二十世纪，法国建造的“凤凰”快中子堆和“超凤凰”快中子堆有什么建造的特点？

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。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％。

　　从自然界铀矿获得的纯天然铀中，能够被热中子轰击发生裂变反应的铀-235仅占0.71%，而另外有99.27%的铀-238被热中子轰击并不产生裂变反应。也就是说1000个铀原子中只有7个可用作核电站通常使用的轻水堆（压水堆和沸水堆）的燃料，这一过程还会产生含大量钚-239和铀-238的核废料。同时有限的铀-235资源还有一些除作燃料以外的重要用途。　　而快堆，恰好是一种主要需求钚-239和铀-238作为燃料的新型核反应堆。正好可以用来解决压水堆等产生的“核废料”问题，实现燃料的完整循环利用。因此，它会成为压水堆的理想搭档。如果匹配发展，并封闭核燃料循环可将燃料铀-235资源的利用率从1～2％提高到60～70％。大大地缓解国际低价天然铀远远不够（哪怕只是中国一国的）远景需求的问题。保障国家以后燃料安全供应和电能生产的可持续性。　　【技术解析】：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。　　在热中子反应堆中铀-238不能裂变，只会在吸收中子后多次衰变，变成钚-239——另一种可以裂变的核材料。而快堆就是要利用钚-239作核燃料，钚-239裂变时放出来的快中子又会被围在周围的铀-238吸收，同时再衰变成更多的钚-239。关键是让不能裂变的铀-238自动衰变成可裂变的钚-239，从而使可用的燃料变多。

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。

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.

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

CEFR一般指中国实验快堆工程。中国实验快堆工程（CEFR）属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是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。工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。工程进度：在试验快堆建设过程中，以钠为冷却剂，首次将非能动余热导出系统应用于快堆，这在国际上也是首次。该系统的设计原理是依靠自然对流和自然循环导出余热，不用阀门和泵，除打开空气冷却器风门为主动动作外，其余全部采用非能动原理。

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。

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。

二十世纪在俄罗斯、日本、印度等就有8座快堆，即快中子增殖反堆正在正常运行。快堆同其他反应堆一样，从原理上就排除了发生原子爆炸的可能性。当然，不应当否认现在快堆发电还存在一些技术问题，但是，只要重视，问题是可以解决的。从根本上讲；快堆不仅具有固有的安全性，而且具有很好的经济性。与热堆核电站相比，快堆核电站对核燃料的利用率高出了60～70倍，同时快堆还能焚烧掉长寿命放射性锕系元素。快堆核电站和热堆核电站能相辅相成地为人类提供安全、经济和洁净的电能。有远见的国家，是不会忽视对快堆核电开发的，例1995年，日本的装机容量为28万千瓦的快堆“文殊号”就成功地进行了发电、供电试验。因此，日本政府。1997年6月宣布，要继续推进其开发快堆和核燃料再循环计划。

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"...

快中子速度更快。其中心的速度超过了声速能穿透燃料,更加有效，热中子中心反应速度过慢。快中子堆一般指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。

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。

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。

参考答案:懒人无法享受休息之乐。——拉布克

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：

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。

现在大量就是重水跟石墨要使快中子慢化成热中子,最好的办法是让它与质量相近的原子核进行 弹性碰撞,例如让它与水中的氢原子,石墨中的碳原子,金属中的铍原子进 行碰撞.这种在反应堆内用来快速降低中子速度的物质,叫做"慢化剂". 增加K值的另一个方法轻水堆(包括压水堆和沸水堆)、重水堆、石墨气冷堆和石墨水冷堆http://www.sp.com.cn/sqfw/hnfd/200504090603.htmhttp://www.lxbhxx.qdedu.net/tushu/ebook/ts065062.pdf

