反应堆结构与核燃料
核反应堆工作原理
核反应堆工作原理核反应堆是一种产生和控制核裂变反应的设备，是核能利用的关键组成部分。
它通过裂变核燃料中的核素，释放出巨大能量，用于发电或其他应用。
一、核反应堆的基本构造核反应堆主要由以下部分组成：燃料棒、冷却剂、控制杆和反应堆压力壳。
1. 燃料棒燃料棒是装载核燃料的圆柱形结构，通常由浓缩铀或钚等可裂变材料制成。
燃料棒中的裂变核素在受到中子轰击时发生核裂变，产生能量和额外的中子，维持连续的链式反应。
2. 冷却剂冷却剂是用于带走核反应堆中产生的热量的介质，可以是水、重水、液态金属或气体。
冷却剂通过循环在燃料棒附近流动，吸收燃料棒释放的热量，同时保持核反应堆的温度稳定。
3. 控制杆控制杆用于调节核反应堆中的裂变反应速率。
控制杆通常由吸收中子的材料制成，如硼化硼。
当控制杆插入核反应堆时，它吸收了部分中子，减慢了反应速率；当控制杆抬起时，反应速率增加。
4. 反应堆压力壳反应堆压力壳是一个密封的容器，用于保护核反应堆内部免受外部环境的影响，并防止辐射泄漏。
它通常由厚实的钢制成，能够承受高压和高温。
二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理是基于核裂变和中子链式反应。
1. 核裂变核裂变是指重核（如铀-235）被中子轰击后分裂成两个更轻的核碎片的过程，并释放出大量的能量和中子。
裂变反应是连锁反应，每一次裂变都会释放出2-3个中子，进而引发周围其他核燃料材料的裂变。
2. 中子链式反应核反应堆中的裂变释放的中子可以引发其他核燃料的裂变，形成中子链式反应。
中子链式反应是自持续的，只要提供足够的核燃料和恰当的条件，反应就可以持续进行。
在核反应堆中，裂变反应迅速释放出大量热能，增加燃料棒温度。
冷却剂通过燃料棒的表面流过，并吸收热能，随后经过热交换装置将热能传递给工质，如水或蒸汽。
工质的温度升高，通过涡轮机驱动发电机，将热能转化为电能。
同时，控制杆的调节可以控制核反应堆的反应速率。
当控制杆插入核反应堆时，它吸收了中子，减慢了反应速率。
核能发电内部结构
核能发电内部结构核能发电是一种高效、环保的能源利用方式，其内部结构包括核反应堆、蒸汽发生器、循环泵和冷凝器、涡轮机和发电机、控制系统以及辅助系统等部分。
下面将分别介绍这些组成部分。
一、核反应堆核反应堆是核电站的核心部分，其主要作用是利用核裂变产生大量热能。
在反应堆内，核燃料通过链式反应产生能量，同时释放出中子和射线等放射性物质。
这些放射性物质可以进一步引发其他核材料的裂变反应，从而实现持续的能量输出。
反应堆中的控制棒可以调节反应速度，以控制整个核反应过程。
二、蒸汽发生器蒸汽发生器是核电站的重要设备之一，其作用是将反应堆产生的热能转化为蒸汽。
在蒸汽发生器中，一回路的高温高压水通过热交换器将热量传递给二回路的普通水，使普通水沸腾变成蒸汽。
这些蒸汽可以驱动涡轮机发电。
三、循环泵和冷凝器循环泵和冷凝器是核电站中的重要辅助设备。
循环泵的作用是推动一回路的水循环，确保热量能够均匀传递到蒸汽发生器中的热交换器。
冷凝器的作用是将蒸汽转化为水，以便循环使用。
在冷凝器中，蒸汽通过散热片降温凝结成水，同时释放出潜热。
四、涡轮机和发电机涡轮机是核电站中的重要设备之一，其作用是将蒸汽的热能转化为机械能。
涡轮机的工作原理是通过高速旋转的叶片将蒸汽的热能转化为机械能，从而驱动发电机发电。
发电机的作用是将机械能转化为电能，供用户使用。
五、控制系统控制系统是核电站中的重要组成部分，其作用是监测和控制核反应堆的运行状态，确保其安全、稳定地运行。
控制系统包括各种传感器、控制阀和计算机等设备，可以监测反应堆的温度、压力、水位等参数，并自动调整控制棒的位置和冷却水的流量等参数，以保持反应堆的稳定运行。
六、辅助系统辅助系统是核电站中的重要组成部分，包括给水系统、润滑油系统、废液处理系统等。
这些系统的作用是保障核电站的正常运行，确保其安全性和可靠性。
例如，给水系统的作用是为蒸汽发生器和涡轮机提供必要的水量；润滑油系统的作用是为各种机械设备提供润滑和冷却；废液处理系统的作用是对核电站运行过程中产生的废液进行处理和净化，确保其符合环保标准。
核燃料元件知识点总结
核燃料元件知识点总结一、核燃料元件的概念和作用核燃料元件是指用于核反应堆的核燃料装置，是核反应堆的核心部件之一。
核燃料元件的主要作用是提供反应堆所需的放射性燃料，并在核反应过程中释放能量，从而产生热量用于发电或其他工业用途。
二、核燃料元件的种类和结构核燃料元件主要包括燃料棒、燃料组件和燃料组件簇。
燃料棒是核燃料元件的基本构成单位，其中包含核燃料和燃料包壳，是能够产生核裂变反应的主要部件。
燃料组件是由多个燃料棒组成的组合体，用于组成反应堆的核心部分。
燃料组件簇则是由多个燃料组件组成的更大的组合体，用于组成整个反应堆的燃料装置。
三、核燃料元件的组成和材料1. 燃料核素燃料核素是核燃料元件中的主要成分，它通过核裂变反应产生能量。
常见的燃料核素包括铀-235、钚-239等。
这些燃料核素需要具有一定的放射性，并且具有足够的裂变截面和寿命，以确保反应堆的稳定运行和长期使用。
2. 燃料包壳燃料包壳是燃料棒的外包覆层，主要作用是保护燃料核素并防止与周围介质发生化学反应和物理变化。
常见的燃料包壳材料包括锆合金、钛合金、不锈钢等，在高温、高压和高辐照条件下具有较好的稳定性和热导性。
3. 冷却剂和包裹材料冷却剂是核反应堆中用于散热和传热的介质，常见的冷却剂包括水、氦气、液态金属等。
包裹材料是用于固定和支撑燃料元件的结构材料，通常采用不锈钢、铝合金等。
