学和生物学中，重水用作示踪物质来研究反应机理等。

核能的和平利用

一、核电产生及利用现状

1951年美国首次在爱达荷国家反应堆试验中心进行了核反应堆发电的尝试，发出了100千瓦的核能电力，为人类和平利用核能迈出了第一步．此后不久，1954年6月，原苏联在莫斯科近郊粤布宁斯克建成了世界上第一座向工业电网送电的核电站，但功率只有5000kW．1961年7月，美国建成了第一座商用核电站——杨基核电站．该核电站功率近300MW，发电成本降至9.2美厘／度，显示出核电站强大生命力．今天，一些经济发达的国家．由于经济的高速发展与能源洪应的矛盾日趋突出，同时，传统的能源工业造成的环境污染及温室效应严重威胁人类生存环境，因此，不仅缺乏常规能源的国家如法国、日本、意大利等发展核电站，而且常规能源煤、石油、水电等非常丰富的国家如美国、加拿大等也在大力发展核电站．截止1995年全世界运转的核电站总数达438座．其中美国运转的核电站总数达109座，核发电量创下6730亿千瓦小时的最高记录，在美国电力生产中核电比例达22．5%．法国核发电量比前年增长4.9%，达3580亿千瓦小时，运行中的56座核电站发电量占全国总发电量76%，而且去年出口核电达700亿千瓦小时．核电已成为法国第六大出口产品．日本，由于其常规能源资源短缺，对核电的开发大为重视，目前运转中的51座核电站，供应全国28%的电力总需求，而且日本有关部门计划到2000年将核电量提高33%．

二、核电的优越性

核电迅速发展，是由核电自身的优越性决定的．

核电是浓集、清洁、安全和经济的能源．首先，核能是高度浓集的能源，核电站可建立在最需要用电的地方，不受燃料运输的限制．l公斤铀裂变产生的热量相当于1公斤标准煤燃烧后产生热量的270万倍．因此，核电站特别适合于缺乏常规能源而又急需用电的地区，如我国的东南、华南地区．核能是后备储量最丰富的能源，铀在地球上的储量相当丰富，等于有机燃料储量的20倍．

核能是清洁的能源，有利于保护环境目前，世界上80%的电力来自烧煤或烧油的火力发电站，燃烧后的烟气排放到大气中严重污染环境．相同规模的火电站释放出的放射性比核电站大几倍．煤燃烧后排放的一氧化碳、二氧化碳、硫化氢和苯并芘，容易形成酸性雨，使土壤酸化，水源酸度上升，对植物及水产资源造成有害影响，破坏生态平衡，苯并芘还是一种强致癌物质．一个成年人每天要呼吸约14公斤的空气，火电站污染造成的死亡几率是相同规模核电站的400倍．同时大气中二氧化碳浓度增加还导致大气层的“温室效应”．另外，煤和石油又是重要的化工原料，大量烧掉十分不利于化学工业的发展，是十分可惜的浪费．

核能又是安全的能源经过几十年的发展和完善，核电站已成为最安全的部门之一．我国核工业30多年的安全记录就是良好的佐证．一座反应堆运行一年称为一堆年，三里岛事故之前，全世界商用核电站已运行了1400堆年．三里岛事故后到1986年又安全运行2000堆年以上．三里岛事故是鉴于设计、管理、操作与设备的缺陷交织在一起而造成的十分罕见的事故，只要其中任何一个环节的问题得到排除，就不可能出现这样的后果．事故后果也没有舆论宣传的那样严重，事故中主要安全系统全都自动投入，有专家认为这从反面证实了核电站的安全性．1986年4月苏联切尔诺贝利核电站又出现了重大事故，专家们认为原苏联核电站特别是早期的，安全设施较差，没有安全壳．而事故的直接原因是由于在进行某一试验时违反操作规程，导致信号指示和控制系统没有起作用．如今国际原子能机构和各国的国家安全部门都建立了一系列的安全法规和准则，对核电站的安全进行了严格的管理．

特别指出的是，我国1989年11月建成的由清华大学核研院设计的5兆瓦低温核供热反应堆，是世界上第一座投入运行的核供热堆，也是世界上第一堆采用新型水力驱动燃料控制棒系统的核反应堆．这种反应堆设计有压力壳和安全壳．具有双重安全屏障、安全可靠，已运行5个冬季，未发现任何事故．据监测，5兆瓦低温堆向大气中排放出的放射性物质所造成的危害，只相当于吸一支香烟所造成的危害的1／400，放射性污染是极其微小的．

