DCC、DMAP反应体系原理
DCC－DMAP体系经常用来做酯化反应和酰胺化反应。
反应溶剂一般都是无水的二氯甲烷，DCC大于一个当量，DMAP催化量，可以不另外加碱（适当加些三乙胺也没有什么坏处）。如果羧酸底物在反应时没有消旋的可能（Alpha位没有手性中心），DMAP可以加多至当量或过量，反应可以更快的进行。由于DMAP碱性相当强，量多的话很可能会造成消旋，所以对Alpha位有手性中心的底物要特别小心，DMAP一定控制在催化量，当然反应温度也是很重要的。
反应的具体机理如附件所示。
对于有些底物来说（例如亲核试剂的亲核性较弱或者在关大环时浓度太低），在生成O-Acyl Urea 活性中间体的时候，如果质子转移（Proton Transfer）比较慢，很容易发生分子间的反应，生成稳定的N-Acyl Urea，反应不会继续进行。N-Acyl Urea可以通过过柱分离得到。
为了减少N-Acyl Urea副产物的生成，需要向反应体系中加入催化量的酸，经常使用的包括PTSA，CSA，DMAP的盐酸盐等，可以加快Proton Transfer的速率。
反应的后处理一般是先过滤，除去一部分DCU，再用乙醚或者正己烷（也可以是石油醚，取决于产物的极性）稀释，再过滤除去沉淀下来的DCU，然后酸碱洗涤，过柱就行了（建议柱子稍微大一些，最好用乙醚－石油醚或者乙醚－正己烷体系）
核电站工作原理
核电站工作原理 它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。 主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 注： 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂
国际热核聚变实验堆项目 《国际热核聚变实验反应堆计划》阅读答案
国际热核聚变实验堆项目《国际热核聚变实验反应堆计划》 阅读答案 【--营销计划】 国际热核聚变实验反应堆计划简称“国际热核计划”，俗称“人造太阳”计划，因为它的原理类似太阳发光发热，即在上亿摄氏度的超高温条件下，利用氢的同位素氘、氚的聚变反应释放出核能。氘和氚可以从海水中提取，核聚变反应不产生温室气体及核废料。由于原料取之不尽，以及不会危害环境，核聚变能源成为未来人类新能源的希望所在。 国际热核计划采用的是可控热核聚变能，它的研究分惯性约束和磁约束两种途径。惯性约束是利用超高强度的激光在极短时间内辐射靶板来产生聚变。磁约束是利用强磁场可以很好地约束带电粒子这个特性，构造一个特殊的磁容器，建成聚变反应堆，在其中将聚变材料加热至数亿摄氏度高温，实现聚变反应。20世纪下半叶，聚变能的研究取得了重大进展，磁约速研究大大领先于其他途径。科学家研究出一种类似于面包图形状的环形器，这种面包圈形状的装置被称作“托卡马克”。在这类装置上进行的物理实验取得了一个个令人鼓舞的进展，比如等离子体温度己达4.4亿摄氏度，脉冲聚变输出功率超过16兆瓦。这些成就表明：在这类装置上产生聚变能的可行性已被证实。
为了点燃“人造太阳”，科学家将在法国南部的卡达拉舍建造一台规模庞大的设备：一个直径28米、高30米、由1000多万个零部件组成的大型圆柱体设备。假如成功的话，核聚变能源将具备重要的、无与伦比的优势。核聚变反应释放的能量大得超出人们的想象。形象地说，就是三瓶矿泉水就可以为一个4口之家提供一年的动力。不过，一些批评者却认为，核聚变反应堆其实并没有那么保险，还是存在放射性氢原子泄漏、污染环境的可能性。他们还认为，核聚变反应堆可以被怀有恶意的人滥用，用于生产核武器。支持者的反驳理由是核聚变发电站没有温室气体排放问题，也不会生成长久的、也就是半衰期很长的核废料。 不管怎样，世界上许多国家的政府对核聚变发电寄予厚望，愿意在今后30到40年的时间内投入100亿欧元左右的资金，进行“人造太阳”计划。 xx年1 1月2 1日，参加热核计划的7方代表在法国总统府正式签署了联合实验协定及相关文件，全面启动了世界瞩目的人类开发新能源的宏伟计划。在前两年，人们已经开始砍伐松林，为实验堆开辟地盘。按计划，xx年，热核实验反应堆将点燃它的第一把核聚变之火。随后，实验堆将运行15到20年。 5．下列各项中不是“核聚变能源成为未来人类新能源的希望所在”的理由的一项是
反应堆原理
