控制棒材料

镝

元素符号： Dy

英文名： Dysprosium

中文名： 镝

希腊文：dysprositos （意思是很难得到）。

基本参数 维氏硬度：540MPa

元素类型：金属

元素原子量：162.5 原子序数：66 相对原子质量： 162.5

常见化合价： +3 电负性： 1.22

外围电子排布： 4f10 6s2 核外电子排布： 2,8,18,28,8,2

氧化态：

Main Dy+3

Other Dy+2, Dy+4

声音在其中的传播速率：（m/S） 2710 电离能 (kJ /mol)

M - M+ 571.9

M+ - M2+ 1126

M2+ - M3+ 2200

M3+ - M4+ 4001 晶体结构：晶胞为六方晶胞。 晶胞参数：

a = 359.3 pm

b = 359.3 pm

c = 565.37 pm

α = 90°

β = 90°

γ = 120° 同位素及放射线： Dy-154[3000000y] Dy-156 Dy-157[8.1h] Dy-158 Dy-159[144.4d] Dy-160 Dy-161 Dy-162 Dy-163 *Dy-164 Dy-165[2.3h] Dy-166[3.4d] 电子亲合和能： 0 KJ·mol-1

单质密度： 8.536 g/cm3

单质熔点： 1412.0 ℃

单质沸点： 2562.0 ℃

原子半径： 2.49 埃 离子半径： 1.03(+3) 埃

共价半径： 1.59 埃

常见化合物： 无

镝为银白色金属，质软可用刀切开；熔点1412°C ，沸点2562°C ，密度8.55g/cm3；在接近绝对零度是有超导性。镝在空气中相当稳定，高温下易被空气和水氧化，生成三氧化二镝。镝主要用于制造新型照明光源镝灯；镝可作反应堆的控制材料；镝化合物在炼油工业中可作催化剂。

镝铁合金

金属镝

地壳中含量：6（ppm ）

元素在太阳中的含量: 0.002 (ppm)

元素在海水中的含量: 大西洋表面 0.0000008 (ppm)

原子体积: 19 (立方厘米/摩尔)

镝的发现

发现人：德·布瓦博德郎（L.Boisbaudran ）

发现年代：1886年 地点：法国

发现过程：1886年德·布瓦博德郎（L.Boisbaudran ）发现的。

氧化镝

1842年莫桑德尔从钇土中分离出铒土和铽土后，不少化学家利用光谱分析鉴定，确定它们不是纯净的一种元素的氧化物，这就鼓励了化学家们继续去分离它们。在钬

被分离出来7年后，1886年布瓦博德朗又把它一分为二，保留了钬，另一个称为dysprosium ，元素符号Dy 。这一词来自希腊文dysprositos ，是“难以取得”的意思。

随着镝以及其他一些稀土元素的发现，完成了发现稀土元素第三阶段的另一半。 元素描述

软金属，有光泽核延展性。在高温下易被空气腐蚀，但室温下较稳定。与水缓缓起作用。有以下几种同位素：156Dy 、158Dy 、160Dy~164Dy。

元素来源

可由氟化镝用钙还原而制得。通常与铒、钬以及其他稀土元素共存于独居石砂等矿物中。独居石砂含稀土元素的质量分数一般达50%。

元素的主要性质

银白色稀土金属。坚硬，性质活泼。易被氧气氧化，与水反应迅速，溶于酸。用于制作磁铁的合金、红外发生器材、激光材料及原子能工业。

元素辅助资料 氧化镝：

Dysprosium Oxide;Dysprosium(III) oxide

氧化镝

氧化镝，为一种白色粉末，化学式为Dy2O3，密度7.81（27℃），熔点2340℃，沸点约为4000℃，为离子型化合物，溶与酸和乙醇。，但不溶于碱，也不溶于水。可由氢氧化镝热分解制成，生成热高，露置空气中会吸收二氧化碳部分变为碳酸镝。 性质：氧化镝为白色或淡黄色粉末。

