1 核反应堆及其组成核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能—热能转换的装置。核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有Ｕ-235，它在天然铀中的含量仅有0711％，另外两种同位素Ｕ-238和Ｕ-234各占99238％和00058％，后两种均不易裂变。另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料Ｕ-233和Pu-239。用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。 冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及γ剂量。辐射监测系统：该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。2 反应堆的结构形式和分类 反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见下表。3 研究实验反应堆是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理，堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位素和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多，例如：游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名。罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。重水研究实验堆：重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。4 生产堆主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。生产堆包括产钚堆，产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。 该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的Ｕ-235。Ｕ-235裂变中子产额为2—3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被Ｕ-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个Ｕ-235原子可获得08个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。用重水型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。5 动力反应堆世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。
反应堆的类型很多，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层组成。活性区又由核燃料，慢化剂，冷却剂和控制棒等组成。当前用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是最具竞争力的堆型（约占61%），沸水堆占一定比例（约占24%），重水堆用的较少（约占5%）。压水堆的主要特点是：
1）用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂，
2）为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压力（水压约为155 MPa ）下运行，所以叫压水堆；
3）由于反应堆内的水处于液态，驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生；这是借助于蒸汽发生器实现的，来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水，使后者转变为蒸汽（二回路蒸汽压力为6—7 MPa，蒸汽平均温度为310℃，以大亚湾核电厂为例）；
