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かくはん应堆

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重定しげさだこうかく反應はんのう
みずらくくわ联邦理工りこう学院がくいん(EPFL)内的ないてき小型こがた研究けんきゅうがたかくはん应堆CROCUSてきうずたかしん

かく反應はんのう英語えいごnuclear reactor),またたたえ原子げんし英語えいごatomic reactor),いち种启动、ひかえせい并维かくきれあるかく聚變鏈式反應はんのうてき装置そうちあい对于かくたけしばく炸瞬间所发生てきしつひかえ链式はん应,ざいはん应堆なかかく变的そくりつ以得いたせい确的ひかえせい,其のうりょうのう够以较慢てき速度そくどこうそと释放,供人ともびと利用りよう20せい纪50年代ねんだい以来いらいきれ变反应堆てきしょう关技术早やめ成熟せいじゅくただし对于聚变はん应堆てき开发いたりこん仍处于探索たんさく阶段。

かくはん应堆ゆう许多用途ようととうぜんさい重要じゅうようてき用途ようと产生热能,よう代替だいたい其他燃料ねんりょうみず,产生ふけ发电ある驱动航空こうくうははとう设施运转。一些反应堆被用来生产为かずこう用途ようとてき同位どういもとあるよう于生产武。一些反应堆运行仅用于研究。とうぜん全部ぜんぶしょう业核はん应堆もとかくきれてきこんてん在世ざいせいかい各地かくちてきだい约30个国家こっかさとゆうよう于发电的だい约450个核はん应堆[1]

工作こうさく原理げんり

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诱发きれ变. いち中子なかごU235吸收きゅうしゅう形成けいせい一个处于激发态的U236,U236稳定,きれ变为两个轻核,并放出ほうしゅつ2-3个中はん应堆てききれ变反应原理げんり原子げんし弹的原理げんりいち样,みやこただし链式はん应。ただしざいはん应堆うらかくはん应速りつ较慢。

かず传统てき热电站利用りようもえ化石かせき燃料ねんりょう释放热能いち样,かく电站よし受到ひかえせいてきかくきれ释放てきのうりょう转换为热のう,进而转化为机械的电子てきのうげん形式けいしき

かくきれ

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とういち原子げんしすう较高てきかくれい如U-235あるPu-239)吸收きゅうしゅういち中子なかごかい形成けいせいいちげき发态てきかくしかきさききれ变为两个あるさら个轻かく。释放出ほうしゅつ动能,とぎ玛射线若干じゃっかん个中,统称为裂变产ぶつ。其中有ちゅうう些中可能かのうしたいち个重かく吸收きゅうしゅう,引发一个裂变反应,释放出ほうしゅつさら的中てきちゅう此类推。这个はん应就链式はん

ただしどうりょうたいだかてき中子なかご容易よういじゅうかく吸收きゅうしゅう需要じゅよう慢化剂らい減速げんそく中子なかご。而太中子なかごかい使反應はんのうかいしつひかえせいわが们可以用一些对中子吸收截面较大的核素来吸收中子抑制链式反应。つう中子なかご減速げんそくざいあずか吸收きゅうしゅうざいらい增加ぞうかくだていはん应速りつ以控せいはん应堆てき输出こうりつ

一般常用的中子慢化剂有轻水そくH2O)(世界せかいじょう75%てきはん应堆よう轻水做慢剂),固体こたい石墨せきぼく(20%)(きり尔诺贝利电厂ため著名ちょめいてきれい重水じゅうすいそくD2O)(5%)。ざいいち些实验堆ちゅうきのえ也被ようらい做慢剂。

热能てき产生

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ざいはん应堆うら,热能主要しゅようゆう以下いか几个らいげん

  1. はん应碎へんどおり过和しゅう原子げんしてき碰撞,自身じしんてき动能传递给周围的原子げんし
  2. きれ变反应产せいてきとぎ玛射线被はん应堆吸收きゅうしゅう,转化为热のう
  3. はん应堆てき一些材料在中子的照射下被活化,产生いち放射ほうしゃせいてき元素げんそ。这些元素げんそてきおとろえ变能转化为热のう。这种おとろえ变热かいざいはん应堆关闭きさき仍然存在そんざいいちだん时间。

