反应

　　更多了解····莱特.莱德···根据水泥窑氮氧化物的形成机理，水泥窑降氮减排的技术措施有两大类：一类是从源头上治理。控制煅烧中生成NOx。其技术措施：①采用低氮燃烧器;②分解炉和管道内的分段燃烧，控制燃烧温度;③改变配料方案，采用矿化剂，降低熟料烧成温度。另一类是从末端治理。控制烟气中排放的NOx，其技术措施：①“分级燃烧+SNCR”，国内已有试点;②选择性非催化还原法(SNCR)，国内已有试点;③选择性催化还原法(SCR)，欧洲只有三条线实验;③SNCR/SCR联合脱硝技术，国内水泥脱硝还没有成功经验;④生物脱硝技术(正处于研发阶段)。总之，国内开展水泥脱硝，尚属探索示范阶段，还未进行科学总结。各种设计工艺技术路线和装备设施是否科学合理、运行可靠的脱硝效率、运行成本、水泥能耗、二次污染物排放有多少等都将经受实践的检验。　　选择性非催化还原技术(SNCR)选择性非催化还原法是一种不使用催化剂，在 850～1100℃温度范围内还原NOx的方法。最常使用的药品为氨和尿素。　　一般来说，SNCR脱硝效率对大型燃煤机组可达 25%～40% ,对小型机组可达 80%。由于该法受锅炉结构尺寸影响很大，多用作低氮燃烧技术的补充处理手段。其工程造价低、布置简易、占地面积小，适合老厂改造，新厂可以根据锅炉设计配合使用。　　选择性催化还原技术(SCR)SCR 是目前最成熟的烟气脱硝技术, 它是一种炉后脱硝方法, 最早由日本于 20 世纪 60~70 年代后期完成商业运行, 是利用还原剂(NH3, 尿素)在金属催化剂作用下, 选择性地与 NOx 反应生成 N2 和H2O, 而不是被 O2 氧化, 故称为“ 选择性” 。世界上流行的 SCR工艺主要分为氨法SCR和尿素法 SCR 2种。此 2种方法都是利用氨对NOx的还原功能 ,在催化剂的作用下将 NOx (主要是NO)还原为对大气没有多少影响的 N2和水 ,还原剂为 NH3。在SCR中使用的催化剂大多以TiO2为载体，以V2O5或V2 O5 -WO3或V2O5-MoO3为活性成分，制成蜂窝式、板式或波纹式三种类型。应用于烟气脱硝中的SCR催化剂可分为高温催化剂(345℃～590℃)、中温催化剂(260℃～380℃)和低温催化剂(80℃～300℃)， 不同的催化剂适宜的反应温度不同。如果反应温度偏低，催化剂的活性会降低，导致脱硝效率下降，且如果催化剂持续在低温下运行会使催化剂发生永久性损坏;如果反应温度过高，NH3容易被氧化，NOx生成量增加，还会引起催化剂材料的相变，使催化剂的活性退化。国内外SCR系统大多采用高温，反应温度区间为315℃～400℃。优点：该法脱硝效率高，价格相对低廉，广泛应用在国内外工程中，成为电站烟气脱硝的主流技术。缺点：燃料中含有硫分, 燃烧过程中可生成一定量的SO3。添加催化剂后, 在有氧条件下, SO3 的生成量大幅增加, 并与过量的 NH3 生成 NH4HSO4。NH4HSO4具有腐蚀性和粘性, 可导致尾部烟道设备损坏。 虽然SO3 的生成量有限, 但其造成的影响不可低估。另外,催化剂中毒现象也不容忽视。　　活性炭吸附配合使用　　电子束脱硝新技术

没啥影响的。氨气的量占比很小，温度高低对脱硝系统温度影响微乎其微。

A．如仅考虑脱硝效率越高，升高温度，脱硝效率先增大后减小，说明升高温度平衡向逆向移动，正反应放热，但如从氨气的浓度变化的角度考虑，升高温度氨气的浓度降低，说明反应向正向移动，则正反应为吸热反应，二者矛盾，不能说明正反应为放热反应，故A错误；B．从图2判断，增大氨气的浓度有助于提高NO的转化率，故B错误；C．从图1判断，脱硝的最佳温度约为925℃，此时脱硝效率最大，故C正确；D．从图2判断，综合考虑脱硝效率和运行成本最佳氨氮摩尔比应为2.0，2.0～2.5时脱硝效率变化不大，故D错误．故选C．

（1）< (2分)（2）+179.8 (2分) （3）NO 2 ＋NO 3 － －e － ＝N 2 O 5 (2分)（4）①Cr 2 O 7 2 － + 6Fe 2+ + 14H + = 2Cr 3+ + 6Fe 3+ +7 H 2 O (2分)②13.44 (2分) 试题分析：（1）要想反应2NO＋2CO 2CO 2 ＋N 2 能够自发进行，则有ΔH—TΔS＜0，该反应为气体物质的量减小的熵减反应，ΔS＜0，则该反应的ΔH＜0；（2）根据盖斯定律：①—②得N 2 (g)＋O 2 (g) 2NO(g)的ΔH＝+179.8kJ?mol －1 ；（3）由题给燃料电池装置图知，NO 2 在负极发生氧化反应，生成N 2 O 5 ,电极反应式为：NO 2 ＋NO 3 － －e － ＝N 2 O 5 ；（4）①用Fe作两极电解含Cr 2 O 7 2- 的酸性废水，阳极电极反应式为：Fe - 2e - =Fe 2+ ，电解过程中Cr 2 O 7 2 － 被还原为Cr 3+ 的离子方程式为Cr 2 O 7 2 － + 6Fe 2+ + 14H + = 2Cr 3+ + 6Fe 3+ +7 H 2 O；②根据题给反应和电子守恒得Cr 2 O 7 2 － 和氧气的关系式：Cr 2 O 7 2 － ——3O 2 ；100L Cr 2 O 7 2- 浓度为0.002mol/L废水中Cr 2 O 7 2- 的物质的量为0.2mol，消耗氧气为0.6mol，标准状况下的体积为13.44L。

SCR是用催化剂降低脱硝反应的活化能，从而在较低温度下200到400℃对氮氧化物还原。而SNCR是在800到1100℃的高温条件下，将氮氧化物还原的。

核电站与原子弹有什么区别?它会不会像原子弹那样发生核爆炸?失控的链式反应会不会使整个电站变成一个大火球，然后冉冉上升，形成一朵硕大无比的蘑菇云?……人们常常会把新闻电影中看到的核武器试验情景与核电站的意外事故联系在一起。出现这样的问题并不意外，因为核能的利用一直沿着两条平行的轨道向前推进。它既可服从战争的需要，又可用于和平的目的。它们之间在技术上有很多相似之处，在工业体系上有密切的内在联系。在一个领域中取得的成就，总可以推动另一领域的进步。因此，普通居民常常将原子弹和核电站混同起来。在核能发展的早期，甚至在这方面极有修养的学者，也没有把两者区别开来。德国著名的原子物理学家海森堡，在1942年初曾要德国政府相信，他们绝对有把握制造出原子弹来。然而法西斯纳粹直到灭亡也没搞清这种武器究竟是什么样的。第二次世界大战结束以后，在德国海格洛赫村的地下实验室里，发现了德国物理学家建造的一座使用重水慢化的反应堆。这座反应堆没有达到临界，因为仅有一吨半天然铀和两吨重水，不足以实现持续的链式反应。这个发现使大家明白了，为什么德国人在理论上首先发现了裂变原因，但在运用方面却让美国人占了先。德国学者的第一个错误，在于他们认为，只有借助重水才能建成以天然铀为燃料的反应堆，而没有想到采用高纯石墨。在那个年代里，纯粹的重水是以升来计算的。德军占领挪威以后，控制了那里的一家重水工厂，并规定该厂每月要向德国提供120升重水。这唯一的重水工厂于1943年2月被挪威的游击队炸毁了。好不容易使它部分地恢复了生产后，同年11月，它又在盟军的大规模空袭中被毁坏。德国学者的第二个失误在于他们认为，新的超级武器——原子弹，就是热中子反应堆或与其相类似的某种装置，却没有考虑到采用美国人那样的原子弹设计：利用高浓铀和快中子。他们一直以为，必须将整个反应堆作为原子弹来投掷。那么，反应堆和原子弹到底有什么区别呢?原子弹是一种空军使用的炸弹。它的爆炸机理是利用重原子核的裂变。就外形、尺寸和重量来说，原子弹和空军所用的普通炸弹没有什么区别。它由装药、引爆装置和金属外壳组成。原子弹的装药是高浓度的铀-235或钚-239，其总量超过临界质量。它们全都放在一个反射层内。在爆炸前，原子炸药分隔成几个部分，每部分质量都小于临界值。在给定的时刻，在普通炸药爆炸力的推动下，原子装药的各部分聚集到一起。由于超过临界质量，刹那间引起链式核反应而发生爆炸。从链式反应开始到发生核爆炸的时间极短，以百万分之一秒计算。因此原子装药各部分的相互聚集是在一瞬间发生的。略有差错就可能导致只有极少量的裂变物质参加反应，原子弹就发挥不出它应有的威力。炸弹的外壳用高强度和难熔的物质制成，这种外壳在核反应的初期可以减少装药的飞散，从而提高它的利用率，增加爆炸的威力。反应堆所用的材料以及它的设计和运行，和原子弹有很大的差别。动力反应堆一般都采用低浓度的二氧化铀作燃料。它分散地布置在一个较大的容器内，与非裂变燃料、慢化剂、冷却剂以及各种惰性的结构材料交织在一起。这里的中子要比原子弹内的中子寿命长得多，因此不具备核武器的那种能量在刹那间释放的特征。由于没有引爆装置，即使反应堆达到瞬发临界而使功率猛增，也会由于材料的膨胀和变形而使堆芯很快解体，核反应便骤然终止，只有少量铀核来得及发生裂变。这不是核爆炸，只不过是一般的热爆炸而已。20世纪50年代中期，美国在一座建在荒原上的热中子反应堆上进行过功率突升试验。他们在0.2秒的时间内，把一根控制棒从反应堆中弹出来，相当于向堆芯引入4％的反应性。这远远超过了瞬发临界的条件。反应堆果然发生了爆炸，但堆芯同时变形，限制了功率的上升。爆炸的结果只是把各种碎片，包括几乎所有的核燃料，散布到反应堆周围110米半径的范围内。从效果上来看，这次爆炸和中等数量化学物质所发生的爆炸相差无几。这个试验证实，热中子反应堆不可能发生类似原子弹那样的核爆炸。

