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三 . 核反应堆和核电站. 1. 热中子堆和快中子堆 2. 热中子堆的基本组成 3. 反应堆实现自持链式反应的临界条件 4. 核电站 5. 核电站作为一种新能源的特点 6. 核裂变弹（原子弹） 7. 加强弹、氢弹和中子弹 8. 受控热核反应. 1 热中子堆和快中子堆. 什么是热中子？ 20 ° C 下， E 0.025eV, v 2200 米 / 秒，裂变中子能量大部分在 1~2MeV 范围；中子通过和介质中原子核碰撞，逐步“ 慢化 ”，直到能量和介质中的热运动达到平衡，变成“热中子”。
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三. 核反应堆和核电站 1. 热中子堆和快中子堆 2. 热中子堆的基本组成 3. 反应堆实现自持链式反应的临界条件 4. 核电站 5. 核电站作为一种新能源的特点 6. 核裂变弹（原子弹） 7. 加强弹、氢弹和中子弹 8. 受控热核反应
1 热中子堆和快中子堆 • 什么是热中子？ 20 °C下，E0.025eV,v2200米/秒，裂变中子能量大部分在1~2MeV范围；中子通过和介质中原子核碰撞，逐步“慢化”，直到能量和介质中的热运动达到平衡，变成“热中子”。 • 热中子和物质原子核的作用“截面”比快中子的大。（所谓“截面”就是当单位面积上每秒钟有一个粒子打来时，引起反应的“有效面积”，即“概率”。） 原因： 1）1/v律； 2）共振效应。
主要由热（快）中子起作用的核反应堆，叫做热（快）中子堆。由于热中子堆所需的核燃料（铀或钚）较少，并且较易控制，所以现在核电站使用的反应堆大都是热中子堆。主要由热（快）中子起作用的核反应堆，叫做热（快）中子堆。由于热中子堆所需的核燃料（铀或钚）较少，并且较易控制，所以现在核电站使用的反应堆大都是热中子堆。 • 快中子堆需要装进更多的核燃料，但可利用来增殖钚，加深核燃料的利用率。原子弹。
2 热中子堆的基本组成 • 热中子堆中释放能量的核芯部分称为“堆芯”；整个堆芯（连同周围的“反射层”）密封在“压力容器”中；容器外是“屏蔽层”和“安全壳”。 • 堆芯中装有： 1）核燃料：低浓缩铀，235U占3%左右（天然铀中，235U仅占约0.7%,其余~99.3%是不能由热中子引起裂变的238U；但238U吸收中子变成239U后，经过两次b-衰变，可变成易裂变的239Pu）。
2）慢化剂：为使裂变中子慢化成热中子，需要用质子数小的物质（如水，重水，石墨等）组成慢化剂；因为中子与质量越小的核相碰，损失的动能越大，因而慢化的效果越好。随着所使用的慢化剂，反应堆可分为水堆、重水堆、石墨堆等类型。2）慢化剂：为使裂变中子慢化成热中子，需要用质子数小的物质（如水，重水，石墨等）组成慢化剂；因为中子与质量越小的核相碰，损失的动能越大，因而慢化的效果越好。随着所使用的慢化剂，反应堆可分为水堆、重水堆、石墨堆等类型。 3）冷却剂：水、重水或氦。 4）结构材料 5）调节控制系统（Cd，B）
3 反应堆实现自持链式反应的临界条件 设： 1）h=235U,每吸收1个中子所放出裂变中子的平均数； 2）P=中子不从反应堆中泄露出去的概率； 3）q=反应堆中中子被235U吸收而不被其他物质吸收的概率=中子利用效率； • 反应堆尺寸越大，P越大（越接近与1），堆中其它物质（特别是容易吸收中子的物质）越少，q越大（越接近于1）。 • 反应堆的有效增殖系数：ke= hPq=kP， k=hq，是无穷大系统（P=1）中的增殖系数。
4）临界条件：ke=1，链式反应平稳自持。 • 次临界： ke<1，功率下降； 超临界： ke>1，功率上升。
5）临界状态、临界尺寸、临界质量 可证明：临界尺寸 L 为中子徙动长度 临界体积 临界质量 • ，r是堆中物质的平均密度。 6）1942年12月2日，在费米领导下，美国芝加哥大学建成了世界上第一座人工核反应堆。
世界第一座核反应堆（天然铀52吨、高纯石墨1000多吨，总重1400吨）世界第一座核反应堆（天然铀52吨、高纯石墨1000多吨，总重1400吨）
4 核电站 • 核电站的核心装置是提供核能的反应堆，堆中释放的能量要利用载热流体（水、氦气、液态金属）通过第一回路带到热交换器，再通过热交换器，加热工作物质，由第二回路送到涡轮发电机。 • 1954年，在库尔恰托夫的主持下，苏联建成了世界上第一座核电站——奥布灵斯克5MW石墨水冷堆核电站。从此人类进入了核电时代。这种类型的核电站目前只在原苏联和东欧少数国家使用。 • 1957年，美国的希平港压水堆核电站投入运行，这种核电站安全性能较好，目前世界各国的核电站有70%以上属于这种类型。我国投入运行的秦山核电站、广东大亚湾核电站、在建的秦山二期、岭澳、田湾核电站也是。
1960年，美国的德累斯顿沸水堆核电站投入运行，它主要由沸水堆本体、蒸汽给水系统和其它辅助系统组成。目前这种类型的核电站所占比例仅次于压水堆核电站，我国目前没有这种类型的核电站。1960年，美国的德累斯顿沸水堆核电站投入运行，它主要由沸水堆本体、蒸汽给水系统和其它辅助系统组成。目前这种类型的核电站所占比例仅次于压水堆核电站，我国目前没有这种类型的核电站。 • 1968年，加拿大角坎杜堆核电站运行，它由重水堆本体、一次冷却回路、二次回路及其它辅助系统组成。目前，这种类型核电站所站比例排在第三位，我国在建的秦山三期核电站即属这种类型。 • 1974年，法国建成了“凤凰”示范快堆核电站，它由快中子堆本体、一回路钠、二回路钠、三回路水及其它辅助系统组成。目前，这种类型核电站所占比例最小，它的最大特点是在运行中能够实现核燃料的增殖，我国将建一座实验快（中子）堆。