4）由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀（铀-235的含量为2—4%）作核燃料。沸水堆和压水堆同属于轻水堆，它和压水堆一样，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是在沸水堆内产生蒸汽（压力约为7 MPa），并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，也没有一回路与二回路之分，系统特别简单，工作压力比压水堆低。然而，沸水堆的蒸汽带有放射性，需采取屏蔽措施以防止放射性泄漏。重水堆是用重水作慢化剂和冷却剂，因为其热中子吸收截面远小于普通水的热中子吸收截面，所以可以用天然铀作为重水堆的核燃料。所谓热中子，是指铀-235原子核裂变时射出的快中子经慢化后速度降为2200 m/s、能量约为1/40 eV的中子。热中子引起铀-235核裂变的可能性，比被铀-238原子核俘获的可能性大190倍。这样，在以天然铀为燃料的重水堆中，核裂变链锁反应可持续进行下去。由于重水慢化中子不如普通水有效，因此重水堆的堆芯比轻水堆大得多，使得压力容器制造变得困难。重水堆仍需配备蒸汽发生器，一回路的重水将热量带到蒸汽发生器，传给二回路的普通水以产生蒸汽。重水堆的最大优点是不用浓缩铀而用天然铀作核燃料，但是阻碍其发展的重要原因之一是重水很难得到，因为在天然水中重水只占1/6500。 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。某些反应堆堆芯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。 核电行波堆的名字借用了无线电技术的行波管，但是物理本质截然不同。行波管是利用电子枪发射的电子注在聚焦系统中给同向传输的微波传递能量，从而放大微波信号。而核电行波堆则是利用起始端少量高浓度铀235裂变产生的快中子轰击贫铀（几乎完全是铀238）生成钚239。钚239俘获中子后裂变生成多达300种的各种中等质量原子，并平均产生25个中子和2亿电子伏的能量。裂变能被液态金属钠或其他载热介质吸收用来发电，新产生的中子则维持堆芯里的核反应不断向前行进，直到将整个堆芯“烧”尽为止。行波堆因此得名。
核反应堆的解释
[nuclear reactor]
在其中引发并 控制 裂变材料的链式反应的装置(如为了产生动力用热或从铀生产钚) 详细解释 即原子反应堆。使铀、钚等放射性元素的原子核裂变以取得原子能的装置。原理是用中子击破铀、钚等元素的原子核，发生链式反应而 释放 出大量的能。
词语分解
核的解释 核 é 果实中坚硬并包含果仁的部分： 桃核 。杏核。 像核的 东西 ：核细胞。核酸。核心（中心）。结核。原子核。核子。核反应。核武器。 仔细 地对照、考察：核定。核计。核实。核算。 核查 。 翔实 正确 ：其文直，其事 堆的解释 堆 ī 累积在一起的东西：堆栈。堆房。土堆。 累积在一起，聚积在一起：堆积。堆放。堆垒。堆摞。堆砌。 量词， 用于 成堆的物或成群的人：一堆人。 部首 ：土。
核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料，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。严格来说，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。
1942年12月，美国建成世界上第一座核裂变反应堆，运行功率为05W，采用52吨天然金属铀和氧化铀作裂变燃料，以石墨作为慢化剂，直径约9m、高65m、总质量为1400吨。它的出现标志着人类进入了核能应用时代。
核反应堆是核物质进行裂变链式反应的地方，即当铀235、铀233或钚239受到外来中子轰击时，原子核会吸收中子，分裂成两个质量较小的原子核，同时放出3个中子，裂变产生的中子又去轰击另外的原子核，引起新的裂变反应。
这听起来与原子弹的爆炸原理差不多。
不错!它与原子弹的唯一区别是：原子弹中的裂变链式反应是不受控制地进行的，在一瞬间全部变成了巨大的能量；而核反应堆可以人为控制裂变链式反应速度的快慢，使其缓慢地释放能量。另外，原子弹使用的核燃料中90％以上是容易发生裂变的铀235，而核反应堆使用的核燃料中铀235的比例不到5％。
核反应堆的用途包括供科学家进行核试验、发电、供热、为舰船或宇宙飞船提供动力、利用裂变产生的中子或同位素进行放射性医疗，以及生产其他裂变物质等。主要结构包括堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、循环冷却系统、屏蔽层、辐射监测系统和安全壳等部分。
堆芯是核燃料进行裂变反应的地方，中心部位叫做活性区，四周设有重水、水、铍或石墨制成的反射层，能够把活性区内逃散出来的中子反射回去。
由于速度较慢的中子更易引起核裂变，所以核反应堆中设有慢化系统，向堆芯投入能使裂变放出的中子速度减慢的物质，包括水、重水、石墨等，也称慢化剂。科学家还用硼、碳化硼、镉、银铟镉等吸收中子的材料做成控制棒和安全棒，控制棒用来调节反应速率，安全棒用来快速停止链式反应。
发生核裂变反应时会产生大量的热，需要循环冷却系统带走热量，避免反应堆因过热烧毁。循环冷却系统中含有水、重水、氦和液态金属钠等冷却剂，带走的热量可以使水变成蒸气，用来发电。反应堆的周围还设有屏蔽层，以减弱中子及γ射线辐射剂量；此外还设有辐射监测系统，能监测并及早发现放射性泄漏情况。