核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的： 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。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较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。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＋防护装置。 还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。 热堆的概念：中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密 封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推
核电站的工作原理和结构
核电站的工作原理和结构 热堆的概念中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中
子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂 把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，
人教版高中物理选修2-3 《核裂变和裂变反应堆》教案参考
重核裂变链式反应 1942年，意大利科学家恩瑞克费米领导了世界上第一座原子核反应堆的建设和试验工作。 同时研究使链式反应变为连续、缓慢、可控的何反应，使核能平缓地释放出来。 1942年12月2日，在美国芝加哥体育场的看台下，世界上第一座用石墨作减速剂的原子核反应堆竣工落成 一．核能：原子核发生变化时释放的能量 一个核子要摆脱其它核子的核力吸引，需要巨大的能量。 1．结合能：核子结合成原子核时要放出一定的能量；原子核分解成核子时，要吸收同样多的能量 γ光子照射氘核： 光子的能量等于或大于2.22MeV 中子和质子结合： 放出的光子的能量为2.22MeV 平衡下列核反应方程： 在核反应堆中，石墨起 的作用，镉棒起 的作用。 关于太阳辐射能的主要由来，下列说法中正确的是（ ） A ．来自太阳中重元素裂变反应释放的核能 B ．来自太阳中轻元素聚变反应释放的核能 C ．来自太阳中碳元素氧化释放的化学能 D ．来自太阳本身贮存的大量内能 2．平均结合能：一个原子核结合能，除以这个原子核的核子数，得到的结果叫做每个核子的平均结合能。 平均结合能是核子结合成原子核时（把原子分解成核子时）每个核子平均放出（吸收）的能量。 平均结合能越大，原子核就越难拆开。 平均结合能的大小反映核的稳定程度:质量数较小的轻核和质量数较大的重核，平均结合能较大;中等质量的原子核，平均结合能大。即将中等质量数的原子核打散成核子要提供给每个核子的能量大。 二．重核裂变：重核受到其它粒子（如中子）轰击时裂变成两块质量较轻的核，同时还能放出中子。 1．重核的裂变是在1939年12月，德国的哈恩和他的助手斯特拉斯曼，用中子轰击铀核时发现。 2．铀核（92）裂变的产物多种多样，裂变为氙（Xe54）和锶（Sr38）、钡（Ba56）和氪（Kr36）、锑（Sb51）和铌（Nb41），同时放出2~3个中子。还能分裂成三部分或四部分（少见） 3．裂变的原因：中子打进铀核，形成处于激发态的复核。复核中核子剧烈运动，核变成不规则形状，核子间的距离增大，核力减小，不能克服库伦斥力，裂变。 4．重核裂变是获得原子核能的一个重要途径。 n Xe Sr U 101365490382359210++→+n H H 101121+→+γγ +→+H H n 211110
压水堆核电站工作原理简介
压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低
核聚变反应堆的原理很简单
核聚变反应堆的原理很简单，只不过对于人类当前的技术水准，实现起来具有相当大的难度。 物质由分子构成，分子由原子构成，原子中的原子核又由质子和中子构成，原子核外包覆与质子数量相等的电子。质子带正电，中子不带电。电子受原子核中正电的吸引，在"轨道"上围绕原子核旋转。不同元素的电子、质子数量也不同，如氢和氢同位素只有1个质子和1个电子，铀是天然元素中最重的原子，有92个质子和92个电子。 核聚变是指由质量轻的原子（主要是指氢的同位素氘和氚）在超高温条件下，发生原子核互相聚合作用，生成较重的原子核（氦），并释放出巨大的能量。1千克氘全部聚变释放的能量相当11000吨煤炭。其实，利用轻核聚变原理，人类早已实现了氘氚核聚变---氢弹爆炸，但氢弹是不可控制的爆炸性核聚变，瞬间能量释放只能给人类带来灾难。如果能让核聚变反应按照人们的需要，长期持续释放，才能使核聚变发电，实现核聚变能的和平利用。 如果要实现核聚变发电，那么在核聚变反应堆中，第一步需要将作为反应体的氘-氚混合气体加热到等离子态，也就是温度足够高到使得电子能脱离原子核的束缚，让原子核能自由运动，这时才可能使裸露的原子核发生直接接触，这就需要达到大约10万摄氏度的高温。 