中子衍射的原理
中子衍射的基本原理和X射线衍射10分类似，其不同的地方在于：①X射线是与电子相互作用，因此它在原子上的散射强度与原子序数成正比，而中子是与原子核相互作用，它在不同原子核上的散射强度不是随值单调变化的函数，中子就特别合适于肯定点阵中轻元素的位置(X射线灵敏度不足)和值邻近元素的位置（X
射线不容易分辨）；②对同1元素，中子能区分不同的同位素，这使得中子衍射在某些方面，特别在利用氢-氘的差别来标记、研究有机份子方面有其特殊的优越性；③中子具有磁矩，能与原子磁矩相互作用而产生中子独有的磁衍射，通过磁衍射的分析可以定出磁性材料点阵中磁性原子的磁矩大小和取向，因此中子衍射是研究磁结构的极其重要的手段；④1般说来中子比X
射线具有高很多的穿透性，因此也更适用于需用厚容器的高低温、高压等条件下的结构研究。中子衍射的主要缺点是需要特殊的强中子源，并且由于源强不足而常需较大的样品和较长的数据搜集时间。
中子衍射装备也与X
射线衍射类似：由核反应堆孔道中引出的热衷子束通过准直器射到单色器上，经单晶反射取得单1波长的中子入射到样品上，然后由绕样品旋转的中子探测器在各个角度测定衍射束的强度，再通过与X
射线衍射相类似的数据处理求得点阵不同位置上的核密度散布。在实验技术上与传统方法稍有差别的还有益用不同波长的中子具有不同速度(能量)这1原理建立的飞行时间衍射法，主要用在加速器等强脉冲中子源上。
反应堆是甚么材料
核反应堆的原料是甚么
你想干嘛？是铀
核反应堆是甚么？
核反应堆是个名词，而不是核反应然后堆的意思～～～～
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生产核裂变物资的核反应堆，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为发电而产生热量的核反应，称为发电堆。⑥用于推动船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推动堆。
核反应堆是核电站的心脏
核反应堆的安全棒是甚么材料做成的?
石墨
甚么叫核反应堆？
核反应堆是1个能保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1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U⑵35，它在天然铀中的含量唯一0.711％，另外两种同位素U⑵38和U⑵34各占99.238％和0.0058％，后两种均不容易裂变。还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料U⑵33和Pu⑵39。用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等情势作为反应堆的燃料。燃料包壳：为了避免裂变产物逸出，1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1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理反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料1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，经常使用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更容易引发铀⑵35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，1般慢化剂有水、重水、石墨等。反射层：反射层设在活性区4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：该系统能监测并尽早发现放射性泄漏情况。
反应堆里面的是甚么？
1个可控的核裂变装置，通用结构是核燃料+慢化剂+载热体+控制设施+防护装置+安全设施。有多种分类，军事上的1般是属于动力堆，又分为压水堆，重水堆，沸水堆，不知道你说的是哪一种。
核反应堆是个甚么东西,原理呢,长甚么样的
这个就是反应堆了……正在吊装哈。这是1个俄罗斯的WWER型3代核反应堆。
核反应堆分很多种，楼上的说的多是核电站用的商用反应堆，在中国1般来说就是热衷子反应堆。具体运行机制1时半会儿也说不清楚，但是大体原理可以解释成：先有中子源(如Am-Be中子源)照耀反应堆，中子轰击铀⑵35裂变，释放原子核的结合能，这个能量主要体现在裂变碎片的动能上，由这些碎片与碎片、碎片与燃料包壳之间的相互碰撞把能量转化为内能，再由1回路工作介质【商用堆1般是水、重水(如秦山3期)，研究堆有用氦气、2氧化碳或液态金属钠的，英国的核电站很多是气冷堆。】把热量带到2回路，2回路水汽蒸发推动汽轮机发电，这以后和火电站就差不多了。日本多是沸水堆，没有2回路，直接在1回路产生蒸汽推动汽轮机发电。
铀裂变的时候将放出更多的中子，这些中子又去轰击其它的铀……以此到达自持链式裂变的目的。不过反应堆里要有1些专门吸收中子而又放出能量很小的材料，比如硼、碘和最重要的控制棒(Ag银-In铟-Cd镉)，始终保持反应掉的中子和产生的中子数目比保持在k=1左右，否则，反应堆将不能正常运行。原子弹就是生成的中子数目大于消耗的中子数目，超临界爆炸。
起堆的时候，k略大于1，停堆的时候控制棒落下，k＜1。
核反应堆需要的材料有那些？
铀（提供慢中子），石墨（减速剂），重水（热传递载体）主要这几样。
核反应堆有哪几种类型.
