20亿年前是谁启动了核反应堆？
美国国籍的意大利著名物理学家恩利克·费密领导的团队于1942和65438+2月(曼哈顿计划期间)在世界顶尖大学芝加哥大学成立。
核反应堆又称原子反应堆或反应堆，是能够维持可控自持链式核裂变反应以实现核能利用的装置。通过核燃料的合理安排，可以在不添加中子源的情况下，在核反应堆中发生自持链式核裂变过程。严格来说，反应堆这个术语应该涵盖裂变反应堆、聚变反应堆和裂变-聚变混合反应堆，但一般只指裂变反应堆。第一个核反应堆于12年6月(曼哈顿计划期间)由美籍意大利著名物理学家恩利克·费密领导的团队在世界顶尖大学芝加哥Pile-1 [1]建成。反应堆采用铀裂变链式反应，开启了人类原子能时代，芝加哥大学成为人类原子能的诞生之地。
核反应堆
核反应堆是核电站的心脏，其工作原理如下:
原子由原子核和核外电子组成。原子核由质子和中子组成。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，分裂成两个质量更小的原子核，同时释放2-3个中子。这种裂变产生的中子轰击另一个铀-235原子核，引起新的裂变。这种延续就是裂变的连锁反应。链式反应产生大量热能。只有用循环水(或其他物质)带走热量，才能防止反应堆因过热而烧毁。衍生出来的热量可以把水变成蒸汽，推动汽轮机发电。所以核反应堆最基本的组成是裂变核+热载体。但是只有这两项不行。因为高速中子会大量散射，需要减慢中子速度，增加与原子核碰撞的机会；核反应堆的工作状态要根据人的意愿来决定，这就需要控制设施；铀和裂变产物具有很强的放射性，会对人造成伤害，必须采取可靠的防护措施；核反应堆发生事故时，需要防止各种事故工况下的辐射泄漏，因此反应堆也需要各种安全系统。综上所述，核反应堆的合理结构应该是:核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+保护装置+安全设施。
还应该指出，铀矿石不能直接用作核燃料。铀矿石必须经过精选、破碎、酸浸和浓缩，制成具有一定铀含量和一定几何形状的铀棒或球形燃料，才能参与反应堆工作。
类型
核反应堆
核反应堆
根据用途，核反应堆可分为以下几种。
①中子束用于利用中子束的实验或核反应，包括研究堆和材料实验。
(二)生产放射性同位素的核反应堆。
(3)生产裂变材料的核反应堆称为生产堆。
(4)为供热、海水淡化和化学工业提供热量的核反应堆，如多用途反应堆。
⑤用于发电的热的核反应称为发电反应堆。
6.用于推动船只、飞机、火箭等的核反应堆。被称为动力反应堆。
此外，核反应堆按燃料类型分为天然铀反应堆、浓缩铀反应堆和钍反应堆；按中子能量分为快中子堆和热中子堆；根据冷却剂(热载体)材料，可分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆和液态金属冷堆。按慢化剂可分为石墨堆、水冷堆、有机堆、熔盐堆和钠冷堆。按中子通量可分为高通量堆和一般能量堆。按热状态可分为沸腾堆、非沸腾堆和压水堆。根据运行方式，分为脉冲电抗器和稳态电抗器等。核反应堆在概念上有900多种设计，但实际上非常有限。
根据历史年份分类
前苏联于1954年建成世界上第一座原子能发电站，开启了人类与
核反应堆
核反应堆
原子能利用的新篇章。英国和美国分别于1956年和1959年建成了原子能发电站。截至2004年9月28日，世界上31个国家和地区共有439座发电用核反应堆，总容量3.646亿千瓦，占世界总发电容量的16%。其中，法国已建成59座用于发电的核反应堆，核能发电量占其总发电量的78%；日本建了54栋，原子能发电占其总发电量的25%；美国建了104栋，原子能发电量占其总发电量的20%；俄罗斯建了29栋，原子能发电量占其总发电量的15%。中国第一座核电站建于1991年，包括这座。目前，有9个核电反应堆在运行，总容量为660万千瓦。中国正在建设另外两座反应堆。中国还为巴基斯坦建造了一座原子能发电站。
第一代(GEN-I)核电站是早期的原型核电站，即轻水反应堆，LWR)核电站从1950发展到1960，如美国的希平港压水堆。PWR)、德累斯顿沸水堆(BWR)和英国马格诺克斯石墨气冷堆。
第二代(GEN-II)核电站是1960后期至1990前期在第一代核电站基础上发展建设的大型商用核电站，如LWR(PWR，BWR)、加拿大CANDU、苏联VVER/RBMK等直到1998，世界上大部分核电站都属于二代。
第三代(GEN-III)是指满足更高安全指标的先进核电站，安全指标要求满足URD的要求。第三代核电厂采用标准化、优化设计、安全性更高的非能动安全系统，如先进沸水堆(ABWR)、system 80+、AP600、欧洲加压堆(EPR)。
第四代(GEN-IV)是有待开发的安全性更高的核电站，目标是在2030年达到实用化水平。其主要特点是经济性高(相当于燃天然气电厂)、安全性好、废物产生少、防止核扩散。
2002年9月19日至9月20日在东京举行的GIF(第四代国际论坛)会议上，与会的10个国家一致同意在94座概念堆的基础上，为第四代核电站开发以下6座概念堆系统。
按冷却模式分类
气冷快堆
气冷快堆(GFR)系统是一种快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可以选择复合陶瓷燃料。它使用直接循环氦涡轮机来发电，或者使用其过程热来热化学生产氢气。通过快中子谱的综合利用和锕系元素的完全回收，GFR可以最大限度地减少长寿命放射性废物的产生。此外，其快中子谱还可以利用现有的裂变材料和可转换材料(包括贫铀)。参考反应堆是一个288 MW的氦冷却系统，出口温度为850℃。