1せんかつ235U完全かんぜんきれ变得いたてき热能约等于3千吨煤燃烧所释放的能量。

冷却れいきゃく

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ざいはん应堆うら,一般用水做冷却剂(轻水ある重水じゅうすい),也有やゆうよう气体,とおる盐或熔態金屬きんぞくてき冷却れいきゃく剂通过泵うらざいうずたかしんうら循环りゅう动,どう时把どおり过裂变产せいてき热传递出来でき。一般的反应堆的冷却系统和热机是分开的,れい如压すいうずたか也有やゆうてきはん应堆,ふけ气是ゆかりはん应堆直接ちょくせつ热得いたてきれい如沸すい反應はんのう

はん应堆ひかえせい

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はん应堆てき输出こうりつあるもの说反应率,どおり过控せいうずたかしんないてき中子なかご密度みつどのうりょうらいひかえせいてき

ひかえせいぼうよし热、中子なかごきょう吸收きゅうしゅう材料ざいりょう做成。如果ゆう很多てき中子なかごひかえせいぼう吸收きゅうしゅう,就意味いみ就少一些中子引发链式反应。よし此,ひかえせいぼう插入そうにゅううずたかしんしょうかい减慢はん应速りつくだてい输出こうりつ相反あいはんはたひかえせいぼう抽出ちゅうしゅつ,链式はん应的そくりつしょうかい增加ぞうか,输出こうりつ也会增加ぞうか

ざい一些反应堆裡,冷却れいきゃく剂同时也おこり慢化てき作用さよう。慢化剂通过和かい中子なかごてき碰撞,吸收きゅうしゅう中子なかごてきのうりょう使つかいかい中子なかごのうりょうくだていなり为热中子なかご。而热中子なかご引发かくはん应的截面さらだい些。よし此慢密度みつどだかしょうかい增加ぞうかはん应堆てきこうりつ输出。而温度おんどだか冷却れいきゃく剂的密度みつどかいくだてい,慢化作用さようくだていはん应速りつ下降かこう。另一些反应堆裡,冷却れいきゃく剂会吸收きゅうしゅう中子なかごおこりいたひかえせいぼうてき作用さようざい这些はん应堆うら以通过加热冷却れいきゃく剂来ひさげだかはん应堆てきこうりつ

はん应堆みやこゆう动和しゅ动的けい统来防止ぼうし意外いがい事件じけんてき发生,とう现意がい事件じけん时,はたゆう大量たいりょうてき中子なかごきょう吸收きゅうしゅう材料ざいりょう注入ちゅうにゅう使つかいはん应堆关闭。

はん应堆てき反應はんのうせいreactivityもちいらい衡量鏈式反應はんのうはなれ臨界りんかい狀態じょうたいゆうおおとおちょう臨界りんかい反應はんのうせいだい於0,臨界りんかい反應はんのうせいとう於0,臨界りんかい反應はんのうせいしょう於0[2]。 以表示ひょうじ核分裂かくぶんれつ反應はんのうさんせいてき中子なかごすう」,表示ひょうじ核分裂かくぶんれつ反應はんのう消耗しょうもうてき中子なかごすう」,のり兩者りょうしゃため

よし此計

考慮こうりょいた臨界りんかいなおゆう瞬發しゅんぱつえいPrompt criticalityあずかなるはつえいDelayed neutronこれぶん校正こうせい反應はんのうせい大小だいしょうもとえいDollar (reactivity)ため單位たんい表示ひょうじ

发电

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よし链式はん应释放出ほうしゅつてき热能つう过冷却剂传导出来でき热水产生すいふけ气,推动ふけ汽渦發動はつどう转动发电つくえ发电。

早期そうきかくはん应堆

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しば哥堆团队包括ほうかつおんさと·费米かみなりおく·西にしひしげ尔德。

ひと类历史上しじょうこう认的だい一个核反应堆是由おんさと·费米于1942ねんざいしば哥大がく负责设计建造けんぞうてきしば哥1ごううずたか;该核はん应堆输出こうりつ仅为0.5W。

1954ねん苏联たてしげる世界せかいじょうだい一座いちざじゅんみんようてきおくぬのやすし斯克原子げんしのう發電はつでんそうつくえ容量ようりょう为5 MW。

1960ねん美國びくに製造せいぞう8輸出ゆしゅつたち2 MWてき携帶けいたいがたかく反應はんのうAlco PM-2A供應きょうおう該國陸軍りくぐんざいかくりょうらんてきCamp Century計畫けいかく使用しよう[3][4]

1972ねんほうこくこうじん們在しゅうよもぎてきおくかつらく(Oklo)地区ちく发现輸出ゆしゅつたち100kWてき天然てんねんかくはん应堆,从大约20亿年以前いぜん开始はん[5][6][7]

かくはん应堆てき组件

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一般核电站的关键部分是:

