反应堆控制方式有哪些_反应堆功率控制系统基本

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1.控制反应堆的方法有哪些?为什么?

压水堆控制方法：1)控制棒插入堆芯，用于吸收中子；2 注入硼酸，可降低反应性。 查看原帖

2.核反应堆有哪些控制其反应速率的方式？

核反应堆利用是核裂变，释放高速中子然后撞击其他原子核，造成链式反应。 控制的方法就是利用控制棒阻隔高速的中子，让其与其他原子核的碰撞机会减少。

3.反应堆的结构有哪些

核反应堆主要由以下几个部分组成：
（1 活性区。这是进行链式反应的地方，其中放有核燃料和中子减速剂。核燃料是指产生链式反应的裂变物质。反应堆中用的有天然铀、浓缩铀（铀235的含量比天然铀中的多 、钚和铀233等。减速剂是用来降低中子速度的物质，因为裂变释放出的中子速度很大，而容易使铀235裂变的是速度较小的中子（热中子 。理想的减速剂是不吸收或很少吸收中子的物质。如重水（D2O，重氢和氧的化合物 、石墨、氧化铍等。对于浓缩铀燃料也可以用普通水做减速剂。 在活性区中一般是把核燃料做成棒状或块状插入减速剂中，也有把核燃料和减速剂均匀混合在一起的。
（2 中子反射层。用来阻挡中于飞出活性区，以减少中子的损失，一般用石墨或氧化铍。
（3 控制调节系统。链式反应的速度很快，大约每秒钟可产生1千代中子，如果不加以控制，在极短的时间内释放巨大的能量使铀爆炸，这就是原子弹。因此控制调节系统是反应堆中很关键的部分，用它来控制链式反应的速度，调节反应堆的功率，使反应堆开始或停止工作等。 调控系统主要是由吸收中子很强的物质镉或硼制成的控制棒和相应的自动控制系统组成。当反应强烈时，反应堆中的控制棒将插入的深一些，使被吸收的中子增多，因而链式反应减慢；反之，将控制棒从活性区向外拉出一些，反应速度将加快。
（4 冷却系统。反应堆中核裂变释放出的能量绝大部分转换为热能。堆中的温度是很高的，通常利用普通水、重水、液态金属钢等做冷却剂，将堆中的热量输送出来，再通过热交换装置把水变成高压高温的蒸汽，用来推动汽轮机发电。另一方面，冷却下来的冷却剂又压回堆中继续使用，它是在一个封闭的循环系统中流动着。
（5 保护层。原子核裂变时不仅放出中子，裂变后的产物还要放出大量的β射线和γ射线。为了防止这些射线对人体的危害，反应堆外层应筑有很厚的混凝土保护层。

4.核反应堆有哪几种类型.

核反应堆的分类有：
一、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。
二、生产放射性同位素的核反应堆。
三、生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。
四、提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆。
五、为发电而发生热量的核反应，称为发电堆。
六、用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为动力堆。
一、能量高度集中，燃料费用低廉，综合经济效益好 1公斤铀-235或钚-239提供的能量在理论上相当于2300吨无烟煤。在现阶段的实际应用中，1公斤天然铀可代替20—30吨煤。虽然原子能发电一次性基建投资较大，可是核燃料费用比煤和石油的费用便宜得多。所以，原子能发电的总成本已低于常规发电的总成本。
二、因所需燃料数量少而不受运输和储存的限制 例如，一座100万千瓦的常规发电厂，一年需要烧掉300万吨煤，平均每天需要一艘万吨轮来运煤。而使用原子能发电，一年只需要30吨核燃料。
三、污染环境较轻 原子能发电不向外排放CO、SO
2、NOX等有害气体和固体微粒，也不排放产生温室效应的二氧化碳。原子能发电站日常放射性废气和废液的排放量很小，周围居民由此受到的辐射剂量小于来自天然本底的1 。大量释放放射性物质的严重事故，则发生的概率极低。 参考资料来源：—核反应堆

5.核反应堆分为哪几种？

按入射粒子的不同，核反应可分为三类：
①中子核反应，如中子的弹性散射(n,n)、非弹性散射(n,n′)，中子的辐射俘获(n,γ),发射带电粒子的核反应(n,p)、(n,α)等，又如中子裂变反应(n,f)，发射两粒子的核反应(n,2n)、(n,pn)等；
②带电粒子核反应，如质子引起的核反应(p,γ)、(p,n)、(p,p)、(p,p′)、(p,α)、(p,2n)等，氘核引起的核反应(d,n)、(d,p)、(d,α)等，α粒子引起的核反应(α,n)、(α,2n)、(α,p)等，重离子引起的核反应
(12C,4n)、
(22Ne,6n)等；
③光核反应，即光子引起的核反应，如(γ,n)、(γ,p)、(γ,α)、(γ,f )等。
按入射粒子的能量，核反应又可粗分为三类：
①低能核反应，入射粒子能量低于108电子伏，对于较轻的重离子，每个核子平均能量低于107电子伏（如108电子伏的碳12核 ，也属于低能核反应的范畴，低能核反应的出射粒子的数目最多为3～4个；
②中能核反应，入射粒子能量在108～1010电子伏之间；
③高能核反应，入射粒子能量大于1010电子伏。