四、核燃料元件的性能和特点1. 高能量密度核燃料元件具有高能量密度，能够在小体积和重量下获得大量的能量输出，适用于各种小型和便携式核能装置。
2. 长寿命核燃料元件具有长期放射性，能够持续输出能量，满足长期使用要求。
3. 高温、高压、高辐射环境下的稳定性核燃料元件能够在高温、高压和高辐射条件下稳定运行，满足核反应堆的要求。
五、核燃料元件的研究与应用1. 燃料元件设计和制造技术燃料元件设计和制造技术是核燃料元件研究的重要内容，包括核燃料的材料选择、结构设计、制造工艺、性能测试等方面。
核反应堆结构-4
控制棒导向管 : 在标准的17×17燃料组件中,导向管占据24个栅元, 它们为控制棒插入和抽出提供导向的通道,导向管 由一整根锆-4合金管子制成.其下段在第一和第二 格架之间直径缩小,在紧急停堆时,当控制棒在导 向管内接近行程底部时,它将起缓冲作用,缓冲段 的过渡区呈锥形,以避免管径过快变化,在过渡区 上方开有流水孔,在正常运行时有一定的冷却水流 入管内进行冷却,而在紧急停堆时水能部分地从管 内流出,以保证控制棒的冲击速度被限制在棒束控 制组件最大的容许速度之内,又使缓冲段内因减速 而产生的最大压力引起导向管的应力不超过最大许 用应力.缓冲段以下在第一层格架的高度处,导向 管扩径至正常管径,使这层格架与上面各层格架以 相同的方式与导向管相连.
导向管与下管座的连接借助其螺纹塞头来实现,螺 纹塞头的端部带有一个卡紧的薄圆环,用胀管工具 使圆环机械地变形并镶入管座内带凹槽的扇形孔中; 螺纹塞头旋紧在合金端塞的螺孔中将导向管锁紧在 下管座中. 组件重量和施加在组件上的轴向载荷,经导向管传 递,通过下管座分部到堆芯下栅格板上.燃料组件 在堆芯中的正确定位由对角线上两个支撑脚上的孔 来保征,这两个孔和堆芯下栅格板上的两个定位销 相配合,作用在燃料组件上的水平载荷通过定位销 传送到堆芯支承结构上.
核燃料组件的"骨架"结构
前面已经讲到17×17型压水堆核燃料组件是由 包括定位格架,控制棒导向管,中子通量测量管, 上管座和下管座所组成的"骨架"结构和核燃料元 件组成. 定位格架 作用:燃料组件中,燃料棒沿长度方向由八层格架 夹住定位,这种定位使棒的间距在组件的设计寿期 内得以保持.格架的加紧力设计成既使可能发生的 振动减到最小,又允许有不同的热膨胀滑移,也不 致引起包壳的超应力. 结构外形:格架由锆-4合金条带制成,呈17×17正 方栅格排列,条带的交叉处用电子束焊双边点焊连 接,外条带比内条带厚,内条带的端部焊在条带上, 外条带端部由三道焊缝连接;使格架能在运输及装 卸操作过程中很好地保护燃料棒.
高温气冷堆核电站燃料元件
高温气冷堆核电站燃料元件高温气冷堆核电站燃料元件引言高温气冷堆（HTGR）核电站是一种新型的核电技术，其核心部分是燃料元件。
燃料元件作为核反应堆的主要组成部分，直接影响着核电站的安全性和性能。
本文将对高温气冷堆核电站燃料元件进行详细介绍。
一、高温气冷堆核电站燃料元件概述高温气冷堆核电站燃料元件是核反应堆中将燃料和包层密封为一个整体的部件，其主要由燃料颗粒、包层和燃料柱组成。
燃料颗粒是燃料元件的核心，是将核燃料以微米级粒子封装起来的单位。
包层是用于保护燃料颗粒免受外界环境影响以及控制燃料释放率的包裹层。
燃料柱由多个燃料元件组件形成，是整个高温气冷堆核电站的燃料集合体。
二、高温气冷堆核电站燃料元件的特点1. 高温工作能力高温气冷堆核电站燃料元件需要能够在高达1000℃的高温条件下稳定工作。
在高温下，燃料元件需要具备良好的热稳定性和机械稳定性，以确保核反应堆的安全和稳定运行。
2. 高效燃料利用高温气冷堆核电站燃料元件采用微米级核燃料颗粒，能够实现高效燃料利用。
核燃料颗粒密度大、燃料排布均匀，能够提高燃料利用率，减少核废料的产生。
3. 优异的核安全性高温气冷堆核电站燃料元件在设计上考虑到核安全性的要求，能够防止核燃料泄漏，避免辐射的泄漏对环境和人类健康造成的危害。
4. 高可靠性和长寿命高温气冷堆核电站燃料元件需要具备高可靠性和长寿命的特点，能够在长期运行的过程中稳定工作，并且能够承受辐射损伤和热循环引起的疲劳。
三、高温气冷堆核电站燃料元件的材料1. 核燃料颗粒材料核燃料颗粒的材料是高温气冷堆核电站燃料元件的核心。
常用的核燃料颗粒材料包括乌兰斯基石墨球、氧化物燃料等。
这些材料具有良好的耐高温性能和辐照稳定性。
2. 包层材料包层材料需要能够起到有效隔离燃料颗粒和外界环境的作用，同时能够在高温和辐照条件下保持稳定性。
常用的包层材料有碳化硅、石墨等。
3. 燃料柱材料燃料柱材料需要具备良好的机械强度和耐高温性能，以确保燃料元件的正常运行。
核反应堆的主要类型
目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。
一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。
柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形。
压水堆的冷却剂是轻水。
轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。
所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。
轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。
要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。
