反應堆是什麼材料?

核反應堆的原料是什麼

你想幹嗎？是鈾

核反應堆是什麼？

核反應堆是個名詞，而不是核反應然後堆的意思～～～～

核反應堆可以分為以下幾種類型①將中子束用於實驗或利用中子束的核反應，包括研究堆、材料實驗等。②生產放射性同位素的核反應堆。③生產核裂變物質的核反應堆，稱為生產堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的熱量的核反應堆，比如多目的堆。⑤為發電而發生熱量的核反應，稱為發電堆。⑥用於推進船舶、飛機、火箭等到的核反應堆，稱為推進堆。

核反應堆是核電站的心臟

核反應堆的安全棒是什麼材料做成的?

石墨

什麼叫核反應堆？

核反應堆是一個能維持和控制核裂變鏈式反應，從而實現核能—熱能轉換的裝置。核反應堆是核電廠的心臟，核裂變鏈式反應在其中進行。 1942年美國芝加哥大學建成了世界上第一座自持的鏈式反應裝置，從此開闢了核能利用的新紀元。 反應堆由堆芯、冷卻系統、慢化系統、反射層、控制與保護系統、屏蔽系統、輻射監測系統等組成。 堆芯中的燃料：反應堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂變材料。自然界天然存在的易於裂變的材料只有U-235，它在天然鈾中的含量僅有0.711％，另外兩種同位素U-238和U-234各佔99.238％和0.0058％，後兩種均不易裂變。 另外，還有兩種利用反應堆或加速器生產出來的裂變材料U-233和Pu-239。 用這些裂變材料製成金屬、金屬合金、氧化物、碳化物等形式作為反應堆的燃料。 燃料包殼：為了防止裂變產物逸出，一般燃料都需用包殼包起來，包殼材料有鋁、鋯合金和不鏽鋼等。 控制與保護系統中的控制棒和安全棒：為了控制鏈式反應的速率在一個預定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，稱之為控制棒和安全棒。控制棒用來補償燃料消耗和調節反應速率；安全棒用來快速停止鏈式反應。吸收體材料一般是硼、碳化硼、鎘、銀銦鎘等。 冷卻系統中的冷卻劑：為了將裂變的熱導出來，反應堆必須有冷卻劑，常用的冷卻劑有輕水、重水、氦和液態金屬鈉等。 慢化系統中的慢化劑：由於慢速中子更易引起鈾-235裂變，而中子裂變出來則是快速中子，所以有些反應堆中要放入能使中子速度減慢的材料，就叫慢化劑，一般慢化劑有水、重水、石墨等。 反射層：反射層設在活性區四周，它可以是重水、輕水、鈹、石墨或其它材料。它能把活性區內逃出的中子反射回去，減少中子的洩漏量。 屏蔽系統：反應堆周圍設屏蔽層，減弱中子及γ劑量。 輻射監測系統：該系統能監測並及早發現放射性洩漏情況。

反應堆裡面的是什麼？

一個可控的核裂變裝置，通用結構是核燃料+慢化劑+載熱體+控制設施+防護裝置+安全設施。有多種分類，軍事上的一般是屬於動力堆，又分為壓水堆，重水堆，沸水堆，不知道你說的是哪種。

核反應堆是個什麼東西,原理呢,長什麼樣的

這個就是反應堆了……正在吊裝哈。這是一個俄羅斯的WWER型三代核反應堆。

核反應堆分很多種，樓上的說的多是核電站用的商用反應堆，在中國一般來講就是熱中子反應堆。具體運行機制一時半會兒也說不清楚，但是大體原理可以解釋成：先有中子源(如Am-Be中子源)照射反應堆，中子轟擊鈾-235裂變，釋放原子核的結合能，這個能量主要體現在裂變碎片的動能上，由這些碎片與碎片、碎片與燃料包殼之間的相互碰撞把能量轉化為內能，再由一回路工作介質【商用堆一般是水、重水(如秦山三期)，研究堆有用氦氣、二氧化碳或者液態金屬鈉的，英國的核電站很多是氣冷堆。】把熱量帶到二回路，二回路水汽蒸發推動汽輪機發電，這之後和火電站就差不多了。日本多是沸水堆，沒有二回路，直接在一回路產生蒸汽推動汽輪機發電。

