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我的世界手机版下界反应堆怎么用？ 下界怎么去？[多图]
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下界！作为JS诞生的一个整合MOD，区别与地狱，末地。以为下界。世界的最下方。深渊中的深渊。嘛，说了这么多，因为是JS的关系，其实就是用地狱岩随机生成的一个空间罢了。下面就由小编为大家带来下界怎么去？手机版下界反应堆怎么用详解。
先找个空旷的地方，用金砖和石块铺3×3的方块。
金砖就用完了，再堆反应堆和石块
具体情况，可以按照PC版的堆叠，这样的侧面图就堆好了。
点一下里面的反应堆。
这样玩家就能生存一个反应堆空间了。
然后反应堆会慢慢变红。
全部变成红色后，会不断的生成东西。说是生成，其实是掉落。
当然除了生成东西，还会生成怪。
于是捡满背包的你，选择离开时，你会发现小到稻子，大到家具床，武器木头到钻石，什么东西都有。简直多元化。
最后放出我的世界下界+反应堆一键生成JS下载地址：
以上是小编为大家带来的下界怎么去？我的世界手机版下界反应堆怎么用详解。更多相关内容敬请关注清风手游网公众号，并回复【我的世界】。
专题类型：我的世界
更新时间：
专题标签：我的世界沙盒像素
我的世界是一款非常独特的沙盒游戏，在游戏中，你将探索这个新的世界，你将建造不可思议的事物，没有游戏中做不到的，只有你想不到的，运...
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《我的世界》下界反应堆制作图文教程
发表： 来源：多游网作者：jason 浏览：1
《我的世界》下界反应堆制作图文教程，游戏里除了正常的世界之外还有下界。我的世界下界反应堆怎么做？今天小编带来我的世界下界反应堆的制造攻略，希望大家喜欢！
目前我的世界手机版暂时还不可以进入地狱，但是我们可以通过开启下界反应核来获取地狱岩、萤石粉等等材料。建造下界反应器需要一个下界反应核，4个金块，14个圆石。建造方法如图示
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范文二：中国在建核电站反应堆数世界第一占全球37％ 北京12月20日晚间消息 据《华尔街日报》报道，美国以及其他国家的核能企业现在很难守住在中国的业务。继三年多前日本福岛核电站的灾难迫使全球许多国家暂停核项目之后，中国已成为核能产业最大的成长型市场和少有的亮点。但中国正越来越多地依靠本地企业来为数十亿美元的核项目建造关键部分，这是中国的工业民族主义以及对美国供应商的种种问题感到不满所导致的。目前，中国建成与在建核电站的地域分布从北到南是辽宁、山东、江苏、浙江、福建、广东、广西和海南，在各地的13个厂址上一共有48台机组在运和在建。2013年底，核电发电量占全国总发电量的2.1%。在全球核工业聚焦中国的情况下，中国政府已利用其庞大的市场完成了关键技术转移并逐步实现本土化生产。在这一过程中，中国既达到了在国内建立敏感制造技术的政治目的，也满足了避免因供应商距离遥远而出现问题的实际需要。在全球对大型核电项目的胃口正在减小的情况下，中国在全球核电项目增长中占据很大比例，原因不仅在于福岛核事故的影响，还因为新钻探技术的出现带来了低价天然气的产量大幅增长。国际原子能机构(International Atomic Energy Agency，简称IAEA)的数据显示，在全球正在建造中的71个核反应堆中，目前中国在建的有26个。世界核能协会(World NuclearAssociation)称，中国还在规划或拟建另外180个核反应堆。中国核建股份公司副总裁、总工程师庄火林更是透露：“目前中国核建已经具备同时建造40台核电机组的能力，拥有包括能完成多种堆型核电建造技术，并拥有自主知识产权和先进技术，也能建成多种规格的商用核电站。同时，完成了拥有7个大类、38个子类，总共310子项的核电建造的标准化系统，而制造、设计能力也达到了国际标准。”中国核电，经过30年发展出两代核电机组，成功成为核电领域先进国家。