丽兹·うめとく纳与おくたく·哈恩ざい们的实验しつ

ぶん

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かくはん应堆ゆう几种不同ふどうてきぶん类方ほう以下いか提供ていきょう这些ぶん类方法的ほうてき简介。

华龙一号的一次冷却剂系统,显示ゆうはん应堆压力容器ようき(红色)、ふけ汽产せい紫色むらさきいろ)、稳压(蓝色)かず泵(绿色)

按核はん应的类型ぶん

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用途ようとぶん

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用途ようとぶん类,以分为:

按慢剂和冷却れいきゃく剂分类

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按照はん应堆慢化剂和冷却れいきゃく剂的不同ふどう以分为:

按照はん应堆ちゅう中子なかごてき速度そくど以分为:

按代ぶん

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  • だい一代いちだいはん应堆早期そうき原型げんけい研究けんきゅううずたかしょう业用はん应堆,なま产的电力一般いっぱんよう展示てんじ
  • だいだいはん应堆目前もくぜんだい多数たすうかく电站,1965ねんいたり1996ねん當初とうしょ設計せっけいてき使用しよう年限ねんげんため30-40ねん現在げんざいゆう考慮こうりょいた安全あんぜんせいせい逐步退役たいえきゆう延長えんちょうさい使用しよう10-20ねんあずかけい使用しよう50-60ねん)。ぞうざい美國びくに大約たいやくゆう75%せいざい運轉うんてんてき反應はんのううずたか延長えんちょう20ねん使用しよう期限きげん(そうきょう使用しよう60ねん)。[8]不同ふどうてき設計せっけい主要しゅよう可分かぶんため
  1. あつすい反應はんのう(PWR),美國びくにけんはつ
  2. にえすい反應はんのう(BWR),美國びくにけんはつ
  3. 拿大重水じゅうすい鈾反おう(CANDU),拿大けんはつ
  4. すすむかいばんひや反應はんのう(AGR),英國えいこくけんはつ
  5. みず-みずだかのうはん应堆(VVER),にわか斯研はつ
  6. 壓力あつりょくかんしき石墨せきぼく慢化にえすい反應はんのう(RBMK),にわか斯研はつ
  • だいさんだいはん应堆ざい設計せっけいじょうゆう大幅おおはばてきあらためすすむぞう燃料ねんりょう技術ぎじゅつてき改善かいぜんさら有效ゆうこうりつ應用おうようねつのう安全あんぜん系統けいとうてきますきゅうぞう使用しよう动核安全あんぜん系統けいとうえいPassive nuclear safetyざい意外いがい事故じこ發生はっせい利用りよう重力じゅうりょくひや卻爐しん。1996ねんいたりいま

目前もくぜんただしざい運轉うんてんてきゆう

  1. 奇異きい公司こうし東芝とうしば一起かずき推出てき進步しんぽがたにえすいしき反應はんのう(ABWR)
  2. かんばん先進せんしんあつすい反應はんのうえいAPR-1400
  3. みず-みずだかのうはん应堆(VVER-1000/428)
  4. にわかしきかい中子なかご增殖ぞうしょく反應はんのうえいBN-800_reactor( BN-800 reactor)

目前もくぜんただしざい建造けんぞうてきゆう

  1. 中國ちゅうごくあらためしんがたあつすいうずたかえいACPR1000(ACPR1000)
  2. はな龍一りゅういちごうHPR1000页面そん档备份そん互联网档あん))
  3. みず-みずだかのうはん应堆(VVER-1000/428M)
  4. おうしゅうあつすい反應はんのう
  • だい三代反应堆加強版(ざい安全あんぜん系統けいとう經濟けいざい效能こうのうじょうゆう革命かくめい性的せいてき突破とっぱ。2017ねんざいにわか斯沃涅日しゅうけい動的どうてきVVER-1200/392Mためだい一座運轉的第三代反應堆加強版。)

目前もくぜんただしざい建造けんぞうてきゆう

  1. AP1000
  2. CAP1400
  3. ざいみみ建造けんぞうてきATMEA1えいATMEA1
  4. ざいしろにわか建造けんぞうてきVVER-1200/491,いち號機ごうき計畫けいかく2018ねん完工かんこう號機ごうき計畫けいかく2020ねん完工かんこう页面そん档备份そん互联网档あん
  • だいよんだいはん应堆目前もくぜんひさしざいとぎはつ階段かいだん主要しゅよう訴求そきゅうさらてき安全あんぜん性能せいのう永續えいぞく發展はってん效能こうのうひさげますくだてい成本なりもと。)