所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。
高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。
压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。
包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。
它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。
蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。
传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。
a1b核反应堆参数
a1b核反应堆参数
a1b核反应堆是一种高效的核能发电设备，其参数包括核燃料类型、反应堆结构、反应堆功率、冷却剂类型等。
首先是核燃料类型，a1b核反应堆采用钚铀混合燃料，这种燃料的核截面积大，能够产生更多的热量，从而提高反应堆效率。
其次是反应堆结构，a1b核反应堆采用了大型的反应堆容器和钨合金反射层，能够更好地控制反应堆内部的中子流动，增加反应堆安全性。
第三是反应堆功率，a1b核反应堆的功率可以根据需求进行调整，最大功率可达到1.5GW，足以满足大型城市的能源需求。
最后是冷却剂类型，a1b核反应堆采用氦气作为冷却剂，氦气具有良好的导热性能和化学稳定性，能够有效地将反应堆内部产生的热量传递出去，保证反应堆稳定运行。
综合以上参数，a1b核反应堆成为了一种高效、安全的核能发电设备，可以为人类提供可靠的清洁能源。
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反应堆传热1
由此可见，堆内传热是一个较复杂的传热 问题。
反应堆传热
热传递的基本规律 ---三大传热方式
热传导 依靠微观粒子的热运动而产生的热量传递 对流传热 热传导 对流传热
流体各部分之间发生相对位移，冷热流体相互掺混所引 起的热量传递方式。
辐射传热
物体通过电磁波来传递热量的方式。
热传递的三种形式
反应堆热工
《反应堆热工》所要研究的基本课题之 一，就是如何把核反应过程所不断放出 的热量及时地载运出去，使反应堆得到 有效的冷却，以保证反应堆内的各部分 的温发不超过核燃料、结构材料等所能 够承受的安全限制温度。同时使反应堆 输出的热功率有效地加以利用。
燃料元件
上图是压水堆中燃料元件活性部分结构示意图．燃料 元件中的核燃料一般做成一定形状的芯块(铰片)，密 封在金属包壳内，芯块与包壳问在冷态时一般都留有 一个很小的间隙(或称气隙)，内中充以惰性气体
1.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数：
qV t 2 t 2 t 2 t qV 2 2 2 a t 2 c x y z c c
c
定义：热扩散率 a
表征物体被加热或冷却时，物体内各部分温度趋向均匀一致的能力
dT Q kF dx
积分两次，得：
t c1 x c 2
t t c1 w1 w 2 c 2 t w1
代入边界条件解出C1和C2：
将C1和C2代入导热微分方程，得到：
t w1 t w 2 单层平壁的温度分布：t t w1 x
上式对x求导，得到：
6.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数，一维稳态温度场，有内热源：
d 2 t qV 0 2 dx
核电站主设备结构及工作原理概述
核电站主设备结构及工作原理概述核电站的主要设备包括核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机和发电机。
其工作原理是利用核裂变反应产生的热能来驱动蒸汽发生器产生高温高压的蒸汽，然后通过汽轮机和发电机将蒸汽的热能转化为电能。
核反应堆是核电站的核心设备，它通过控制核裂变反应来产生热能。
核燃料棒中的核燃料在受到中子轰击后发生核裂变，释放出大量热能。
通过控制核反应堆中的中子流量和燃料的放置位置，可以调节核反应堆产生的热能。
蒸汽发生器是核电站中的重要设备，它通常与核反应堆紧密相连，通过核反应堆释放的热能来加热其中的水，产生高温高压的蒸汽。
这些蒸汽会被输送到汽轮机中，驱动汽轮机转动。
汽轮机是由叶片转子组成的装置，其工作原理类似于蒸汽机。
高温高压的蒸汽进入汽轮机后，会使叶片转子旋转，转动过程中的动能会被转化为机械能。
最后，汽轮机会驱动发电机转动，将机械能转化为电能。
发电机是核电站中的电能转化设备，其工作原理是通过电磁感应现象将汽轮机产生的机械能转化为交流电能。
这样，核电站中产生的热能最终被转化为电能，供应给城市和工业使用。
总的来说，核电站的主要设备结构包括核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机和发电机，它们之间通过热能转化和电能转化的方式相互配合，最终实现了核能资源的有效利用，为社会提供清洁能源。
核电站是一种能够将核能资源转化为电能的设施，是当今世界上最为关键的能源供应形式之一。
核电站的主要设备通过精密的协调工作，达到高效地能量转换。
以下将详细介绍核电站主设备的工作原理和结构，并分析核电站在电能生产中的重要作用。
