反应堆，反应堆设计的目的和任务是什么

时间：2022-08-17 13:28:28来源：整理作者：佚名投稿手机版

1，反应堆设计的目的和任务是什么

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。

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反应堆，反应堆设计的目的和任务是什么

2，什么叫反应堆

核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。

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3，a1b核反应堆参数

您好，您是想问a1b核反应堆参数是什么对吗？美国最新型的福特级航母使用的a1B型核反应堆参数电功率约为104兆，瓦反应堆的燃料丰度高达20%以上，a1B核反应堆使用的退役核弹再处理的浓缩铀，丰度为93%，但使用寿命更长可达50年。

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4，核反应堆的工作原理是怎样的

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，制成有一定铀含量和一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。

5，反应堆是什么

核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。（核）反应堆 (nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。注释：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。原子核反应堆（又反应堆称原子反应堆或核反应堆）的简称。它通常是指使易裂变物质（核燃料）在可控条件下进行自持的核裂变链式反应的装置，即裂变反应堆。此外，人们也把可控核聚变装置称为聚变反应堆。易裂变物质的一个核在一个中子轰击下分裂成两个不同的核（裂变碎片），放出2～3个中子和约200兆电子伏的能量，这种现象叫裂变。裂变时放出的中子可再引起核裂变，形成链式反应。在反应堆中，各种结构的材料的组合，使裂变反应的速率维持在所需的水平并受到精确的控制，同时裂变能以热能的形式有效地传出。反应堆还是一个巨大的中子源；又由于裂变时放出γ射线及裂变产物是β、γ放射性核素，它也是一个巨大的辐射源。为了保证安全，反应堆外围有足够的屏蔽层，还有其他防止放射性物质泄漏的严密设施。反应堆由核燃料、慢化剂、冷却剂、控制棒及热交换回路等构成。反应堆 - 工作原理热核实验反应堆的模拟图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。

6，什么是轻水反应堆

用轻水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆被称为轻水反应堆，包括沸腾水堆和加压水堆轻水也就是一般的水，广泛地被用于反应堆的慢化剂和冷却剂。与重水相比，轻水有廉价的长处，此外其减速效率也很高沸腾水堆的特点是将水蒸汽不经过热交换器直接送到气轮机，从而防止了热效率的低下，加压水堆则用高压抑制沸腾，对轻水一般加100至160个大气压，从而热交换器把一次冷却系（取出堆芯产生的热）和二次冷却系（发生送往蜗轮机的蒸汽）完全隔离开来。用重水即氧化氘（D2O）作为慢化剂的核反应堆被称为重水反应堆，或简称为重水堆现在的反应堆几乎都利用热中子，因此慢化剂是反应堆不可缺少的组成部分慢化剂与中子碰撞使中子亦即减少中子的数量的话，便失去了意义。所以，重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列是最常用的慢化剂。

水是使核反应堆中产生的中子减速的最好材料之一。用重水即氧化氘（d2o）作为慢化剂的核反应堆被称为重水反应堆，或简称为重水堆现在的反应堆几乎都利用热中子，因此慢化剂是反应堆不可缺少的组成部分慢化剂与中子碰撞使中子亦即减少中子的数量的话，便失去了意义。所以，重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列是最常用的慢化剂。用轻水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆被称为轻水反应堆，包括沸腾水堆和加压水堆轻水也就是一般的水，广泛地被用于反应堆的慢化剂和冷却剂。与重水相比，轻水有廉价的长处，此外其减速效率也很高沸腾水堆的特点是将水蒸汽不经过热交换器直接送到气轮机，从而防止了热效率的低下，加压水堆则用高压抑制沸腾，对轻水一般加100至160个大气压，从而热交换器把一次冷却系（取出堆芯产生的热）和二次冷却系（发生送往蜗轮机的蒸汽）完全隔离开来。至于轻水重水不用解释了吧呵呵

7，什么是核反应堆

将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。它有与普通火电发电厂相类似的“锅炉”，发电机组及其它控制，输配电等相关辅助设施组成。但是它的“锅炉”不是一般锅炉而采用“原子锅炉”，通常称为核反应堆。由于核反应堆的类型不同，核电站的系统、设备也有所差异。下面以压水型反应堆为例，介绍核电站的工作原理。