中进行可控自持链式裂变反应以产生热能的装置。裂变反应堆利用可裂变的重元素（如铀⑵35、铀⑵33和钚⑵39），在中子的作用下，构成可控自持链式裂变反应，释放能量。典型的反应方程式以下：
[323-01]
世界上第1座裂变反应堆于1942年12月 2日在芝加哥大学到达临界。那是1座以天然铀为燃料、石墨为慢化剂的实验性反应堆。第1座原型生产堆于1943年11月建成并投入运行。1954年6月27日,苏联建成世界上第1座核电站,采取天然铀石墨慢化压力管式水冷反应堆,电功率为5000千瓦。1961年7月,美国建成世界上第1座商用压水堆核电站，电功率为28.5万千瓦（早期设计值）。到80年代，裂变反应堆已成为世界上最重要的替换能源。
核反应堆按用处可分为：舰船推动、发电、供热的动力堆，生产裂变材料钚或氚的生产堆，做材料和燃料辐照实验用的实验堆等；按结构可分为：均匀堆、半均匀堆、非均匀堆、固体燃料堆、液体燃料堆、游泳池式堆、壳式加压型反应堆、压力管式加压型反应堆等；按中心能谱可分为：热衷子堆、快中子堆、中能中子堆和谱移堆;按冷却剂可以分为:轻水堆、重水堆、压水（重水）堆、沸水（重水）堆、气冷堆、液态金属冷却堆等；按慢化剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨堆等；按燃料增殖性可分为：增殖堆和非增殖堆。核电站利用最普遍的是压水堆。
裂变反应堆系统的1般组成是：核燃料元件、控制棒及其驱动机构、慢化剂、冷却剂和堆内结构部件构成的堆心堆心连同包容它的反应堆容器称为反应堆(见图[反应堆示意]）。通常所说的反应堆实际多指反应堆系统或反应堆装置。反应堆系统还包括主冷却回路管道、主冷却泵（或鼓风机）、蒸发器（或热交换器）和进1步冷却或利用热能的2次回路。
核燃料在反应堆中受中子作用产生核裂变反应并释放中子和热量的1种材料。作为燃料“烧掉”的是 3种可裂变核素铀⑵33、铀⑵35和钚⑵39中的1种或其混合物。直到80年代，广泛使用的核燃料是铀。天然铀中含铀⑵35只有0.71％，需通过分散、离心、激光等方法将天然铀中的铀⑵35和铀⑵38分离，提供铀⑵35含量比天然铀比例更高的浓缩的铀燃料。另两种可裂变核素是在反应堆中人工生产的。核燃料的利用情势有作为固体燃料的纯金属、合金、化合物（特别是钠的氧化物和碳化物）和作为液体燃料的水溶液、液态金属溶液和悬浮物。对固体燃料来讲，为了包容裂变产物和避免核燃料的氧化和腐蚀，采取金属或石墨包壳将燃料包覆起来。这类燃料称为芯体。1组用合金包覆的燃料元件（情势可为棒状、片状和环状）可装配成组件，元件之间的定位部件称为定位架。目前运行的压水堆、沸水堆、重水堆都采取这类燃料组件。用石墨包覆的核燃料颗粒与石墨混合，压抑成球形或棱柱形燃料元件，可用于高温气冷堆。锆与金属铀的合金经氢化，构成铀氢锆元件，用不锈钢管包覆，可作为1种特殊实验堆（TRCA，实际是半均匀堆）的燃料元件。
慢化剂核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热衷子或中能中子反应堆中要利用慢化中子保持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为中子或中能中子的物资。选择慢化剂要斟酌许多不同的要求。核特性：即良好的慢化性能和尽量低的中子俘获截面；价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，既使不是，在设计中二者也是紧密相干的。利用最多的固体慢化剂是石墨，其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能，小的中子俘获截面和价廉。石墨是迄今发现的可以采取天然铀为燃料的两种慢化剂之1；另外一种是重水。其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性......>>
核反应堆的类型