解：2； 由 得 由 得

　　主要两作用：增殖嬗变　　增殖仅利用铀 235 热堆利用铀 238转化钚 239进行反应释放能量　　嬗变裂变反应些寿命害核物质经反应转变些短寿命放射性核素利于废料处理

主要可以有两个作用：增殖和嬗变 增殖是可以不仅利用铀 235 还可以把热中子堆利用不了的铀 238转化为钚 239进行反应释放能量。 嬗变是将裂变反应中的一些长寿命的有害核物质经过反应转变为一些短寿命的放射性核素，有利于对废料的处理。

原子反应堆的导热剂和快中子反应堆的热交换剂是同一个概念. 对于有实验现象的化学反应中,反应速率越快,表现为越剧烈. 无明显现象的实验看不出剧烈程度.

核反应堆，又叫原子能反应堆。是能维持可控制核裂变反应堆，将核能转化为电能、动力的一种反应堆。核反应堆是通过合理布置核燃料，在不添加中子源的前提下使其完成自持链式核裂变的过程。理论上的核反应堆分为三种：核裂变反应堆、核聚变反应堆、核裂变核聚变混合反应堆，不过目前的科学技术只能实现核裂变反应堆。 而核反应堆的用途也多种多样，例如用于科学研究和实验、提供取暖、化工或者海水淡化等工程需要的热量、也有专门用核反应堆来发电的核电站并且大部分的飞机、火箭和潜艇都使用核反应堆来做动力系统。目前最主要的应用方面还是民用核电站和潜艇火箭之类的军用工具动力系统。

长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。

减速剂也称“慢化剂”。它可使快速运动的中子减速成为慢中子或热中子，热中子就能有效地使铀-235发生裂变，减速剂是原子核反应堆中必不可少的物质。优良的减速剂必须具备两种性质：(1)对中子的吸收较少；(2)中子与它的核只要碰撞很少次数就能被减慢到所需要的程度。常用的减速剂有重水、石墨、铍等。一般减速剂均采用较轻的元素或化合物。中子与原子核的弹性碰撞会引起中子运动方向的改变和中子的一部分能量损失（将能量传给原子核），从动量和能量守恒定律出发，可证明，碰撞后质量为M的反冲核的能量为（即反冲核的质量等于中子质量时）α最大为1，反之M与m的差距越大其α值越小。比较轻的物质的原子核的质量更接近中子的质量，因而α值大，减速效果好。

U235没有U238

快中子增值堆的燃料裂变截面小，反应堆体积大，功率不高。热中子反应堆的燃料裂变截面大，反应堆体积相对较小，功率相对较高。研究实验堆包括所有堆型，但是功率非常小，不足以提供航天工程所需的能量。使用反应堆作为航天飞机的动力其经济性要比氢氧混合燃料的经济性低得多，就目前的技术水平而言，都不适用。

【答案】D【答案解析】试题分析：在可控核反应堆中需要给快中子减速，轻水、重水和石墨等常用作减速剂．解：在可控核反应堆中需要给快中子减速，轻水、重水和石墨等常用作减速剂，D正确．点评：了解核反应堆的原理及减速剂的作用．

在核反应堆中，需要使用慢化剂将中子减速成热中子。这是为了满足维持链式反应的需要。慢化剂能够有效地将快中子的速度减慢，使其变为热中子，从而提高反应堆的效率。常用的慢化剂有重水、石墨、铍等。这些慢化剂的原子核大，中子与它们碰撞后能量损失较大，因此能够有效地将快中子减速为热中子。

熔点低，沸点高，热力学性质好，传热快，辐照稳定性好，对堆芯材料影响小，至于截面不太清楚

质量数越大的原子核，平均对数能降增量越小，例如氢核的平均对数能降增量为1.000，快中子慢化到热中子需要18次碰撞，而铀238的平均对数能降增量是0.0085，需要2172次碰撞才能慢化到热中子。平均对数能量增量就是快中子慢化到热中子的过程中平均每一次碰撞传递出去的能量，数值上越大，慢化能力越好。

好高深

现在主要用是有铀235，钚239。

快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。请参考http://baike.baidu.com/link?url=EEFNUjEnCBDtvWCZSuekZcCiVJnj2LzDzlIuc5s_VLthCbjffw-mktQ0BMHqOQXpJUIXUCH7sRc2didk-udz8K

U-238 被快中子轰击，经过两次β衰变，形成 Pu-239之所以叫做快中子反应堆，就是要用大量的快中子轰击 U-238 以产生 Pu-239，如果使用慢化剂，就达不到这个目的了U-235 或者 Pu-239 作为核燃料，无论快中子还是热中子，都能引发裂变。只不过在一般的反应堆里，使用的核燃料一般是低浓缩铀，U-235 只占 3% 左右，如果大量中子被 U-238 而不发生裂变（不再释放中子），会使中子很快耗尽，无法实现自持核反应。通常处理这种问题的方法是使用慢化剂，使快中子减速成为热中子，热中子不易被 U-238 俘获，从而能保存下来，有较大几率击中 U-235 诱发裂变从而释放更多的中子，实现自持式反应

快中子增殖反应堆，是指吸收快中子产生裂变的一种反应堆。快中子增殖反应堆用的核燃料是钚-239，在堆芯周围有一层铀-238，在天然中的含量为99.28％，它本不是裂变元素，不能作为核原料，但在快中子反应堆中，铀-238吸收了钚-239裂变放出的中子后，跃身一变而成为新的钚-239。钚-239核比铀-235核裂变放出的中子多，加上快中子反应堆不需慢化剂，减少了中子被吸收的损失。因此，裂变产生的中子除能维持裂变反应外，多余的中子被铀-238吸收，生成新的钚-239。这就是说，快中子反应堆在使用核燃料的同时，还将热中子堆无法使用的铀-238变成了可利用的核燃料钚-239，而且生成的钚-239比用掉的还多，这叫增殖核燃料。由此可见，采用增殖反应堆的核电站能发出比用热中子反应堆的核电站多得多的电。显然，一座快中子反应堆只要连续运行15～20年，就可以积累起足以装备与自身功率同样大的新反应堆所需要的核燃料，人们赞誉它为核燃料生产工厂。快中子反应堆，不仅能够大大增殖核燃料，还有干净、热效率高等优点，目前，世界上许多国家都在积极发展快中子反应堆。法国建造了“凤凰”快中子堆和“超凤凰”快中子堆，都采用了一体化的池式结构。在埃及神话中，吉祥鸟凤凰每隔500年就会自焚，涅粲然后再复生。“凤凰涅架”就是这个道理，可以说法国人给快中子堆起的名字别有匠心，正符合这一反应堆的特点。该反应堆容器是一个很大的不锈钢池子，直径22米，高10米，壁厚为35～50毫米，堆顶是3米厚的钢和混凝土做成的盖板，在这个钢池子里，除了堆心之外，还放人一回路钠泵、钠一钠热交换器，这就保证放射性钠不会离开反应堆容器。一回路钠由下而上经过核燃料，加热到545℃。然后，再进入钠-钠热交换器。同时，在反应堆容器的外面，还包有一个同样厚度的钢容器。整个装置再装在1米厚的混凝土安全壳内，这样，是重重设防，保险加保险。在1991年世界核电站统计表中，可以找到9座快中子堆核电站，但实际运行的只有4座，法国的“超凤凰”堆便是其中之一。只是，快中子堆由于技术复杂，安全要求高，因而造价极高，投资约是压水堆核电站的5倍。又如，俄罗斯现有四座快中子反应堆在运行，并正在建造80万千瓦功率的快中子反应堆。日本原型快中子反应堆已于1994年建成，经济验证，快中子反应堆将于2004年建造。人们预计，快中子反应堆将会成为未来能源舞台上的重要角色。