第二步，由于所有原子核都带正电，按照"同性相斥"原理，两个原子核要聚到一起，必须克服强大的静电斥力。两个原子核之间靠得越近，静电产生的斥力就越大，只有当它们之间互相接近的距离达到大约万亿分之三毫米时，核力（强作用力）才会伸出强有力的手，把它们拉到一起，从而放出巨大的能量。 质量轻的原子核间静电斥力最小，也最容易发生聚变反应，所以核聚变物质一般选择氢的同位素氘和氚。氢是宇宙中最轻的元素，在自然界中存在的同位素有：氕、氘(重氢)、氚(超重氢)。在氢的同位素中，氘和氚之间的聚变最容易，氘和氘之间的聚变就困难些，氕和氕之间的聚变就更困难了。因此人们在考虑聚变时，先考虑氘、氚之间的聚变，后考虑氘、氘之间的聚变。重核元素如铁原子也能发生聚变反应，释放的能量也更多；但是以人类目前的科技水平，尚不足满足其聚变条件。 为了克服带正电子原子核之间的斥力，原子核需要以极快的速度运行，要使原子核达到这种运行状态，就需要继续加温，直至上亿摄氏度，使得布朗运动达到一个疯狂的水平，温度越高，原子核运动越快。以至于它们没有时间相互躲避。然后就简单了，氚的原子核和氘的原子核以极大的速度，赤裸裸地发生碰撞，结合成1个氦原子核，并放出1个中子和17。6兆电子伏特能量。 反应堆经过一段时间运行，内部反应体已经不需要外来能源的加热，核聚变的温度足够使得原子核继续发生聚变。这个过程只要将氦原子核和中子及时排除出反应堆，并及时将新的氚和氘的混合气输入到反应堆内，核聚变就能持续下去；核聚变产生的能量一小部分留在反应体内，维持链式反应，剩余大部分的能量可以通过热交换装置输出到反应堆外，驱动汽轮机发电。这就和传统核电站类似了。 核聚变消耗的燃料是世界上十分常见的元素--氘（也就是重氢）。氘在海水中的含量还是比较高的，只需要通过精馏法取得重水，然后再电解重水就能得到氘。新的问题出现了，仅仅有氘还是不够的，尽管氘-氘反应也是氢核聚变的主要形式，但我们人类现有条件下，
反应堆工概论整理
第一章反应堆简介 1. 反应堆概念 核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。 2. 反应堆的用途 生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆 实验堆：主要用于实验研究 动力堆：用于动力或直接发电的反应堆 3. 反应堆种类 按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等 其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础 1. 原子与原子核 92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数 2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸) 原子核带正电，半径为1213 10~10cm --， 其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u 3. 同位素及核素的表示符号 同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同 一个位置，丰度。例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。核素的表示A Z X。4. 原子核的能级状态，激发态 原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量 5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律 一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。 衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指 数规律进行的，即 0e t N Nλ-=
6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变 Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成） Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子 Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线 7. 衰变常数、半衰期、平均寿命 一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。 原子核衰变一半所需的平均时间1/2T 称为半衰期，1/20.693T λ= 。 