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1、神马是核反应堆核反应堆，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。核反应堆(nuclearreactor)能维持可控自持链式核裂变反应的装置。指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。核反应堆-类型根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型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。生产放射性同位素的核反应堆。生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比
2、如多目的堆。为发电而发生热量的核反应，称为发电堆。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。核反应堆-发展过程早在1929年，科克罗夫特就利用质子成功地实现了原子核的变换。但是，
3、用质子引起核反应需要消耗非常多的能量，使质子和目标的原子核碰撞命中的机会也非常之少。1938年，德国人奥托哈恩和休特洛斯二人成功地使中子和铀原子发生了碰撞。这项实验有着非常重大的意义，它不仅使铀原子简单地发生了分裂，而且裂变后总的质量减少，同时放出能量。尤其重要的是铀原子裂变时，除裂变碎片之外还射出2至3个中子，这个中子又可以引起下一个铀原子的裂变，从而发生连锁反应。1939年1月，用中子引起铀原子核裂变的消息传到费米的耳朵里，当时他已逃亡到美国哥伦比亚大学，费米不愧是个天才科学家，他一听到这个消息，马上就直观地设想了原子反应堆的可能性，开始为它的实现而努力。费米组织了一支研究队伍，对建立原子
4、反应堆问题进行彻底的研究。费米与助手们一起，经常通宵不眠地进行理论计算，思考反应堆的形状设计，有时还要亲自去解决石墨材料的采购问题。1942年12月2日，费米的研究组人员全体集合在美国芝加哥大学足球场的一个巨大石墨型反应堆前面。这时由费米发出信号，紧接着从那座埋没在石墨之间的7吨铀燃料构成的巨大反应堆里，控制棒缓慢地被拔了出来，随着计数器发出了咔嚓咔嚓的响声，到控制棒上升到一定程度，计数器的声音响成了一片，这说明连锁反应开始了。这是人类第一次释放并控制了原子能的时刻。1954年前苏联建成世界上第一座原子能发电站利用浓缩铀作燃料，采用石墨水冷堆，电输出功率为5000千瓦。1956年，英国也建成了
5、原子能电站。原子能电站的发展并非一帆风顺，不少人对核电站的放射性污染问题感到忧虑和恐惧，因此出现了反核电运动。其实，在严格的科学管理之下，原子能是安全的能源。原子能发电站周围的放射性水平，同天然本底的放射性水平实际并没有多大差别。1979年3月，美国三里岛原子能发电站由于操作错误和设备失灵，造成了原子能开发史上空前未有的严重事故。然而，由于反应堆的停堆系统、应急冷却系统和安全壳等安全措施发挥了作用，结果放射性外逸量微乎其微，人和环境没有受到什么影响，充分说明现代科技的发展已能保证原子能的安全利用。总之，由于反应堆是一个巨大的中子源，因此是进行基础科学和应用科学研究的一种有效工具。目前其应用领域
6、日益扩大，而且其应用潜力也很大，有待人们的进一步开发。在原子能的和平利用中，最典型的当数原子能发电，也称核电。如果说原子弹的爆炸是瞬间、不受控制地进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应的结果，那么原子能发电站利用的能量是来受控状态下持久进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应。一种可以人为控制核裂变反应快慢并能维持链锁核裂变反应的装置叫做反应堆。费米发明的反应堆是用来生产钚-239的，这种反应堆叫做生产堆。原子能发电站的核心也是反应堆，它是用反应堆内核裂变反应产生的巨大热量生成饱和蒸汽驱动气轮机发电，这种反应堆叫做动力堆。原子能发电与用煤、用油发电的区别仅在于产生热量的装置不同，前者是原
7、子能反应堆，后者是燃煤、燃油锅炉。反应堆的类型很多，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层组成。活性区又由核燃料，慢化剂，冷却剂和控制棒等组成。现在用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是最具竞争力的堆型(约占61%)，沸水堆占一定比例(约占24%)，重水堆用的较少(约占5%)。压水堆的主要特点是:1)用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂，2)为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压力(水压约为15.5MPa)下运行，所以叫压水堆;3)由于反应堆内的水处于液态，驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生;这是借助于蒸汽发生器实现的，来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发
8、生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水，使后者转变为蒸汽(二回路蒸汽压力为6-7MPa，蒸汽的温度为275-290);4)由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀(铀-235的含量为2-4%)作核燃料。沸水堆和压水堆同属于轻水堆，它和压水堆一样，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是在沸水堆内产生蒸汽(压力约为7MPa)，并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，也没有一回路与二回路之分，系统特别简单，工作压力比压水堆低。然而，沸水堆的蒸汽带有放射性，需采取屏蔽措施以防止放射性泄漏。重水堆是用重水作慢化剂和冷却剂，因为其热中子吸收截面远