什么是 钠冷快中子反应堆快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速成为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。

快中子反应堆的简称，快堆是主要由快中子来引起裂变链式反应的反应堆。在热中子反应堆中，产生的钚－239的数量不足以抵偿消耗的铀－235。只有利用快中子来维持链式反应，使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。快堆可以增大核燃料利用率　　快堆技术　　尽管利用热中子反应堆可以得到巨大的核能，但是，在天然铀中，仅有0.714%的铀同位素——铀－235，能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀同素——铀－238却不能在热中子的作用下发生裂变反应。　　但铀－238在吸收中子后，经过几次核衰变，可以变成另一种可裂变的核材料钚－239。　　快堆中常用的核燃料是钚—239，而钚—239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀－238吸收，又变成钚—239。这就是说，在堆中一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多。反应开始循环持续下去。　　此过程包括 钚—239-----------释放快中子，转变为U235----------快中子击中铀－238-------铀－238转变为钚—239--------钚—239继续放出快中子参与反应　　世界上可经济开采的铀资源只相当于世界石油贮量的1／4。因此，利用原先的热中子反应堆发电无法根本解决人类无限需求的能源问题。且这种热堆，在铀资源的利用上极差，只有1～2%可以用来发电，而其余的98～99%的铀只能被作为废料－贫铀弃置。　　这样，在原子能工业中我们需要找到新的办法来解决这个问题。其中一个方法是，充分利用贫铀；另一个方法是，根本不用铀。这里讲第一种方法。　　在热中子反应堆内，中子的速度要通过慢化剂，实际上就是水，慢化之后打击到目标核U235上，才能引起裂变放出能量，发电时，核燃料U235越烧越少。快中子反应堆不需要慢化剂，它由快中子引发U238转化为Pu239裂变，在发电的同时，核燃料增殖，会越烧越多。但是实际上还是消耗了外部材料U238,使更多的U238参与反应。

快中子增殖反应堆，是指吸收快中子产生裂变的一种反应堆。快中子增殖反应堆用的核燃料是钚-239，在堆芯周围有一层铀-238，在天然中的含量为99.28%，它本不是裂变元素，不能作为核原料，但在快中子反应堆中，铀-238吸收了钚-239裂变放出的中子后，跃身一变而成为新的钚-239。钚-239核比铀-235核裂变放出的中子多，加上快中子反应堆不需慢化剂，减少了中子被吸收的损失。因此，裂变产生的中子除能维持裂变反应外，多余的中子被铀-238吸收，生成新的钚-239。这就是说，快中子反应堆在使用核燃料的同时，还将热中子堆无法使用的铀-238变成了可利用的核燃料钚-239，而且生成的钚-239比用掉的还多，这叫增殖核燃料。由此可见，采用增殖反应堆的核电站能发出比用热中子反应堆的核电站多得多的电。显然，一座快中子反应堆只要连续运行15～20年，就可以积累起足以装备与自身功率同样大的新反应堆所需要的核燃料，人们赞誉它为核燃料生产工厂。快中子反应堆，不仅能够大大增殖核燃料，还有干净、热效率高等优点，目前，世界上许多国家都在积极发展快中子反应堆。

快中子增殖反应堆，是指吸收快中子产生裂变的一种反应堆。快中子增殖反应堆用的核燃料是钚-239，在堆芯周围有一层铀-238，在天然中的含量为99.28％，它本不是裂变元素，不能作为核原料，但在快中子反应堆中，铀-238吸收了钚-239裂变放出的中子后，跃身一变而成为新的钚-239。钚-239核比铀-235核裂变放出的中子多，加上快中子反应堆不需慢化剂，减少了中子被吸收的损失。因此，裂变产生的中子除能维持裂变反应外，多余的中子被铀-238吸收，生成新的钚-239。这就是说，快中子反应堆在使用核燃料的同时，还将热中子堆无法使用的铀-238变成了可利用的核燃料钚-239，而且生成的钚-239比用掉的还多，这叫增殖核燃料。由此可见，采用增殖反应堆的核电站能发出比用热中子反应堆的核电站多得多的电。显然，一座快中子反应堆只要连续运行15～20年，就可以积累起足以装备与自身功率同样大的新反应堆所需要的核燃料，人们赞誉它为核燃料生产工厂。快中子反应堆，不仅能够大大增殖核燃料，还有干净、热效率高等优点，目前，世界上许多国家都在积极发展快中子反应堆。法国建造了“凤凰”快中子堆和“超凤凰”快中子堆，都采用了一体化的池式结构。在埃及神话中，吉祥鸟凤凰每隔500年就会自焚，涅粲然后再复生。“凤凰涅架”就是这个道理，可以说法国人给快中子堆起的名字别有匠心，正符合这一反应堆的特点。该反应堆容器是一个很大的不锈钢池子，直径22米，高10米，壁厚为35～50毫米，堆顶是3米厚的钢和混凝土做成的盖板，在这个钢池子里，除了堆心之外，还放人一回路钠泵、钠一钠热交换器，这就保证放射性钠不会离开反应堆容器。一回路钠由下而上经过核燃料，加热到545℃。然后，再进入钠-钠热交换器。同时，在反应堆容器的外面，还包有一个同样厚度的钢容器。整个装置再装在1米厚的混凝土安全壳内，这样，是重重设防，保险加保险。在1991年世界核电站统计表中，可以找到9座快中子堆核电站，但实际运行的只有4座，法国的“超凤凰”堆便是其中之一。只是，快中子堆由于技术复杂，安全要求高，因而造价极高，投资约是压水堆核电站的5倍。又如，俄罗斯现有四座快中子反应堆在运行，并正在建造80万千瓦功率的快中子反应堆。日本原型快中子反应堆已于1994年建成，经济验证，快中子反应堆将于2004年建造。人们预计，快中子反应堆将会成为未来能源舞台上的重要角色。

快中子增殖反应堆，是指吸收快中子产生裂变的一种反应堆。快中子增殖反应堆用的核燃料是钚-239，在堆芯周围有一层铀-238，在天然中的含量为99.28％，它本不是裂变元素，不能作为核原料，但在快中子反应堆中，铀-238吸收了钚-239裂变放出的中子后，跃身一变而成为新的钚-239。钚-239核比铀-235核裂变放出的中子多，加上快中子反应堆不需慢化剂，减少了中子被吸收的损失。因此，裂变产生的中子除能维持裂变反应外，多余的中子被铀-238吸收，生成新的钚-239。这就是说，快中子反应堆在使用核燃料的同时，还将热中子堆无法使用的铀-238变成了可利用的核燃料钚-239，而且生成的钚-239比用掉的还多，这叫增殖核燃料。由此可见，采用增殖反应堆的核电站能发出比用热中子反应堆的核电站多得多的电。显然，一座快中子反应堆只要连续运行15～20年，就可以积累起足以装备与自身功率同样大的新反应堆所需要的核燃料，人们赞誉它为核燃料生产工厂。快中子反应堆，不仅能够大大增殖核燃料，还有干净、热效率高等优点，目前，世界上许多国家都在积极发展快中子反应堆。法国建造了“凤凰”快中子堆和“超凤凰”快中子堆，都采用了一体化的池式结构。在埃及神话中，吉祥鸟凤凰每隔500年就会自焚，涅粲然后再复生。“凤凰涅架”就是这个道理，可以说法国人给快中子堆起的名字别有匠心，正符合这一反应堆的特点。该反应堆容器是一个很大的不锈钢池子，直径22米，高10米，壁厚为35～50毫米，堆顶是3米厚的钢和混凝土做成的盖板，在这个钢池子里，除了堆心之外，还放人一回路钠泵、钠一钠热交换器，这就保证放射性钠不会离开反应堆容器。一回路钠由下而上经过核燃料，加热到545℃。然后，再进入钠-钠热交换器。同时，在反应堆容器的外面，还包有一个同样厚度的钢容器。整个装置再装在1米厚的混凝土安全壳内，这样，是重重设防，保险加保险。在1991年世界核电站统计表中，可以找到9座快中子堆核电站，但实际运行的只有4座，法国的“超凤凰”堆便是其中之一。只是，快中子堆由于技术复杂，安全要求高，因而造价极高，投资约是压水堆核电站的5倍。又如，俄罗斯现有四座快中子反应堆在运行，并正在建造80万千瓦功率的快中子反应堆。日本原型快中子反应堆已于1994年建成，经济验证，快中子反应堆将于2004年建造。人们预计，快中子反应堆将会成为未来能源舞台上的重要角色。

