妳想要什麽?這是鈾
什麽是核反應堆？
核反應堆是名詞，不是核反應然後反應堆的意思~ ~ ~
核反應堆可分為以下幾種:①利用中子束進行實驗或利用中子束進行的核反應，包括研究堆和材料實驗。(二)生產放射性同位素的核反應堆。(3)生產裂變材料的核反應堆稱為生產堆。(4)為供熱、海水淡化和化學工業提供熱量的核反應堆，如多用途反應堆。⑤用於發電的熱的核反應稱為發電反應堆。6.用於推動船只、飛機、火箭等的核反應堆。叫做推進反應堆。
核反應堆是核電站的心臟。
核反應堆的安全棒是什麽材料做的？
石墨
什麽是核反應堆？
核反應堆是能夠維持和控制核裂變鏈式反應，從而實現核能向熱能轉化的裝置。核反應堆是核電站的心臟，在這裏進行核裂變鏈式反應。1942年，美國芝加哥大學建成了世界上第壹臺自持鏈式反應裝置，開啟了核能利用的新時代。反應堆由堆芯、冷卻系統、減速系統、反射層、控制和保護系統、屏蔽系統和輻射監測系統組成。堆芯燃料:反應堆的燃料不是煤或石油，而是裂變材料。U-235是唯壹的天然裂變材料，在天然鈾中的含量僅為0.711%。另外兩種同位素U-238和U-234分別占99.238%和0.0058%，後兩種不易裂變。此外，反應堆或加速器生產的裂變材料有兩種，U-233和Pu-239。這些裂變材料用於制造金屬、金屬合金、氧化物、碳化物和其他形式的反應堆燃料。燃料包殼:為了防止裂變產物逸出，壹般燃料需要用鋁、鋯合金、不銹鋼等包殼材料包裹。控制和保護系統中的控制棒和安全棒:為了將鏈式反應的速率控制在預定的水平，需要將中子吸收材料制成吸收棒，稱為控制棒和安全棒。控制棒用於補償燃料消耗和調節反應速率；安全桿用於快速停止連鎖反應。吸收體材料壹般為硼、碳化硼、鎘、銀銦鎘等。冷卻系統中的冷卻劑:為了將裂變熱導出，反應堆必須有冷卻劑。常用的冷卻劑有輕水、重水、氦氣和液態金屬鈉。慢化劑系統中的慢化劑:由於慢中子更容易引起鈾-235的裂變，而中子是快中子，有些反應堆需要放能使中子減速的材料，這種材料稱為慢化劑。壹般慢化劑包括水、重水和石墨。反射層:反射層布置在有源區周圍，可以是重水、輕水、鈹、石墨或其他材料。它可以將從有源區逃逸的中子反射回來，減少中子的泄漏。屏蔽系統:在反應堆周圍設置屏蔽層，以減少中子和γ劑量。輻射監測系統:該系統可以在早期監測和檢測放射性泄漏。
反應堆裏有什麽？
可控核裂變裝置壹般結構為核燃料+慢化劑+熱載體+控制設施+保護裝置+安全設施。分類有很多種，軍事上壹般屬於動力堆，又分為壓水堆、重水堆和沸水堆。我不知道妳說的是哪個。
什麽是核反應堆，它的原理和它看起來像什麽？
這是反應堆...它被吊起來了。這是俄國的第三代WWER核反應堆。
核反應堆有很多種，樓上的多是核電站用的商用堆，在中國壹般都是熱中子堆。具體的運行機理暫時還不清楚，但大致原理可以解釋為:首先用中子源(如Am-Be中子源)照射反應堆，中子轟擊鈾-235進行裂變，釋放出原子核的結合能。這種能量主要體現在裂變碎片的動能上，通過這些碎片與碎片之間、碎片與燃料包殼之間的碰撞轉化為內能，然後壹次工質的商用堆壹般是水和重水(如。熱量被帶到二次回路，二次回路中的蒸汽蒸發帶動汽輪機發電。之後就是類似火電站了。日本的沸水堆大多沒有二次回路，直接在壹次回路產生蒸汽驅動汽輪機發電。
當鈾裂變時，會釋放出更多的中子，這些中子會轟擊其他鈾...從而達到自持鏈式裂變的目的。但反應堆中壹定有壹些專門吸收中子但放出能量很少的物質，如硼、碘和最重要的控制棒(Ag -In-In -Cd-Cd)，反應的中子數與產生的中子數之比應始終保持在k=1左右，否則反應堆不能正常運行。原子彈是壹種超臨界爆炸，其中產生的中子數大於消耗的中子數。