通常将采用重水作慢化剂和冷却剂的核反应堆称为重水堆，采用高压下的普通水作慢化剂和冷却剂的称为压水堆，采用水蒸气作慢化剂和冷却剂的称为沸水堆，采用气体冷却的称为气冷堆，采用石墨作慢化剂材料的称为石墨堆。如果根据用途来分类，可以分为实验堆、发电堆、动力堆、供热堆和生产堆等。
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。
扩展资料：
核反应堆优点：
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、SO2、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：百度百科—核反应堆
核反应堆，又称原子反应堆或反应堆，是利用装载的核燃料，维持和控制大规模链式裂变反应，并持续不断地将裂变能量带出做功，实现核能——热能转换的装置。 核反应堆的结构形式是多种多样的，根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型的反应堆。根据燃料类型的不同，核反应堆可分为天然气铀堆、浓缩铀堆和钍堆；根据用途的不同，可分为研究堆、生产堆和动力堆等几种类型；根据冷却剂（载热剂）材料的不同，可分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆和液态金属冷堆；根据慢化剂（减速剂）的不同，可分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆和铍堆等等。虽然核反应堆概念上可以有900多种设计，但目前能实际使用的非常有限。 在未来相当长一段时期内核能将成为人类能源产业的重要支柱，人们完全可以把核反应堆应用于和平事业。现在国际社会关注的朝核问题和伊朗核问题，实际上是冷战对抗的延续，实质是政治问题，只有和平协商才是解决这一问题的唯一出路。核反应堆内用以产生可控核裂变链式反应并保证安全运行的各类材料。除核燃料外，还包括冷却剂、慢化剂、反射层材料、结构材料、控制材料和屏蔽材料等。核反应堆材料一般在高温、腐蚀介质和辐照等特殊条件下工作，因此对它们的物理、化学和力学性能有严格要求。 冷却剂 又称载热剂。其作用是将反应堆内因核裂变产生的热量导出堆外，在均匀堆中还兼作流体燃料的载体。冷却剂的特点是，具有良好的传热性和流动性，高沸点、低熔点、泵送功率低，对热和辐射有良好的稳定性，在反应堆系统下不产生腐蚀，感生放射性低，中子俘获截面小。常用的冷却剂分气体和液体两类。气体冷却剂有二氧化碳和氦气 。其优点是选择工作压强和温度时，可以完全独立地进行，因而能实现高温低压运行；缺点是泵送功率大。液体冷却剂有轻水、重水和液态金属。后者具有热导率高、蒸气压低的特点 。快增 殖 堆常用 液态钠 作冷 却剂 。液态 钠熔点 较低（98℃），热导率高，但有一定腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞 。此外，钠吸收中子后会产生强放射性24Na ，而且钠很活泼，遇水即爆炸，故在设计热交换器时要特别注意。 慢化剂 用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低的吸收截面。常用的慢化剂是轻水、重水和石墨。轻水是含氢物质，慢化能力大，价格低廉，但吸收截面较大，对金属有腐蚀作用，易发生辐射分解。重水的吸收截面小，并可发生（ γ，n ）反应而为链式反应提供中子；缺点是价格昂贵，还要细心防止泄漏损失、污染和与氢化物发生同位素交换。石墨的吸收截面低于重水，但价格便宜，又是耐高温材料，可用于非氧化气氛的高温堆中。此外，还可用碳氢化合物、铍等作慢化剂材料。铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可缩小堆芯尺寸，但铍有剧毒 、价格昂贵、易产生辐照肿胀，故使用受到限制。 反射层材料 在反应堆活性区周围用来散射从活性区泄漏出的中子，使其改变方向重新回到活性区。对反射层材料的要求与慢化剂相同，要求其散射截面要大，吸收截面要小。因此，好的慢化剂材料也是好的反射层材料。在快中子堆中，大部分裂变由高能中子引起，反射层材料由高质量数的致密物质组成，以使被反向散射进堆芯的中子受到最小的慢化 。常用的反射层材料有轻水、重水、石墨、铍、氧化铍、氧化锆等。 结构材料 包括燃料包壳、堆芯构件、反应堆容器、热交换器和主回路管道等所用的材料。其中对包壳材料的性能要求最严。热中子堆的包壳材料一般使用铝合金、镁合金和锆合金。快中子堆包壳材料范围比较宽。铝、镁合金是较早使用的结构材料，由于其熔点低，只能用于低温。锆合金在高温下强度好，在高温纯水中的耐腐蚀性接近不锈钢，而其中子吸收截面却 只有不锈钢的 1／15，是目前水冷动力堆中广泛使用的结构材料。奥氏体不锈钢在高温下的强度和抗腐蚀性能都很好，且价格比较便宜，也用作燃料元件包壳和其他结构材料。低合金钢和碳钢普遍用于制作核反应堆压力容器。此外，可用作结构材料的还有镍、钛、铌、钒等合金 。 控制材料 用于制作核反应堆控制棒的材料。