利用轻子聚变，释放能量

快中子锥

新式反应堆有许多新的设计想法，下方只列出最可能实用化的方案，以中子能量作区分：3种热中子反应堆与3种快中子反应堆。其中，超高温反应堆（VHTR）也是一种具潜力的高效产氢方式，可降低燃料电池成本；快反应堆则是能将长半衰期的锕系元素烧掉，减少核废料，并“滋生更多燃料”。这些新式系统在永续性、安全性、可靠性、经济性、抑制核扩散与物理防护上有大量的改善。 超高温反应堆（VHTR）超高温反应堆（英语：Very high temperature reactor，缩写：VHTR）的设计概念是运用石墨作为减速剂、一次性铀燃料循环、氦气或熔盐作为冷却剂。此设计设想出水口温度可达1000°C，堆芯则可采燃料束或球床式。借由热化学的硫碘循环，反应堆高温可用于产热或产氢制程。超高温反应堆也具有非能动安全系统。第一个实验性VHTR在南非建成（南非球床模组反应堆），但已于2010年2月停止挹注资金。[1]成本提高与难以突破的技术困难，使投资人与消费者踌躇不前。超临界水反应堆超临界水反应堆[注 1]（英语：Supercritical water reactor，缩写：SCWR）[2]使用超临界水作为工作流体。SCWR是以轻水反应堆（LWR）为基础，运作于高温高压环境，采取直接、一次性循环。最初的设想是：采取如同沸水反应堆（BWR）的直接循环。但在改用超临界水作为工作流体后，水便为单一相态，类似压水反应堆（PWR）。SCWR的可运作温度比BWR与PWR还高。由于SCWR具有较高的热效率[注 2]与简单的设计结构，成为倍受关注的新式核反应堆系统。目前SCWR主要目标是降低发电成本。SCWR是以两种科技为基础进一步发展而成：轻水反应堆与超临界蒸气锅炉。前者是世界上大部分商转中的反应堆类型；后者也是常用的蒸汽锅炉类别。液相氟化钍反应堆熔盐反应堆（英语：Molten Salt Reactor，缩写：MSR）是一种反应堆类型，其冷却剂甚至是燃料本身皆是熔盐混和物。这有许多不同细部设计的延伸型，目前也已建造了几个实验原型炉。最初和目前广泛采用的概念，是核燃料溶于氟化物中形成金属盐类，如：四氟化铀（UF4）和四氟化钍（ThF4）。当燃料熔盐流体流入以石墨减速的堆芯内时，会达到临界质量。现行大部分设计是将熔盐燃料均匀分散在石墨基体中，提供低压、高温的冷却方式。液相氟化钍反应堆（英语：Liquid fluoride thorium reactor，缩写：LFTR）是一种热滋生熔盐反应堆，使用钍熔盐作钍燃料循环，可在常压下达到高运作温度，此新式观念已在世界上引起关注。 气冷式快反应堆气冷式快反应堆（英语：Gas-cooled fast reactor，缩写：GFR）是种快中子反应堆。利用快中子、封闭式核燃料循环对增殖性材料进行高效核转换，并控制锕系元素核裂变产物。使用出口温度850°C的氦气冷却，送入直接布雷顿循环的封闭循环气涡轮发电。许多新式核燃料能确保运作于高温中，并控制核裂变产物产出：混和陶瓷燃料、先进燃料微粒或锕系化合物陶瓷护套燃料。堆芯燃料会以针状、盘状集束或柱状分布。钠冷式快反应堆钠冷式快反应堆（英语：Sodium-cooled fast reactor，缩写：SFR）是以另两种反应堆：液体金属快中子增殖反应堆与一体化快反应堆为基础延伸而来。SFR的目的是增加铀滋生钚的效率和减少超铀元素同位素的累积。反应堆设计一个未减速的快中子堆芯将长半衰期超铀元素同位素消耗掉，并会在反应堆过热时中断连锁反应，属于一种非能动安全系统。SFR设计概念是以液态钠冷却、钚铀合金为燃料。燃料装入铁护套中，并于护套层填入液态钠，再组合成燃料束。这种燃料处理方式所遇到的挑战是钠的活性问题，因为钠与水接触会产生爆炸燃烧。然而，使用液态金属取代水作为冷却剂可以减低这种风险。铅冷式快反应堆（LFR）铅冷式快反应堆（英语：Lead-cooled fast reactor，缩写：LFR）是一种以液态铅或铅铋共晶冷却的反应堆设计，采封闭式核燃料循环，燃料周期长。单一堆芯功率约50至150兆瓦，模组可达300至400兆瓦，整座电厂则约1200兆瓦。核燃料是增殖性铀与超铀元素的金属或氮化物合金。LFR以自然热对流冷却，冷却剂出口温度约550°C至800°C。也可利用反应堆高温进行热化学反应产氢。

将大块的立方体的石墨堆砌起来，将核燃料棒插入其中，然后启动反应堆，这样铀235裂变后放出的快中子就会被石墨减速，然后去撞击新的铀235原子核，于是产生链式反应。石墨反应堆其它方面与其他核电站原理一样，只是减速剂不同，其中石墨、重水是公认的最好的减速剂，因为此两种反应堆的效率较高。

在快中子反应堆中，不能使用水来传递堆芯中的热量，因为它会减缓快中子的速度，散热速度不够，钠和钾的合金可用于快中子反应堆作热交换剂，因为它们熔点低，沸点高，热力学性质好，传热快，辐照稳定性好，对堆芯材料影响小

重水反应堆 简称重水堆，是用重水即氧化氘作为慢化剂的核反应堆。重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列为最常用的慢化剂。 轻水反应堆 简称轻水堆，是用轻水即普通的水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆。轻水就是一般的水，被广泛地用于反应堆的慢化剂和冷却剂。轻水反应堆是和平利用核能的一种方式。 浓缩铀和浓缩钚 为满足发展核武器和核动力的需求，一些国家建造了核浓缩厂，以天然铀矿等做原料，运用同位素分离法（扩散法、离心法等）使天然矿石中的同位素分离，提高可裂变元素的丰度，提炼浓缩铀或浓缩钚。浓度高到一定程度的高浓缩钚和高浓缩铀就可以用来制造核武器，因此核浓缩技术是国际社会严禁扩散的敏感技术。

告诉楼主。不是。目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％。但在快堆也就是快中子增殖反应堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。至于国内什么时候有快堆么，有这么一条新闻值得注意一下：中国实验快堆已进入最后安装调试阶段，计划于2011年实现并网发电，2015年建成示范快堆并实现商用。相关网址：

1.压水堆 压水堆是指使用轻水（即普通净化水）作冷却剂和慢化剂，且水在反应堆内保持液态的核反应堆。 2.沸水堆 沸水堆利用轻水作慢化剂和冷却剂，只有一个回路，水在反应堆内沸腾产生蒸汽直接进入汽轮机发电。与压水堆相比，沸水堆工作压力低；由于减少了一个回路，其设备成本也比压水堆低；但这样可能使汽轮机等设备受到放射性污染，给设计、运行和维修带来不便。 3.重水堆 重水堆是以重水（氘和氧组成的化合物）作慢化剂的反应堆。其主要优点是可以直接利用天然铀作核燃料，同时采用不停堆燃料方式；但体积比轻水堆大，建造费用高，重水昂贵、发电成本也比较高。 4.高温气冷堆 高温气冷堆用氦气作冷却剂，石墨作慢化剂，堆芯出口温度较高。高温气冷堆热效率高，建造周期短，系统简单；但堆芯出口温度为850~1000℃甚至更高，对反应堆材料的性能要求也高。 5.快中子反应堆（快堆） 快中子反应堆直接利用快中子引起链式裂变反应所释放的能量进行发电，因此不需要慢化剂、体积小、功率密度大。快堆可使铀利用率提高至60%以上，最大程度的降低核废料，实现放射性废物最小化。但快堆的燃料元件加工及乏燃料后处理要求高，对材料的要求也较苛刻。