6.核反应堆有哪几种类型？核反应堆的工作原理是什么？

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-23
5、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：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(见图 。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-23
3、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。 　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。 　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17×17的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的反应性，紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止 。 　冷却剂　由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆心带走热量并传给二回路中的工质，使蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。 　理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。液态钠(主要用于快中子堆)和钠钾合金（主要用于空间动力堆 具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点，但是它的热特性不好。重水是好的冷却剂和慢化剂，但价格昂贵。气体冷却剂（如二氧化碳、氦 具有许多优点，但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高。有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低，主要缺点是辐照分解率较大。应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。 　屏蔽　为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。 　对γ射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好，但价格较高；铅的优点是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属便宜，但密度较小，因而屏蔽层厚度比其他的都大。 　来自反应堆的γ射线强度很高，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆心和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。 　中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，通常含硼,有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下，常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。

7.请问核反应堆按功能分类可分为哪几种类型?

核反应堆按功能分类可分为三种类型:第一,研究试验堆:用来研究中子特性,进而对物理学、生物学、辐射防护学以及燃料、材料、元件等方面进行试验研究。第二,生产堆:主要用来生产新的裂变材料铀-233,钚-239和各种不同用途的同位素。第三,动力堆:利用核能产生动力来推动船舰、进行发电和供热的反应堆,包括军用动力堆和民用动力堆。

8.核反应堆的类型..........求解

核反应堆的类型为核裂变 反应过程中不断向外释放中子 该反应是核物质与中子的反应 所以反应开始后反应就不断进行 一般用催化剂控制中子的数量以保持反应的正常进行

9.控制化学反应速率的方式有哪些？急！！

方法有：
① 加入催化剂；
② 加热；
③振荡或搅拌； 以上方法通常能够加快化学反应速率，但如果要减慢化反应速率，若是溶液间的反应或溶液与固体间的反应，可以通过稀释溶液的方法；若是固体间的反应可以根据反应物的一些性质适当加一些杂质或缓慢加热来减慢化学反应速率。 *^^*我所知道的就这些了！