范文三：中国在建核电站反应堆数世界第一 占全球37％北京12月20日晚间消息 据《华尔街日报》报道，美国以及其他国家的核能企业现在很难守住在中国的业务。继三年多前日本福岛核电站的灾难迫使全球许多国家暂停核项目之后，中国已成为核能产业最大的成长型市场和少有的亮点。但中国正越来越多地依靠本地企业来为数十亿美元的核项目建造关键部分，这是中国的工业民族主义以及对美国供应商的种种问题感到不满所导致的。目前，中国建成与在建核电站的地域分布从北到南是辽宁、山东、江苏、浙江、福建、广东、广西和海南，在各地的13个厂址上一共有48台机组在运和在建。2013年底，核电发电量占全国总发电量的2.1%。在全球核工业聚焦中国的情况下，中国政府已利用其庞大的市场完成了关键技术转移并逐步实现本土化生产。在这一过程中，中国既达到了在国内建立敏感制造技术的政治目的，也满足了避免因供应商距离遥远而出现问题的实际需要。在全球对大型核电项目的胃口正在减小的情况下，中国在全球核电项目增长中占据很大比例，原因不仅在于福岛核事故的影响，还因为新钻探技术的出现带来了低价天然气的产量大幅增长。国际原子能机构(International Atomic Energy Agency，简称IAEA)的数据显示，在全球正在建造中的71个核反应堆中，目前中国在建的有26个。世界核能协会(World Nuclear Association)称，中国还在规划或拟建另外180个核反应堆。中国核建股份公司副总裁、总工程师庄火林更是透露：“目前中国核建已经具备同时建造40台核电机组的能力，拥有包括能完成多种堆型核电建造技术，并拥有自主知识产权和先进技术，也能建成多种规格的商用核电站。同时，完成了拥有7个大类、38个子类，总共310子项的核电建造的标准化系统，而制造、设计能力也达到了国际标准。”
中国核电，经过30年发展出两代核电机组，成功成为核电领域先进国家。
范文四：反应堆启动前，必须按照核安全法规HAF0304《核电厂调试程序》中规定的调试试验项目，对电厂系统如反应性控制棒的功能、保护系统的功能和临测装置的功能等进行试验和检查，使其满足核安全的要求。并按照物理试验质量和安全计划中的相关要求，完成启动试验前的准备工作。1 启动试验目的和内容反应堆启动是指将反应堆从次临界状态启动到临界状态，暨达到自持链式裂变反应的过程。堆芯首次临界物理试验的目的是在堆芯装料完成后，引导反应堆首次安全地、顺利地达到初始临界；并在临界后检验堆外探测器（源量程和中间量程通道）的重叠和线性关系、确定零功率物理试验中子通量水平和校核反应性仪。压水堆核电站的首次临界通常采用提棒、连续稀释向临界逼近，最后分段提棒向超临界过渡三阶段实现。为使整个临界过程中能够随时掌握反应堆的次临界状态，并预计临界点，使临界操作有据可依，在达临界的过程中需要进行中子计数率的测量，并作出中子计数率的倒数外推曲线。临界过程中根据不同的操作过程和监督参数有不同的外推方法。1.1 中子计数率的倒数外推Ni：不同棒位、不同硼浓度、不同稀释水量或不同时间下的计数率。理想的1/M曲线是一条直线，但是实际上1/M曲线有可能是凹形的也可能是凸形的。尽管存在这两种情况，但是最后外推临界的结果都归于一点。就外推而言，凹形走向较为安全。影响1/M曲线的因素有：（1）中子源在堆芯的位置；（2）中子源强度；（3）中子探测器的位置。1.2 相似三角形方法由此可以进行如下判断：（1）当N2=2N1，即中子计数率翻一番时，x=a意味着控制棒再提a步，反应堆即可达到临界；（2）当N2=3N1，即中子计数率增长超过一倍时，x=a/2意味着控制棒再提a/2步（小于a步），反应堆即可达到临界；（3）当N2=（3/2）N1，即中子计数率增长没有超过一倍时，x=2a意味着控制棒再提2a步（大于a步），反应堆方可达到临界。2 零功率物理试验范围的确定在功率量程通道的线性部分，输出电流与功率由下式确定：IPRC=K×W； W为功率水平但由于此时反应堆功率水平很低（相当电流输出为10-6A），功率量程通道的电流被本底噪声所淹没；与此相反，中间量程通道灵敏度较高，小功率水平可以测得，它由下式确定：IIRC=C×W； W为功率水平因此，可以建立IPRC=F（IIRC）函数关系式，以确定CNP线性段；X-Y记录仪分别与PRC和IRC相连接作出一条曲线。