快堆堆芯小，功率密度大,热堆中使用的冷却剂——水已不能适应其快速换热、载热的要求,液态金属钠以其优良的热工特性成为快堆的冷却剂。但它在解决快堆冷却问题的同时，也带来了新问题，快堆热工特性对仪表控制系统设计具有较大影响。1、化学反应钠是活泼金属，会与水发生剧烈的化学反应，在空气中时能够燃烧，必须设法防止发生钠泄漏的发生，并能在发生钠泄漏后限制和减轻其后果，因而在快堆中必须设置钠泄漏检测系统，并且对存在钠水界面的蒸汽发生器进行重点在线监测，防止发生钠水反应事故，一旦发生泄漏，启动蒸汽发生器保护系统，防止事故的进一步发展。2、钠的活化特性由于钠容易被活化，一次钠系统带有较强的放射性.因而快堆一般设计成三个回路，比压水堆多一个中间回路(二次钠回路)，这样就增加了热传输的时间，加大了电厂系统的时间常数，使得全厂的协调控制难度增加。3、堆芯温度与热堆相比，快堆具有堆芯温度高，堆芯进出口温差大，堆芯呈矮胖型，冷却剂在堆芯的流程短等特点。相应参数如表1所示.这就使堆芯温度变化限制变得更为突出，因为快速的温度变化对结构材料很不利，因而为防止在堆功率变化时堆芯平均温度和进出口温差变化太大，快堆可采取一回路流量可变运行方式，而不是象压水堆所采取的一回路流量固定运行方式。这样可以避免在功率变化时堆芯温度场出现较大变化，以减轻对堆芯机构材料的热冲击。正是出于此种考虑，国外快堆一般尽可能减少紧急停堆次数，减少保护停堆动作，而堆本身的固有安全特性也为此提供了可行性。由于钠的沸点很高,因而不存在压水堆的偏离泡核沸腾的问题，相对减轻了反应堆保护系统的压力，压水堆堆芯冷却剂出口温度与饱和温度相差只有20℃左右,一旦系统减压或冷却剂温度升高，将出现堆芯沸腾，降低换热效率.造成燃料元件过热，损坏，后果非常严重，因而压水堆花很大精力用于防止冷却剂沸腾,维持堆芯冷却剂保持一定的过冷度。为此设置了超温保护，超功率保护等保护参数，并且要根据具体工况调整这些保护参数整定值，使得保护系统非常复杂，而快堆则不然。快堆一次冷却剂系统基本工作在常压下，钠的沸点很高,常压下沸点按近900℃，而工作温度为500℃左右，存在着300℃以上的过冷度。出现钠沸腾属于极稀有工况,出现这种工况前早已因其它参数越限而引起保护系统动作了。因而保护系统的设计可以不考虑钠沸腾的问题。表 1 热工参数对照表 堆型 堆芯平均温度（℃） 堆芯进出温差（℃） 堆芯尺寸（直径/高） 压水堆（900MW) 300左右 35～40 3.04m/3.66m 快堆 400以上 150左右 　　法国超凤凰 470 150 3.7m/1.0m 俄罗斯БH-600 463.5 173 2.06m/0.75m 中国实验快堆 445 170 0.6m/0.45m 4、堆芯压力压水堆失压后，冷却剂大量蒸发，可能出现堆芯裸露的危险，需要设置专门的安全注入系统为其补水，快堆一次冷却剂系统基本工作在常压下，并且为防止主容器发生泄漏，设置了保护容器，一般不会有堆芯裸露的危险，因而快堆不必设置安全注入系统，也不必专门设置稳压系统。由于压水堆工作在高压下，任何意外的系统减压都将使堆芯发生沸腾和偏离泡核沸腾(DNBR)小于1.3的危险性增加，因而对冷却剂低压必须进行保护，然而压水堆冷停堆状态下，冷却剂处于常压状态，这就需要在反应堆正常的启动和减压过程中，能够闭锁这类保护信号，增加了保护系统的允许和联锁关系的复杂性，快堆冷却剂基本工作在常压下，不涉及减压保护等同题。允许和联锁关系相对简单一些。5、蒸汽发生器由于快堆二回路的压力低于三回路的压力，因而其蒸汽发生器的结构与热堆不同，快堆普遍采用直流式蒸汽发生器，管侧为三回路的汽一水回路，壳侧为二回路的钠。三回路刨空间小，缓冲能力差，对负荷的变化更加敏感,因而快堆蒸汽发生器的保护问题相对突出，对蒸汽旁排系统要求有更快的响应，不能照般压水堆的模式，直流式蒸汽发生器的水位无法直观监测。

快中子反应堆：核电中的一朵奇葩 原子能的释放、控制和利用,是20世纪重大科技成果之一.原子能是原子核裂变产生链式反应释放出的能量,故又称核能.核裂变和链式反应是在原子反应堆中进行的,所以,原子反应堆是核电站的"...

1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。1993年，我国快堆研究进入发展阶段。由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进国外先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，目前设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70%。2005年初，核级钠将进厂,堆本体将进行安装,预计2007年首次临界。2010年7月22日，中国核工业集团宣布，中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）达到首次临界，这意味着我国第四代先进核能系统技术实现重大突破。快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，我们在国家“863”高技术计划领导下，完成了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,目前正在建造,计划2007～2008年临界和并网。第二步，中国原型快堆，电功率约60万千瓦,建议2013年建造，2020年运行,目前正处规划建议阶段。第三步，中国商用验证堆，电功率100万～150万千瓦,建议2018年建造，2025年运行,在此基础上2030年～2035年批量推广大型高增殖快堆。国外快堆的发展已有半个世纪,发展快堆的9个国家美、俄、英、法、日、德、意、印、韩总共建成过21座快堆。目前所有建造快堆的国家为了未来大规模核能的发展，均不同程度地开始研究用快堆来焚烧热堆产生的放射性废物，使核能变成更加清洁的能源，同时也开展一些新型快堆的预研。需要大规模发展核能来替代常规能源的国家,必然要发展快堆和相应的闭式燃料循环,将铀资源用好、用尽。如果热堆发展已有一定规模，就应考虑首先用快堆、继而用更有效的加速器驱动次临界快堆将长寿命废物尽量焚烧掉，让需要地质深埋的废物尽量减少。 由于快中子增值反应堆中的核反应会产生核武器的重要原料钚-239，因而有较大的核武器扩散风险。