平均寿命τ是指核数降为原来1/e 所需的时间，1/τλ= 8. 放射性活度及其单位 放射性活度：一定量放射性物质（核素）单位时间内发生的核衰变数 国际单位是贝克勒尔Bq ，专用单位为居里Ci ；11011;1 3.710Bq s Ci Bq -==? 9. 原子核内核子间的作用力 原子核内核子间的作用力（核力）是短程力，与电荷无关，具有饱和性，且与核子的自旋态有关 10. 结合能与比结合能 自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合能，原子核平均每个核子的结合能称为比结合能 11. 质量亏损 原子核质量与各单个核子质量和的差值即称为质量亏损M ?,2E Mc ?=?即为结合能 12. 裂变能与聚变能 重核裂变为若干中等核所释放的能量即为裂变能； 轻核结合成一个核过程中所释放的能量即为聚变能 13. 弹性散射 弹性散射：中子与靶核碰撞过程中，动能、动量守恒，靶核的能级状态没有改变的反 应。 碰撞后，中子的运动方向和能量都有所改变，中子从快中子到热中子的过程主要是依靠与轻核的弹性散射以损失能量实现 14. 非弹性散射 非弹性散射：类似于弹性散射，但是靶核的能级状态有所升高。常伴随靶核的γ衰变，高能中子与重核的散射反应主要是非弹性散射
裂变反应堆的工作原理
裂变反应堆的工作原理 为了深入讨论与核能有关的技术和发展趋势,我们必须对核电站所基于的原理--核反应堆中子物理、反应堆热工水力学、反应堆控制和反应堆安全等方面的基本知识,有一个初步的了解。 一、反应堆中子物理 （－）中子与原子核的相互作用 在反应堆的心脏____堆芯中，大量的中子在飞行，不断与各种原子核发生碰撞。碰撞的结果，或是中子被散射、改变了自己的速度和飞行方向；或中子被原子核吸收。如果中子是被铀－235这类核燃料吸收，就可能使其裂变。下面我们较详细地进行介绍。 1．散射反应 中子与原子核发生散射反应时，中子改变了飞行方向和飞行速度。能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会逐步减少，这种过程称为中子的慢化。散射反应有两种不同的机制。一种称为弹性散射。在弹性散射前后，中子——原子核体系的能量和动量都是守恒的。任何能量的中子都可以与原子核发生弹性散射。另一种称为非弹性散射。中子与原子核发生非弹性散射，实际上包括两个过程。首先是中子被原子核吸收，形成一个复合核。但这个复合核不是处于稳定的基态，而是处于激发态。很快它就会又放出一个中子，并且放出γ射线，回到稳定的基态。非弹性散射的反应式如下： n X X n X A Z A Z A Z 10 **110)()(+→→++ γ+↓→X A Z 并非所有能量的中子都能与原子核发生非弹性散射。中子能量必须超过一个阈值，非弹性散射才能发生。对于铀－238原子核，中子能量要高于45千电子伏，才能与之发生非弹性散射。非弹性散射的结果也是使中子的能量降低。在热中子反应堆中，中子慢化主要依靠弹性散射。在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与铀－238的非弹性散射，能量也会有所降低。 2．俘获反应 亦称为（n ，γ）反应。它是最常见的核反应。中子被原子核吸收后，形成一种新核素（是原核素的同位素），并放出γ射线。它的一般反应式如下： γ+→→+++)()(1*110X X n X A Z A Z A Z 反应堆内重要的俘获反应有: 这就是在反应堆中将铀－238转化为核燃料钚－239的过程。类似的反应还有： 这就是将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料铀－233的过程。 3．裂变反应 核裂变是堆内最重要的核反应。铀－233、铀-235、钚－239和钚－241等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的概率更大，通常被称为易裂变核素。而钍－232、铀－238等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为可裂变同位素。目前热中子反应堆内主要采用铀－235作核燃料。铀裂变时一般产生1 0 1
反应堆材料实验报告
中国科学技术大学 核科学技术学院 反应堆材料实验课程 实验报告 实验名称：铁碳合金金相组织观察及硬度测试学生姓名： 学号： 专业班级： 指导老师：李远杰
