反应堆什么原理_压水反应堆

最近很多各位看官在查询关于反应堆什么原理的解答，今天古编为大家整理10条解答来给大家阐释！ 有87%大佬认为反应堆什么原理_压水反应堆值得一读！

1.反应堆工作原理

反应堆有核反应堆分为核聚变反应堆和核裂变反应堆，根据工作使用的原料和设计方案又可以分成很多种，可以查有关资料。在百度中输入“核反应堆工作原理”即可查到。

2.核反应堆原理

核反应堆是核电站的心脏 ，它的工作原理是这样的： 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动汽轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核 载热体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子慢化增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施；核反应堆发生事故时，要防止各种事故工况下辐射泄漏，所以反应堆还需要各种安全系统。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料 慢化剂 载热体 控制设施 防护装置 安全设施。 还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒或者球状燃料才能参与反应堆工作。

3.钢铁侠反应堆是什么原理？

钢铁侠反应堆是根据“托卡马克装置”的原理，制作成的。 托卡马克是一环形装置，通过约束电磁波驱动，创造氘、氚实现聚变的环境和超高温，并实现人类对聚变反应的控制。它的名字Tokamak来源于环形、真空室、磁、线圈。最初是由位于苏联莫斯科的库尔恰托夫研究所的阿齐莫维齐等人在20世纪50年代发明的。
1.29万千瓦的世界纪录，能量增益因子Q值达0.60，持续时间2秒。仅过了39天，输出功率又提高到
1.61万千瓦，Q值达到0.65。 1997年12月，日本方面宣布，在JT－60上成功进行了氘－氘反应实验，换算到氘－氚反应，Q值可以达到
1.00。后来，Q值又超过了
1.25。在JT－60U上，还达到了更高的等效能量增益因子，大于
1.3,它也是从氘－氘实验得出的结果外推后算出的。 2000年，HT－7实验放电时间超过10秒，标志中国在这重大基础理论研究领域中进入世界先进行列。 2002年1月28日，在中国成都的核工业西南物理研究院与合肥西郊的中国科学院等离体物理研究所，基于超导托卡马克装置HT－7的可控热核聚变研究再获突破。 实现了放电脉冲长度大于100倍能量约束时间、电子温度2000万摄氏度的高约束稳态运行，中心密度大于每立方米
1.2×1019，运行参数居世界前两位。本轮实验有来自美、日等14个研究机构的18位外籍专家参与。 2006年，中国新一代“人造太阳”实验装置（EAST 实现了第一次“点火”——激发等离子态与核聚变。很快，它就实现了最高连续1000秒的运行，这在当时是前所未有的成就。 2012年04月22日，中国新一代“人造太阳”实验装置（EAST 中性束注入系统（NBI 完成了氢离子束功率3兆瓦、脉冲宽度500毫秒的高能量离子束引出实验。本轮实验获得的束能量和功率创下中国国内纪录，并基本达到EAST项目设计目标。 参考资料来源：-托卡马克

4.核反应堆是什么，其原理是什么？

这个问题要想完全解释完很多很复杂 简单来说就是利用核反应，现在仅限于裂变反应释放出能量用来提供动力或者热源或者发电。 物理上的原理就是核反应方程，达到临界条件下持续反应，里面涉及到反应性控制，还有能量的导出涉及到热工水力，其他的材料结构等知识也很多