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

1、水力发电水力发电的基本原理是利用水位落差 ，配合水轮发电机产生电力，也就是利用水的位能转为水轮的机械能，再以机械能推动发电机，而得到电力。科学家们以此水位落差的天然条件，有效的利用流力工程及机械物理等，精心搭配以达到最高的发电量，供人们使用廉价又无污染的电力。2、火力发电火力发电系统主要由燃烧系统（以锅炉为核心）、汽水系统（主要由各类泵、给水加热器、凝汽器、管道、水冷壁等组成）、电气系统（以汽轮发电机、主变压器等为主）、控制系统等组成。前二者产生高温高压蒸汽；电气系统实现由热能、机械能到电能的转变；控制系统保证各系统安全、合理、经济运行。3、核能发电核能发电的核心装置是核反应堆。核反应堆按引起裂变的中子能量分为热中子反应堆和快中子反应堆。快中子是指裂变反应释放的中子。热中子则是快中子慢化后的中子。大量运行的是热中子反应堆，其中需要慢化剂，通过它的原子核与快中子弹性碰撞将快中子慢化成热中子.热中子堆使用的材料主要是天然铀(铀-235含量3%)和稍加浓缩铀(铀-236含量3%左右)。4、风力发电把风能转变为电能是风能利用中最基本的一种方式。风力发电机一般有风轮、发电机、调向器（尾翼）、塔架、限速安全机构和储能装置等构件组成。风力发电机的工作原理比较简单，风轮在风力的作用下旋转，它把风的动能转变为风轮轴的机械能。发电机在风轮轴的带动下旋转发电。5、人力发电能产生力的东西皆能发电，像水力和风力似的，人力也能发电。因此产生了手摇和脚踏之类的发电机，将人在运动中产生的能量转换成电能。参考资料来源：百度百科-发电

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。

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。

快中子锥

快中子反应堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，铀-238就会很快变成钚-239。这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称"快速增殖堆"。据计算，如快中子反应堆推广应用，将使铀资源的利用率提高50-60倍，大量铀-238堆积浪费、污染环境问题将能得到解决。 　　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 　　钠和钾的合金可用于快中子反应堆作热交换剂。

利用轻子聚变，释放能量

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。

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。

快堆技术，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。

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。

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

现在主要用是有铀235，钚239。

好高深

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。

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

热中子，通常指动能约为0.025电子伏特（速度约2.2千米/秒）的自由中子。这个速度也是对应于290K（17℃）时麦克斯韦-玻尔兹曼分布下的最可能速度。又称“慢中子”。与周围物质一起处于热平衡状态的中子。常指动能在0.03电子伏特左右的中子。多见于以普通水(轻水)为冷却减速剂的反应堆中。中文名热中子外文名thermal neutron定义能量约为0.025 eV的中子应用学科物理学（一级学科）快速导航作用热中子反应堆中子分布区间速度热中子的速度约每秒几千米，动能在几毫电子伏到百电子伏之间，大约与相同温度下理想气体 分子的热运动平均动能相当。核反应中所产 的高能中子，在轻元素组成的减速剂中遇到轻核时发生碰撞，将一部分能量转移给被撞核，中 子本身被反弹，能量减少。被撞核愈轻，中子损失能量愈大。经过几次碰撞，中子的动能就会减小到与热运动能量相当，从而成为热中子。 中子的这种减速过程称为“常温化”。[1]作用热中子易为重核吸收产生核裂变，使重核 分裂成中等质量的核，同时放出巨大的能量。 20世纪30年代以来，关于核裂变的研究导致了 原子弹和核电站的出现。