一．实验目的 1.掌握金相样品的制备流程，可独立完成金相样品的制备； 2.了解淬火和回火热处理过程，并掌握RAFM钢回火态和淬火态的判断方法； 3.理解热处理对金属材料结构和性能的影响； 4.观察经淬火和回火的样品的表面晶格结构，并比较两者的不同。二．实验原理（主要阐述实验中相关过程的基本原理，如预磨和抛光的原理，腐蚀剂的选择，金相的判断，热处理原理，硬度测试原理等） 1.热处理原理 ⑴淬火：将钢加热到临界温度Ac3（亚共析钢）或Ac1（过共析钢）以上某一温度，保温一段时间，使之全部或部分奥氏体化，然后以大于临界冷却速度的冷速快冷到马氏体以下（或马氏体附近等温）进行马氏体（或贝氏体）转变的热处理工艺。 ⑵回火：将淬火钢加热到奥氏体转变温度以下，保温1到2小时后冷却的工艺。回火往往是与淬火相伴，并且是热处理的最后一道工序。经过回火，钢的组织趋于稳定，淬火钢的脆性降低，韧性与塑性提高，消除或者减少淬火应力，稳定钢的形状与尺寸，防止淬火零件变形和开裂，高温回火还可以改善切削加工性能。 ⑶过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）
图1 过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线） 过冷奥氏体（指加热保温后形成的奥氏体冷却到临界点Ar1以下时，尚未转变的奥氏体）等温转变动力学曲线是表示不同温度下过冷奥氏体转变量与转变时间关系的曲线。由于通常不需要了解某时刻转变量的多少，而比较注重转变的开始和结束时间，因此常常将这种曲线绘制成温度—时间曲线，简称C曲线。C曲线是过冷奥氏体转变的动力学图。从图中可以看出过冷奥氏体转变的组织和性能可以分为3个区：珠光体（由铁素体和渗碳体相间而成的片状或粒状混合物）型转变区(A1-550℃)、贝氏体（由铁素体和渗碳体组成的机械混合物，但不是层片状）型转变区(在240-550℃之间，其中又以350℃左右为界为上、下贝氏体两个转变区) 、马氏体（马氏体是碳在体心立方α-Fe 中的过饱和固溶体）型转变区(Ms-Mf) 。 2.预磨和抛光 预磨是指通关过表面预处理清除部件上的污物，消除严重氧化、
核电站的工作原理
核电站提供了世界上大约17%的电能。一些国家或地区对核电的依赖要比其他发电方式更高。例如，根据国际原子能机构提供的数据，在法国，大约75%的电是由核电站生产的。在美国，核电站共提供了大约15%的电能，但各州利用核电的情况并不统一。全世界共有超过400座核电站，而其中有超过100座在美国。 您了解核电站的工作原理以及核能的安全性吗？在这篇文章中，我们将为您介绍核反应堆和核电站的工作原理，并带您了解核裂变的原理以及核反应堆的内部情况。 铀是地球上一种相当普通的元素，在地球形成时就存在于这个行星中了。铀原本是在恒星中形成的。年老的恒星爆炸，其尘埃聚集起来形成了地球。铀-238 (U-238) 有一个非常长的半衰期（大于45亿年），因此现在它们仍然大量存在。铀-238占地球上所有铀的99%，铀-235 约占0.7%。铀-234是由铀-238衰变形成的，它更加稀少。（铀-238经过很多阶段的阿尔法和贝塔衰变才能转变为稳定的铅同位素，而铀-234是这条反应链上的一环。） 铀-235有一个奇特的特性让它既可以用于核能发电也可以用于制造核弹。铀-235和铀-238一样都是通过辐射阿尔法射线的方式衰变。铀-235同时也在一小部分时间中进行着自发裂变。然而，铀-235是少数能够发生诱发裂变的物质之一。如果一个自由中子撞击铀-235的原子核，它的原子核将会立即吸收这个中子而变得不稳定，并马上分解。请查看核辐射揭秘以了解全部细节。 核裂变 下面的动画演示了一个中子从上部接近铀-235的原子核。一旦原子核捕捉到中子，它马上分解为两个轻一些的原子，同时释放出两个或三个新的中子（中子的个数取决于铀-235原子分解的方式）。两个新的原子释放出伽马射线并稳定到新的状态。有三件事情让这个诱发裂变过程变得有趣： 铀-235原子捕捉一个正在穿过的中子的概率非常高。在正常工作的核反应堆中（称为临界状态），每次裂变释放出的中子都会导致另一次裂变的发生。 捕捉中子并发生分解的过程非常迅速，单位为皮秒（即1x10-12秒）。 当单个原子分解时，会有巨大的能量通过热和伽马辐射的形式释放出来。裂变生成的两个原子也能够释放贝塔和伽马射线。单个裂变反应之所以能释放出能量，是因为裂变产物和中子加在一起的质量比原来的铀-235原子的质量要小。方程E=mc2决定了质量差异转化为能量的比率。 单位约为200MeV（百万电子伏特）的能量被铀-235原子通过衰变释放出来（下面的公式将这些量转化为我们常见的单位，1eV=1.602x10-12尔格，1x107尔格=1焦耳，1焦耳=1瓦秒，而1BTU（热量单位）=1055焦耳）。这些可能看上去不是很多，但是一斤铀中有大量的铀原子。事实上，一斤高浓铀被用于为核潜艇或者核动力航母提供能量，这约等于380万升汽油能提供的能量。如果考虑到一斤铀的尺寸比一个棒球还小，而380万升的汽油却能够装满边长为15米（有五层楼高）的立方体，您就能对铀-235 所蕴含的能量有个概念了。 