5.自然循环反应堆的原理是什么

应该叫“自然循环压水堆”。 潜艇核动力装置的自然循环能力是衡量其安全可靠性能的重要标志之一,所以各国都在竭尽全力提高自然循环能力。所谓自然循环能力是指：不用冷却剂泵推动，仅靠冷却水的自动对流就能带走核反应堆堆芯热量的能力，这种能力越大越好。
一、提高自然循环能力好在哪里
1.核反应堆运行时降低潜艇噪声 反应堆的冷却剂泵是核潜艇发出噪声的主要来源之一，影响其航行的隐蔽性。如果在某种航速以下不用启动冷却剂泵就可以带出核反应堆内的热量，那么潜艇向外的辐射噪声会降低不小，必然会改善核潜艇行动的安静性。自然循环就可以做到这一点。
2.核反应堆停运时自动带走堆内剩余释热 核反应堆停堆后，由于缓发中子的存在和裂变产物的β、γ衰变，仍会形成一个剩余热源，在停堆后１０秒钟内，缓发中子的发热是很可观的，而裂变产物的衰变则要延续好多年。如果有较高的自然循环能力，停堆以后反应堆冷却水仍会继续自动流动，继续冷却核反应堆堆芯；特别适当核反应堆运行中冷却剂泵因故障不能运转时，自然循环能力的作用便尤为明显，因为反应堆可以靠自然循环能力自动冷却堆芯，避免燃料元件和堆芯结构可能出现过热甚至烧毁事故。
二、影响自然循环能力的主要因素
1.反应堆管路流体阻力 早期的潜艇核动力装置都采用典型的分散布置形式，即把核反应堆、蒸汽发生器、冷却剂泵等设备单独设置，通过很长的管道把它们连接成闭合回路。试验表明，当整个回路流道越长、形状和流动方向越复杂、流量越低时，流体流动的阻力也越大，自然循环能力也越低。
2.核反应堆堆芯与蒸汽发生器的位差
蒸汽发生器是“冷源”，位置比堆芯（热源 高，蒸发器与核反应堆堆芯之间的位差越大，位能就越大，产生的动能也大，自然循环能力也容易提高。简而言之，相对于核反应堆来说，如果蒸汽发生器的位置越高，那么冷却水从蒸汽发生器“倾倒”向核反应堆的“劲”越大，自然循环能力也越高；反之亦然。冷水重，自然向下流，堆芯的水是热的，比较轻，自动向上升，产生对流。
3.冷却剂温差
流经核反应堆内的冷却剂温度比流经蒸汽发生器内的载热剂温度高。温度高的水密度也小，反之亦然。温差形成了密度差，即温度低、密度大、重量重。这样，蒸汽发生器内的水会靠重力自动下沉到位置较低的核反应堆中去，核反应堆中的水也会自动上浮，温差越大，这种推动力越大。
三、提高核动力装置自然循环能力的途径
1.减小回路流阻，加大回路流量
一般的办法是采用“紧凑布置”，即缩短主管道长度、减少弯管，加大主管道直径，这实际上仍然没有摆脱分散布置的格局；或者采用“半一体化布置”，即取消阀门，将蒸汽发生器、主冷却剂泵与核反应堆压力容器以超短管联接成为半一体；比较彻底的办法是残哟“一体化布置”，把蒸汽发生器置入核反应堆压力容器中，这样虽然核反应堆堆芯和蒸汽发生器之间高度差很小，对自然循环不利；但由于完全取消了冷却剂系统中的管道连结，使冷却剂阻力大大减小，且完全杜绝了由于管道破损引起的泄漏事故（即核反应堆失水事故 ，其对自然循环能力和安全的贡献远远大于位差造成的损失；另外还应尽量简化核反应堆堆芯结构，使流道顺畅。
2.提高核反应堆与蒸汽发生器之间的高度差
在潜艇核反应堆舱空间容许的条件下，尽量抬高蒸汽发生器的高度，减小蒸汽发生器本身的长度；同时尽可能降低核反应堆堆芯的高度。由于潜艇的舱室空间有限，蒸汽发生器与核反应堆堆芯的位差不可能过大，所以在核潜艇上欲以提高两者位差，潜力不大。
3.拉大核反应堆和蒸汽发生器中冷却水的温度差
用加大核反应堆和蒸汽发生器中的冷却水温差（即密度差 的办法，达到提高冷却剂上浮升力的目的，如：为了使蒸汽发生器中的冷却水“更冷”，可加大二回路在蒸汽发生器里的给水量和降低给水温度，从结构上改善蒸汽发生器热交换能力等；同时提高核反应堆堆芯平均温度。 　
四、国外潜艇核动力装置自然循环能力现状及发展 潜艇核动力装置的布置形式基本走的是“分散布置——紧凑布置—— 半一体化—— 一体化”的循序渐进的路子，各国都把提高自然循环能力作为核动力装置追求的重要指标。目前绝大部分都已发展为紧凑布置或半一体化核反应堆，自然循环能力明显提高。 法国是最先在核潜艇上采用一体化反应堆的，早在1971年服役的第一艘弹道导弹核潜艇“可畏”号上就使用了ＰＡＴ型半一体化核反应堆（冷却剂泵在核反应堆内 ；1982年又在“红宝石”级攻击型核潜艇上使用ＣＡＰ型一体化反应堆（蒸汽发生器和冷却剂泵均在核反应堆压力容器内，自然循环能力达30％ ，目前法国核潜艇全部是自然循环压水堆。

