由于片中提到了一次冷却水（一回路冷却水）。
推测 J.A. 所使用的应该是压水堆，详细见下什么是核电站
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
压水堆核电站
以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。
■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
什么是反应堆（REACTOR）？ 反应堆是指能够在受控下(所以不会发生原子弹那样爆炸)持续进行核裂变链式(连锁)反应的 装置。所以把它叫做“堆”，是因为世界上第一个核反应堆是用石墨块(用以控制反应速度) 和金属铀块(反应燃料)一层一层交替地“堆”起来而构成的。后来，其他不用石墨的核反应 装置，仍沿用这种叫法。
反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、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结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。
■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
什么是动力堆？动力堆即反应堆（见上）的一种
世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。
■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
控制棒（CONTROL ROD）
控制棒是由硼和镉等易于吸收中子的材料制成的。核反应压力容器外有一套机械装置可以 操纵控制棒。控制棒完全插入反应中心时，能够吸收大量中子，以阻止裂变链式反应的进行。如果把控制棒拔出一点，反应堆就开始运转，链式反应的速度达到一定的稳定值；如果想增加反应堆释放的能量，只需将控制棒再抽出一点，这样被吸收的中子减少，有更多的中子参与裂变反应。要停止链式反应的进行，将控制棒完全插入核反应中心吸收掉大部分中子即可。
以核潜艇为例
那么，核反应堆是怎样调节其反应速度，以满足核潜艇等运动时快时慢要求的呢？
根据核反应堆的工作原理，如果改变堆内的中子数和中子密度，就可以改变核反应的剧烈程度，从而改变核反应堆的功率。核潜艇是用控制棒和化学控制两条途径来控制核反应堆反应速度的，从而使核潜艇做到快慢自如。
按照这一原理问题就简单了，若想使核反应堆停堆，只需将控制棒完全插入堆芯中即可。这样，由于控制棒吸收了大量中子，堆芯就会由于中子数量不足而使裂变反应难以为继，核反应自然就会减弱或停止运行了。
同时，为了防止核反应堆发生爆炸，核潜艇的控制棒在紧急情况下能够迅速插入堆芯底部，使核反应堆停堆，此情景在许多电影“大片”中都有演示。例如，当冷却系统出现问题后，堆芯的温度就会由于不能迅速冷却而升高，这样，就很可能使核反应堆熔化，甚至爆炸。为此，核潜艇反应堆舱内设有温控系统，当反应堆冷却剂的温度超过允许值时，温控系统将信号传给控制棒驱动机构，控制棒便会在几秒钟内迅速插入堆芯底部，使核反应堆停堆。停堆后的核反应堆逐渐冷却，自然就不会发生爆炸了。
■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
注意图中文字 FUEL BUNDLE，FUEL PELLET，PRESSURE VESSEL燃料棒（FUEL BUNDLE）
核反应中心容纳着发生核裂变链式反应的核原料。它位于反应堆压力容器的下半部，大量核原料放置在该处上下两个支撑平台的中间。核原料制成棒状，每一个核原料棒是由一个中空金属管中间填塞球状的核原料组成。这些核原料一般是铀的氧化物粉末。金属管由金属锆和其他几种金属熔融炼成的锆合金制成。它允许中子自由穿过管壁而阻挡住其他大部分粒子。
燃料芯块（FUEL PELLET）燃料棒与燃料芯块的关系：
以核潜艇为例
核潜艇的核燃料，一般都是经高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，即燃料芯块。其堆芯周围充满了作为慢化剂和冷却剂的水，而且还有一层反射层，以便传递热量并将堆芯泄漏出的中子反射给堆芯，以提高核反应的效率。这些材料都装在一个耐高压、高温的压力壳内，构成了核潜艇的核反应堆舱。
燃料芯块在发生裂变反应后，产生的热量首先传到芯块表面，然后传到包壳表面。最后，由包壳表面传给冷却剂———水。
核潜艇在正常工作情况下，芯块产生的温度比火苗的温度还高。堆芯的热量传给水后，压力壳入水口处的水温约为293℃，出水口处的水温约为329℃，堆内的压力为150多个大气压。在这一压力下，水的沸点为345℃，所以，核反应堆内的水是不会沸腾的。这就是人们将核潜艇的核反应堆称为压水堆的原因所在。
压力容器（PRESSURE VESSEL）反应堆压力容器是一个容纳主要核反应部件的水箱状容器，它有厚达15厘米的钢质外壳，足以承受核反应过程中产生的高压。
■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
减速剂反应堆的正常运转还需要以下两个条件：减速剂和冷却剂。
减速剂可以使中子在通过它时速度减慢，成为对裂变反应作用较大的慢中子。减速剂充填在反应中心的核原料棒之间，当中子在核原料棒之间运动时，速度就被减慢了。
为了使核原料及其覆层不会过热，必须使用冷却剂排出裂变反应过程中的热量。冷却剂一般是液体或气体，它在核反应中心循环流动，将大量热能传递给能量转换系统，并转化为电能。
美国所有核电站使用的都是轻水核反应堆，使用轻水作为减速剂和冷却剂。加拿大的反应堆是重水反应堆，使用重水作为减速剂和冷却剂。重水中由氘原子替代了普通的氢原子。