根据用处，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生产核裂变物资的核反应堆，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为发电而产生热量的核反应，称为发电堆。⑥用于推动船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为动力堆。核反应堆根据燃料类型分为天然铀堆、浓缩铀堆、钍堆；根据中子能量分为快中子堆和热衷子堆；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；根据慢化剂分为石墨堆、水冷堆、有机堆、熔盐堆、钠冷堆；根据中子通量分为高通量堆和1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。依照历史年代分类前苏联于1954年建成了世界上第1座原子能发电站，掀开了人类和平利用原子能的新的1页。英国和美国分别于1956年和1959年建成原子能发电站。到2004.9.28，在世界上31个国家和地区，有439座发电用原子能反应堆在运行，总容量为364.6百万千瓦，约占世界发电总容量的16%。法国建成59座发电用原子能反应堆，原子能发电量占其全部发电量的78%；日本建成54座，原子能发电量占其全部发电量的25%；美国建成104座，原子能发电量占其全部发电量的20%；俄罗斯建成29座，原子能发电量占其全部发电量的15%。我国于1991年建成第1座原子能发电站，包括这1座在内，当前投入运行的有9座发电用原子能反应堆，总容量为660万千瓦。我国另有2座反应堆在建设中。我国还为巴基斯坦建成1座原子能发电站。第1代（GEN-I）核电站是初期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors,LWR）核电站，如美国的希平港(Shippingport)压水堆（pressurized-water reactor,PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor,BWR)和英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。第2代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第1代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。到1998年为止，世界上的大多数核电站都属于第2代核电站。第3代（GEN-Ⅲ）是指满足更高的安全性指标的先进核电站，要求安全性指标到达URD的要求。第3代核电站采取标准化、最好化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advanced boiling water reactors,ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（European pressurized reactor,EPR）等。第4代（GEN-Ⅳ）是待开发的安全性更高的核电站，其目标是到2030年到达实用化的程度，主要特点是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能避免核分散。2002年9月19日至20日在东京召开的GIF（第4代核能系统国际论坛Generation IV International Forum,GIF）会议上，预会的10个国家在94个概念堆的基础上，1致同意开发以下6种第4代核电站概念堆系统。依照冷却方式分类气冷快堆气冷快堆（gas-cooled fast reactor,GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采取闭式燃料循环，燃料可选择复合陶......>>
核反应堆材料的反射层材料
在反应堆活性区周围用来散射从活性区泄漏出的中子，使其改变方向重新回到活性区。对反射层材料的要求与慢化剂相同，要求其散射截面要大，吸收截面要小。好的慢化剂材料也是好的反射层材料。在快中子堆中，大部份裂变由高能中子引发，反射层材料由高质量数的致密物资组成，以使被反向散射进堆芯的中子遭到最小的慢化。经常使用的反射层材料有轻水、重水、石墨、铍、氧化铍、氧化锆等。
各位老铁们好，相信很多人对反射中子材料都不是特别的了解，因此呢，今天就来为大家分享下关于反射中子材料的问题知识，还望可以帮助大家，解决大家的1些困惑，下面1起来看看吧！