鈾裂變的時候將放出更多的中子，這些中子又去轟擊其它的鈾……以此達到自持鏈式裂變的目的。不過反應堆裡要有一些專門吸收中子而又放出能量很小的材料，比如硼、碘以及最重要的控制棒(Ag銀-In銦-Cd鎘)，始終保持反應掉的中子和產生的中子數目比維持在k=1左右，否則，反應堆將不能正常運行。原子彈就是生成的中子數目大於消耗的中子數目，超臨界爆炸。

不過，起堆的時候，k略大於1，停堆的時候控制棒落下，k＜1。

核反應堆需要的材料有那些？

鈾（提供慢中子），石墨（減速劑），重水（熱傳遞載體） 主要這幾樣。

核反應堆有哪幾種類型.

中進行可控自持鏈式裂變反應以產生熱能的裝置。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，形成可控自持鏈式裂變反應，釋放能量。典型的反應方程式如下：

[323-01]

世界上第一座裂變反應堆於1942年12月 2日在芝加哥大學達到臨界。那是一座以天然鈾為燃料、石墨為慢化劑的實驗性反應堆。第一座原型生產堆於1943年11月建成並投入運行。1954年6月27日,蘇聯建成世界上第一座核電站,採用天然鈾石墨慢化壓力管式水冷反應堆,電功率為5000千瓦。1961年7月,美國建成世界上第一座商用壓水堆核電站，電功率為28.5萬千瓦（初期設計值）。到80年代，裂變反應堆已成為世界上最重要的替代能源。

核反應堆按用途可分為：艦船推進、發電、供熱的動力堆，生產裂變材料鈈或氚的生產堆，做材料和燃料輻照試驗用的試驗堆等；按結構可分為：均勻堆、半均勻堆、非均勻堆、固體燃料堆、液體燃料堆、游泳池式堆、殼式加壓型反應堆、壓力管式加壓型反應堆等；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;按冷卻劑可以分為: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；按燃料增殖性可分為：增殖堆和非增殖堆。核電站應用最普遍的是壓水堆。

裂變反應堆系統的一般組成是：核燃料元件、控制棒及其驅動機構、慢化劑、冷卻劑以及堆內結構部件構成的堆心堆心連同包容它的反應堆容器稱為反應堆(見圖[反應堆示意]）。通常所說的反應堆實際多指反應堆系統或反應堆裝置。反應堆系統還包括主冷卻迴路管道、主冷卻泵（或鼓風機）、蒸發器（或熱交換器）以及進一步冷卻或利用熱能的二次迴路。

核燃料　在反應堆中受中子作用產生核裂變反應並釋放中子和熱量的一種材料。作為燃料“燒掉”的是 3種可裂變核素鈾-233、鈾-235和鈈-239中的一種或其混合物。直到80年代，廣泛使用的核燃料是鈾。天然鈾中含鈾-235只有0.71％，需通過擴散、離心、激光等方法將天然鈾中的鈾-235和鈾-238分離，提供鈾-235含量比天然鈾比例更高的濃縮的鈾燃料。另兩種可裂變核素是在反應堆中人工生產的。核燃料的應用形式有作為固體燃料的純金屬、合金、化合物（特別是鈉的氧化物和碳化物）以及作為液體燃料的水溶液、液態金屬溶液和懸浮物。對固體燃料來說，為了包容裂變產物和防止核燃料的氧化和腐蝕，採用金屬或石墨包殼將燃料包覆起來。這種燃料稱為芯體。一組用合金包覆的燃料元件（形式可為棒狀、片狀和環狀）可裝配成組件，元件之間的定位部件稱為定位架。目前運行的壓水堆、沸水堆、重水堆都採用這種燃料組件。用石墨包覆的核燃料顆粒與石墨混合，壓制成球形或稜柱形燃料元件，可用於高溫氣冷堆。鋯與金屬鈾的合金經氫化，形成鈾氫鋯元件，用不鏽鋼管包覆，可作為一種特殊試驗堆（TRCA，實際是半均勻堆）的燃料元件。

慢化劑　核燃料裂變反應釋放的中子為快中子，而在熱中子或中能中子反應堆中要應用慢化中子維持鏈式反應，慢化劑就是用來將快中子能量減少，使之慢化成為中子或中能中子的物質。選擇慢化劑要考慮許多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和儘可能低的中子俘獲截面；其次是價格、機械特性和輻照敏感性。有時慢化劑兼作冷卻劑，既使不是，在設計中兩者也是緊密相關的。應用最多的固體慢化劑是石墨，其優點是具有良好的慢化性能和機械加工性能，小的中子俘獲截面和價廉。石墨是迄今發現的可以採用天然鈾為燃料的兩種慢化劑之一；另一種是重水。其他種類慢化劑則必須使用濃縮的核燃料。從核特性......