为使铀-235的这些特性得到发挥，铀样品必须得到浓缩，这样它就含有2-3% 或者更高浓度的铀-235。3%的浓度足够用于核电站。武器中的铀含有90%或更多的铀-235。 核电站内部 建造一个核反应堆需要浓度低一些的铀。通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。燃料组件通常被浸泡在压力容器中。容器中的水起冷却作用。为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。这意味着，如果没有其他设备，铀最终将会过热并熔化。 为防止这种情况出现，由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中。操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控
聚变能和受控核聚变研究简史_江海燕
聚变能和受控核聚变研究简史 江海燕 (合肥工业大学理学院安徽230009) 储德林 (解放军炮兵学院基础部物理教研室合肥230031) 一、聚变能)))未来人类的理想能源 能源、信息和材料作为社会进步的三大支柱,是现代社会赖以生存和发展的基本条件。我国人口众多,能源需求旺盛,随着国民经济的发展,能源问题日益紧迫。至本世纪中叶,要使我国成为中等发达国家,则需要建立约每年38~45亿吨标准煤、电力装机容量15亿千瓦或者更大些的能源体系。在我国能源构成中,化石燃料所占份额极大,水力资源有限,其他如太阳能、风能、潮汐能、生物能等,只起到重要补充作用。众所周知,化石燃料所造成的环境污染,化工原料的浪费以及运输能力的消耗等都不容忽视;太阳能、生物能虽然符合环保标准,但限于目前技术水平,尚不能提供大规模商业用电;其他能源受到天气状况,地理位置等条件制约,均无法彻底解决能源问题。 科学家早就认识到,要解决人类的能源问题,必须依靠大规模发展核能。目前核能主要有两种形式:裂变能和聚变能。同样,裂变能也存在资源匮乏以及环境污染等问题,其发展也只能是核能利用的中间阶段。聚变能燃料取自海水中蕴藏量极高的氢同位素氘(每立方米海水中含有30克氘),1克氘完全燃烧可产生相当于8吨煤的能量。因此聚变能源是取之不尽、用之不竭的符合国际环保标准的清洁能源,是人类解决未来能源问题的根本途径之一。 核聚变的理论依据是,两个轻核在一定条件下聚合生成一个较重核,同时伴有质量亏损,根据爱因斯坦的质能方程,聚变过程将会释放出巨大的能量。反应条件是将一定密度的等离子体加热到足够高的温度,并且保持足够长的时间,使聚变反应得以进行。由于核聚变等离子体温度极高(达上亿度),任何实物容器都无法承受如此高的温度,因此必须采用特殊的方法将高温等离子体约束住。像太阳及其他恒星是靠巨大的引力约束住1000万~1500万摄氏度的等离子体来维持聚变反应,而地球上根本没有这么大的引力,只有通过把低密度的等离子体加热到更高的温度(1亿度以上),来引起聚变反应。通过人工方法约束等离子体主要有两种途径,即惯性约束和磁约束。 惯性约束是利用高功率密度的激光束或其他粒子束将内含氘氚燃料的微丸在极短的时间内压缩聚爆达到极高的密度,同时将氘氚离子加热到热核聚变反应温度,并在向心聚爆形成的等离子体飞散以前(即利用等离子体向内运动的惯性)产生足够的聚变反应,获得能量增益。磁约束是在一定的真空容器中,将氘氚燃料用特殊的加热方法加热到聚变反应温区(即1亿度以上)以点燃氘氚反应,利用特殊设计的/磁笼子0将这种高温等离子体稳定地约束在该真空容器内,使聚变反应能够稳定进行。围绕这种/磁笼子0的设计和建造,人类已经走过了半个多世纪艰苦的历程。 二、受控核聚变研究历程 上世纪30年代,在英国剑桥的卡文迪什实验室进行了人类历史上第一次核聚变实验,结果可想而知,著名的物理学家卢瑟福于1933年宣布:从原子中寻找能源无异于痴心妄想!然而随着第二次世界大战的结束和曼哈顿计划(原子弹爆炸)的成功实施,人们对原子物理和核聚变的兴趣与日俱增。1952年11月1日在西太平洋埃尼威托克岛秘密爆炸了一颗氢弹,爆炸中释放的巨大能量宣告人类终于成功地实现了核聚变。欣喜之余,科学家们设想能否将爆炸中瞬间释放的巨大能量缓慢地释放出来,以用于和平利用核能的目的呢?事实上,科学家们一直在为受控核聚变努力着。1951年阿根廷的科学家们声称实现了受控核聚变,尽管后来证明这个结论是错误的,但也为其他科学家提供了有益的经验。 这个时候,世界上许多国家都在秘密开展受控核聚变的相关研究。美国的物理学家斯必泽在普林斯顿大学等离子体物理实验室建造了磁约束装置仿星器;物理学家詹姆士#塔克在洛斯阿拉莫斯国家实验室建造了磁场箍缩装置;爱德华#泰勒在劳伦斯利弗莫尔实验室把氢弹研究扩展到惯性约束研究。在英国,聚变研究的大量工作是在大学里开展的,其中最主要的有位于哈维尔皇家学院的汤姆逊研究组和位于牛津大学的桑尼曼研究组,汤姆逊还发明了一项聚变堆专利。1952年物理学家库辛和沃尔建造了小型等离子体环形箍缩装置,后来又建造了规模较大的实验装置ZE TA,ZE TA是一种稳定的环形箍缩装置,于1954年开始使用,到1958年停止。ZETA # 17 # 16卷5期(总95期)