由此，确定出系统的本底噪声水平Φ本底。这是理论上比较理想的本底噪声的一种确定方法。它可以在确定堆外核测系统线性和重叠的过程中一起完成。但是对于一个新堆，由于本底水平很低，在确定时还可以通过下述方法进行确定。以中间量程通道的对数电流、平均温度Tavg和反应性仪指示的反应性随堆内中子通量变化的曲线为依据，在临界状态下，反应性仪设置在50pcm档上，引入一个周期约为100秒左右的正反应性，中子通量水平将缓慢增加，注意观测反应性信号和中子通量水平的变化。当观测到反应性记录仪上的信号指数下降和中子通量水平不按指数规律上升而改变斜率时，表明堆内开始产生核加热效应，即观察到多普勒核发热点Φ多普勒（见图2）。当多普勒核发热点Φ多普勒测定结束后，就将此通量水平确定为零功率物理试验的上限。从上限值下降1～2个数量级的中子通量水平，反应性仪的量程设置在50pcm档上，观察反应性仪的指示是否稳定，若反应性仪的指示稳定，则确认该中子通量水平为零功率物理试验功率水平的下限。若反应性仪指示不稳定，则需调整D棒组，提高中子通量水平（但不能超过上限值），直至反应性仪指示稳定，并将该中子通量水平为零功率物理试验功率水平的下限。这种下限的确定方法是系列堆芯或换料堆芯启动物理试验中，所采用的零功率物理试验功率水平的确定方法。对于原型堆的首次堆芯启动物理试验来说，零功率物理试验的下限的确定方法如下，在上限确定后将反应性仪的量程设置在50pcm档上；下插控制棒D棒组，引入一个周期约为80秒左右的负反应性。停止插棒后，反应堆功率会自动下降，此时注意观察反应性仪，当反应性出现平衡稳定时，系统的本底噪声水平就测量到了。通常将零功率物理试验范围确定在如下的范围内：这样零功率物理试验的功率水平范围就确定了。应该指出，在反应堆向超临界过渡时，尤其是堆芯首次启动过程中，为了确保安全，中子通量水平至少要以一个不小于80s的稳定倍增周期变化。3 临界过程应注意的问题（1）试验必须严格遵守运行技术规格书和物理试验技术规范中的规定；（2）逼近临界时，次临界度愈小，反应性引入率t愈小，因此应采用逐步逼近达临界；（3）逼近临界时，采用单一反应性控制原则，即不能采用两种或两种以上的方式向堆芯引入正反应性；（4）严禁引起反应堆温度突然变化的操作；（5）反应堆启动率（SUR）应小于1DPM。即中子通量增加的倍增周期不得短于18秒；（6）根据运行技术规格书要求启动时堆芯的初始硼浓度应大于2100ppm。由于此时的次临界度很深，所以在启动过程中原则上分成两段：反应性提升阶段和功率提升阶段。在反应性提升阶段中采用较快的速度提升控制棒或快速稀释硼浓度，向堆芯引入正反应性；在功率提升阶段中采用慢速稀释硼浓度或逐步提升控制棒，使堆芯向临界逼近；（7）稀释前的提棒阶段，反应堆不应该发生临界；（8）稀释时，反应性引入速率不大于设计限值（首循环为0.97pcm/s）；（9）在试验期间，任何使反应堆发生紧急停堆时，都应立即停止稀释或提棒操作；如果紧急停堆的原因已知且不影响核电站的核安全，反应堆可重新进入启动的初始状态，硼浓度应维持在紧急停堆时的值。如果紧急停堆以前反应堆处于次临界，继续完成临界操作步骤。如果紧急停堆以前反应堆已经达临界，提棒使反应堆恢复临界，提棒过程中做计数率倒数曲线；（10）恢复临界过程中，如果调节棒组D已经提至堆顶，反应堆仍未临界，这时应该插入所有的调节棒组，重新预计临界硼浓度和棒位；如果实际临界棒位超出预计临界棒位500pcm的限值棒位时，必须查明原因，然后才能继续提升功率；否则，将插入所有的调节棒组。[责任编辑：邓丽丽]