首先，核反应堆是核电站的核心设备，其结构一般由包含燃料棒的反应堆压力容器、控制系统和反应堆冷却系统组成。
核反应堆内的燃料棒通常使用铀235等核裂变材料，当受到中子轰击后，会产生核裂变反应。
这些核裂变反应会释放出大量的热能，从而加热周围的原生水。
控制系统能够调节燃料棒的位置和中子通量，以维持核反应的稳定。
蒸汽发生器是核电站中的关键组件，其结构包括两个相互连接的容器，在其中热交换管道负责将核反应堆释放的热量传导给其周围的水。
核反应堆设计规范
核反应堆设计规范首先，我们需要了解核反应堆设计的背景和意义。
核反应堆是利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，广泛应用于能源生产、医学、科研等领域。
为了确保核反应堆的安全、高效运行，需要制定一系列的设计规范。
本文将围绕核反应堆设计规范展开论述。
一、核反应堆结构设计规范核反应堆的结构设计是保证核反应堆正常运行和安全性的基础。
首先，应确保核反应堆的结构材料具有足够的强度和耐高温、辐射的特性，以承受核反应堆内部高温、高压和辐射等极端工况。
另外，核反应堆的设计还应满足防震和防洪等自然灾害的要求，以确保核反应堆在灾害发生时仍能正常运行。
二、核燃料选择和管理规范核燃料是核反应堆能源产生的关键之一，核燃料的选择和管理直接影响核反应堆的安全性和经济性。
首先，核燃料应具有良好的热导性和较长的寿命，以提高核反应堆的燃料利用率和运行效率。
其次，核燃料的选择应考虑与核反应堆设计和材料相匹配，以避免引起过多的损耗和放射性废物的产生。
此外，核燃料的管理规范包括核燃料的运输、存储和处置等方面，确保核燃料的安全和环保。
三、核反应堆热工水力设计规范核反应堆的热工水力设计是核反应堆冷却剂在核反应堆内流动和换热的过程。
核反应堆热工水力设计规范主要包括冷却剂流量、温度和压力的控制要求。
合理的热工水力设计可以提高核反应堆的热效率和安全性。
此外，核反应堆的冷却剂循环系统也需要设计合理的防震和防堵措施，以确保冷却剂的正常循环和换热。
四、核反应堆控制系统设计规范核反应堆的控制系统是核反应堆稳定运行和安全性的关键。
核反应堆控制系统设计规范主要包括核反应堆的控制原理和参数范围的确定。
合理的控制系统设计可以确保核反应堆在不同工况下的控制能力和动态响应能力。
此外，核反应堆的控制系统还需要考虑防止事故和异常情况的自动保护和安全控制措施。
五、核反应堆辐射防护设计规范核反应堆产生的辐射是核反应堆设计的重要考虑因素之一。
辐射防护设计规范主要包括人员防护、带电设备和环境辐射的防护等方面。
核反应堆原理
核反应堆原理核反应堆是现代工业上最重要的能源技术之一，它可以将核裂变所释放的能量转换成可以使用的电能。
它被广泛用于动力发电、研究和航天活动。
核反应堆也是用来研究核材料物理性质的重要工具。
本文将介绍核反应堆的基本原理，其中包括它的发展历史和结构，以及它如何实现可持续核裂变和产生电能的必要条件。
核反应堆的发展历史核反应堆由爱因斯坦和费曼在20世纪30年代设计，但当时还不能进行实验，因为核燃料只在20世纪40年代才可供使用。
在1941年，美国科学家莱纳韦伯利曾率先设计了一个封闭式核反应堆。
1943年，美国科学家艾克瑟格拉斯（Eckert）完成了第一个可持续运行的核反应堆，其运作温度达到了2250华氏度，大大超过了火花塞发动机的最低温度。
现在，核反应堆的发展令人惊叹，它可以以非常高的温度运转，可以控制其温度，并且可以运转很多小时后进行调整，以维持它的性能。
核反应堆的结构核反应堆是由几个部分组成的，其中包括燃料棒、冷却剂、弹体、控制杆、活塞和壳体。
燃料棒由核反应所需要的各种元素组成，通常是铀（U）、钚（Pu）或其他核燃料。
冷却剂是冷却燃料棒的物质，主要是水、汽油或石油。
弹体被用于维持控制杆和活塞的位置，以控制核反应堆的性能。
活塞可以调整控制杆，以控制燃料棒的裂变反应，控制杆可以调节核反应的强度。
壳体是将所有部件封装起来的结构，可以起到防止核反应带来的放射性污染的作用。
实现可持续核裂变反应和产生电能的必要条件要实现可持续核裂变并产生电能，核反应堆必须具备特定的条件。
首先，必须有足够的燃料，以便可以长期进行反应。
其次，燃料温度必须在一定的范围内，以保证燃料可以安全地产生能量，而不会受到过热的影响。
此外，燃料棒的浓度也是必须满足的条件，因为当浓度太低时，燃料的裂变反应就会减弱，导致发电效率降低。
最后，燃料棒周围的屏障必须充足，以防止放射性材料外泄。
综上，核反应堆是一种用于发电、研究和航天活动的重要技术，它具有许多优点，例如它可以高效地转换核裂变能量，可以满足多种具体需求。
反应堆原理图
水的热能 核能
蒸汽的热能 叶轮的机械能
电能
核能如何转变成热能
燃料芯块到冷却水 的热量传递 冷却水的载热和热 量释放
蒸汽如何转化成电能
蒸汽的产生 蒸汽在汽轮机 中作功
转子带动发电机发电
能量转换
核能 动力装置
发电机
电能
蒸汽的动能（热能） 汽轮机
机械能
安全壳
蒸汽发生器 反应堆
换料中 堆芯
堆腔
反应堆的组成
燃料组件 燃料棒
燃料组件
控制棒
冷却剂（慢化剂）人口
燃燃料料芯芯块块
控制棒 燃料组件 返回
❖ 安置核材料的物 体—燃料棒；
❖ 冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂；
❖ 使中子慢化的物
控制棒❖ 组体控件—制慢中化子剂数；量，
即控制功率的物 体—控制棒。
压水堆燃料组件
棒束长
– 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 – 控制材料：控制中子数