核能也是经济的能源．世界上已运行核电站的经验证明，尽管它的造价比火电站高30—50%，但由于燃料费和运输费较低，它的发电成本仍比火电约低30%，而且随着核电站的技术不断完善和提高，成本还将继续降低日本能源经济研究所预测，至2010年日本的核电成本为8.9日元／千瓦小时，而煤电和油电成本分别为10.45日元／千瓦小时和13.06日元／千瓦小时因此，有专家们预计，在未来的城市集中供热工程中，逐步采用低温核供热技术是必然趋势。

三、核反应堆与核电站

能维持可控自持核裂变链式反应的装置称为核反应堆．

原子能工业是在第二次世界大战期间发展起来的．当时全力制造核武器以满足军事需要．50年代以来，原子能用于和平事业有了飞速发展，所以核反应堆类型和数量增多．按照核反应堆的用途分类，大体可分为下列几类：

(1)生产堆．主要用于生产易裂变材料和其他材料，或用于工业规模的辐照，称为生产堆．50年代建成的第一批石墨水冷堆和天然重水堆，都是生产军用239Pu，也就是使天然铀中大量的238U在堆内吸收中子转化成239Pu．239Pu是一种易裂变物质，可用作核武器原料，此外，还可把Li放在堆内受中子辐照而产生氚（H），氚是氢弹的重要原料．

(2)试验堆．主要是为取得设计或研制一座反应堆或一种堆型所需的堆物理或堆工程数据而运行的反应堆．例如用于核物理、放射化学、生物、医学研究和放射性同位素生产等，也可以用于反应堆元件、结构材料考验以及各种新型反应堆自身的静、动态特性研究等等．

(3)用于生产动力（发电、推进、供热）的反应堆称为动力堆，如核电站、核供热、核潜艇等所用的反应堆就是这种类型．目前常用的动力堆型分为四大类：

a．石墨气冷堆——包括最早的镁诺克斯堆，改进型气冷堆及高温气冷堆．该反应堆是以石墨为慢化剂，气体作冷却剂的堆型．镁诺克斯（Magnox）堆以天然铀为燃料，燃料包壳是镁诺克斯镁合金，用二氧化碳冷却．镁诺克斯进一步发展为高温气冷堆（HTGR）．它以氦为冷却剂避免了CO2对石墨的腐蚀作用，取消了用金属材料制成的燃料包壳，其燃料是碳化钠及碳化针混合物的颗粒（100—400μm），燃料颗粒弥散在石墨中，制成燃料元件，装入石墨砌块的燃料孔道中．由于以上措施，大大提高了中子的经济利用及运行温度，致使高温气冷堆热效率提高40%以上．此外高温气冷堆燃料中的钍是增殖原料，它可使反应堆获得较高的转换比目前我国清华大学核研院对高温气冷堆的研究取得了一系列重大成果．

b．轻水堆 轻水堆有两种类型，一是沸水堆，一是压水堆．两者均用轻水作慢化剂兼冷却剂；用低富集度二氧化铀制成芯块，装入锆合金包壳中作燃料，沸水堆不需另设蒸汽发生器、但由于蒸汽带有一定的放射性，对汽轮机的厂房要屏蔽，同时对检修增加了困难．据统计，当今核电站的80%为压水堆．我国秦山一期和大亚湾核电站均属此类．“九五”期间秦山二期工程、广东核电站以及辽宁核电站也将采用压水堆．

c．重水堆 重水堆是以天然铀作燃料，以重水堆作慢化剂的堆型．它是加拿大重点发展的堆型，以坎都（CANQL）型为代表．由于它用数百根压力管代替整体的压力容器，压力管可以成批生产，易于保证质量，在扩大堆容量时只须多加压力管数，有利于标准化．压力管内，可以实现不停堆装卸料．这样可控制各燃料棒束达到均匀的燃耗深度，有利于充分利用燃料，减少停堆时间，提高反应堆的有效利用率．而且重水堆采用天然铀为燃料，无需设立浓缩铀工厂，对分离能力不足的国家，发展此种堆型特别有利．我国“九五”期间，秦山核电三期工程将引进加拿大的重水堆．重水堆所用重水价格昂贵，防止泄漏及回收泄漏出的重水是一个特别棘手的问题．

d．钢冷快堆钠冷快堆就是钠冷却快中子堆在核能发电问题上，必须考虑增殖问题，否则对核燃料资源的利用是极为不利的．增殖堆的采用，可以将核燃料资源矿大数百倍快堆是利用中子实现核裂变及增殖．而前述石墨气冷堆，轻水堆和重水堆，都是热中子堆．对每次裂变而言，快堆的中子产额高于热中子堆，且所有结构材料对快中子的吸收截面小于热中子的吸收截面这就是实现增殖的原因．