（核）反应堆 (nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。　　指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。　　注释：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。　　核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。核反应堆类型　　根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等。②生产放射性同位素的核反应堆。③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆。⑤为发电而发生热量的核反应，称为发电堆。⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。　　另外，核反应堆根据燃料类型分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆；根据中子能量分为快中子堆和热中子堆；根据冷却剂(载热剂)材料分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆；根据慢化剂(减速剂)分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆；根据中子通量分为高通量堆和一般能量堆；根据热工状态分为沸腾堆、非沸腾堆、压水堆；根据运行方式分为脉冲堆和稳态堆，等等。核反应堆概念上可有900多种设计，但现实上非常有限。核反应堆工作原理　　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。

8，核反应堆的部件结构是什么

（核）反应堆 (nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。　　指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。　　注释：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。　根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等。②生产放射性同位素的核反应堆。③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆。⑤为发电而发生热量的核反应，称为发电堆。⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。　　另外，核反应堆根据燃料类型分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆；根据中子能量分为快中子堆和热中子堆；根据冷却剂(载热剂)材料分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆；根据慢化剂(减速剂)分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆；根据中子通量分为高通量堆和一般能量堆；根据热工状态分为沸腾堆、非沸腾堆、压水堆；根据运行方式分为脉冲堆和稳态堆，等等。核反应堆概念上可有900多种设计，但现实上非常有限。

核反应堆 1. 核反应堆及其组成核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能—热能转换的装置。核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。 1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有Ｕ-235，它在天然铀中的含量仅有0.711％，另外两种同位素Ｕ-238和Ｕ-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料Ｕ-233和Pu-239。用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及γ剂量。辐射监测系统：该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。 2. 反应堆的结构形式和分类反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。

目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样

9，核能反应堆是什么

核能是通过转化其质量从原子核释放的能量，符合阿尔伯特·爱因斯坦的方程E=mc2，其中E=能量，m=质量，c=光速常量。核能通过三种核反应之一释放：核裂变，打开原子核的结合力。核聚变，原子的粒子熔合在一起。核衰变，自然的慢得多的裂变形式。原子由带正电荷的原子核和核外带负电荷的电子组成。普通化学反应的热效应来源于外层电子重排时键能的变化，而原子核及内层电子并没有变化。另外还有一类反应的热效应却来源于原子核的变化，这类反应叫核反应。核反应可分为核衰变、核裂变和核聚变三大类。为了能在正常环境下把核反应释放的核能安全地应用到日常生活、生产中，所需要采取的设施，即核燃料和控制棒组成的反应堆，俗称原子能反应堆。 1981年1月15日，中国第一座原子能反应堆改建成功。这座反应堆是1956年5月开始兴建的，两年后正式运转。反应堆是使原子核分裂维持链式反应的一种装置，是当时利用原子核内部能量的主要形式。反应堆释放出的热能可以用来发电，作为轮船、火车、飞机等的动力装置。利用反应堆可以制造同位素和进行科学研究。中国第一座原子能反应堆的主要用途就是进行科学试验和制造同位素。它是用铀做燃料，用重水作慢化剂和导热剂，所以叫做实验性重水型反应堆。它的建成是中国开始跨入原子能时代的标志。这座反应堆的热功率是7千至1万千瓦。反应堆经改建后运转正常，加强功率比改建前提高了50%，最大热中子通量增加了一倍多，反应堆的辐照空间也增加了2.6倍，仍用低浓度铀作为燃料。到2030年左右，日美欧各国现在运行的核电站原子能反应堆大部分即将到期并将陆续退役。面对这种严峻局面，日本、欧美目前都在加紧研发新一代原子能反应堆。例如日本东京大学正和加拿大共同研发的“超临界水反应堆”，其冷却剂使用“超临界水”。这种水既具有液体性质又具有气体性质，热传导效率远远优于普通的“轻水”。东京大学的冈芳明教授说：超临界水反应堆“只有一般反应堆的一半大小，建设费可节约30%－40％，发电费用可降低30％”。他们开发的目标是2030年达到实用化水平。日本原子能研究所则将开发重点放在新型增殖快堆上。这种新型增殖快堆称为“低减速频谱反应堆”，其原理和“文殊号”增殖快堆相同。“文殊号”快堆自1995年发生液钠泄漏事故以来，现在仍未恢复运转。为了增加反应堆的安全性，控制发电成本，新型增殖快堆的冷却剂不再采用液钠而改用水。目前，日本把这种水增殖快堆作为普通反应堆向液钠增殖快堆过渡的一种反应堆来进行开发。有了这种反应堆，用中子撞击核电站核废料的钚238就可以得到热发电，同时也可产生能作为燃料的钚239。法国正在研究开发“超高温气体反应堆”和“气体高速反应堆”。“超高温气体反应堆”利用1000℃以上的气体，“气体高速反应堆”则利用1000℃以下的气体。另外，法国还在研究开发“溶融盐反应堆”，试图利用含锂和铀的高温溶融盐发电。英国和日本提出的液钠冷却高速增殖快堆仍十分受重视，关键是增加了液钠使用中的安全性。俄罗斯研究开发的是“铅冷却反应堆”，与液钠相比，液态铅的安全性要高得多。美国自1999年开始实施“第四代计划”，在开发新型反应堆的同时，加强了核废料的循环再利用研究。2002年7月，美国在下述三原则的前提下决定了6种新型反应堆研究开发的方针。三原则为：1、发电成本、建设费用低廉；2、不易发生事故；3、核废料难以转用于武器制造。其选择的6种新型反应堆为：超高温反应堆、气体高速反应堆、超临界水反应堆、铅冷却反应堆、钠冷却反应堆及溶融盐反应堆。