• 控制棒组件 • 可燃毒物 • 可溶毒物
– 冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
• 各种堆芯图例
控制棒 燃料组件 压力容器
压 上封头
力
容 堆芯吊兰
器
和
堆 上隔板
内 围板 构 下隔板
件 堆芯支撑部件
下封头
控制棒驱动机构
压力容器
新堆装料
压水堆堆芯
: 约3~4m
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒驱动机构
控制棒驱动 机构
控 制 棒
核反应堆
核能反应堆的能量转换原理
核能反应堆的能量转换原理核能反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程产生能量的装置。
通过适当的控制和转换，核能可以被转化为电能或热能，为我们的生活和工业提供持续、可靠的能源。
本文将详细介绍核能反应堆的能量转换原理。
一、核能反应堆的基本构成核能反应堆通常由以下几个基本组件构成：燃料元件、冷却剂、反应堆容器、控制杆和热交换器等。
1. 燃料元件核反应堆的燃料元件是放置核燃料的部分，它负责核裂变或核聚变反应的发生。
常见的核燃料有铀、钚等。
核能反应堆的能量转换是通过燃料元件中的核燃料进行的。
2. 冷却剂冷却剂是核能反应堆中的介质，它的主要作用是冷却核燃料，控制反应堆的温度和稳定反应过程。
冷却剂通常使用水、氦气或重水等。
3. 反应堆容器反应堆容器是承载和包裹核能反应堆的结构部分，它能够隔离反应堆与外部环境并防止辐射泄露。
4. 控制杆控制杆是用于调节核能反应堆中核裂变或核聚变反应的速率的装置。
通过控制杆的升降和移位，可以控制反应堆内的核能释放速率。
5. 热交换器热交换器是核能反应堆中常见的设备，它用于将核反应堆产生的热能转换为实际可使用的热能或电能。
热交换器通过核反应堆与外界的热传导，将核能转化为其他形式的能量。
二、核能的能量转换过程核能的能量转换过程可以分为两个阶段：核能的释放和热能或电能的转换。
1. 核能的释放核能反应堆中的核燃料经过裂变或聚变反应，释放出大量的能量。
在核裂变反应中，核燃料的原子核被撞击或俘获中子，进而发生裂变，释放出巨大的能量。
在核聚变反应中，轻核原子聚合形成较重的原子核，也会释放出能量。
2. 热能或电能的转换核能产生的能量通常以热能的形式存在。
核能反应堆中的热能转换过程主要依靠热交换器实现。
热交换器将核能反应堆中的热能传导给工作介质，例如水或氦气。
热交换器与蒸汽发生器结合，将热能转化为蒸汽，进而驱动涡轮发电机产生电能。
三、核能反应堆的工作原理核能反应堆的工作原理可以简单概括为：核燃料的裂变或聚变产生热能，热能通过冷却剂传导给热交换器，热能被转化为蒸汽，蒸汽驱动涡轮发电机产生电能。
核反应堆制作方法
核反应堆制作方法一、引言核反应堆是利用核裂变或核聚变等核反应过程，将核能转化为其他形式能量的装置。
它在能源领域具有重要的地位，被广泛应用于发电、核医学、核研究等领域。
本文将介绍核反应堆的制作方法。
二、核反应堆的类型核反应堆可以分为裂变反应堆和聚变反应堆两种类型。
裂变反应堆利用重核裂变释放的能量进行发电，而聚变反应堆则利用轻核聚变释放的能量。
本文将重点介绍裂变反应堆的制作方法。
三、核反应堆的组成1. 燃料元件：核反应堆的关键组成部分，其中含有可裂变核素（如铀-235、钚-239等）。
燃料元件的制作需要进行核燃料浓缩、加工和成型等工艺步骤。
2. 反应堆堆芯：由燃料元件和调节材料（如碳、硼等）组成。
调节材料可以调节核反应过程中的中子流量，确保反应过程稳定。
3. 冷却剂：用于将反应堆中释放的热量带走，维持反应堆温度的稳定。
常用的冷却剂有水、气体和液态金属等。
4. 反应堆容器：包裹着核反应堆的外壳，用于保护反应堆和隔离辐射。
反应堆容器由厚重的钢材制成，具有较高的抗辐射能力。
5. 控制系统：用于监控和控制核反应堆的运行状态，包括温度、压力、中子流量等参数的测量和调节。
四、核反应堆的制作方法1. 设计和规划：核反应堆的制作过程始于详细的设计和规划。
根据反应堆的功率需求、使用场景和安全要求等因素，确定反应堆的尺寸、燃料组成、冷却剂和材料等参数。
2. 燃料元件制作：根据设计要求，制备含有可裂变核素的燃料元件。
这包括核燃料浓缩、加工和成型等工艺步骤。
燃料元件通常采用小型的圆柱形结构，以便于装配和更换。
3. 反应堆堆芯组装：根据设计和规划，将燃料元件和调节材料按照一定的顺序和布局组装成反应堆堆芯。
堆芯的组装需要精确的位置和间距控制，确保核反应过程的稳定和安全。
4. 冷却剂系统安装：根据设计要求，安装冷却剂系统，包括冷却剂循环管道、泵站和换热器等。
冷却剂系统的安装需要考虑反应堆的热量产生和散热需求，确保反应堆的温度稳定。
什么是反应堆
什么是反应堆反应堆是一种用于进行核反应的设备，它是核能利用的重要组成部分。
本文将介绍反应堆的基本概念、工作原理、种类以及应用领域。
一、基本概念反应堆是指能维持和控制核反应的结构，通过核裂变或核聚变产生大量能量。
它通常由燃料、冷却剂、冷却剂循环系统、控制系统、反应堆压力容器、屏蔽材料等组成。
二、工作原理反应堆中的核反应是通过控制核裂变链式反应来实现的。
核燃料经过裂变释放出的中子引发新的裂变反应，形成链式反应。
同时，通过控制系统调整反应速率，维持核链式反应处于稳定状态。
三、种类1. 根据燃料类型：（1）热中子反应堆：使用热中子来维持链式反应，主要燃料为铀-235或钚-239等。