快堆的物理特性对仪表控制系统的影响快堆利用重核元素(铀或钚)吸收快中子裂变释放能量，其物理设计与热堆差异很大，致使其仪表控制系统也有别于热堆仪表控制系统。1、动态参数快堆与热堆相比，堆芯富集度高.能谱硬,多普勒效应比热堆小，而且快堆缓发中子份额小，中子代时间短，这些对快堆控制来说是不利的，要求快堆控制系统有更好的瞬态响应特性。2、毒物效应在快堆中，热中子几乎是不存在的因此在热堆设计中十分关键的热中子吸收截面高的材料在快堆中几乎并不显得那么重要，象“核”那样的裂变产物,相对来说是不重要的，快堆没有氙中毒问题.快堆堆芯小，快中子平均自由程比热中子长，因此快堆堆芯耦台得比热堆更紧密，不存在区域不稳定问题.因而在快堆中不必考虑功率分布波动的控制阀题，也不必象压水堆那样进行堆芯功率分布的测量，从这个意义上说对简化仪表控制系.统设计是有益的。3、反应性控制由于快堆采用钠作冷却剂，无法使用仞如硼酸等可溶性毒物来控制反应性，一般采取单一的控制棒控制反应性方式,因而必须设置两套独立的控制棒停堆系统，以保证冗余和安全。4、仪表效率目前的核测仪表均为对热中子敏感，检测快中子的效率相对较低,因而要求合理考虑板测仪表的设置和灵敏度问题。现状 2010年7月21日，中国核工业集团公司今日在北京宣布：由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。这是中国核电领域的重大自主创新成果，意味着中国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此，中国成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的我国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）今天达到首次临界。中核集团公司党组成员、副总经理、中国实验快堆领导小组组长杨长利表示，这意味着中国第四代先进核能系统技术实现了重大突破，成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。 杨长利介绍，快中子反应堆代表了第四代核能系统的发展方向，其形成的核燃料闭合式循环，可使天然铀资源利用率从压水堆的约1%提高至60%以上，同时还能让核废料充分燃烧，减少污染物质的排放，实现放射性废物最小化。由于利用率的提高，相对较贫的铀矿也有了开采的价值，这将使世界可采铀资源增加千倍。发展和推广快堆，因此被认为从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。据了解，目前中核集团已初步建立起钠冷快堆技术的研发体系和标准规范体系，全面掌握了快堆物理、热工、力学以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利。值得一提的是，实验快堆有近200多个系统，设备达7000多台套。国产化率达到70%以上。在工程设计方面，实验快堆也取得了多方面突破：在世界上首次采用了非能动事故余热排出系统；自主完成了反应堆换料系统设计。作为国家863计划重大项目，中国实验快堆是中核集团第四代核能技术研发的重点，该堆采用已在美、法、俄、日等国家有多堆运行经验的钠冷快堆技术，其热功率为65兆瓦，电功率20兆瓦。建造实验快堆是中国快堆发展第一步。杨长利同时表示，未来中核集团将加快推进第四代核电机组——中国示范快堆的建造，推动中国铀钚混合燃料制造技术等配套技术的发展。 2011年7月22日上午10时，我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆成功实现并网发电。这一国家863计划重大项目目标的全面实现，标志着列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破，也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出重要一步。快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的主力堆型。中国实验快堆是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一步。该堆采用先进的池式结构，核热功率65兆瓦，实验发电功率20兆瓦，是目前世界上为数不多的大功率、具备发电功能的实验快堆，其主要系统设置和参数选择与大型快堆电站相同。实验快堆充分利用固有安全性并采用多种非能动安全技术，安全性已达到第四代核能系统要求。据中国实验“快堆”总工程师徐銤介绍，“与前几代核能系统比，‘快堆"的安全性好、废料少，优势十分明显。虽然我国在发展“快堆”方面比一些发达国家晚了一步，但我们在学习国外技术的基础上进行改进，在管理方法、安全性上都有提高。”徐銤说，由于“快堆”采用了先进的非能动事故余热排出系统，日本福岛核电站发生的堆芯熔化事故，在“快堆”身上不会发生。中国核工业集团公司相关负责人介绍，以快堆为牵引的先进核燃料循环系统具有两大优势：一是能够大幅提高铀资源利用率，可将天然铀资源的利用率从目前在核电站中广泛应用的压水堆的约1%提高到60%以上。二是可以嬗变压水堆产生的长寿命放射性废物，实现放射性废物的最小化。快堆技术的发展和推广，对促进我国核电可持续发展和先进燃料循环体系的建立，对核能的可持续发展具有重要意义。该项目由科技部、国防科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。多年来，原子能院组织国内相关大学、研究院和企业等数百家单位并大力开展国际合作，经过不断创新探索和协作攻关，先后完成了研究、设计、建造、调试，2009年5月开始系统热调试，2010年7月21日实现首次核临界。在长达20多年的实验快堆研发过程中，我国全面掌握了快堆技术，取得了一大批自主创新成果和专利，实现了实验快堆的自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理，形成了完整的研发能力，并培养了一批优秀的技术人才队伍。作为总工程师，徐銤带领着团队，从预先研究、概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试，一手缔造了中国第一个“快堆”。长达11年的建设过程中，他们先后完成设计文件5000多册，调试技术文件600多册，运行维保规程600多册、各类研究报告1200多个，开展设计验证近53项，调试试验1000多项。作为一个全新的重大科学工程，徐銤和他的科研团队始终坚持自主创新，并加强国际合作，取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果，申请了百余项专利，设备国产化率高达70%，为我国“快堆”发展打下了坚实的基础。

行波堆也是裂变堆，属于快堆的一种。聚变是氢的同位素D和T发生核反应生成He，同时释放出能量，行波堆中没有这个核反应

恩，中子轰击钚-239就是普通裂变反应，生产两个较小的原子核。铀-238变成可用燃料钚-239是由快中子导致的。铀-238吸收一个中子，变成铀-239，连续两次贝塔衰变，变成钚-239.

容易发生裂变的核有233U、235U、239Pu，而自然界中只有235U，且含量很低。但是自然界中的238U、232Th储量比较丰富！为提高核燃料的利用率就可以用快中子增殖堆使238U转化为239Pu，使232Th转化为233U。使用快中子的原因是燃料在快中子作用下发生裂变产生的中子比较多，除了维持裂变反应外还有剩余的中子使可裂变核U238或Th232发生反应转化成易裂变核Pu239或U233。增殖反应的方程式如下：238U ＋ n → 239U → 239Np → 239Pu232Th ＋ n → 233Th → 233Pa → 233U快中子增殖堆使用快中子谱，因此不要慢化剂，冷却剂使用液态金属，因其核质量较大，不产生慢化。常用的是液态钠。快中子堆还有另外一个重要作用，就是焚烧！它可以利用快中子将热中子反应堆中产生的长寿命放射性元素烧掉，减少对环境的污染与对后代的威胁。因此发展快堆是有意义的。

快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。为什么要这样呢，是因为裂变材料对中子的吸收作用有所不同的原因，同城反应堆的核燃料是几个％铀-235浓缩铀，裂变燃料里面的成分是铀－235和铀－238，通常的反应堆里面它的大部分成分是铀－238，只有少量的是铀-235，铀－235才能发生裂变反应，铀－238不会发生裂变反应，但是铀－238对高速中子的捕获概率要大于铀-235，如果中子的再生的量由于铀－238的吸收而降低，就会破坏链式反应的继续，所以为了降低铀－238对中子的吸收，就采用中子慢化剂降低中子的速度。快中子反应堆是一种特殊的反应堆，它没有中子慢化剂，它利用了铀-238对高速中子（快中子）的吸收率高的特征，来生产增值核燃料，铀－238吸收一个中子之后，经过两次β衰变，成为钚-239，这是一种新的裂变元素，产生增值效应，快中子反应堆就是用来生产增值核燃料的。为了避免链式反应因为铀-238对中子的吸收而不能持续下去，快中子反应堆使用了较高浓度的浓缩铀，铀-235的含量在几十个％。

快中子增殖反应堆，是指吸收快中子产生裂变的一种反应堆。快中子增殖反应堆用的核燃料是钚-239，在堆芯周围有一层铀-238，在天然中的含量为99.28％，它本不是裂变元素，不能作为核原料，但在快中子反应堆中，铀-238吸收了钚-239裂变放出的中子后，跃身一变而成为新的钚-239。钚-239核比铀-235核裂变放出的中子多，加上快中子反应堆不需慢化剂，减少了中子被吸收的损失。因此，裂变产生的中子除能维持裂变反应外，多余的中子被铀-238吸收，生成新的钚-239。这就是说，快中子反应堆在使用核燃料的同时，还将热中子堆无法使用的铀-238变成了可利用的核燃料钚-239，而且生成的钚-239比用掉的还多，这叫增殖核燃料。由此可见，采用增殖反应堆的核电站能发出比用热中子反应堆的核电站多得多的电。显然，一座快中子反应堆只要连续运行15～20年，就可以积累起足以装备与自身功率同样大的新反应堆所需要的核燃料，人们赞誉它为核燃料生产工厂。快中子反应堆，不仅能够大大增殖核燃料，还有干净、热效率高等优点，目前，世界上许多国家都在积极发展快中子反应堆。法国建造了“凤凰”快中子堆和“超凤凰”快中子堆，都采用了一体化的池式结构。在埃及神话中，吉祥鸟凤凰每隔500年就会自焚，涅粲然后再复生。“凤凰涅架”就是这个道理，可以说法国人给快中子堆起的名字别有匠心，正符合这一反应堆的特点。该反应堆容器是一个很大的不锈钢池子，直径22米，高10米，壁厚为35～50毫米，堆顶是3米厚的钢和混凝土做成的盖板，在这个钢池子里，除了堆心之外，还放人一回路钠泵、钠一钠热交换器，这就保证放射性钠不会离开反应堆容器。一回路钠由下而上经过核燃料，加热到545℃。然后，再进入钠-钠热交换器。同时，在反应堆容器的外面，还包有一个同样厚度的钢容器。整个装置再装在1米厚的混凝土安全壳内，这样，是重重设防，保险加保险。在1991年世界核电站统计表中，可以找到9座快中子堆核电站，但实际运行的只有4座，法国的“超凤凰”堆便是其中之一。只是，快中子堆由于技术复杂，安全要求高，因而造价极高，投资约是压水堆核电站的5倍。又如，俄罗斯现有四座快中子反应堆在运行，并正在建造80万千瓦功率的快中子反应堆。日本原型快中子反应堆已于1994年建成，经济验证，快中子反应堆将于2004年建造。人们预计，快中子反应堆将会成为未来能源舞台上的重要角色。