核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。核反应堆（核）反应堆 (nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。　　指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。　　注释：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。　　核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。

10，第四代反应堆都有什么

自从20 世纪50 年代民用核反应堆诞生以来，世界上的核电反应堆经历了很大的发展和变化。第一代反应堆集中了世界上（主要是美国、俄罗斯、法国、英国）建造的首批原型堆。目前正在运行的是第二代反应堆。主要有美国、欧洲、日本的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；俄罗斯设计的轻水堆（VVER）；东欧国家的压力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆（CANDU）。第三代反应堆已做好建造的准备。实际上，日本已经建造了2 台机组（柏崎· 刈羽6 号和7 号）。根据需要和各国的情况， 2010～2015 年期间，第三代反应堆将替代正在运行的第二代。第四代反应堆还处于研发阶段，目前已有多种研发规划，预计将于2030 年达到技术成熟，2035～2040 年开始建造首批机组。第一代反应堆是20 世纪...自从20 世纪50 年代民用核反应堆诞生以来，世界上的核电反应堆经历了很大的发展和变化。第一代反应堆集中了世界上（主要是美国、俄罗斯、法国、英国）建造的首批原型堆。目前正在运行的是第二代反应堆。主要有美国、欧洲、日本的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；俄罗斯设计的轻水堆（VVER）；东欧国家的压力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆（CANDU）。第三代反应堆已做好建造的准备。实际上，日本已经建造了2 台机组（柏崎· 刈羽6 号和7 号）。根据需要和各国的情况， 2010～2015 年期间，第三代反应堆将替代正在运行的第二代。第四代反应堆还处于研发阶段，目前已有多种研发规划，预计将于2030 年达到技术成熟，2035～2040 年开始建造首批机组。第一代反应堆是20 世纪50～70 年代建造的首批原型堆：美国1957 年临界的首座用于发电的60MW 压水堆（希平港）；法国1956 年临界的天然铀石墨气冷堆（UNGG）和英国的石墨气冷堆（MAGNOX）。这一代反应堆受到燃料循环的限制，尤其是在20 世纪50～60 年代，一方面没有工业浓缩铀技术，另一方面某些希望拥有核威慑工具的国家需要生产裂变材料。在此种背景下，反应堆只能使用天然铀作燃料，用石墨或重水作慢化剂。法国建造和运行了 3 座产钚堆（G1、G2和G3），和6 座发电堆。尽管更大规模的反应堆具有令人感兴趣的特点（热效率高、可使燃料得到更充分的利用），但是，由于受到技术限制，投资费用高，提高安全性困难，因此第一代反应堆的功率通常较低。第二代反应堆是20 世纪70 年代到2000 年投入运行的商业反应堆，有PWR、BWR、 VVER 和CANDU 几种堆型。在这个阶段， PWR 和BWR 向着更简单、可靠和经济的方向发展。这两种反应堆目前占世界核电反应堆总数的85%。