范文五：美国少年14岁建核反应堆 成世界最年轻核专家关键词： 核反应堆 泰勒 轻核 美国国土安全部 核能之旅内容摘要:”　　法纳夫让泰勒在自己的核物理课上听讲，并将他介绍给了技术专家比尔·布林司麦德，布林司麦德同意帮助泰勒制造核反应堆。泰勒的14岁生日过去不久后，他和布林司麦德将氚燃料装入设备中，启动高压电源后他们追寻到了中子的踪迹，完成了核聚变反应。泰勒·威尔逊　　近日，美国《大众科学》杂志大幅报道了出生于1996年的美国少年核专家泰勒·威尔逊的事迹。　　9岁那年，泰勒就能向人们讲解火箭发射的动力是如何产生的、液体燃料和固体燃料各自的利弊等。14岁时，泰勒建造了一个核聚变反应堆，成为了世界上完成核聚变实验的最年轻的人。　　5岁　　他要起重机作生日礼物　　“泰勒的天赋是从哪儿来的？”泰勒的父母肯尼斯和妻子蒂芬妮已经无数次在心中提出这个问题。肯尼斯是可口可乐公司的装瓶工人，蒂芬妮是瑜伽教练，“我们两个都对科学一无所知，”肯尼斯表示。　　泰勒从小就不是一个省心的孩子，他一点都不喜欢玩具。4岁的时候他就会穿上橙色背心、戴上安全帽，站在家门前指挥交通；5岁的时候他告诉父母，想要一个起重机作为生日礼物。很多父母面对这样的要求可能会感觉荒唐，但肯尼斯打***给一位开建筑公司的朋友，于是泰勒在5岁生日聚会上如愿以偿地看到了一台真的起重机。泰勒坐在驾驶位上，试开了这台起重机。　　10岁　　他一周背熟元素周期表　　几年之后，泰勒迷上了更为危险的东西，他的父母并未反对他的爱好。“我们想帮助我们的孩子认清自己是谁，”肯尼斯说，“我们会尽一切力量培养他们的爱好和所长。”　　10岁时，泰勒在自己的房间里挂上了元素周期表，在一周内就记住了所有的内容。第二年夏天，泰勒邀请家人前往后院，拿出了一个绑着化学混合物的药瓶，然后他把瓶子放在地上，点燃了混合物。一声巨响之后，恐慌的邻居们跑出了他们的房子，他们看见威尔逊家的院子里升起了蘑菇云。泰勒（左）和家人在一起　　11岁　　他对高放射性元素产生兴趣　　11岁时，泰勒对高放射性元素产生了兴趣，他相信自己能够造出一个反应堆来。他想知道为什么一小块放射性材料就能产生出巨大的能量。　　泰勒的外婆患有肺癌，泰勒会收集她的尿液和痰进行分析。用于诊断、治疗癌症的放射性同位素寿命极其短暂，运输成本高昂。泰勒想到利用核聚变产生的高能中子来照射能制造医用同位素的材料，建造一个够小、够便宜、够安全、能在医院使用的核反应堆，就能造福像外婆这样的癌症病人。　　在那时，世界上只有10个人成功制造出了核聚变反应堆，泰勒与其中一人取得了联系——时年26岁的卡尔·威利斯。　　13岁　　他想建造自己的核反应堆　　当泰勒13岁时，他的家人希望将他和弟弟送往位于里诺市的戴维森学院上学。泰勒的弟弟比他小3岁，是一名数学天才。戴维森学院接收全美最顶尖、最有天赋的学生，让他们能够在邻近的内华达州里诺大学展开自己的科学研究。　　那年秋天进入戴维森学院学习后，泰勒得到了两个人的支持，其中一个是原子物理学家罗纳德·法纳夫。法纳夫表示：“泰勒对原子物理有着普通青少年无法比拟的深刻理解，他告诉我想在家里的车库中制造核反应堆，我想道‘天哪，我不能让他这么做’，不过或许我们可以让他在这儿进行尝试。”　　法纳夫让泰勒在自己的核物理课上听讲，并将他介绍给了技术专家比尔·布林司麦德，布林司麦德同意帮助泰勒制造核反应堆。　　通过在废弃电子显微镜和仪器组件库房中翻箱倒柜，这3个人找到了一个由厚厚的不锈钢制成的高真空容器，能够承受极高的温度和压力，他们后来就是用这个容器制造了核聚变反应堆。泰勒在核反应堆实验室中　　14岁　　他完成了核聚变反应　　在戴文森学院学习的第一年，泰勒几乎每天下午都在法纳夫教授的实验室里设计核反应堆。法纳夫帮他找到了一个劳伦斯·伯克利国家实验室多出来的高压绝热器，威利斯当时在一家制造粒子加速器的公司工作，他说服自己的老板允许泰勒使用一个价格极其高昂的高压电源。　　泰勒的14岁生日过去不久后，他和布林司麦德将氚燃料装入设备中，启动高压电源后他们追寻到了中子的踪迹，完成了核聚变反应。　　在研究核聚变的同时，泰勒有了一个灵感：核反应堆制造能检测出武器的中子，这样就能在集装箱经过港口的时候用中子扫描其中装载的货物，有效防止武器走私。基于这个构思，泰勒设计了核聚变武器探测器，并在英特尔国际科学与工程大奖赛上展出。　　16岁　　他已是天才学院的明星　　过去3年中，泰勒一直是英特尔国际科学与工程大奖赛的大赢家，他总共拿到了9个奖项和超过10万美元的奖金。美国国土安全部听说了泰勒的设计后，邀请他至华盛顿参加国土安全部国内核检测办公室召开的会议，会议提出了向泰勒提供一大笔资助来研发武器探测器的提议。　　