高锰酸钾和对乙酰氨基酚反应的原理反应后生成的对氨基酚的与碱性萘酚发生重氮反应。根据查询相关公开信息显示：乙酰氨基酚是乙酰苯胺类解热镇痛药，又名扑热息痛。为白色结晶或结晶性粉末，高锰酸钾和对乙酰氨基酚反应的原理反应后生成的对氨基酚的与碱性萘酚发生重氮反应。

2KAl(SO4)2+6H2O=K2SO4+2Al(OH)3↓+3H2SO4

KAL(SO4)2+2BA(OH)2=BASO4+AL(OH)3+KOH

参加PCR反应的物质主要有五种即：引物、酶、dNTP、模板和缓冲液。1、引物有多种设计方法，由PCR在实验中的目的决定，但基本原则相同。PCR所用的酶主要有两种来源：Taq和Pfu，分别来自两种不同的噬热菌。其中Taq扩增效率高但易发生错配。Pfu扩增效率弱但有纠错功能。所以实际使用时根据需要必须做不同的选择。2、酶一般是DNA水解酶和DNA聚合酶，DNA水解酶用于切断磷酸二酯键的酶，这些酶使糖磷酸酯主链上的磷酸二酯键水解。3、模板即扩增用的DNA，可以是任何来源，但有两个原则，第一纯度必须较高，第二浓度不能太高以免抑制4、在PCR反应中,使用低dNTP浓度,可减少非靶位置启动和延伸时的核苷酸错误掺入。一般可根据靶序列的长度和组成来决定最低dNTP浓度。例如在100μl的反应体系中,4种dNTP的浓度为20μmol/L,可基本满足合成2.6μg DNA或10pmol/L的400bp序列。5、缓冲液的成分最为复杂，除水外一般包括四个有效成分：缓冲体系，一般使用HEPES或MOPS缓冲体系；一价阳离子，一般采用钾离子，但在特殊情况下也可使用铵根离子；二价阳离子，即镁离子，根据反应体系确定，除特殊情况外不需调整。参考资料来源：百度百科-聚合酶链式反应参考资料来源：百度百科-dNTP

根据量的不同,反应的离子方程式不同. Ba（OH）2不足 3Ba2+＋6OH-＋2Al3+＋3SO4 2-＝3BaSO4＋2Al(OH)3 Ba（OH）2过量 2Al（OH）3＋2OH-＋Ba2+＋SO4 2-＝2AlO2-＋BaSO4＋4H2O

kAl(SO4)2====K+ +Al3+ +2SO42- Al3+ +3H2O ====Al(OH)3胶体 +3H+ 水解 生成白色胶状物.

（1）KAl（SO4）2少量，氢氧化钡过量 Al^(3+)+2SO4^(2-)+4OH-+2Ba^(2+)=2BaSO4+AlO2-+2H2O （2）Ba（OH）2少量，硫酸铝钾过量 3Ba^(2+)+6OH-+3SO4^(2-)+2Al^(3+)=2Al(OH)3+3BaSO4 （3）沉淀质量最大，硫酸根离子恰好生成沉淀 Al^(3+)+2SO4^(2-)+4OH-+2Ba^(2+)=2BaSO4+AlO2-+2H2O （4）沉淀物质的量最大，铝离子恰好生成沉淀 Al^(3+)+1.5SO4^(2-)+3OH-+1.5Ba^(2+)=1.5BaSO4+Al(OH)3

KAL(SO4)2与Ba（OH）2的比例为1/1.5时这时钡离子完全沉淀，生成硫酸钡铝离子恰好生成氢氧化铝沉淀，而且不会再因为氢氧根过量而消失

没看明白你要问的是什么...KAl(SO4)2溶液与Ba(OH)2溶液反应的实质是Al3+与OH-、Ba2+与SO42-之间的离子反应，如下：Al3+ + 4OH- ====AlO2- + H2O（Al3+ + 3OH- ==== Al(OH)3↓，Al(OH)3 + OH- ==== AlO2- + 2H2O）；Ba2+ + SO42- ====BaSO4↓。由于以上反应都有特定的比例关系，因此两个离子反应也不是彼此独立的，所以不能认为最大沉淀量为Al(OH)3和BaSO4的最大沉淀量之和。因为当BaSO4完全沉淀时，Al(OH)3沉淀也溶解了。我推荐你看看下面网址总结的：KAl(SO4)2溶液与Ba(OH)2溶液反应的物质的量的变化和质量的变化的图象分析。总结的很好，对这种问题的多种问法基本上都做出了分析。

注意反应生成Al(OH)3和BaSO4，等物质的量反应的话Ba(OH)2中的Ba2+和OH-相对于KAl(SO4)2中的Al3+和SO4 2-来说都是不足的，所以可以先写成带分数的物质，最后再通分KAl(SO4)2 + Ba(OH)2 → BaSO4↓ + 2/3Al(OH)3 溶液中剩余1/3Al3+ + K+ + SO4 2-，以6Al2(SO4)3和K2SO4形式存在，可写成1/6Al2(SO4)3 + 1/2K2SO4总的就是KAl(SO4)2 + Ba(OH)2 → BaSO4↓ + 2/3Al(OH)3 + 1/6Al2(SO4)3 + 1/2K2SO4通分后6KAl(SO4)2 + 6Ba(OH)2 → 6BaSO4↓ + 4Al(OH)3 + Al2(SO4)3 + 3K2SO4

主要是铝离子水解的方程式。

1.2Al3+ +3SO42- +3Ba2+ +6OH-=2Al(OH)3↓+3BaSO4↓ 沉淀是5摩尔,但质量小. 2.2Al3+ +4SO42-+4Ba2+ +8OH-=4BaSO4↓+2AlO2-+4H2O 等量的KAl(SO4)2与氢氧化钡反应,沉淀的物质的量小,但质量最大.

生成氢氧化铝，硫酸和硫酸钾

化学方程式 2KAl(SO4)2 + 6NH3·H2O = K2SO4 + 2Al(OH)3↓+ 3(NH4)2SO4 离子方程式 Al3+ + 3NH3·H2O ＝ Al(OH)3↓＋ 3NH4+

原则上来讲是可以像楼上这样的,但是对于实际问题又有不同的情况 比如楼主举例的Ba(OH)2,这里面会发生多个反应(若写离子方程式比较直观): (Ba 2+)+(SO4 2-)=BaSO4↓ (Al 3+)+3(OH-)=Al(OH)3↓ 而且由于氢氧化钡是强碱,因此可能发生2Al(OH)3+Ba(OH)2=Ba(AlO2)2+4H2O 所以综合起来需要考虑过量或少量的问题. (一)若要耗尽SO4 2-: KAl(SO4)2+2Ba(OH)2=2BaSO4↓+KAlO2 【方法:先写出KAl(SO4)2,若要耗尽其中的SO4 2-,就需要两个Ba 2+,因此Ba(OH)2前配2,生成2个BaSO4;而此时Al 3+与OH -比例1:4,碱已过量,因此变为偏铝酸根离子,加上K +变为KAlO2.可以看出,这里Al 3+恰好全部变为AlO2 -,因此若要使Al 3+全部变为AlO2 -,也是这个反应】 (二)若要全部沉淀Al 3+: 2KAl(SO4)2+3Ba(OH)2=2Al(OH)3↓+3BaSO4↓+K2SO4 【方法：类似前面,先配好Al 3+与OH-的1：3比例,再顺次配好其他物质】 相应的,与氨水的反应也类似且更简单,因为没有硫酸钡沉淀的情况,且氨水是弱碱,所以不必考虑氢氧根过量的问题

如果是氢氧化钡过量:KAl(SO4)2+2Ba(OH)2==2BaSO4(沉淀)+KAlO2，如果是KAl(SO4)2过量:6KAl(SO4)2+3Ba(OH)2==3BaSO4(沉淀)+3K2SO4+2Al2(SO4)3+2Al(OH)3(沉淀)如果按特殊比例写，还可以写出很多

KAl(SO4)2 与氨水反应不管少量还过量反应的化学方程式是一样的.因为生成的氢氧化铝不溶于弱碱,只能溶于强碱,所以反应的化学方程式为： 2KAl(SO4)2 + 6NH3·H2O = K2SO4 + 2Al(OH)3↓+ 3(NH4)2SO4 离子方程式为： Al^3+3NH3·H2O = 3NH4^+ + 2Al(OH)3↓ 注：氨水的化学式为：NH3·H2O ,不能拆开写.写离子方程式时,NH3·H2O也不能拆开写,因为NH3·H2O 是弱电解质. 希望我的回答能对你的学习有帮助!