主要しゅようゆうろく款,三款使用慢中子產生熱能三款使用快中子產生熱能。使用しよう核分裂かくぶんれつさんせいねつのう

中子なかご款的ゆう

  1. ちょう高溫こうおん反應はんのうえいVery high temperature reactor( Very high temperature reactor,VHTR)
  2. ちょう臨界りんかいすい反應はんのう(Supercritical water reactor,SCWR)
  3. 熔鹽うずたか

かい中子なかご款的ゆう

  1. ひやかい中子なかご反應はんのう(Gas-cooled fast reactor,GFR)
  2. 鈉冷かい中子なかご反應はんのう(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)
  3. なまりひやかい中子なかご反應はんのう(Lead-cooled fast reactor,LFR)

术语“だいよんだいこれ美国びくにのうげん(DOE)戏称ざい2000ねん开发しんてきこう厂类がた[9]ざい2003ねんほうこく原子げんしのうがえだいのうげん员会(CEA)だい一个提到第二代类型在かくがくしゅうえいNucleonics Week[10]; 一起使用第三代类型的第一个提出的也是在2000ねんざい推出てきだい四代国际论坛(GIF)计划间。

其他反應はんのう

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かく燃料ねんりょう循环

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かく燃料ねんりょう循环(英語えいごNuclear fuel cycle),ゆびてきかく燃料ねんりょう经过ざい使用しよう过程ちゅうしょ经过てきいち系列けいれつ不同ふどうてき阶段。它主よう包括ほうかつぜん端步はしふ骤,其中有ちゅううせいづくりかく燃料ねんりょうてき过程、使用しよう间的かく个步骤、以及きさき端步はしふ骤,其中有ちゅううざいかく燃料ねんりょう使用しようかん毕时あるものかく燃料ねんりょうさい处理あるもの处理とぼしかく燃料ねんりょうてき过程。

かく安全あんぜん

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かく安全あんぜんわたる及采措施防止ぼうしかくあずか辐射事故じこあるきりせい其后はててきぎょう动。かく电行业具有ぐゆう改善かいぜんてき安全あんぜんせいはん应堆てき性能せいのう,并已提出ていしゅつりょうしんてきさら安全あんぜんてきはん应堆设计,ただし不能ふのう证该はん应堆はたせい确的设计,建造けんぞう操作そうさ

ずい石油せきゆすすずみ资源渐稀かけ,以及ためげんなる空氣くうき污染くだひく溫室おんしつ氣體きたいはいとう課題かだいかくのう发电开始受到じゅう视。れい如,ほうこくかくのう认为かくのう应用成功せいこうてき故事こじほうこく应用かくはん应堆发电さい广泛てき国家こっかほうこくもたれかくのう产生全国ぜんこく75%てき电能。

まいり

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註釋ちゅうしゃく

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  1. ^ Newman, Jay. Physics of the Life Sciences. Springer. 2008: 652 [2015-08-08]. ISBN 978-0-387-77258-5. (原始げんし内容ないようそん于2020-09-22). 
  2. ^ Reactivity (PDF). [2018-05-08]. (原始げんし内容ないようそん (PDF)于2017-09-21). 
  3. ^ http://gombessa.tripod.com/scienceleadstheway/id9.html页面そん档备份そん互联网档あん) Camp Century, Greenland
  4. ^ The Story of Camp Century - The City Under Ice页面そん档备份そん互联网档あん), US Army film, 1961 (via You Tube)
  5. ^ Meshik, Alex P. "The Workings of an Ancient Nuclear Reactor." Scientific American. November, 2005. Pg. 82.
  6. ^ Oklo: Natural Nuclear Reactors. Office of Civilian Radioactive Waste Management. [2006-06-28]. (原始げんし内容ないようそん档于2008ねん10がつ20日はつか). 
  7. ^ Oklo's Natural Fission Reactors. American Nuclear Society. [2006-06-28]. (原始げんし内容ないようそん于2021-03-30). 
  8. ^ Renewal a bridge to replacement. World Nuclear News. 2013-12-19 [2018-04-17]. (原始げんし内容ないようそん于2021-02-20). 
  9. ^ Generation IV. Euronuclear.org. [2011-03-18]. (原始げんし内容ないようそん档于2011ねん3がつ17にち). 
  10. ^ Nucleonics Week, Vol. 44, No. 39; p. 7, 25 September 2003 Quote: "Etienne Pochon, CEA director of nuclear industry support, outlined EPR's improved performance and enhanced safety features compared to the advanced Generation II designs on which it was based."

參考さんこう文獻ぶんけん

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