戴文森学院的学生都很有天赋，有数学天才、音乐神童、象棋大师……就像是天才少年们的霍格沃兹学院。尽管每个学生都非常优秀，但泰勒无疑是那里的明星学生，学校大厅的墙壁上都挂着有关他的新闻剪报。快报李欣 泰勒为何会成功？　　泰勒的天赋之所以得到施展，是因为他得到了很多支持，比如支持他的物理教师法纳夫、曾成功制造核反应堆的前辈威利斯、技术专家布林司麦德……当然其中起到最重要作用的还是蒂芬妮和肯尼斯对泰勒的支持，他们并未束缚泰勒的手脚，而是为他插上翅膀，鼓励他追求梦想。　　自从泰勒为了建造核反应堆与前辈威利斯取得联系后，每年他们都会见面几次，展开“核能之旅”——参观一些核研究机构、前往野外寻找铀。他们曾在美国洛斯阿拉莫斯国家实验室购买二手实验设备，也会前往曾经进行原子弹实验的峡谷寻找放射性材料。他们最近的一次“核能之旅”就是前往美国柯克兰空军基地附近的山地中寻找原子弹的残留部分，泰勒的母亲蒂芬妮驾车带他们前往目的地。　　抵达目的地后，泰勒和威利斯拿着金属探测器，开始在山地中搜索。蒂芬妮也跟着泰勒一起搜索，她笑着说：“这就是我们家度假的方式。”
范文六：核反应堆的分类核电站分类核电站按照反应堆形式分类压水堆核电站以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似.沸水堆核电站（现在发生事故的日本福岛第一核电站）以沸水堆为热源的核电站.沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂、并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆.沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点.它们都需使用低富集铀做燃料.沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽--给水系统;反应堆辅助系统等.重水堆核电站（如中国秦山III核电站）以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类.重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.快堆核电站（如日本茨城县东海村常阳和福井县敦贺市文殊反应炉）由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站.快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖.石墨气冷堆以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆.这种堆经历了三个发展阶段,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料,石墨做慢化剂,二氧化碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度,石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高温气冷堆是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆。核反应堆的分类核电站分类核电站按照反应堆形式分类压水堆核电站以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似.沸水堆核电站（现在发生事故的日本福岛第一核电站）以沸水堆为热源的核电站.沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂、并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆.沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点.它们都需使用低富集铀做燃料.沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽--给水系统;反应堆辅助系统等.重水堆核电站（如中国秦山III核电站）以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类.重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.快堆核电站（如日本茨城县东海村常阳和福井县敦贺市文殊反应炉）由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站.快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖.石墨气冷堆以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆.这种堆经历了三个发展阶段,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料,石墨做慢化剂,二氧化碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度,石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高温气冷堆是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆。
范文七：在核反应堆中，由于反应堆内进行裂变链式反应，反应堆燃料元件内产生大量的热量。只有将燃料元件的热量及时地载出反应堆，才能保证反应堆安全地运行。将反应堆内热量载出反应堆，一般是通过使反应堆冷却剂流经堆芯、冷却燃料元件，并使冷却剂流出堆芯带走热量而实现的。沸腾：核反应堆内冷却剂的沸腾的概念与日常生活中液体的沸腾的意义是一样的，即指液体受热温度超过其饱和温度时，在液体内部和表面同时发生剧烈汽化的现象。液体沸腾的温度叫沸点。不同液体的沸点不同。即使同一液体，它的沸点也要随其压力的改变而不同。 堆芯熔化(meltdown)：是指核反应堆内温度上升过高，造成燃料元件熔化并发生燃料包壳破损事故。当堆芯失去冷却水后，堆芯水位会下降，燃料棒将露出水面，燃料元件中的热量将无法载出，随着温度持续上升，最终可能导致堆芯熔化。堆芯熔毁的后果可引发燃料元件中大量放射性物质外泄，一般由堆芯熔毁而引起的核泄漏所导致的核辐射危害远比核爆炸的小，但由堆芯熔毁引发的核泄漏仍可与核武器一样造成一定程度的生物伤亡。这是核电站或其他核反应堆可能发生的事故中最为严重的事故。
范文八：核 反 应 堆 物 理 分 析第十讲--2014学年第一学期） （--主讲：杨波引 子----核燃料管理核能的直接来源----核燃料如何管理核燃料----涉及电厂经济性、反应堆物理、热工、安全及运行等诸多方面。这一讲将针对轻水堆核电站进行分析和介绍。31 核燃料管理任务1.1 基本概念：o换料周期(refueling period) :T:反应堆两次停堆换料之间的时间间隔。o运行循环( working cycle):反应堆每经历一个换料周期，就称反应堆经历了一个运行循环。4o循环长度(cycle length) :一个运行循环所经历的相当于满负荷运行的时间(以等效满功率天EFPD表示)。o批料数(number of batch) :n:反应堆内燃料组件总数与每次换料组件数量之比。o一批换料量(batch size) :N:一批换料组件数。5BUc:全堆芯核燃o循环燃耗(cycle burn up) :(cycle burn up) :BU料在经历一个运行循环后所净增的平均燃耗深度称为该循环的循环燃耗。o卸料燃耗(discharging burn up) :BUd:新料从进入堆芯开始经历若干循环，最后卸出堆芯时达到的燃耗深度。61.2 核燃料管理主要任务o主要任务：在满足电力系统的能量需求和在电厂设计规范和安全要求限制下，为核电厂一系列的运行循环作出其经济安全运行的全部决策。o其核心问题即在保证电厂安全运行条件下，使核电厂的单位能量成本最低。