但在啟動反應堆時，K略大於1，停堆時，控制棒下落，K < 1。
核反應堆需要什麽材料？
主要是鈾(提供慢中子)、石墨(慢化劑)、重水(傳熱載體)。
核反應堆有哪些類型？
壹種可控自持核裂變鏈式反應產生熱能的裝置。裂變反應堆利用可裂變的重元素(如鈾-235、鈾-233和鈈-239)，在中子的作用下，形成可控的自持核裂變鏈式反應，釋放能量。典型的反應方程式如下:
[323-01]
世界上第壹個裂變反應堆於1942年2月2日在芝加哥大學達到臨界狀態。這是壹個以天然鈾為燃料、石墨為慢化劑的實驗性反應堆。1943+01年6月首臺原型生產堆建成並投入運行。1954年6月27日，蘇聯建成世界上第壹座核電站，采用天然鈾石墨慢化壓力管水冷堆，電功率5000千瓦。1961年7月，美國建成世界上第壹座商用壓水堆核電站，電功率28.5萬千瓦(初始設計值)。到20世紀80年代，裂變反應堆已經成為世界上最重要的替代能源。
核反應堆可分為:用於船舶推進、發電和供熱的動力堆，用於生產裂變材料鈈或氚的生產堆，以及用於材料和燃料輻照試驗的實驗堆。按結構可分為均相反應堆、半均相反應堆、非均相反應堆、固體燃料反應堆、液體燃料反應堆、遊泳池反應堆、殼式加壓反應堆、壓力管式加壓反應堆等。按中心能譜可分為熱中子堆、快中子堆、中能中子堆和譜移堆。按冷卻劑可分為:輕水堆、重水堆、壓水(重水)堆、沸水(重水)堆、氣冷堆、液態金屬冷卻堆等。按慢化劑可分為:輕水堆、重水堆、石墨堆等。根據燃料增殖情況，可分為增殖堆和非增殖堆。壓水堆是核電站中應用最廣泛的反應堆。
裂變反應堆系統壹般由反應堆內的核燃料元件、控制棒及其驅動機構、慢化劑、冷卻劑和結構部件組成，裝有它的反應堆容器稱為反應堆(見圖【反應堆示意圖】)。壹般來說，反應堆實際上是指反應堆系統或反應堆裝置。反應器系統還包括主冷卻回路管道、主冷卻泵(或鼓風機)、蒸發器(或熱交換器)和用於進壹步冷卻或利用熱能的次級回路。
核燃料在反應堆中與中子反應產生核裂變反應並釋放中子和熱量的物質。作為燃料“燃燒”的是壹種或三種可裂變核素的混合物:鈾233、鈾235和鈈239。直到20世紀80年代，廣泛使用的核燃料是鈾。天然鈾中的鈾-235只有0.71%。需要通過擴散、離心和激光分離天然鈾中的鈾-235和鈾-238，以提供鈾-235含量高於天然鈾的濃縮鈾燃料。另外兩種可裂變核素是在反應堆中人工產生的。核燃料的應用形式包括作為固體燃料的純金屬、合金、化合物(特別是氧化鈉和碳化物)和作為液體燃料的水溶液、液態金屬溶液和懸浮固體。對於固體燃料，為了包容裂變產物，防止核燃料的氧化和腐蝕，采用金屬或石墨包殼來包覆燃料。這種燃料被稱為核心。壹組塗有合金的燃料元件(呈棒狀、片狀和環狀)可以組裝成壹個組件，元件之間的定位部分稱為定位框。目前壓水堆、沸水堆、重水堆都使用這種燃料組件。塗有石墨的核燃料顆粒與石墨混合，壓制成球形或棱柱形燃料元件，可用於高溫氣冷堆。鋯和金屬鈾的合金被氫化形成鈾-鋯氫化物元件，它可以用作特殊試驗反應堆(TRCA，實際上是半均質反應堆)的燃料元件，並被不銹鋼管覆蓋。