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。控制材料具有吸收截面大、散射截面小等特点。常用的控制材料有硼、镉、铪和某些稀土元素及其合金。硼不仅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量范围较宽，一般以碳化硼或硼钢作为控制材料。镉的热中子吸收截面比硼高，但对超热中子的吸收截面小，一般制成银铟镉合金用于水冷堆。铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体，特别适用于水冷堆。但铪稀缺、昂贵，因而使用受到限制。 屏蔽材料 用于衰减反应堆芯中产生的各种射线的材料。反应堆产生的辐射中，危害最大的是穿透力大的中子和γ射线。屏蔽材料必须能够衰减γ射线，并使快中子减速而被吸收。常用的屏蔽材料由含有重元素（如铅）、轻元素（如水中的氢）以及中子吸收剂（如硼）的材料组成。加有重晶石或铁矿石的混凝土也是常用的屏蔽材料。 -------------------------------------------------------------------------------- 核反应堆材料 nuclear reactor materials 核反应堆内用以产生可控核裂变链式反应并保证安全运行的各类材料。除核燃料外,还包括冷却剂、慢化剂、反射层材料、结构材料、控制材料及屏蔽材料等（见图）。这些材料一般在高温、腐蚀介质和辐照等特殊条件下工作，因此对它们的物理、化学和力学性能有严格的要求。 核燃料 核反应堆内可以实现自持核裂变链式反应的、包含易裂变核素(235U、239Pu、233U)的材料,它们在热中子作用下能进行裂变。其中235U是天然的易裂变核素；239Pu和233U分别由238U和232Th俘获中子而制得。238U和232Th称为可转换核素。铀（包括233U、235U、238U）是目前普遍使用的核燃料。钚(239Pu)在快中子堆中与238U组合可以有效地实现核燃料增殖，因而成为着重研究的核燃料之一。 慢化剂和反射层材料 慢化剂用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。慢化剂要求对中子有高的散射截面和低的吸收截面，多为含有氢（氘）、碳和铍等轻元素的材料。除水和重水外，石墨是最常用的慢化剂。石墨化程度高而各向同性的石墨，具有较好的辐照稳定性。此外，石墨也是重要的高温结构材料。铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可以缩小堆芯的尺寸。但铍有剧毒，价格昂贵，使用受到限制。这些慢化剂也都可用作反射层材料。反射层可以减少中子漏失，使尽可能多的中子参与裂变反应。 冷却剂 又称载热剂。其作用在于将反应堆内因核裂变产生的热量导出堆外，在均匀堆中还兼作流体燃料的载体。冷却剂必须具有良好的传热性和流动性。由于它流经堆芯,因此还要求具有较低的中子吸收截面、较好的辐照稳定性和化学稳定性以及对其他材料较低的腐蚀性。常用的冷却剂除CO2、He等气体以及水和重水外,还有液态金属。这种金属具有热导率高和蒸气压低的特点。钠是快中子堆中使用的冷却剂。钠的熔点较低（98℃），热导率很高，但有一定的腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞。钠吸收中子后会产生强放射性的24Na。此外，钠很活泼，遇水即爆炸，在设计热交换器时应特别注意。某些有机材料和熔盐亦可用作冷却剂。但有机物在辐照下很容易分解，现已很少使用。熔盐（如氟盐）因为辐照稳定性和化学稳定性都很好，可作为流体燃料的载体，正在进行研究。 结构材料 包括燃料包壳、堆芯构件、反应堆容器、热交换器和主回路管道等所用的材料。其中，对包壳材料的性能要求最严。热中子堆的包壳材料一般使用铝合金、镁合金和锆合金等；而快中子堆包壳材料的取材范围要宽得多。 铝合金和镁合金是较早使用的结构材料，但它们的熔点较低，只能用于低温。锆合金在高温下强度比铝合金、镁合金好,在高温纯水中的耐腐蚀性接近不锈钢,而其中子吸收截面却只有不锈钢的1/15，因此成为目前水冷动力堆中广泛使用的结构材料。一般多采用抗水腐蚀性能较好的Zr-2和Zr-4合金，它们可以适应高温和深度燃耗的条件。 奥氏体不锈钢在高温下的强度和抗腐蚀性能都很好，且价格比较便宜，也用作燃料元件包壳和其他结构材料。低合金钢和碳钢普遍用于制作核反应堆压力容器等。为了防止冷却剂的腐蚀，可在容器内壁衬以不锈钢覆面。此外，可作结构材料的还有镍、钛、铌、钒等合金。 控制材料和屏蔽材料 常用的控制材料有硼、镉、铪和某些稀土元素(如钆)。硼不仅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量范围较宽。一般以碳化硼或硼钢作为控制材料。镉的热中子吸收截面比硼高，但是对超热中子的吸收截面小，一般制成银铟镉合金用于水冷堆。铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体，特别适于水冷堆。