7o堆芯燃料管理策略(fuel management)及换料方案(refueling scheme) :包含以下决策变量：ε；）新燃料富集度ε1）新燃料富集度2）批料数n或一批换料量N；3）循环长度或换料周期T；4）循环功率水平P；)；5）燃料组件在堆芯的装载方案X(i,jX(i,j))和控制方案；6）控制毒物在堆芯的布置BP(i,jBP(i,j)8o批料数和一批换料量：(保持循环长度不变)增大n(减小N)→BUc和BUd加深；换料周期减小→经济性提高；减小→→新燃料富集度提高→经济性降低；on增大增大→新燃料富集度提高→o循环燃耗和卸料燃耗：BUd越大越好，BUc依具体情况而定。o目前PWR常用3批换料，少数已实现4批换10料。o以上各因素，均受燃料及毒物组件的空间分布影响，且各次循环又受制于上次循环并影响下次循环。o因而，核燃料管理是一个多变量、时间多级、空间多维的决策过程，实际中需要将各决策变量脱耦合。11122 多循环燃料管理o核电厂从建成到退役大约经历40年时间，其间经历几十个运行循环，形成运行循环系列。可分为：o初始循环序列（启动循环序列）o过渡循环序列o平衡循环序列o受扰动循环系列13o多循环燃料管理的任务是要确定最佳的各循环的装料策略，包括循环长度、新料富集度、换料批数和一批换料量等，使燃料循环成本最小。o多循环分析时宾不需要了解燃料组件在堆芯内的详细布置，而采用零维堆芯模型，常称为点堆模型，来进行分析。14o经化简可得点堆模型多循环分析的基本公式：ρ=∑fiρi-?ρLi=1no点堆反应性模型并不考虑每个燃料组件在堆芯内的具体位置，而采用相对功率份额fi来考虑堆芯内各批料的功率分布的影响。162.2 反应性与燃耗的关系o典型的轻水堆燃料组件，其反应性近似是燃料燃耗深度的线性函数：ρi(BU)=ρ0,i-αiBUio上式通常称为“线性反应性模型”(LRM)1718o1. 给定初始富集度（即固定燃料组件的初ρ0）始反应性始反应性ρ20o一批换料量N或批料数n对循环特性有很重要的影响，如批料数n不变，通过提高新燃料富集度便可延长循环长度、加深循环燃耗，达到提高卸料燃耗的目的。233 单循环燃料管理3.1 堆芯换料方案(refueling scheme)o整个堆芯采用同一种组件：均匀装料----中心功率密度过大(功率峰因子大)，限制了总功率；边缘组件燃耗深度浅；o实际动力堆都采用非均匀分区装料。o常用三种U-235富集度组件(2.1%，2.6%，3.1%)2425a)内-外换料(in-out)o优点：燃料组件燃耗均匀，可以获得较高平均BUd；中子泄漏少，堆芯寿期长；o缺点：功率峰因子较大，限制了总功率；b)外-内换料(out-in)o优点：功率峰因子小；o缺点：BUd小；中子泄漏大，堆芯寿期短；26c)外-内分区交替换料(alternative)o优点：展平了功率分布，可以提高总功率；局部功率峰因子降低，安全性提高；一次换料只更换部分组件，换料时间缩短；(80s广泛采用)o缺点：中子泄漏较大，堆芯寿期短；27d)低泄漏换料(low-leakage)o优点：兼有上述所有方案优点；且泄漏少，减少了压力容器的中子辐照变性和热冲击，延长了反应堆使用寿命。(当今趋势)2829压力容器的寿命是反应堆使用寿命o注意：注意：压力容器的寿命是反应堆使用寿命的主要限制！(30~40年，延寿成功可达50~60年)o缺点：必须使用可燃毒物，导致堆芯剩余反应性降低，且随毒物的消耗，功率峰因子增大；计算最为复杂。3031323738393.2 堆芯燃料管理计算o两大内容：堆芯换料方案的确定与最终换料堆芯的计算与安全评价。