10.民用反应堆都有哪些类型？有何异同之处？

可以从不同角度划分反应堆的类型、用途、堆芯结构、采用的核燃料、冷却剂和慢化剂、堆内中子能量、中子在堆内能否使核燃料增殖等因素都可以作为分类标准。按照用途可以把反应堆大致分为生产堆、研究试验堆和动力堆（包括供热堆 三大类；也可以分为军用和民用两大类。生产堆
主要用来生产核武器装料用的钚-239和氚，也可附带生产一点别的放射性核素。只有发展核武器的核大国才建造这种堆。研究试验堆
用途很广，可以用它做基础研究，也可以用它进行工程研究，还可以用它生产同位素。研究堆可以用于核物理、中子物理、凝聚态物理、辐射化学、生物学、医学、材料科学等许多学科基础研究的实验的中子源。所以有人把研究堆称为中子源用堆。工程研究堆大致可分成两类。
①功率极低（一般在100W以下 的堆叫做零功率堆或零功率装置。零功率堆的大部分物理性能不随堆的功率高低发生显著变化,结构简单灵活,放射性极低，工作人员易于接近操作，改变条件就可以进行各种实验研究。有一时期，在中子数据不齐全、电子计算机性能也不够好的条件下常用零功率堆模拟研究新型堆的物理性能，以所得的资料，作为新堆的设计基础。随着堆技术的进展，这种堆大部分已停止使用，只有少数研究先进堆型的堆还在运行。
②功率为几万到十几万千瓦的工程研究堆主要用来研究新型堆的燃料元件和各种堆用材料的辐照性能。动力堆
用来发电或提供动力，单纯提供热能的堆也可归入这一类型。这类堆有军用民用之分。军用动力堆主要用来生产军舰汽轮机用的蒸汽，特别在潜艇上用得最多。民用动力堆（以下简称动力堆 主要用在核电站中，它起着火电站中锅炉的作用。民用堆又可以分为快中子堆、慢中子堆。到70年代前期为止，慢中子堆技术已进入成熟阶段，其特征是大型慢中子堆核电站的发电成本显著地低于火电站。技术比较成熟的慢中子动力堆有压水堆、沸水堆、重水堆和石墨气冷堆四种。
①压水堆。用普通水作慢化剂和冷却剂，用浓缩氧化铀为燃料，锆合金或不锈钢作包壳。堆芯装在压力壳中,堆内的压力约为150atm，堆芯出口处温度可达330℃左右。这种堆通过蒸汽发生器来产生发电用的蒸汽，堆芯体积较小，功率密度较大。压水堆是目前国际上最多的堆型（军用动力堆也是用的这种堆型 ，已有30多年的历史。堆的热效率由28％提高到34％，功率密度由52kW/1提高到100kW/1, 平均燃耗由7800MW·d/t提高到了38000MW·d/t, 相对其他堆型它的比投资和发电成本同沸水堆差不多而低于重水堆和石墨气冷堆。
裂变反应堆
②沸水堆。是同压水堆相近的一种慢中子堆，同压水堆的主要区别是沸水堆中容许水在堆芯内沸腾产生蒸汽，并把蒸汽直接送去推动汽轮机，堆内温度和压力都比压水堆低些。它不用蒸汽发生器，但功率密度只有压水堆的一半左右,堆芯体积和压力壳比压力堆大得多,所以造价同压水堆相当。安全性能较好是沸水堆的一个重要优点。沸水堆的功率意外升高时堆芯中的水加速沸腾，气泡增多，水所占的体积降低，慢化能力减小，反应性就下降，功率随之下降。
③重水堆。用重水为慢化剂,冷却剂可以用重水,也可以用普通水、有机物或气体，但以用重水冷却的最多。重水堆的最大优点是可以用天然铀为燃料。管式重水堆可以不停堆更换燃料元件，用这种堆的核电站负载因子较高也是重水堆的重要优点。重水堆的缺点是(重水)价格昂贵，重水回路密封要求高。重水堆的发电成本比其他水堆略高，运动维修也要复杂一些。
④石墨气冷堆。用天然铀或浓缩铀作燃料，二氧化碳为冷却剂。用这种堆发电，成本也低于燃煤发电，但堆的体积比水堆大得多，所用设备也较笨重，单位功率的投资比水堆约高20％，发电成本也比水堆高不少。因此，虽然这种堆型的技术也已成熟，目前除英国外，其他国家都已不再建造这种堆。其他堆型
目前还在发展，技术尚未达成熟阶段的堆型有高温气冷堆和快中子增殖堆两种。
①高温气冷堆。也是一种慢中子堆。这种堆通常用氦气冷却,用石墨作慢化剂,使用铀和钍混合核燃料。用热解碳包裹在燃料微粒的外面，作成涂敷微粒燃料，再把涂敷微粒弥散到石墨中做成元件。由于热解碳起了元件包壳作用，这种堆可以达到很高的温度。堆芯出口处冷却剂的温度一般可达750℃，高的可达950℃。由于温度高，这种堆的热效率可达40％以上，并且可以用来供应煤的气化、炼铁等许多方面的工业用热，发展前途很大。这种堆型还有不少需要解决的技术问题，特别是能耐950℃到1200℃的材料。此外，这种堆的经济性能也比较差。
②增殖堆。一次裂变平均放出的中子数称为裂变二次中子数。在以铀－235为燃料的慢中子堆中,裂变二次中子数为
2.4左右。这些中子中有一个要用来引起新的裂变以维持核链式反应的进行,剩下的
1.4个中子中如平均说来至少能有一个中子能被堆内存在的铀-238或钍－232核吸收，生成一个以上钚－239或铀－233核,则消耗掉一个裂变元素核，发出了能量，还可以得到一个以上新的裂变元素核，这便是实现了核燃料的增殖。能够增裂变反应堆殖核燃料的反应堆称为增殖堆。消耗 1个核燃料原子核能生成的新核燃料原子核数称为反应堆的转化比，转化比大于 1时称为增殖比。发展增殖堆的努力方向之一是设法提高增殖比。裂变二次中子数是中子能量的复杂函数，其总的趋势是随中子能量的增加而加大，如反应堆利用快中子来工作，对核燃料的增殖是有利的。不过快中子的裂变截面小,为了维持快中子堆的运行,使用的核燃料量比同功率的慢中子堆要大得多。快中子堆内不使用慢化剂,功率密度一般在270kW/1以上，要用导热能力很强的冷却剂才能把堆内产生的热量充分引导出来，冷却剂不应产生显著的中子慢化作用，对中子的吸收应尽可能小。液态金属钠能比较好地满足这几方面的要求,所以它被普遍选择为快中子堆的冷却剂。对于快中子引起的裂变,钚－239的二次中子数比铀－235和铀－233的大，因此用作快堆的燃料比较适宜。目前快堆大都采用铀和钚的氧化物作燃料，碳化物和其他形式的快堆燃料还在研究中。
把液态钠作为冷却剂有许多技术问题要解决。液态钠的化学性质很活泼，如从快堆回路中泄漏出来，遇到空气中的氧或水时会产生剧烈反应，可能引起火灾或爆炸。为了防止堆内液态钠具有的放射性在回路发生泄漏时外逸，液态金属冷却快堆设有三个回路。一回路将堆芯中产生的热量引导出来经由中间热交换器传给二回路的钠，再由二回路钠把热量传给蒸汽发生器产生蒸汽去推动汽轮机。由于钠冷快堆系统复杂,专用设备较贵,所用的核燃料也比较贵，它的造价和发电成本都比水堆高不少。此外，用氦气等气体也可以作为快中子增殖堆的冷却剂。
如以铀－233为燃料,在慢中子堆中也是可以实现核燃料的增殖的。由于从钍－232生产铀－233来作燃料要另建一套工业体系，费钱很多，因此慢中子增殖堆的发展一直停留在研究阶段。