核反应堆及其工作原理
核反应堆及其工作原理 日本地震引发的核泄漏危机使得人心惶惶，网上各种瞎扯的消息铺天盖地，与其在假消息中挣扎，倒不如来普及一下科学知识。核反应堆究竟是什么东西？它的工作原理是怎样的？今天我们就来图解福岛核电站故障。 核反应堆相关词汇表： core 核心 control rod s 控制棒 reactor vessel反应堆 suppression pool 抑压池 primary containment vessel 第一层安全壳（反应堆外壳） secondary containment building 第二层安全壳 turbine涡轮 condenser冷凝器 backup steam generator备用蒸汽发电机 Normal operation 正常状态 In operation since the early 1970s, Japan's Fukushima Daiichi nuclear plant uses six boiling water reactors, which rely on uranium nuclear fission to generate heat. Water surrounding the core boils into steam that drives turbines to generate electricity.
The reactor vessel is surrounded by a thick steel-and-concrete primary containment vessel, equipped with a water reservoir designed to suppress overheating of the vessel. 反应堆由一个钢与混凝土构成的厚实外壳（第一层安全壳）保护着，另外还配有一个蓄水库，防止反应堆过热。The suppression pool is designed to protect the primary vessel if the core gets too hot. Valves release steam into the pool, where it condenses, relieving dangerous pressure. 当核心过热时，抑压池可以起到保护第一层安全壳的作用。这时阀门会打开，水蒸气就能进入抑压池内冷凝，减缓压力过大造成的危险。 Earthquake damage 地震时 The earthquake initiated a rapid shutdown of the reactors, but the disaster cut power to controls and pumps, and the tsunami disabled backup generators. New diesel generators were delivered after batteries used to control the operation of the reactor were exhausted. 周五的地震切断了各种控制系统和水泵的电力供应，而海啸又使备用发电机组无法工作。在控制反应堆运作的电池报废后，不得不启用第二套柴油发电机。 Since the quake hit, fuel rods in the cores of reactor 1, 2 and 3 have overheated because of a lack of cooling water. 自地震以来，由于冷却用水的缺少，1、2、3号反应堆核心中的燃料棒一直处于过热状态。 Control rods were inserted into the cores to stop fission, but cores need several days to cool down. 控制棒已经插入，但是核心需要好几天时间来冷却。
反应堆期末复习资料
