反应器是什么材料的？

你想要什么?这是铀

什么是核反应堆？

核反应堆是名词，不是核反应然后反应堆的意思~ ~ ~

核反应堆可分为以下几种:①利用中子束进行实验或利用中子束进行的核反应，包括研究堆和材料实验。(二)生产放射性同位素的核反应堆。(3)生产裂变材料的核反应堆称为生产堆。(4)为供热、海水淡化和化学工业提供热量的核反应堆，如多用途反应堆。⑤用于发电的热的核反应称为发电反应堆。6.用于推动船只、飞机、火箭等的核反应堆。叫做推进反应堆。

核反应堆是核电站的心脏。

核反应堆的安全棒是什么材料做的？

石墨

什么是核反应堆？

核反应堆是能够维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能向热能转化的装置。核反应堆是核电站的心脏，在这里进行核裂变链式反应。1942年，美国芝加哥大学建成了世界上第一台自持链式反应装置，开启了核能利用的新时代。反应堆由堆芯、冷却系统、减速系统、反射层、控制和保护系统、屏蔽系统和辐射监测系统组成。堆芯燃料:反应堆的燃料不是煤或石油，而是裂变材料。U-235是唯一的天然裂变材料，在天然铀中的含量仅为0.711%。另外两种同位素U-238和U-234分别占99.238%和0.0058%，后两种不易裂变。此外，反应堆或加速器生产的裂变材料有两种，U-233和Pu-239。这些裂变材料用于制造金属、金属合金、氧化物、碳化物和其他形式的反应堆燃料。燃料包壳:为了防止裂变产物逸出，一般燃料需要用铝、锆合金、不锈钢等包壳材料包裹。控制和保护系统中的控制棒和安全棒:为了将链式反应的速率控制在预定的水平，需要将中子吸收材料制成吸收棒，称为控制棒和安全棒。控制棒用于补偿燃料消耗和调节反应速率；安全杆用于快速停止连锁反应。吸收体材料一般为硼、碳化硼、镉、银铟镉等。冷却系统中的冷却剂:为了将裂变热导出，反应堆必须有冷却剂。常用的冷却剂有轻水、重水、氦气和液态金属钠。慢化剂系统中的慢化剂:由于慢中子更容易引起铀-235的裂变，而中子是快中子，有些反应堆需要放能使中子减速的材料，这种材料称为慢化剂。一般慢化剂包括水、重水和石墨。反射层:反射层布置在有源区周围，可以是重水、轻水、铍、石墨或其他材料。它可以将从有源区逃逸的中子反射回来，减少中子的泄漏。屏蔽系统:在反应堆周围设置屏蔽层，以减少中子和γ剂量。辐射监测系统:该系统可以在早期监测和检测放射性泄漏。

反应堆里有什么？

可控核裂变装置一般结构为核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+保护装置+安全设施。分类有很多种，军事上一般属于动力堆，又分为压水堆、重水堆和沸水堆。我不知道你说的是哪个。

什么是核反应堆，它的原理和它看起来像什么？

这是反应堆...它被吊起来了。这是俄国的第三代WWER核反应堆。

核反应堆有很多种，楼上的多是核电站用的商用堆，在中国一般都是热中子堆。具体的运行机理暂时还不清楚，但大致原理可以解释为:首先用中子源(如Am-Be中子源)照射反应堆，中子轰击铀-235进行裂变，释放出原子核的结合能。这种能量主要体现在裂变碎片的动能上，通过这些碎片与碎片之间、碎片与燃料包壳之间的碰撞转化为内能，然后一次工质的商用堆一般是水和重水(如。热量被带到二次回路，二次回路中的蒸汽蒸发带动汽轮机发电。之后就是类似火电站了。日本的沸水堆大多没有二次回路，直接在一次回路产生蒸汽驱动汽轮机发电。

当铀裂变时，会释放出更多的中子，这些中子会轰击其他铀...从而达到自持链式裂变的目的。但反应堆中一定有一些专门吸收中子但放出能量很少的物质，如硼、碘和最重要的控制棒(Ag -In-In -Cd-Cd)，反应的中子数与产生的中子数之比应始终保持在k=1左右，否则反应堆不能正常运行。原子弹是一种超临界爆炸，其中产生的中子数大于消耗的中子数。

但在启动反应堆时，K略大于1，停堆时，控制棒下落，K < 1。

核反应堆需要什么材料？

主要是铀(提供慢中子)、石墨(慢化剂)、重水(传热载体)。

核反应堆有哪些类型？

一种可控自持核裂变链式反应产生热能的装置。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，形成可控的自持核裂变链式反应，释放能量。典型的反应方程式如下:

[323-01]

世界上第一个裂变反应堆于1942年2月2日在芝加哥大学达到临界状态。这是一个以天然铀为燃料、石墨为慢化剂的实验性反应堆。1943+01年6月首台原型生产堆建成并投入运行。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水冷堆，电功率5000千瓦。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28.5万千瓦(初始设计值)。到20世纪80年代，裂变反应堆已经成为世界上最重要的替代能源。

核反应堆可分为:用于船舶推进、发电和供热的动力堆，用于生产裂变材料钚或氚的生产堆，以及用于材料和燃料辐照试验的实验堆。按结构可分为均相反应堆、半均相反应堆、非均相反应堆、固体燃料反应堆、液体燃料反应堆、游泳池反应堆、壳式加压反应堆、压力管式加压反应堆等。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。根据燃料增殖情况，可分为增殖堆和非增殖堆。压水堆是核电站中应用最广泛的反应堆。