■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
一回路冷却水（台：一次冷卻水） 压水堆最初被用作核潜艇的动力。它的冷却水分为一次系统和二次系统两部分。一次系统的 冷却水保持在约160气压这样的高压，所以加热到约325℃仍能保持为液体状态。为了吸收核裂变中的中子，水中加入一点硼，用以调整核反应的速度。
一次冷却水直接同核袭变部分接触，将它产生的热量带走。经由蒸气发生器进行热交换，使二次冷却水被加热至沸腾。二次冷却水在60大气压下被加热到275℃，成为蒸气用以驱动发电用的汽轮机。
压水堆利用浓缩铀工厂提供的低浓度铀235作为核燃料。铀235是铀的一种放射性同位素，是自然界中唯一存在的裂变核燃料。裂变中产生的中子，或被燃料棒中铀238所吸心，或使铀235发生裂变，或逸出于燃料棒之外。如中了速度快，则使铀235发生裂变的机会就小了，所以要用水(轻水或重水)和石墨作为减速材料，放在燃料棒四周，使中子速度减慢以有助于使铀235发生裂变。减速后的中子能量最后都变为热能，为了把它运到外部，需要使用冷却材料(通常也用水)。把含有硼等吸收中子物质的控制棒放在堆芯中，当它插入燃料中时，产生的中子数量达不到临界值，裂变无法连续进行下去。当控制棒拔起来时，中子数目加多，通过连销反应，铀的裂变便可连续进行下去。这种速度变慢的中子称为热中子，利用热中子使铀235裂变的核反应堆，称为热中子反应堆。
■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
再循环泵（CIRCULATION PUMP）来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后，沿堆芯围筒与容器内壁之间的环形空间下降，在再循环泵作用下进入堆下腔室，再折流向上流过堆芯，受热并部分汽化。汽水混合物经汽水分离后，水沿环形空间下降，与给水混合；蒸汽则经干燥器后出堆，通往汽轮发电机，做功发电。蒸汽压力约为7MPa，干度不小于99.75%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热，经再循环泵被送回堆芯，形成闭式循环，堆内装有数台内装式再循环泵。汽水分离器和汽轮机凝汽器流回和给水由泵送回堆芯去再循环。
■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
堆芯熔化（台：爐心熔毀）（Core Melt）切尔诺贝利的核事故是核电力史上最严重的一次。核电站里因石墨燃烧造成的大火，显然是反应堆中产生的热量不能散发，导致原子堆芯熔化引起的。切尔诺贝利核电站用的是七十年代引进的“RBMK—一○○○”型核反应堆。这种反应堆是将铀燃料棒放在一大堆石墨中，利用石墨来有效地控制核反应的速度，从而产生出推动涡轮机的蒸气。这种石墨反应堆缺陷是安全性不高，因而在许多年以前就被西方抛弃了。但是在前苏联所有原子能发电站中有一半左右是采用“RBMK—一○○○”型反应堆作动力的。
……
http://judge.bitown.com/m/zaihai/no07/No7/6.htm■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
压水堆示意图：
■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
沸水堆示意图：
高级沸水堆Advanced Boiling Water Reactor [ABWR] 的控制棒
及FMCRD （Fine Motion Control Rod Drive）细调控制棒驱动机构示意图：
沸水堆：
沸水堆是以沸腾水为中子慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆和压水堆一样都采用低富集度铀-235作燃料，且须停堆进行换料。目前世界上已运行的沸水堆有92座，总电功率为82431.1万千瓦，占全世界核电厂总功率的23%，在建的沸水堆有4座，总装机容量为462.5万千瓦。
工作原理：
来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后，沿堆芯围筒与容器内壁之间的环形空间下降，在再循环泵作用下进入堆下腔室，再折流向上流过堆芯，受热并部分汽化。汽水混合物经汽水分离后，水沿环形空间下降，与给水混合；蒸汽则经干燥器后出堆，通往汽轮发电机，做功发电。蒸汽压力约为7MPa，干度不小于99.75%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热，经再循环泵被送回堆芯，形成闭式循环，堆内装有数台内装式再循环泵。汽水分离器和汽轮机凝汽器流回和给水由泵送回堆芯去再循环。
堆芯主要由核燃料组件、控制棒及中子测量设备等组成。核燃料为正方形有盒组件，盒内燃料棒排列成7×7或8×8栅阵，棒外径为12.3mm，高约4.1m，其中核燃料段3.8m。UO2燃料平均富集度为3%，使用3－4种富集度，并加入Gd2O3可燃毒物。燃料棒包壳和组件盒材料均为锆－4合金。堆芯将由800个左右的燃料盒组成。
沸水堆的控制棒呈十字型，插入在四个燃料盒之间，中子吸收材料为碳化硼，封装在不锈钢管内，控制棒从堆底引入。 反应堆的功率调节除用控制棒外，还可以改变再循环流量来实现。流量增加，汽泡带出功率就提高，堆芯空泡减少，使反应堆功率上升，随之汽泡增多，直至达到新的平衡。这种改变流量的功率调节方法可使功率改变达25%满功率而不需要控制棒任何动作。（见附图）
■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■■
推荐观看：
http://nsse.sjtu.edu.cn/hezhishi/henengkeji/content/3.htm