1、在热中子反应堆中为什么要使用慢化剂？慢化剂的工作原理是什么？并举出几种常用的慢化剂。 1 反应堆内产生的中子能量相当高，其平均值约为2MeV；而微观裂 变截面在热能区较大，热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区，所以在热中子反应堆中使用慢化剂。 2 在热中子反应堆中，慢化过程中弹性散射起主要作用，因为裂变中 子经过与慢化剂和其他材料核的几次碰撞，中子能量便很快降低到非弹性散射的阈能一下，这是中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射进行。 3 水、重水、石墨等。 1、缓发中子是如何产生的？在反应堆动力学分析计算中，份额不足 1%的缓发中子与份额超过99%的瞬发中子相比是否可以忽略不 计？为什么？ 1 缓发中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，占裂变中子的不到 1% 2 缓发中子不可以忽略不计 3 缓发中子份额虽然很少，但它的发射时间较长，缓发效应大大增加 了两代中子之间的平均时间间隔，从而滞缓了中子密度的变化率。 反应堆的控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。 2、解释碘坑现象和强迫停堆时间。船用反应堆要求不能出现强迫停 堆现象，请问在设计上应如何考虑。 1 刚停堆时，135Xe不再吸收中子消失，而一段时间内，135I衰变 成135Xe的速率高于135Xe的衰变速率，因此135Xe核密度随着时 间增长，即毒性随时间上升；但在9-10小时后，堆内135I浓度已 明显降低，氙的生成速率低于衰变速率，所以毒性随时间降低， 这种现象称为碘坑现象。 2 在碘坑时间内，若剩余反应性小于或等于0，则反应堆无法启 动，这段时间称为强迫停堆时间。 3 船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象，在设计上应留有足够的 后备反应性，按照最大氙中毒设计。 3、为什么沸水堆中控制棒是从底部插入堆芯的？ 沸水堆中水密度在高度方向上变化非常剧烈，堆芯下部的水密度要远高于堆芯上部的水密度，故堆芯的下部中子通量密度要比上部大，控制棒由下向上插入可以提高控制棒的效率，同时还可以展平轴向功率。 4、如何保证压水堆慢化剂温度系数为负值？举例说明负温度系数对
反应堆材料学
概述 第一节核裂变反应和反应堆简介 1．1．1原子核的基本性质 1．1．2核裂变和核能的特点 1．1．3核裂变链式反应 1．1．4反应堆有效增殖系数与临界和反应性1．1．5反应堆与核电站 1．1．6反应堆的分类与各典型堆的特点概述1．1．7核电站的安全措施 第二节反应堆材料与中子的相互作用1．2．1中子与原子核的反应 1．2．2中子反应截面 1．2．3反应截面随中子能量的分区1．2．4燃耗和辐照参数 1．2．5中子平均速度和靶核的平均宏观截面1．2．6放射性及其衰变和半衰期 1．2．7放射性活度及其相关的剂量 参考文献 第二章反应堆材料体系概述 第一节反应堆各重要部件的功能和用材2．1．1核燃料 2．1．2包壳材料 2．1．3堆内构件材料 2．1．4反应堆压力容器材料 2．1．5反应堆回路材料 2．1．6蒸汽发生器材料 2．1．7控制材料 2．1．8慢化材料和反射材料 2．1．9冷却剂材料 2．1．10屏蔽材料 2．1．11安全壳材料 2．1．12典型堆主要部件的用材及运行参数第二节燃料元件和组件概述 2．2．1燃料元件和组件 2．2．2典型堆的燃料元件 2．2．3本节总结 参考文献 第三章金属学和位错基础 第一节金属学基础概述 3．1．1纯金属的晶体结构 3．1．2实际金属的晶体结构及其缺陷3．1．3晶面指数和晶向指数 3．1．4金属的典型晶胞结构
3．1．6合金的相结构 3．1．7铁碳平衡相图 3．1．8过冷奥氏体等温转变曲线3．1．9过冷奥氏体连续冷却曲线3．1．10回火脆性 3．1．11回复与再结晶和再结晶温度3．1．12几个常用名词的含义 第二节位错与强化 3．2．1位错的提出和类型 3．2．2柏氏回路和柏氏矢量 3．2．3位错密度 3．2．4位错应力场和应变能及位错的受力3．2．5位错的运动 3．2．6位错与晶体缺陷之间的交互作用3．2．7位错的萌生和增殖 3．2．8实际晶体中的位错 3．2．9位错反应 3．2．10扩展位错 3．2．11体心立方晶体中的位错3．2．12金属的强化 参考文献 第四章金属的力学性能和断裂韧性 第一节常规力学性能和相关机制概述4．1．1强度和塑性 4．1．2屈服现象和包申格效应 4．1．3应力状态柔性系数及力学状态图4．1．4金属的缺口效应 4．1．5冲击韧性和脆性断裂理论4．1．6金属的疲劳 4．1．7金属的蠕变 4．1．8金属的断裂 第二节金属的断裂韧性 4．2．1线弹性条件下的断裂韧性4．2．2弹塑性条件下的断裂韧性4．2．3动态断裂韧性 参考文献 第五章金属腐蚀概论 第一节金属腐蚀概念与理论概述5．1．1腐蚀的分类和压水堆腐蚀环境5．1．2腐蚀速度的表示方法 5．1．3化学腐蚀 5．1．4电化学腐蚀 5．1．5电化学腐蚀的热力学判据