6.反应堆是什么

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。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。 （核 反应堆 (nuclear) reactor 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。注释：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，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。 原子核反应堆（又 反应堆称原子反应堆或核反应堆 的简称。它通常是指使易裂变物质（核燃料 在可控条件下进行自持的核裂变链式反应的装置，即裂变反应堆。此外，人们也把可控核聚变装置称为聚变反应堆。易裂变物质的一个核在一个中子轰击下分裂成两个不同的核（裂变碎片 ，放出2～3个中子和约200兆电子伏的能量，这种现象叫裂变。裂变时放出的中子可再引起核裂变，形成链式反应。在反应堆中，各种结构的材料的组合，使裂变反应的速率维持在所需的水平并受到精确的控制，同时裂变能以热能的形式有效地传出。反应堆还是一个巨大的中子源；又由于裂变时放出γ射线及裂变产物是β、γ放射性核素，它也是一个巨大的辐射源。为了保证安全，反应堆外围有足够的屏蔽层，还有其他防止放射性物质泄漏的严密设施。 反应堆由核燃料、慢化剂、冷却剂、控制棒及热交换回路等构成。 反应堆 - 工作原理 热核实验反应堆的模拟图核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的： 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水（或其他物质 带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。

7.核反应堆的工作原理是什么？分几类？

分轻水堆，重水堆，高温气冷堆。轻水堆有沸水堆和压水堆之分

8.什么是核反应堆原理（详解 ？

以一个核外中子轰击铀-235原子核,原子核会分裂成为两个较小的原子核,同时释放出2或者3个中子,这些中子继而又去轰击其他原子核,就发生了链式核裂变!

9.热离子反应堆到底是什么？它的原理是什么？

原子核的裂变放出原子能。

10.冷水反应堆工作原理是什么？

热离子换能是利用热离子二极管来完成。它是将热离子二极管的发射极（阴极 紧靠着反应堆中的燃料元件。当核裂变产生的热量将发射极加热到1500～2000℃的高温时，发射极中的自由电子就得到足够的能量而飞出。这时二极管的收集极（阳极 就将电子收集起来，结果在阳极和阴极之间形成通路，产生了电流。 热离子反应堆是将其核热能在反应堆内直接转换为电能，其电能可以直接作为动力。热离子堆在美俄是作为宇宙空间站的电源而设计的，故又称空间反应堆。其基本特点是，核燃料的外侧装备着可以控制核反应速度的转动式反射体/控制棒，利用热电子发电的方式从核热能直接获得电力。 为了使空间反应堆的堆芯具有最小尺寸，燃料芯块使用的是95 的高浓缩铀。另外，为了保证从高温的核燃料中直接获取直流电力，在燃料芯块的外侧，布置了装备发射极和集电极的核热燃料单元体。核热燃料发电单元是由核燃料芯块、发射极和集电极等组成。为了获取直流电力，沿圆周方向分成8个等面积区域，每4个核热燃料单元体并联连接起来形成一组，然后再把2组核热燃料单元体并联起来，沿着轴向进行排列。把核热燃料单元体并联起来的优点是，即使数量众多的核热燃料单元体之中的某些单元体出现性能故障，仍不至引起总体发电性能的降低，从而使空间堆的运行可靠性得到保证，核热燃料单元体的中心部位是带有孔洞的UO2或UN燃料芯块。把燃料芯块制成带有孔洞的形式，以防止燃料发生熔融事故。紧靠燃料芯块的外侧，则是作为热电子发射体的金属钨（W ，这一层金属钨作为电子发射极被装配在与燃料芯块紧靠相邻的位置上。位于金属钨外侧的是一层金属铌（Nb ，但是在钨层与铌层之间设置了一段空隙，在这段空隙中充注了一些气态的铯（Cs ，这样做是为了防止空间电荷效果引起发电率的降低。金属铌在功函数和蒸汽压力方面均低于作为热电子发射体的金属钨，它被用做集电极。铌层的外侧是铌-1 锆耐热合金屏蔽层。铌层与铌-锆耐热合金屏蔽层之间也设置了一段空隙，空隙中充注了氦气（He ，以防止冷却剂温度上升过高。隔片的作用不仅可防止燃料芯块上下移动，同时还可增加核热燃料单元体的物理强度。由若干个核热燃料单元体组成的核热燃料单元体组件被紧密配置??网格形状。每个核热燃料单元体组件之间留有一定的间隙，冷却剂则沿着自上而下的方向在核热燃料单元体组件之间的间隙中流动。冷却剂采用液态金属，其目的是为了提高传热性能，减少堆芯尺寸，提高堆芯温度（即提高发电效率 。金属冷却剂的材料主要是钠钾共晶合金（NaK 、钠（Na 以及锂（Li 。 另外，为了对核燃料消耗引起的反应速度降低进行补偿控制以及对反应堆的启动、停堆和运行进行控制，采用了转动式控制棒。在反应堆的外侧，沿圆周方向设置了十多个转动式控制棒，在转动式控制棒的局部，留有一部分扇形区，这些扇形区是中子吸收体，其余的部分是反射体。利用反射体的转动实现对核反应速度的控制。中子吸收体采用的是碳化硼（B4C ，反射体采用的则是氧化铍（BeO 。