慢化核燃料裂變反應釋放的中子是快中子，但在熱中子或中間中子反應堆中，要用慢化中子來維持鏈式反應。減速劑是壹種物質，用於降低快速中子的能量，並將它們減速為中子或中間中子。選擇主持人時，需要考慮許多不同的要求。首先是核特性:良好的慢化性能和盡可能低的中子俘獲截面；其次是價格、機械特性和輻射敏感度。有時候慢化劑也起到冷卻劑的作用，即使不是，在設計上也是緊密相關的。應用最廣泛的固體慢化劑是石墨，它具有慢化性能好、可加工性好、中子俘獲截面小、價格低等優點。石墨是迄今為止可以使用天然鈾作為燃料的兩種慢化劑之壹。另壹種是重水。其他類型的慢化劑必須使用濃縮核燃料。從核特征來看...> & gt
核反應堆的類型
核反應堆按用途可分為以下幾種:①利用中子束進行實驗或利用中子束進行的核反應，包括研究堆和材料實驗。(二)生產放射性同位素的核反應堆。(3)生產裂變材料的核反應堆稱為生產堆。(4)為供熱、海水淡化和化學工業提供熱量的核反應堆，如多用途反應堆。⑤用於發電的熱的核反應稱為發電反應堆。6.用於推動船只、飛機、火箭等的核反應堆。被稱為動力反應堆。此外，核反應堆按燃料類型分為天然鈾反應堆、濃縮鈾反應堆和釷反應堆；按中子能量分為快中子堆和熱中子堆；根據冷卻劑(熱載體)材料，可分為水冷堆、氣冷堆、有機液冷堆和液態金屬冷堆。按慢化劑可分為石墨堆、水冷堆、有機堆、熔鹽堆和鈉冷堆。按中子通量可分為高通量堆和壹般能量堆。按熱狀態可分為沸騰堆、非沸騰堆和壓水堆。根據運行方式，分為脈沖電抗器和穩態電抗器等。核反應堆在概念上有900多種設計，但實際上非常有限。按照歷史年份分類，前蘇聯於1954年建成了世界上第壹座原子能發電站，揭開了人類和平利用原子能的新壹頁。英國和美國分別於1956年和1959年建成了原子能發電站。截至2004年9月28日，世界上31個國家和地區共有439座發電用核反應堆，總容量3.646億千瓦，占世界總發電容量的16%。其中，法國已建成59座用於發電的核反應堆，核能發電量占其總發電量的78%；日本建了54棟，原子能發電占其總發電量的25%；美國建了104棟，原子能發電量占其總發電量的20%；俄羅斯建了29棟，原子能發電量占其總發電量的15%。中國第壹座核電站建於1991年，包括這座。目前，有9個核電反應堆在運行，總容量為660萬千瓦。中國正在建設另外兩座反應堆。中國還為巴基斯坦建造了壹座原子能發電站。第壹代(GEN-I)核電站是早期的原型核電站，即輕水反應堆，LWR)核電站從1950發展到1960，如美國的希平港壓水堆。PWR)、德累斯頓沸水堆(BWR)和英國馬格諾克斯石墨氣冷堆。第二代(GEN-II)核電站是1960後期至1990前期在第壹代核電站基礎上發展建設的大型商用核電站，如LWR(PWR，BWR)、加拿大CANDU、蘇聯VVER/RBMK等直到1998，世界上大部分核電站都屬於二代。第三代(GEN-III)是指滿足更高安全指標的先進核電站，安全指標要求滿足URD的要求。第三代核電廠采用標準化、優化設計、安全性更高的非能動安全系統，如先進沸水堆(ABWR)、system 80+、AP600、歐洲加壓堆(EPR)。第四代(GEN-IV)是有待開發的安全性更高的核電站，目標是在2030年達到實用化水平。其主要特點是經濟性高(相當於燃天然氣電廠)、安全性好、廢物產生少、防止核擴散。2002年9月19日至9月20日在東京舉行的GIF(第四代國際論壇)會議上，與會的10個國家壹致同意在94座概念堆的基礎上，為第四代核電站開發以下6座概念堆系統。按照冷卻方式，氣冷快堆(GFR)系統是快中子譜氦冷堆，采用封閉燃料循環，燃料可選自復合陶瓷...>;& gt