液态金属冷却快堆
铅冷快堆(LFR)系统是快中子谱铅(铅/铋共晶)液态金属冷却反应堆，采用封闭燃料循环实现可转换铀的有效转换和控制锕系元素。燃料是含有可转化铀和超铀元素的金属或氮化物。
LFR系统的特点是可以从电厂的一系列额定功率中选择。比如LFR系统可以是1，200 MW的大型综合电厂，也可以选择额定功率300-400 MW，换料间隔长(15-20年)50-100 MW的模块化系统组合。LFR是一个由小厂制造的交钥匙电厂，可以满足市场对小电网发电的需求。
液态钠冷快堆(SFR)系统是一种快中子谱钠冷反应堆，采用封闭燃料循环，能有效控制锕系元素和可转化铀的转化。SFR系统主要用于管理高放废物，特别是钚和其他锕系元素。该系统有两种主要方案:功率为150 ~ 500 MW的中型核电站，燃料为铀-钚-锕系元素-锆合金；中大型核电站，即功率500 ~ 1 500 MW，使用铀钚氧化物燃料。
该系统具有热响应时间长、冷却剂沸腾裕度大、一回路系统在接近大气压下运行、回路中的放射性钠与电厂中水和蒸汽之间存在中间钠系统等特点，因此安全性能良好。
熔盐反应堆系统
MSR熔盐堆)系统是一种过热中子谱反应堆，其燃料是钠、锆和铀氟化物的循环液体混合物。熔盐燃料流经堆芯的石墨通道，产生过热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，允许添加钚等锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物会在冷却液中形成氟化物。熔融氟化物具有良好的传热特性，可以降低压力容器和管道上的压力。参考电站功率水平为1000 MW，冷却剂出口温度为700 ~ 800℃，热效率高。
冷反应堆系统
超高温反应堆(VHTR)系统是一个石墨慢化氦冷却反应堆，具有直流铀燃料循环。反应堆堆芯可以是棱柱块堆芯(如日本HTTR)或球床堆芯(如中国HTR-10)。
VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石化或其他行业生产氢气或工艺热。发电设备也可以添加到系统中，以满足热电联产的需要。此外，该系统灵活地使用铀/钚燃料循环，以尽量减少废物量。参考反应堆使用600 MW的堆芯。
超临界水冷反应堆
超临界水冷堆(SCWR)系统是一种高温高压水冷堆，运行在水的热力学临界点(374℃，22.1 MPa)以上。超临界水冷却剂可将热效率提高到轻水反应堆的65438±0.3倍左右。该系统的特点是冷却剂在反应堆内不改变状态，直接与能量转换设备相连，因此可以大大简化电厂的配套设备。燃料是氧化铀。堆芯设计有两种方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700 MW，操作压力为25 MPa，反应器出口温度为510 ~ 550℃。
组成结构
电抗器的类型很多，但主要由有源区、反射层、外压壳和屏蔽层组成。活性区由核燃料、慢化剂、冷却剂和控制棒组成。核电站目前使用的反应堆中，压水堆是最有竞争力的一种(约61%)，沸水堆占一定比例(约24%)，重水堆使用较少(约5%)。压水堆的主要特点是:
1)采用价格低廉、随处可得的普通水作为慢化剂和冷却剂。
2)为使反应堆内温度较高的冷却水保持液态，反应堆在高压下运行(水压约为15.5 MPa)，故称压水堆；
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外产生；这是通过蒸汽发生器实现的。来自反应堆的冷却水，即一次水，流入蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传递给传热管另一侧的二次水，转化为蒸汽(二次蒸汽压力6-7 MPa，平均蒸汽温度310℃，以大亚湾核电站为例)。
4)由于使用普通水作为慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，无法使用天然铀作为核燃料，必须使用浓缩铀(2-4%铀-235)作为核燃料。沸水堆和压水堆都属于轻水堆。和压水堆一样，它也是用普通水作为慢化剂和冷却剂。不同的是，蒸汽(压力约为7 MPa)在沸水堆中产生，直接进入燃气轮机发电。不需要蒸汽发生器，一回路和二回路之间没有区别。该系统特别简单，工作压力低于压水堆。但沸水堆的蒸汽具有放射性，应采取屏蔽措施，防止放射性泄漏。重水堆使用重水作为慢化剂和冷却剂，由于其热中子吸收截面比普通水小得多，因此天然铀可以作为重水堆的核燃料。所谓热中子，是指铀-235原子发出的快中子裂变时，速度减慢到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反应堆中，核裂变链式反应可以继续进行。由于重水慢化中子的效能不如普通水，因此重水堆的堆芯比轻水堆大得多，这给压力容器的制造带来了困难。重水堆仍然需要配备蒸汽发生器，一回路中的重水给蒸汽发生器带来热量，传递给二回路中的普通水，产生蒸汽。重水堆最大的优点是用天然铀代替浓缩铀作为核燃料，但阻碍其发展的一个重要原因是很难获得重水，因为它在天然水中只占1/6500。