会生成氢氧化铝沉淀 Al3++3OH-==AL(OH)3,5,会生成氢氧化铝j胶体 Al3++3OH-==AL(OH)3 可用来净水,2,Al3++3H2O======Al(OH)3+3H+ 水解反应，Al(OH)3不是沉淀，是胶体，具有吸附性,2,会生成氢氧化铝沉淀 Al3++3OH-==AL(OH)3 对的,0,

液压传动的工作原理是：利用液体的压力传递运动和动力。先利用动力元件将原动机的机械能转换成液体的压力能，再利用执行元件将体液的压力能转换为机械能，驱动工作部件运动。以上就是液压传动的工作原理。一个完整的、能够正常工作的液压系统，应该由以下五个主要部分来组成：1.动力装置:它是供给液压系统压力油，把机械能转换成液压能的装置。最常见的是液压泵。2.执行装置：它是把液压能转换成机械能的装置。其形式有作直线运动的液压缸，有作回转运动的液压马达，它们又称为液压系统的执行元件。3.控制调节装置：它是对系统中的压力、流量或流动方向进行控制或调节的装置。如溢流阀、节流阀、换向阀、截止阀等。4.辅助装置：例如油箱，滤油器，油管等。它们对保证系统正常工作是必不可少的。5.工作介质：传递能量的流体，即液压油等。

　　你好，大棚升温剂是新一代温室大棚升温发酵助剂(秒腐剂)，又称秸秆反应堆发酵菌，由乐贝丰生物科技研发。其工作原理是充分利用功能微生物的发酵腐熟及分解降解作用，将秸秆转化为作物所需要的有机及无机营养,释放热量，提高地温及棚温，并释放二氧化碳肥料，同时产生相应生物防病抗病效应，最终获得高产、优质、无公害农产品的一种新型生物工程技术产品。下面我来介绍下如何使用：1、开沟：整地施肥以后，在要起陇的地方挖宽0.4米、深0.3米的下料沟；2、铺秆：将玉米秸秆均匀放入沟内，厚度以高出沟沿10CM为准，沟两端秸秆各出槽10CM，以便于灌水；3、撒菌：用2%的尿素水溶液喷施表面秸秆（或用10%农家肥代替），然后按照1公斤大棚升温剂兑拌10公斤米糠或麦麸的比例混拌均匀，撒施在秸秆上。4、覆土：将原来开沟挖出的土回盖到秸秆上，约厚10-15CM。然后覆膜，防止水分蒸发；5、灌水：顺地势较高的一方灌水入沟，秸秆吸水饱和，覆土有水洇湿为止。6、打孔：发酵约3天后，用直径3CM的钢筋在发酵堆上打孔，孔距20CM，斜向穿透秸秆层，利于通气，释放二氧化碳。15日后进行播种或定植，其他种植管理照常规进行。

也许是吃到假的了吧！

刚开始吃,一天一颗,多喝开水,拉不拉肚子看个人体质,如果拉肚子正常说明你吸收好,我才开始吃的时候也是这样连续吃第三天我就好了,祝你不便秘,减肥成功哦!

拉肚子啊，酵素梅就是泻药，酵素梅是用泻药泡成的，有效成分就是泻药建议别吃了，不健康的吃了会伤害身体还白花钱买了。小小的酵素梅处理泻药成分和添加剂成分没有这些的话根本起不了什么作用。就是含有了这些不良的添加剂才会有成效的。要排便排毒的话建议用“biohouse便卜”这个是来自日本的一款保健品，是健康安全的保健品。关爱健康，珍惜生命。

亲你便秘？

加浓HCl利于形成（AuCl4）-，降低Au的还原电位，提高硝酸的氧化电位，使反应正向进行即提高Au的还原性，提高硝酸的氧化性

复分解反应

造纸废水CODcr较高，单单用水解酸化的话并不可行，按照COD负荷计算水解酸化池的体积时，你会发现水解酸化池大得离谱，所以会结合完全厌氧方式处理高浓度废水。UASB反应器颗粒状污泥较难培养，而且厌氧污泥一旦培养好，其适应能力较强，需要注意的是在北方地区要考虑到水温对厌氧菌的影响。总之水解酸化处理工艺难度不大，培菌也较容易，运行时对工作人员的要求要也不高，总之设计是要综合考虑！通常COD在2000左右的用水解酸化比较合适，上到5000了建议用UASB了！还有一个是水量问题，水量小的话建议你不要用UASB了~~

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水中有机物为复杂结构时，水解酸化菌利用H2O电离的H+和-OH将有机物分子中的C-C打开，一端加入H+，一端加入-OH，可以将长链水解为短链、支链成直链、环状结构成直链或支链，提高污水的可生化性。水中SS高时，水解菌通过胞外粘膜将其捕捉，用外酶水解成分子断片再进入胞内代谢，不完全的代谢可以使SS成为溶解性有机物，出水就变的清澈了。

水解酸化反应池和水解酸化沉淀池是废水处理系统中常用的两种处理装置，虽然它们都是通过水解和酸化反应来处理废水，但是二者还是存在一些明显的区别。首先，从反应时间上看，水解酸化反应池的停留时间要比水解酸化沉淀池短。在水解酸化反应池中，厌氧微生物通过代谢废水中有机物质，在没有氧气的条件下将其分解产生甲烷等气体；而在水解酸化沉淀池中，由于要考虑到沉淀的形成，因此需要相对较长的停留时间，以使得污泥颗粒有足够的时间沉淀并与水进行分离。其次，从占地空间上看，水解酸化沉淀池通常需要更大的面积。这是因为，水解酸化沉淀池在处理含铁、含铜等金属元素的废水时，会生成难以降解的沉淀物，需要通过后续的处理步骤或者直接排放到固体废弃物处理设施，并需要合理安排存放、处置区域，增加了系统对土地资源的占用。最后需要说明的是，水解酸化反应池和水解酸化沉淀池虽然有一定区别，但在实际环保工程实践中往往根据具体情况而选择使用不同的处理方式。

（1）B（2）O 2 + 4e 一 + 2 H 2 O = 4OH 一 （3）① ②1 试题分析：（1）根据题目中所给的信息：能设计成原电池的反应通常是放热反应可排除A，又因为能设计原电池的反应必须是氧化还原反应，所以选择B选项。（2）在碱性溶液中正极反应为：O 2 + 4e 一 + 2 H 2 O = 4OH 一 。（3）①电解硫酸铜溶液，电解的化学反应方程式为： ②电解CuSO 4 溶液和NaCl混合溶液阴极的反应为：Cu 2+ +2e - =Cu,阳极反应为：2Cl - -2e - =Cl 2 ↑，而气体一共是672 mL，为0.03mol，如果全部都是氯气，则氯离子需要0.06mol，但是题目中氯化钠为0.04mol，所氯离子不足，最多提供0.04mol氯离子，所以最多生成0.02mol的氯气，剩下的0.01mol的气体则是氧气的体积，当氯离子放电完后，氢氧根离子放电。要生成0.01mol氧气，根据电极反应式，则需要0.04mol的氢氧根离子，所以溶液中由水电离出的氢离子也是0.04mol，浓度为0.1mol/L，PH=1。点评：本题细致地考查了电解池与原电池，每一个小题中涉及的都是电解池与原电池的常规重点知识，学生需要熟练掌握，在最后一个小题PH的计算中，关键是要分析清楚放电顺序，才能解答。

电极材料本身或者电极上附着的物质的失电子能力，也就是还原性较强的即为负极。当然有些时候还要结合电解质溶液的酸碱性等因素来看。比如将Zn与Cu浸入稀硫酸，并用导线将外电路相连，较活泼的Zn为负极。而将Mg与Al浸入NaOH溶液，并用导线将外电路相连，则Al为负极（因Al在NaOH溶液中更容易失去电子）。 将惰性电极浸入NaOH溶液，在两个电极上分别通H2和O2，则通H2的一极为负极。

电解液 是盐酸，铁就是负极，如果电解液是 浓硝酸 ，那铜就是负极

A、氯碱工业中，X电极连接电源正极，为电解池的阳极，溶液中的氯离子失电子生成氯气，2Cl--2e-=Cl2↑，故A错误；B、电解精炼铜时，粗铜做阳极含有铁、锌、镍等活泼金属，精铜做阴极，电解过程中电子守恒，溶液中的铜离子浓度减少，故B错误；C、在铁片上镀铜时，铁片做阴极为Y电极，铜做阳极为X电极，故C错误；D、金属镁是电解熔融的氯化镁，镁阴极得到电子析出，水溶液中镁离子不放电，故D正确；故选D．