第二代核反应堆技术

一、第二代核反应堆技术

百度都不会~~~

第一代核电技术：即早期原型反应堆，主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。

上世纪50年代中期至60年代初，苏联建成5兆瓦石墨沸水堆核电站，美国建成60兆瓦原型压水堆核电站，法国建成60兆瓦天然铀石墨气冷堆核电站，加拿大建成25兆瓦天然铀重水堆核电站，这些核电站均属于第一代核电站。目前它们均已退出历史舞台，不再使用。

第二代核电技术：上世纪60年代中期以后投入运行的大部分核电站是基于第二代核电技术，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。

在第二代核电技术高速发展期，平均17天就有一座核电站投入运行，主要原因是在当时石油危机的背景下，人们普遍看好核电。美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。

1979年美国三里岛核电站事故和1986年苏联切尔诺贝利核电站事故催生了第二代改进型核电站，其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等，安全性能得到显著提升。此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆，如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。我国目前运行的核电站大多为第二代改进型。

第三代核电技术：指满足《美国用户要求文件（URD）》或《欧洲用户要求文件（EUR）》，具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。比如，URD对新建核电站的主要要求包括：功率更大（1000至1500兆瓦）；寿命更长（由40年延长至60年）；建设周期更短（48至52个月）；经济性更好（造价大幅度降低）；安全性更高。世界核能协会说，第三代核电站与第二代核电站的最大区别在于，事故发生时，第三代核电站不依赖人为操作或外界系统的干预，而依靠重力、自然循环等自然规律来实现保护功能。

第三代核电站主要堆型包括先进沸水堆（ABWR）、先进非能动式压水堆1000（AP1000）、欧洲压水堆（EPR）、先进压水堆（APWR）、经济简化型沸水堆（ESBWR）和先进压水堆1400（APR1400）等。中国已引进AP1000等技术，分别在浙江三门和山东海阳等地开工建造。

第四代核电技术：目前仍处于开发阶段，目标是在2030年左右投入应用。第四代核电技术有六种设计概念，包括三种快中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆分别是带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）和气冷快堆（GFR）；三种热中子堆分别是超临界水冷堆（SCWR）、超高温气冷堆（VHTR）和熔盐堆（MSR）。这些设计的目的是要达到大幅减少核废料、更充分利用铀资源、降低核电站建造和运营成本，以及更好控制核扩散，即保证核技术的和平利用。

二、重水反应堆与轻水反应堆哪个更安全

所以，重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列是最常用的慢化剂。用轻水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆被称为轻水反应堆，包括沸腾水堆和加压水堆轻水也就是...

三、核反应堆有几种？分别是那几种？有什么区别？各有什么特点？

核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。 根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等。②生产放射性同位素的核反应堆。③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆。⑤为发电而发生热量的核反应，称为发电堆。⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。 另外，核反应堆根据燃料类型分为天然气铀堆、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（减速剂）分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆；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。

四、新反应堆堆型的标准是什么？

第一代反应堆，从上世纪50年代到60年代，属于早期的原型堆。例如：费米I号堆，美国西宾港的反应堆等。 第二代反应堆，从上世纪70年代开始发展。这个时期，大型的商用堆发展起来，并投进运行，直到目前仍在继续运行。这些堆型主要是压水堆（PWR），沸水堆（BWR）和加拿大的重水堆（CANDU）等。 第三代反应堆，从上世纪90年代开始发展。这代反应堆在设计上更加注重安全性和经济性。堆型主要是加拿大的重水堆（CANDU6），先进压水堆（AP600）等。 反应堆，将从2030年开始应用。四代堆的设计包括了核燃料加工技术、反应堆技术和核废物处理技术，所以称为核能系统。核能系统的预定目标，是具备核燃料长期稳定供给、核废物最小化、本征安全性、物理防核扩散和经济性。 2002年7月，GIF从近百种候选堆型中，选定了6种反应堆堆型作为核能系统优先研究开发的对象，包括超临界水冷堆（SCWR）、高温气冷堆（VHTR）、熔盐堆（MSR）、钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）和气冷快堆（GFR）

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