钠冷快堆用金属钠作冷却剂．钠在98℃时熔化；883℃时沸腾，具有高于大多数金属的比热和良好的导热性能，而且价格较低，适合用作反应堆的冷却剂．

国际快堆的发展已有较长的历史，据报道，1995年8目29日，日本文殊28万千瓦快堆以5%的额定功率——l.4万千瓦并入电网．我国开发快堆技术始于60年代中后期，已取得丰硕成果．1987年底已将快堆纳入“863”高技术研究计划，计划2015年建成并推广单推功率100—150兆瓦的模块式快堆电站到2025年建成和推广增殖性能的1000—1500兆瓦的大型快堆．

不同类型的核反应堆，相应的核电站的系统和设备有较大的差异．以压水堆为例，核电站是由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统组成．核反应堆是核电站动力装置的重要设备，同时，由于反应堆内进行的是裂变反应．因此它又是放射性的发源地．一回路系统由反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备所组成，它形成一个密闭的循环回路，将核裂变所释放的热量以水蒸汽形式带出．二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置，并在停机或事故情况下，保证核蒸汽系统的冷却．辅助系统的主要作用是保证反应堆和回路系统能正常运行，为一些重大事故提供必要的安全保护及防止放射性物质扩散的措施．

我国的原子能科学技术，虽然起步晚，但经过30多年的努力，已具有雄厚的基础．60年代以来，我国成功地爆炸了原子弹、氢弹和研制成核潜艇．至今，原子能开发利用技术已达到一定的水平，它为核电的建设打下了良好的基础1991年12月15日，我国自行设计的秦山核电站一期工程30万千瓦压水堆机组并网发电成功．1993年底，广东大亚湾核电站已经成功运行．1995年，秦山核电站发电22亿千瓦时，大亚湾核电站已超额完成了100亿千瓦时的发电任务，这样，我国在1995年核发电已达到122亿千瓦时

四、压水堆棒形核燃料元件

核反应堆堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源．堆芯由核燃料组件、控制棒组件等组成．现代压水反应堆的燃料是采用低浓铀（铀—235的浓缩度约为2一4%）作核燃料．

核燃料元件制造的第一大工艺过程是在比工车间里生产为满足一定性能要求的二氧化铀粉末．我国目前采用技术上较成熟的ADU（重铀酸铵）法制取二氧化铀粉末．主要过程是将六氟化铀汽化，经水解生产成氟化铀铣（UO2F2），在通有氨水的沉淀槽转化为ADU粉末．经氢气还原为二氧化铀第二大工艺过程是将二氧化铀粉末压制成粗块，经烧结、磨削成一定性能要求、一定尺寸和规格的圆柱形二氧化铀芯块．在经装配车间把二氧化铀芯块和长棒形空锆管装配成核燃料元件棒，并且棒内充入一定量的氦气，两端密封；然后，按一定的排列方式排列成正方形或六角形的栅阵，中间用几层弹簧夹型的定位格架将元件棒夹紧，上下两端固定骨架构件上下管座，构成棒束型的燃料元件．

我国具有核元件的自行设计和制造能力，1994年，我国核工业总公司国营八一二厂成功地从法国杰马公司引进了大型核燃料元件生产线秦山的首炉燃料、首炉换料和大亚湾核电站的首炉换料大部分由该厂生产．从它们运行的数据来看，国产元件质量是可靠的．

五、新科技及前景展望

人们对核电站使用的担心集中在核安全问题上，如：核燃料的放射性，运行中的核事故，以及核废料处理等1979美国的三里岛核事故与1986年原苏联切尔诺贝利事故导致一些人对核电的恐惧心理，给和平利用核能蒙上阴影，经专家事后分析，三里岛事故和切尔诺贝利事故都在很大程度上是人为因素造成的．核能技术发展至今，已进入成熟阶段，尤其采用快中子增殖反应堆，既可提高核电站的安全系数，又较少产生核废料，而且所产生核废料较容易处理此外，这种反应堆还可少量处置老式反应堆产生的核废料，在燃烧过程中销毁老式反应堆产生核废料中放射性的钚及锕系元素．有关专家认为．此种反应堆具有很高的运行可靠性和安全性，并是目前销毁部分核废料的最佳方法．目前，国际核能界正致力发展快中子增殖堆（简称快堆）．此种反应堆运行时，一方面消耗核燃料，产生热能而发电，另一方面产生新的核燃料钚，并且产出大于消耗、这样，天然铀的单位消耗降低到原来的1／5—1／10．并保持核能的经济性；同时最主要是依靠核燃料、冷却剂、放射性废物及核工艺的其他组份所固有的基本物理化学性能和规律来消除事故，这将是人类“第二个核时代”的主要内涵．

目前世界上尚有14个国家在修建38座核电站．这一事实表明，随着世界“能源危机”的加剧，生态环境的进一步恶化，利用清洁、安全的核能将是人类不可回避的课题