核反應堆的類型

根據用途，核反應堆可以分為以下幾種類型①將中子束用於實驗或利用中子束的核反應，包括研究堆、材料實驗等。②生產放射性同位素的核反應堆。③生產核裂變物質的核反應堆，稱為生產堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的熱量的核反應堆，比如多目的堆。⑤為發電而發生熱量的核反應，稱為發電堆。⑥用於推進船舶、飛機、火箭等到的核反應堆，稱為動力堆。另外，核反應堆根據燃料類型分為天然鈾堆、濃縮鈾堆、釷堆；根據中子能量分為快中子堆和熱中子堆；根據冷卻劑(載熱劑)材料分為水冷堆、氣冷堆、有機液冷堆、液態金屬冷堆；根據慢化劑分 為石墨堆、水冷堆、有機堆、熔鹽堆、鈉冷堆；根據中子通量分為高通量堆和一般能量堆；根據熱工狀態分為沸騰堆、非沸騰堆、壓水堆；根據運行方式分為脈衝堆和穩態堆，等等。核反應堆概念上可有900多種設計，但現實上非常有限。按照歷史年代分類前蘇聯於1954年建成了世界上第一座原子能發電站，掀開了人類和平利用原子能的新的一頁。英國和美國分別於1956年和1959年建成原子能發電站。到2004.9.28，在世界上31個國家和地區，有439座發電用原子能反應堆在運行，總容量為364.6百萬千瓦，約佔世界發電總容量的16%。其中，法國建成59座發電用原子能反應堆，原子能發電量佔其整個發電量的78%；日本建成54座，原子能發電量佔其整個發電量的25%；美國建成104座，原子能發電量佔其整個發電量的20%；俄羅斯建成29座，原子能發電量佔其整個發電量的15%。我國於1991年建成第一座原子能發電站，包括這一座在內，當前投入運行的有9座發電用原子能反應堆，總容量為660萬千瓦。我國另有2座反應堆在建設中。我國還為巴基斯坦建成一座原子能發電站。第一代（GEN-I）核電站是早期的原型堆電站，即1950年至1960年前期開發的輕水堆（light water reactors,LWR）核電站，如美國的希平港(Shippingport)壓水堆（pressurized-water reactor,PWR）、德累斯頓(Dresden)沸水堆(boiling water reactor,BWR)以及英國的鎂諾克斯(Magnox)石墨氣冷堆等。第二代（GEN-Ⅱ）核電站是1960年後期到1990年前期在第一代核電站基礎上開發建設的大型商用核電站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、蘇聯的壓水堆VVER/RBMK等。到1998年為止，世界上的大多數核電站都屬於第二代核電站。第三代（GEN-Ⅲ）是指滿足更高的安全性指標的先進核電站，要求安全性指標達到URD的要求。第三代核電站採用標準化、最佳化設計和安全性更高的非能動安全系統，如先進的沸水堆（advanced boiling water reactors,ABWR）、系統80+、AP600、歐洲壓水堆（European pressurized reactor,EPR）等。第四代（GEN-Ⅳ）是待開發的安全性更高的核電站，其目標是到2030年達到實用化的程度，主要特徵是經濟性高（與天燃氣火力發電站相當）、安全性好、廢物產生量小，並能防止核擴散。2002年9月19日至20日在東京召開的GIF（第四代核能系統國際論壇Generation IV International Forum,GIF）會議上，與會的10個國家在94個概念堆的基礎上，一致同意開發以下六種第四代核電站概念堆系統。按照冷卻方式分類氣冷快堆氣冷快堆（gas-cooled fast reactor,GFR）系統是快中子譜氦冷反應堆，採用閉式燃料循環，燃料可選擇複合陶......