o两大步骤：1）燃料组件or少群常数计算2）堆芯扩散-燃耗计算（流程参见教材p269图10-8）40常用计算工具1）燃料组件or少群常数计算早期：LEOPARD(包含快谱程序MUFT：B1近似求解Boltzmann方程，和热谱程序SOFOCATE：利用Wigner-Wilkins模型，2~4群；西屋公司)；ARMEL(与LEOPARD相近，2群；法国)；41o近期： WIMS(碰撞几率法，69群；欧洲)；P(Sn法，69群；西屋公司)；PHOENIX-PHOENIX-P(SnCPM-2(碰撞几率法，69群)； CASMO(穿透几率法，69群；西屋公司)；APPOLO-2(法国)；HELLIOS(美国)；TPFAP (穿透几率法，69群；中国核动力设计院)；422）堆芯扩散-燃耗计算o早期：有限差分法：PDQ-7(美国)、CITATION (美国) 、COBAYA-2(西班牙)、EXTERMINATOR-2、NARVAL(法国)；o先进节块法：POLCA(西屋公司)、SIMULATE-E(EPRI)、MEDIUM/PINPOW(德国)；o当前：ANC(西屋公司)； SIMULATE-3(STUDSVIK公司)；SMART(法国)；43可将两个计算模块组合成系统：oe.g.CASMO-3/SIMULATE-3、PHOENIX-P/ANC、APPOLO-2/SMART另外还有装料方案优化程序：oe.g.西屋公司的ALPS、PEARLS44练习（注明姓名学号，课前抄/课上做/课后交）1)反应堆每经历一个()，就称一个运行循环。2)在数值大小上, 循环燃耗()卸料燃耗。3)考虑到总体的经济性，核燃料管理目前趋势是：()停堆换料的时间和次数，()运行循环长度。4)目前PWR常用()批换料。()换料方案是当今趋势。5)()是反应堆使用寿命的主要限制。45希望同学们通过学习有所收获！希望同学们在学习中获得乐趣！46
范文九：AR-REACTOCR一个是反应堆核电。影说是中用金属做的钯，钯放非射性元，素以所应不该是裂核变，那能么很可能是利有用海钯或者绵胶钯吸体收量的大及其氢同位素在加，时热放用于核出变聚应。反这个推正确断吗？那聚么能怎变么转成换电的能从，置看显然不装存在hTemrl aHydralucsi而是，接直生电是所，磁谓流发电技体吗？大术怎家看？么推荐***能核。铁侠利钢冷核聚用变。现还不实做能到现实只有热核。变聚冷核。聚技术变不还成熟。刚开始那个救他的Yinen为了s防弹片止入他的心脏 所以做进了个磁强铁而这强个磁铁要需车汽池来供电电 所谓而能的量球电影（是A里CR-EACROTR翻 过译来电弧是反堆）应在之做 前尼已托有经做了钢铁逃侠出那的里法 所以想做了么一个反应堆这一方面有 磁电的功铁能另一方面要用 它做铁钢侠供的电置装当刚时做好时候的 们他对的话是样的：这iYnesn:这可像不杰里是导科弹Ton
y因:为是这个小型弧反应电堆我，那家有个大的边给工，厂供，电这可以个给电铁磁电供，止弹防进片入脏心Yinesn:它发电能力怎么样的？没算错的，话我但经常算，错秒3每亿焦耳0iYsen:n够你活这50子辈了Toy
:是n啊，者或够一个大伙用家一刻(钟时候这他已经暗了示个要派这上用途)紧大着接ony就给他T展示了第代钢铁一侠设计图纸的不过说话来回这电，太影科幻，他手了上的激光要像炮发出那么能量大瞬，需间要电量就的连个大一型核电站无也满足法，他而钢的铁是用喷气式侠动机发，要而突想破音，速发动机需要一个就力燃烧加室，就产也了生机后飞面喷的效果，而火用加燃力室烧的，话必须要航煤油空而一，钢个侠体铁的能空能间装上从美飞国到富阿用汗的航空油根本不可煤，所以这能个影很电多不现实的方。地http/:z/idha.boaid.uocm/quseion/thtm?lrfq=r&licd9=6i&dne=3xhttp:/z/hido.aaibducom/.qeutisn/7otmh?li=s2
范文十：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，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。 堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。 轻水堆
沸水堆电站 沸水堆核电站 沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。 沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。 总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低