（2）快中子反应堆：使用快中子来维持链式反应，主要燃料为钚-239或铀-233等。
2. 根据冷却剂类型：（1）水冷反应堆：使用水作为冷却剂，主要有压水堆和沸水堆等类型。
（2）气冷反应堆：使用氦气或二氧化碳作为冷却剂，可以提高燃料利用率。
（3）液态金属冷却反应堆：使用钠或铅等液态金属作为冷却剂，具有良好的传热性能和安全性。
3. 根据反应堆用途：（1）核电站反应堆：用于发电，主要以压水堆和沸水堆为主。
（2）核动力反应堆：用于舰船、潜艇等核动力设备，主要以压水堆为主。
（3）核研究反应堆：用于核科学研究和同位素生产等，种类多样化。
四、应用领域反应堆在能源、医学、环境保护等领域具有广泛应用：1. 能源领域：核电站利用反应堆产生电能，是清洁能源的重要组成部分。
2. 医学领域：核反应堆可以用于医学同位素生产，用于放射治疗、医学影像等。
3. 环境保护领域：核技术可以用于处理放射性废物、监测环境污染等。
总结：反应堆是核能利用的基础设施，它能以安全有效的方式利用核能，产生电能、医学同位素等。
不同类型的反应堆在不同的领域有着广泛的应用，为人们的生活和社会发展提供了重要支持。
石墨反应堆结构
石墨反应堆结构石墨反应堆是一种利用石墨作为中子减速剂和热传导介质的核反应堆，具有很高的热稳定性和安全性。
石墨反应堆常用于核能发电和核燃料再处理等领域。
本文将介绍石墨反应堆的结构和工作原理。
一、石墨反应堆的基本结构石墨反应堆的基本结构包括反应堆芯、石墨堆芯外壳、燃料元件、石墨堆芯支撑结构和冷却剂系统等。
1. 反应堆芯反应堆芯是石墨反应堆的核心部分，负责储存和控制核燃料。
在反应堆芯内，放置有大量石墨砖块，用于减速中子和提供热传导。
石墨砖块之间的空隙用于放置燃料元件和控制棒。
2. 石墨堆芯外壳石墨堆芯外壳是用石墨制造的容器，用于保护反应堆芯，并防止核燃料泄漏。
石墨堆芯外壳具有良好的热传导性能，可以将芯内的热量有效地传导到外部。
3. 燃料元件燃料元件是放置在石墨堆芯内的核燃料装置，通常采用铀燃料或钚燃料。
石墨反应堆采用的是固体燃料，燃料元件通过放射性衰变释放出大量热能，用于产生蒸汽驱动涡轮发电机组。
4. 石墨堆芯支撑结构石墨堆芯支撑结构是用于支撑石墨砖块和燃料元件的结构。
常见的支撑结构有石墨柱和石墨板。
石墨柱通常垂直放置于堆芯中，起到支撑和导热的作用，而石墨板则水平放置，用于分隔石墨砖块和燃料元件。
5. 冷却剂系统石墨反应堆的冷却剂系统负责将热量从反应堆芯传出，防止反应堆过热。
常用的冷却剂有水、气体和液态金属等。
冷却剂通过循环流动，将热量带走，并将其转化为电能。
二、石墨反应堆的工作原理石墨反应堆利用核燃料的裂变产生的中子，与石墨中的碳原子发生弹性碰撞，使中子的速度降低，从而减速中子。
减速后的中子再次与核燃料发生裂变反应，释放出大量的热能。
在石墨反应堆中，通过控制棒的升降来调节裂变反应速率。
控制棒是由吸中子材料制成，如硼或银等。
当控制棒插入堆芯时，吸收中子，减少裂变反应；当控制棒抽出时，中子增加，裂变反应加速。
石墨反应堆的冷却剂循环系统起到将热量带走的作用。
冷却剂从反应堆芯中吸收热量，经过热交换器，将热能传递给工作介质，如水或气体。
沙皇核弹内部原理
沙皇核弹内部原理沙皇核弹内部原理沙皇核弹是一种庞大的核武器，它的核心是核反应堆，通过核反应堆放出的能量来引爆核弹，从而将威力释放出来。
它的内部原理包括以下几个方面。
核反应堆核反应堆是沙皇核弹的核心，它是一种能够控制核反应的装置，能够通过核反应产生高热和放射性的能量。
核反应堆的内部结构包括反应堆芯和反应控制装置。
反应堆芯反应堆芯是核反应堆中最重要的部分，它是用来储存核燃料的地方，核燃料经由反应堆芯进行控制。
反应堆芯是一个非常小的矩形盒子，由厚重的钢材制成，内部填充许多的燃料棒。
燃料棒里的核燃料一般是铀-235或是钚-239等，核燃料在燃烧的时候释放能量，这种能量是用来驱动核反应堆的。
反应控制装置反应控制装置是用来控制核反应堆的，里面包含控制棒和反应控制器。
控制棒是一种用来调节核反应的器具，它被插入反应堆芯内部，当需要调节核反应的时候，控制棒就会从反应堆芯中排出或插入。
核弹头核弹头是沙皇核弹中最重要的部分，它是整个核弹的心脏，核弹头需要通过核反应堆来储存能量，当核反应堆释放足够的能量时，核弹头将被引爆。
核弹头内部结构核弹头的内部结构包括引爆器、发射剂和核裂变物。
这三个部分是相互联接的，并能够完成核弹头的引爆和能量释放。
引爆器引爆器是核弹头的关键部分之一，它通常由两个部分组成。
一个部分由高压电容器组成，这些电容器可以将电压提高到10^10伏特以上，另一个部分是雷管，它能够在电容器电压达到最大值时激发构成裂变链反应的核裂变物。
发射剂发射剂是核弹头中储存能量的部分，它通常由氢气和氦气等可压缩气体组成，这些气体被压缩后能够储存能量。
当核反应堆释放大量的能量时，这些气体就会被加热并膨胀，将储存在其中的能量释放出来。
核裂变物核裂变物是核弹头中重要的部分之一，它通常由铀或钚等物质组成，这种物质的核反应会使得其变得更不稳定，并且释放大量的能量。
一旦引爆器将能量释放出来，核裂变物就会开始发生裂变反应，这将释放出大量的能量，从而产生沙皇核弹的威力。
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第四章反应堆结构与核燃料反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。
核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。