裂变反应堆系统一般由反应堆内的核燃料元件、控制棒及其驱动机构、慢化剂、冷却剂和结构部件组成，装有它的反应堆容器称为反应堆(见图【反应堆示意图】)。一般来说，反应堆实际上是指反应堆系统或反应堆装置。反应器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)和用于进一步冷却或利用热能的次级回路。

核燃料在反应堆中与中子反应产生核裂变反应并释放中子和热量的物质。作为燃料“燃烧”的是一种或三种可裂变核素的混合物:铀233、铀235和钚239。直到20世纪80年代，广泛使用的核燃料是铀。天然铀中的铀-235只有0.71%。需要通过扩散、离心和激光分离天然铀中的铀-235和铀-238，以提供铀-235含量高于天然铀的浓缩铀燃料。另外两种可裂变核素是在反应堆中人工产生的。核燃料的应用形式包括作为固体燃料的纯金属、合金、化合物(特别是氧化钠和碳化物)和作为液体燃料的水溶液、液态金属溶液和悬浮固体。对于固体燃料，为了包容裂变产物，防止核燃料的氧化和腐蚀，采用金属或石墨包壳来包覆燃料。这种燃料被称为核心。一组涂有合金的燃料元件(呈棒状、片状和环状)可以组装成一个组件，元件之间的定位部分称为定位框。目前压水堆、沸水堆、重水堆都使用这种燃料组件。涂有石墨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。锆和金属铀的合金被氢化形成铀-锆氢化物元件，它可以用作特殊试验反应堆(TRCA，实际上是半均质反应堆)的燃料元件，并被不锈钢管覆盖。

慢化核燃料裂变反应释放的中子是快中子，但在热中子或中间中子反应堆中，要用慢化中子来维持链式反应。减速剂是一种物质，用于降低快速中子的能量，并将它们减速为中子或中间中子。选择主持人时，需要考虑许多不同的要求。首先是核特性:良好的慢化性能和尽可能低的中子俘获截面；其次是价格、机械特性和辐射敏感度。有时候慢化剂也起到冷却剂的作用，即使不是，在设计上也是紧密相关的。应用最广泛的固体慢化剂是石墨，它具有慢化性能好、可加工性好、中子俘获截面小、价格低等优点。石墨是迄今为止可以使用天然铀作为燃料的两种慢化剂之一。另一种是重水。其他类型的慢化剂必须使用浓缩核燃料。从核特征来看...> & gt

核反应堆的类型

核反应堆按用途可分为以下几种:①利用中子束进行实验或利用中子束进行的核反应，包括研究堆和材料实验。(二)生产放射性同位素的核反应堆。(3)生产裂变材料的核反应堆称为生产堆。(4)为供热、海水淡化和化学工业提供热量的核反应堆，如多用途反应堆。⑤用于发电的热的核反应称为发电反应堆。6.用于推动船只、飞机、火箭等的核反应堆。被称为动力反应堆。此外，核反应堆按燃料类型分为天然铀反应堆、浓缩铀反应堆和钍反应堆；按中子能量分为快中子堆和热中子堆；根据冷却剂(热载体)材料，可分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆和液态金属冷堆。按慢化剂可分为石墨堆、水冷堆、有机堆、熔盐堆和钠冷堆。按中子通量可分为高通量堆和一般能量堆。按热状态可分为沸腾堆、非沸腾堆和压水堆。根据运行方式，分为脉冲电抗器和稳态电抗器等。核反应堆在概念上有900多种设计，但实际上非常有限。按照历史年份分类，前苏联于1954年建成了世界上第一座原子能发电站，揭开了人类和平利用原子能的新一页。英国和美国分别于1956年和1959年建成了原子能发电站。截至2004年9月28日，世界上31个国家和地区共有439座发电用核反应堆，总容量3.646亿千瓦，占世界总发电容量的16%。其中，法国已建成59座用于发电的核反应堆，核能发电量占其总发电量的78%；日本建了54栋，原子能发电占其总发电量的25%；美国建了104栋，原子能发电量占其总发电量的20%；俄罗斯建了29栋，原子能发电量占其总发电量的15%。中国第一座核电站建于1991年，包括这座。目前，有9个核电反应堆在运行，总容量为660万千瓦。中国正在建设另外两座反应堆。中国还为巴基斯坦建造了一座原子能发电站。第一代(GEN-I)核电站是早期的原型核电站，即轻水反应堆，LWR)核电站从1950发展到1960，如美国的希平港压水堆。PWR)、德累斯顿沸水堆(BWR)和英国马格诺克斯石墨气冷堆。第二代(GEN-II)核电站是1960后期至1990前期在第一代核电站基础上发展建设的大型商用核电站，如LWR(PWR，BWR)、加拿大CANDU、苏联VVER/RBMK等直到1998，世界上大部分核电站都属于二代。第三代(GEN-III)是指满足更高安全指标的先进核电站，安全指标要求满足URD的要求。第三代核电厂采用标准化、优化设计、安全性更高的非能动安全系统，如先进沸水堆(ABWR)、system 80+、AP600、欧洲加压堆(EPR)。第四代(GEN-IV)是有待开发的安全性更高的核电站，目标是在2030年达到实用化水平。其主要特点是经济性高(相当于燃天然气电厂)、安全性好、废物产生少、防止核扩散。2002年9月19日至9月20日在东京举行的GIF(第四代国际论坛)会议上，与会的10个国家一致同意在94座概念堆的基础上，为第四代核电站开发以下6座概念堆系统。按照冷却方式，气冷快堆(GFR)系统是快中子谱氦冷堆，采用封闭燃料循环，燃料可选自复合陶瓷...>;& gt