在法国和世界的工业经验反馈中，第二代反应堆从经济和环境方面验证了核电的性能，核电的价格与化石燃料相比非常有竞争力，废物排放大大低于允许限值。世界上的反应堆累计运行超过1 万堆年，表明这些工业技术是成熟的。目前，世界上运行中的反应堆为441 座。平均寿期为20 年，有50 座已超过30 年，8 座超过40 年。必须向第三代反应堆发展的要求始于 1979 年美国三里岛核事故。主要目标是要提高现有反应堆的安全性，虽然这些反应堆实际上已被证明具有很高的安全性。第三代反应堆派生于目前运行中的反应堆。设计基于同样的原理，并在技术上汲取了这些反应堆几十年的运行经验。 1993 年，法国和德国的核安全机构批准了未来压水堆安全的发展方向，并确定了新的安全参考标准。新的安全发展方向规定，假如发生严重事故，放射性及其效应不得影响到电厂以外。因此，在自1992 年开始的欧洲压水堆（EPR）的研究和设计工作中，安全被作为首要参考因素。加强安全主要表现在，为了进一步降低事故发生概率，增加了安全装置的冗余度，而且非能动安全设计可确保机组在发生事故时仍能正常运行。 EPR 的设计和改进是法德15 年的研发成果。该反应堆有以下明显优点：安全性大幅提高，造价降低，长寿命废物量降低，竞争力提高。在核领域，第二代与第三代之间的过渡已开始多年。例如，日本1997 年投入运行的柏崎·刈羽核电站两台机组，法国分别于1996 和1999 年投入运行的舒兹和希沃N4 系列都属于这一类。韩国已计划 2010 年建造第三代反应堆。美国也计划 2010 年建造水冷或气冷堆。中国也有同样的计划。第四代反应堆第四代反应堆是未来的系统，无论是从反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的革新和发展。作为2000 年美国能源部（DOE）发起倡议的继续，2001 年成立了第四代反应堆国际论坛（GIF），参加方有：阿根廷、巴西、即拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国。成员国承认，在可持续发展和防止温室效应方面，核能能够发挥很大的作用。国际合作围绕着以下几方面进行：持久性：该目标包括两个方面：从长远看有利于节省自然资源（铀）；废物量最少化；经济竞争性：目标是降低投资费用与运行费用；安全和可靠性：目标是（如果可能）排除疏散核电厂外部人员的必要性；加强防扩散和实体保护能力。此外，考虑到长期需求的变化，未来的核设施不应该只局限于发电，应能满足其他需要，如产氢或海水淡化等联合生产。同已实现的关键技术方案一样，未来反应堆的研发需要在国际范围内进行密切合作，尤其是在GIF 范围内的合作。2002 年对最有希望的未来反应堆概念进行了选择，选择了在能源可持续性、经济竞争性、安全和可靠性以及防扩散和外部侵犯能力方面最具前景的6 种核系统。选定的 6 种系统中有2 种高温气冷堆， 2 种液态金属（钠和铅合金）冷却堆，1 种超临界水冷堆和1 种熔盐反应堆。6 种系统中有4 种是快中子堆，5 种采取的是闭合燃料循环，并对乏燃料中所含全部锕系元素进行整体再循环。第四代反应堆概念与前几代完全不同，必须以大量的技术进步为前提。对这些系统的研究才刚刚开始。概念可行性研究结束后，对第四代系统的研究将进入技术和经济性论证阶段。目标是获得工业上成熟的第四代核系统，根据市场情况，2035 年可能开始实现首批工业应用。望采纳~~~~~

以前的应该就是螺旋丸吧..到现在他的绝招应该就是他的眼睛..四代现在有了轮回眼..听说不用动手，只用眼睛就能杀一个中忍

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