反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。
参见图4.1。
图4.1 反应堆位置- 35 -- 36 -图4.2 反应堆剖面图- 37 -图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分：● 反应堆堆芯● 堆内构件● 反应堆压力容器和顶盖● 控制棒驱动机构4.1 反应堆堆芯4.1.1 堆芯布置核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。
燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。
在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。
所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。
在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。
通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。
换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。
在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。
为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。
按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。
图4.3 堆芯分区布置（第一循环）- 38 -4.1.2 燃料组件大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒。
1．燃料组件骨架结构燃料组件骨架由8个定位格架、24根控制棒导向管、一根中子通量测量管和上、下管座焊接而成。
其功用是确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒束的升降，保证组件在堆内可靠工作和装卸料时的运输安全。
（1）定位格架沿燃料组件纵向有8个定位格架，它们用以固定、支承燃料棒。
格架的夹紧力使燃料棒与格架之间可能发生的振动磨损降到最小，又允许二者有不同的热膨胀，不致引起燃料包壳超过允许应力。
定位格架由锆－4合金条带制成，这些条带装配成17×17的正方形栅格。
在格架栅元中，燃料棒由其中两边的弹簧夹顶在另两边的两个刚性凸台上，其共同作用使燃料棒保持中心位置。
弹簧夹由因科镍718薄片弯成开口环制成，然后将夹子跨在条带上夹紧定位，并在上下相接面上点焊。
这样形成的两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒，自然抵消了作用在条带上的力。
格架通过条带的调节片与导向管连接，这些调节片直接焊在导向管上。
在格架的四周外条带的上缘设有导向翼，在中间的六层格架（位于高中子通量区内）的的内条带上设有交混翼。
图4.4 燃料组件 图4.5 定位格架- 39 -（2）导向管每个燃料组件带有24个控制棒导向管，由锆－4合金制成，它们为控制棒的插入和提出导向。
其下部在第一和第二格架之间直径缩小，形成缓冲段，以便当控制棒紧急下落接近底部时起缓冲作用。
在缓冲段上部有流水孔，正常运行时冷却水流入管内，在控制棒下插时水能部分从管内排出。
缓冲段下部的管径扩至正常，使底层格架可以按上层格架的相同方式与导向管相连接。
（3）通量测量管位于组件中心位置的通量测量管为运行中测量堆芯内中子通量的测量元件提供通道，由锆－4合金制成。
它与格架固定的方法类似于控制棒导向管。
（4）下管座下管座是燃料组件的底座，由AISI304不锈钢制成。
它包括四个支撑脚和一块正方形多孔板，后者尺寸为21.4cm ×21.4cm ，下侧装了滤网，防止杂物进入堆芯损坏燃料组件。
导向管与下管座用螺钉连接并焊接，组件重量和施加在组件上的轴向载荷经导向管传递到下管座上。
下管座两个对角支撑脚上有销孔，它们与堆芯下栅格板上的两个定位销相配合，保证了燃料组件在堆芯的定位，作用在燃料组件上的水平载荷同样通过定位销传到堆芯支撑结构上。
（5）上管座上管座是燃料组件上部构件，冷却剂通过它由燃料组件流向堆芯上栅板的流水孔。
上管座由承接板、围板、顶板、四个片状弹簧和配件组成。
除了弹簧和锁紧螺钉之外，所有零件由304型不锈钢制成，弹簧和螺钉由因科镍合金718制成。
承接板为正方形，上面加工了许多长孔，允许冷却剂流出，又能防止燃料棒从组件中向上弹出。
控制棒导向管上端固定在承接板上。
围板是正方形薄壁壳体，它组成了管座的水腔。
顶板也是正方形的，并有一个中心孔，这个孔允许控制棒束通过。
和下管座类似，上管座顶板对角上有两个销孔，供堆芯上栅板的定位销插入，以定位燃料组件。
顶板上装有四个弹簧片。
在安装堆内上部构件时，弹簧被堆芯上栅格板压迫，每个簧片的自由端均向下弯曲，扣在顶板的键槽内，产生弹簧力，压紧燃料组件。
2．燃料棒燃料棒是压水堆产生核裂变并释放热量的基本元件。
271块二氧化铀燃料芯块叠置在锆－4合金包壳管中，两端装上端塞，把燃料芯块封焊在里面，从而构成长3851.5 mm ，外径9.5 mm 的燃料棒。
如图4.4所示。
图4.4 燃料棒燃料包壳是压水堆的第一道安全屏障，它的作用是防止核燃料与冷却剂接触，并防止裂变产物逸出，以免造成放射性污染。