9、小于普通水的热中子吸收截面，所以可以用天然铀作为重水堆的核燃料。所谓热中子，是指铀-235原子核裂变时射出的快中子经慢化后速度降为2200m/s、能量约为1/40eV的中子。热中子引起铀-235核裂变的可能性，比被铀-238原子核俘获的可能性大190倍。这样，在以天然铀为燃料的重水堆中，核裂变链锁反应可持续进行下去。由于重水慢化中子不如普通水有效，因此重水堆的堆芯比轻水堆大得多，使得压力容器制造变得困难。重水堆仍需配备蒸汽发生器，一回路的重水将热量带到蒸汽发生器，传给二回路的普通水以产生蒸汽。重水堆的最大优点是不用浓缩铀而用天然铀作核燃料，但是阻碍其发展的重要原因之一是重水很难得到，因为在天然
10、水中重水只占1/6500。前苏联于1954年建成了世界上第一座原子能发电站，掀开了人类和平利用原子能的新的一页。英国和美国分别于1956年和1959年建成原子能发电站。到2004.9.28，在世界上31个国家和地区，有439座发电用原子能反应堆在运行，总容量为364.6百万千瓦，约占世界发电总容量的16%。其中，法国建成59座发电用原子能反应堆，原子能发电量占其整个发电量的78%;日本建成54座，原子能发电量占其整个发电量的25%;美国建成104座，原子能发电量占其整个发电量的20%;俄罗斯建成29座，原子能发电量占其整个发电量的15%。我国于1991年建成第一座原子能发电站，包括这一座在内，
11、现在投入运行的有9座发电用原子能反应堆，总容量为660万千瓦。我国另有2座反应堆在建设中。我国还为巴基斯坦建成一座原子能发电站。核反应堆-简介核电站中进行可控自持链式裂变反应以产生热能的装置。裂变反应堆利用可裂变的重元素(如铀-235、铀-233和钚-239)，在中子的作用下，形成可控自持链式裂变反应，释放能量。典型的反应方程式如下世界上第一座裂变反应堆于1942年12月2日在芝加哥大学达到临界。那是一座以天然铀为燃料、石墨为慢化剂的实验性反应堆。第一座原型生产堆于1943年11月建成并投入运行。1954年6月27日,苏联建成世界上第一座核电站,采用天然铀石墨慢化压力管式水冷反应堆,电功率为5
12、000千瓦。1961年7月,美国建成世界上第一座商用压水堆核电站，电功率为28.5万千瓦(初期设计值)。到80年代，裂变反应堆已成为世界上最重要的替代能源。核反应堆按用途可分为:舰船推进、发电、供热的动力堆，生产裂变材料钚或氚的生产堆，做材料和燃料辐照试验用的试验堆等;按结构可分为:均匀堆、半均匀堆、非均匀堆、固体燃料堆、液体燃料堆、游泳池式堆、壳式加压型反应堆、压力管式加压型反应堆等;按中心能谱可分为:热中子堆、快中子堆、中能中子堆和谱移堆;按冷却剂可以分为:轻水堆、重水堆、压水(重水)堆、沸水(重水)堆、气冷堆、液态金属冷却堆等;按慢化剂可分为:轻水堆、重水堆、石墨堆等;按燃料增殖性可分为
13、:增殖堆和非增殖堆。核电站应用最普遍的是压水堆。裂变反应堆系统的一般组成是:核燃料元件、控制棒及其驱动机构、慢化剂、冷却剂以及堆内结构部件构成的堆心。堆心连同包容它的反应堆容器称为反应堆。通常所说的反应堆实际多指反应堆系统或反应堆装置。反应堆系统还包括主冷却回路管道、主冷却泵(或鼓风机)、蒸发器(或热交换器)以及进一步冷却或利用热能的二次回路。核燃料在反应堆中受中子作用产生核裂变反应并释放中子和热量的一种材料。作为燃料烧掉的是3种可裂变核素铀-233、铀-235和钚-239中的一种或其混合物。直到80年代，广泛使用的核燃料是铀。天然铀中含铀-235只有0.71%，需通过扩散、离心、激光等方法将
14、天然铀中的铀-235和铀-238分离，提供铀-235含量比天然铀比例更高的浓缩的铀燃料。另两种可裂变核素是在反应堆中人工生产的。核燃料的应用形式有作为固体燃料的纯金属、合金、化合物(特别是钠的氧化物和碳化物)以及作为液体燃料的水溶液、液态金属溶液和悬浮物。对固体燃料来说，为了包容裂变产物和防止核燃料的氧化和腐蚀，采用金属或石墨包壳将燃料包覆起来。这种燃料称为芯体。一组用合金包覆的燃料元件(形式可为棒状、片状和环状)可装配成组件，元件之间的定位部件称为定位架。目前运行的压水堆、沸水堆、重水堆都采用这种燃料组件。用石墨包覆的核燃料颗粒与石墨混合，压制成球形或棱柱形燃料元件，可用于高温气冷堆。锆与金
15、属铀的合金经氢化，形成铀氢锆元件，用不锈钢管包覆，可作为一种特殊试验堆(TRCA，实际是半均匀堆)的燃料元件。核反应堆-慢化剂核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为中子或中能中子的物质。选择慢化剂要考虑许多不同的要求。首先是核特性:即良好的慢化性能和尽可能低的中子俘获截面;其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，既使不是，在设计中两者也是紧密相关的。应用最多的固体慢化剂是石墨，其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能，小的中子俘获截面和价廉。石墨是迄今发现的可以采用天然铀为燃料的两种
16、慢化剂之一;另一种是重水。其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看，重水是更好的慢化剂，并且因其是液体，可兼做冷却剂，主要缺点是价格较贵，系统设计需有严格的密封要求。轻水是应用最广泛的慢化剂，虽然它的慢化性能不如重水，但价格便宜。重水和轻水有共同的缺点,即产生辐照分解,出现氢、氧的积累和复合。核反应堆-控制棒在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料(如铪、镝等)在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和尺寸变化(肿胀)。银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。压水堆中采用棒束控制，控制材料制成棒状，每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在1717的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节