但铪非常稀缺、昂贵，因而使用受到限制。 屏蔽材料必须能够衰减γ射线，使快中子减速而被吸收。它可由某些含有重元素（如铅）、轻元素（如水中的氢）以及中子吸收剂（如硼）的材料组成。加有重晶石或铁矿石的混凝土也是常用的屏蔽材料。 各种类型的核反应堆所用的材料见表。 参考书目 （日）三岛良绩编著，张凤林、郭丰守译：《核燃料工艺学》，原子能出版社，北京,1981。（三岛良绩编著：《核燃料工学》，同文书院，东京，1972。） [编辑]补充核反应堆材料 nuclear reactor material 核反应堆内用以产生可控核裂变链式反应并保证安全运行的各类材料。除核燃料外，还包括冷却剂、慢化剂、反射层材料、结构材料、控制材料和屏蔽材料等。核反应堆材料一般在高温、腐蚀介质和辐照等特殊条件下工作，因此对它们的物理、化学和力学性能有严格要求。 冷却剂 又称载热剂。其作用是将反应堆内因核裂变产生的热量导出堆外，在均匀堆中还兼作流体燃料的载体。冷却剂的特点是，具有良好的传热性和流动性，高沸点、低熔点、泵送功率低，对热和辐射有良好的稳定性，在反应堆系统下不产生腐蚀，感生放射性低，中子俘获截面小。常用的冷却剂分气体和液体两类。气体冷却剂有二氧化碳和氦气。其优点是选择工作压强和温度时，可以完全独立地进行，因而能实现高温低压运行；缺点是泵送功率大。液体冷却剂有轻水、重水和液态金属。后者具有热导率高、蒸气压低的特点 。快增殖堆常用液态钠作冷却剂 。液态钠熔点较低（98℃），热导率高，但有一定腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞。此外，钠吸收中子后会产生强放射性24Na，而且钠很活泼，遇水即爆炸，故在设计热交换器时要特别注意。 慢化剂 用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低的吸收截面。常用的慢化剂是轻水、重水和石墨。轻水是含氢物质，慢化能力大，价格低廉，但吸收截面较大，对金属有腐蚀作用，易发生辐射分解。重水的吸收截面小，并可发生（γ，n）反应而为链式反应提供中子；缺点是价格昂贵，还要细心防止泄漏损失、污染和与氢化物发生同位素交换。石墨的吸收截面低于重水，但价格便宜，又是耐高温材料，可用于非氧化气氛的高温堆中。此外，还可用碳氢化合物、铍等作慢化剂材料。铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可缩小堆芯尺寸，但铍有剧毒、价格昂贵、易产生辐照肿胀，故使用受到限制。 反射层材料 在反应堆活性区周围用来散射从活性区泄漏出的中子，使其改变方向重新回到活性区。对反射层材料的要求与慢化剂相同，要求其散射截面要大，吸收截面要小。因此，好的慢化剂材料也是好的反射层材料。在快中子堆中，大部分裂变由高能中子引起，反射层材料由高质量数的致密物质组成，以使被反向散射进堆芯的中子受到最小的慢化。常用的反射层材料有轻水、重水、石墨、铍、氧化铍、氧化锆等。 结构材料 包括燃料包壳、堆芯构件、反应堆容器、热交换器和主回路管道等所用的材料。其中对包壳材料的性能要求最严。热中子堆的包壳材料一般使用铝合金、镁合金和锆合金。快中子堆包壳材料范围比较宽。铝、镁合金是较早使用的结构材料，由于其熔点低，只能用于低温。锆合金在高温下强度好，在高温纯水中的耐腐蚀性接近不锈钢，而其中子吸收截面却只有不锈钢的1／15，是目前水冷动力堆中广泛使用的结构材料。奥氏体不锈钢在高温下的强度和抗腐蚀性能都很好，且价格比较便宜，也用作燃料元件包壳和其他结构材料。低合金钢和碳钢普遍用于制作核反应堆压力容器。此外，可用作结构材料的还有镍、钛、铌、钒等合金。 控制材料 用于制作核反应堆控制棒的材料。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。控制材料具有吸收截面大、散射截面小等特点。常用的控制材料有硼、镉、铪和某些稀土元素及其合金。硼不仅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量范围较宽，一般以碳化硼或硼钢作为控制材料。镉的热中子吸收截面比硼高，但对超热中子的吸收截面小，一般制成银铟镉合金用于水冷堆。铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体，特别适用于水冷堆。但铪稀缺、昂贵，因而使用受到限制。 屏蔽材料 用于衰减反应堆芯中产生的各种射线的材料。反应堆产生的辐射中，危害最大的是穿透力大的中子和γ射线。屏蔽材料必须能够衰减γ射线，并使快中子减速而被吸收。常用的屏蔽材料由含有重元素（如铅）、轻元素（如水中的氢）以及中子吸收剂（如硼）的材料组成。加有重晶石或铁矿石的混凝土也是常用的屏蔽材料。 取自" >
以上就是关于怎样建造核反应堆全部的内容，包括:怎样建造核反应堆、核反应堆的组成结构、核反应堆是什么意思等相关内容解答，如果想了解更多相关内容，可以关注我们，你们的支持是我们更新的动力！