压水堆的燃料包壳目前普遍采用锆－4合金（锡：1.2～1.7％，铁：0.18～0.24％，铬：0.07～0.24％），这是因为这种材料的中子吸收截面小，而且在高温下有较高的机械强度和耐水腐蚀性能，而且氚很难穿过锆扩散出来。
燃料棒包壳的上端塞有一个气孔，在制造过程中通过它向燃料棒内充以30 bar压力的氦气，然后焊死。
燃料芯块上部由不锈钢螺旋弹簧压紧，防止装堆前操作或运输过程中燃料芯块在包壳管内窜动。
弹簧构成的空间可容纳燃料放出的裂变气体。
包壳与燃料芯块之间有0.164 mm的间隙，保证包壳和燃料的不同热膨胀及燃料的辐照肿胀不会使包壳超过允许应力。
在一个燃料组件里的264根燃料棒中，所装的二氧化铀芯块的浓缩度都是相同的。
3．燃料芯块燃料芯块呈圆柱形，由二氧化铀粉末加造孔剂经冷压烧结成95％理论密度的陶瓷体。
其直径为8.192 mm，高为13.5 mm。
每个芯块上下端面呈碟形，用来补偿因热膨胀和辐照肿胀造成的形状变化。
芯块熔点2800 ℃，密度10.04 g/cm3，在高温下与水不起反应，平均燃耗可达33000 MWD/T，是压水堆普遍采用的燃料形式。
芯块理论熔点为1250℃，包壳约从820℃开始与水起反应并产生氢气。
运行中应使燃料保持在可接受的温度之下，否则可能出现锆水反应或芯块熔化导致包壳熔化。
4.1.3 堆芯功能组件控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件通称堆芯功能组件。
它们与燃料组件组合在一起，在反应堆运行中起着重要作用。
1．控制棒组件控制棒组件（RCCA）是反应堆控制部件，由吸收中子能力很强的材料制成，可以控制核裂变的速率。
在正常工况下它们用于启动反应堆、调节堆功率和停堆。
在事故工况下，控制棒依靠自身重力快速下插，使反应堆在极短时间内紧急停堆，以保证安全。
（1）结构每个控制棒组件有24根中子，它们顶端固定在一个星形架上。
星形架包括一个连接柄和若干带有圆筒形指杆的翼片，吸收棒就悬置在指杆上。
在连接柄的上端，有与控制棒驱动机构的驱动杆相连的槽口和供吊运用的凹槽。
在连接柄内的底部装有一个弹簧，以便在控制棒紧急下落到终端时吸收冲击能量，起缓冲作用。
星形架由304不锈钢制成，而弹簧材料是因科镍-718。
吸收棒分为吸收剂棒和不锈钢棒。
吸收剂棒所用的吸收剂为银铟镉合金（Ag—80％，In—15％，Cd—5％），制成芯块置于不锈钢管中。
吸收棒的长度能保证当它位于最高位置时，其下端仍在导管中，始终保持对中。
（2）分类控制棒组件分两类。
一类由24根吸收剂棒组成，吸收能力强，称为黑棒组件；另一类由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成，吸收能力弱，称为灰棒组件。
- 40 -- 41 -控制棒组件在信号逻辑上分为八组，包括四个功率控制组（G 1，G 2，N 1，N 2）、一个温度控制组（R ）和四个停堆组（S A ，S B ，S C ，S D ），其中仅G 1和G 2为灰棒组件。
除控制棒组件之外，其它三种功能组件的结构都是类似的，如图4.7。
它们由压紧构件和固定在压紧构件底板上的24根棒组成。
这些功能组件在堆芯中都放置于相应的燃料组件内，其棒束穿过燃料组件上管座，插入控制棒导向管中，压紧构件则支承在上管座的承接板上，堆芯上栅格板使压紧构件的轭板往下压挤，固定功能组件。
图4.6 控制棒组件结构 4.7 堆芯功能组件结构2．阻力塞组件凡不装控制棒组件、可燃毒物组件或中子源组件的燃料组件均装有阻力塞组件，其作用是不使冷却剂从导向管中旁流。
阻力塞棒由304不锈钢制成，长20 cm 。
3．可燃毒物组件我们知道，压水堆使用控制棒组件和调节冷却剂硼浓度这两种方式来控制反应性。
但是，新堆第一次装料的后备反应性过大，为了保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度又不能过高，所以第一循环装有66束可燃毒物组件。
它们在第一次换料时全部取走。
可燃毒物组件由压紧构件和固定在压紧构件底板上的可燃毒物棒束组成。
每个棒束的24根棒中有12或16根毒物棒，其它为阻力塞棒。
毒物棒由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管构成，其中硼可吸收中子。
硼玻璃管由不锈钢管状内衬支撑，防止硼玻璃坍落或蠕变。
4．中子源组件中子源组件用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平，使堆外测量仪表可以监测达临界过程。
中子源有两种：初级中子源和次级中子源。
前者提供反应堆初次启动所需的源强，后者在反应堆运行中被活化，并在第二循环之后提供启动用的中子源。
在第一循环堆芯中，有4个中子源组件，其中两个各含有一个初级源和一个次级源棒，称为初级源组件；另两个各含有四个次级源棒，称为次级源组件。
初级源是放在一个双层钢包壳内的锎－252（252Cf）芯块。
锎源的放射性活度为100 Ci，中子发射率为2～4×10-8 n/ｓ，其半衰期为2.54年。
初级源组件由一根初级源和一根次级源棒、16根可燃毒物棒和6根阻力塞棒组成。
在第一次换料时取出初级源组件，由阻力塞组件代替。
次级源棒由叠放在不锈钢管中的锑－铍（Sb－Be）芯块组成。
锑在堆内吸收中子活化后放出 射线，轰击铍产生中子。
每根源棒约装530 g锑－铍混合物，在满功率运行两个月后，其活度可满足停堆12个月后再启动之用。