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。

【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．

1、水力发电水力发电的基本原理是利用水位落差 ，配合水轮发电机产生电力，也就是利用水的位能转为水轮的机械能，再以机械能推动发电机，而得到电力。科学家们以此水位落差的天然条件，有效的利用流力工程及机械物理等，精心搭配以达到最高的发电量，供人们使用廉价又无污染的电力。2、火力发电火力发电系统主要由燃烧系统（以锅炉为核心）、汽水系统（主要由各类泵、给水加热器、凝汽器、管道、水冷壁等组成）、电气系统（以汽轮发电机、主变压器等为主）、控制系统等组成。前二者产生高温高压蒸汽；电气系统实现由热能、机械能到电能的转变；控制系统保证各系统安全、合理、经济运行。3、核能发电核能发电的核心装置是核反应堆。核反应堆按引起裂变的中子能量分为热中子反应堆和快中子反应堆。快中子是指裂变反应释放的中子。热中子则是快中子慢化后的中子。大量运行的是热中子反应堆，其中需要慢化剂，通过它的原子核与快中子弹性碰撞将快中子慢化成热中子.热中子堆使用的材料主要是天然铀(铀-235含量3%)和稍加浓缩铀(铀-236含量3%左右)。4、风力发电把风能转变为电能是风能利用中最基本的一种方式。风力发电机一般有风轮、发电机、调向器（尾翼）、塔架、限速安全机构和储能装置等构件组成。风力发电机的工作原理比较简单，风轮在风力的作用下旋转，它把风的动能转变为风轮轴的机械能。发电机在风轮轴的带动下旋转发电。5、人力发电能产生力的东西皆能发电，像水力和风力似的，人力也能发电。因此产生了手摇和脚踏之类的发电机，将人在运动中产生的能量转换成电能。

现在可以了，利用快中子发电的电站已经在试运行中了。快中子反应堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，铀-238就会很快变成钚-239。这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称"快速增殖堆"。据计算，如快中子反应堆推广应用，将使铀资源的利用率提高50-60倍，大量铀-238堆积浪费、污染环境问题将能得到解决。

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。

都不能

U235没有U238

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。

1、水力发电水力发电的基本原理是利用水位落差 ，配合水轮发电机产生电力，也就是利用水的位能转为水轮的机械能，再以机械能推动发电机，而得到电力。科学家们以此水位落差的天然条件，有效的利用流力工程及机械物理等，精心搭配以达到最高的发电量，供人们使用廉价又无污染的电力。2、火力发电火力发电系统主要由燃烧系统（以锅炉为核心）、汽水系统（主要由各类泵、给水加热器、凝汽器、管道、水冷壁等组成）、电气系统（以汽轮发电机、主变压器等为主）、控制系统等组成。前二者产生高温高压蒸汽；电气系统实现由热能、机械能到电能的转变；控制系统保证各系统安全、合理、经济运行。3、核能发电核能发电的核心装置是核反应堆。核反应堆按引起裂变的中子能量分为热中子反应堆和快中子反应堆。快中子是指裂变反应释放的中子。热中子则是快中子慢化后的中子。大量运行的是热中子反应堆，其中需要慢化剂，通过它的原子核与快中子弹性碰撞将快中子慢化成热中子.热中子堆使用的材料主要是天然铀(铀-235含量3%)和稍加浓缩铀(铀-236含量3%左右)。4、风力发电把风能转变为电能是风能利用中最基本的一种方式。风力发电机一般有风轮、发电机、调向器（尾翼）、塔架、限速安全机构和储能装置等构件组成。风力发电机的工作原理比较简单，风轮在风力的作用下旋转，它把风的动能转变为风轮轴的机械能。发电机在风轮轴的带动下旋转发电。5、人力发电能产生力的东西皆能发电，像水力和风力似的，人力也能发电。因此产生了手摇和脚踏之类的发电机，将人在运动中产生的能量转换成电能。参考资料来源：百度百科-发电

一、国内几种常见的核电站堆型：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。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。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。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。二、知识延伸核动力堆型：现今正在运营的核反应堆可依裂变的方式区分为两大类，各类中又可依控制裂变的手段区分为数个子类别。其他其中核动力堆型：1.液态金属式快速增殖核反应堆 (LMFBR)这种反应堆使用液态金属作为冷却剂，而完全不用减速剂，并且在发电的同时生产出比消耗量更多的核燃料。2.液态铅式反应堆这种反应堆使用液态铅来作为冷却剂，铅不但是隔绝辐射的绝佳材料，还能承受很高的工作温度。3.液态钠式反应堆大部分液态金属式反应堆都属于这一种。4.石墨轻水型核反应堆（RBMK）这是一种苏联的设计，它在输出电力的同时还产生钚。这种反应堆用水来冷却并用石墨来减速。