用途：用作制取金属镝的原料、玻璃、钕铁硼永磁体的添加剂，还用于金属卤素灯、磁光记忆材料、钇铁或钇铝石榴石、原子能工业中。

镝灯

镝灯属高强度气体放电灯，是一种具有高光效（75lm/w以上）、高显色性（显色指数80以上），长寿命的新型气体放电光源，是金属卤化物灯的一种，它利用充入的碘化镝、碘化亚铊、汞等物质发出其特有的密集型光谱，该光谱十分接近于太阳光谱，从而使灯的发光效率及显色性大为提高。

它光效高、显色性好、亮度高，镝灯有球形、管形、椭球形等多种形状可满足不同用途的需要，使用时需相应的镇流器和触发器。光色镝灯广泛应用于高大厂房、广场、工地、展览馆、大厅、广告牌、商场、体育场（馆）以及摄制彩色影片、转播彩色电视、彩色印刷等场合。

镝灯泡

反射型日光色镝灯具有反射层，将灯与灯具合而为一，无需另配灯具，使用方便。该光源在兰紫光到橙红光的广阔光谱区域内辐射强度大，红外辐射小，具有光线集中，光利用率高的特点，是农科试验、培养农作物，加速植物生长的理想光源。适用于各种人工气候箱、人工生物箱、温室等场合作为人工辐射光源。

镝的最主要用途是：

（1）作为钕铁硼系永磁体的添加剂使用，在这种磁体中添加2~3%左右的镝，可提高其矫顽力，过去镝的需求量不大，但随着钕铁硼磁体需求的增加，它成为必要的添加元素，品位必须在95～99。9%左右，需求也在迅速增加。

（2）镝用作荧光粉激活剂，三价镝是一种有前途的单发光中心三基色发光材料的激活离子，它主要由两个发射带组成，一为黄光发射，另一为蓝光发射，掺镝的发光材料可作为三基色荧光粉。

（3）镝是制备大磁致伸缩合金铽镝铁（Terfenol ）合金的必要的金属原料，能使一些机械运动的精密活动得以实现。

（4）镝金属可用做磁光存贮材料，具有较高的记录速度和读数敏感度。

（5）用于镝灯的制备，在镝灯中采用的工作物质是碘化镝，这种灯具有亮度大、颜色好、色温高、体积小、电弧稳定等优点，已用于电影、印刷等照明光源。

（6）由于镝元素具有中子俘获截面积大的特性，在原子能工业中用来测定中子能谱或做中子吸收剂。

（7）Dy3Al5O12还可用作磁致冷用磁性工作物质。随着科学技术的发展，镝的应用领域将会不断的拓展和延伸。

铪

铪，原子序数72，原子量178.49，元素名来源于哥本哈根城的拉丁文名称。1923年瑞典化学家赫维西和荷兰物理学家科斯特在挪威和格陵兰所产的锆石中发现铪元素，1925年他们用含氟络盐分级结晶的方法得到纯的铪盐，并用金属钠还原，得到纯的金属铪。铪在地壳中的含量为0.00045%，在自然界中常与锆伴生。有6种天然稳定同位素：铪174、176、177、178、179、180。元素名称： 元素原子量：178.5

元素类型：金属 原子体积: 13.6 (立方厘米/摩尔) 地壳中含量：5.3（ppm ）

元素在太阳中的含量: 0.001 (ppm)

元素在海水中的含量: 0.000007 (ppm) 原子序数：72 元素符号：Hf

元素中文名称：铪

锆、铪

元素英文名称：Hafnium 相对原子质量：178.5

核内质子数：72

核外电子数：72

核电核数：72 质子质量：1.20456E-25

质子相对质量：72.504

氧化态：

Main Hf+4

Other Hf+1, Hf+2, Hf+3

所属周期：6

所属族数：IVB 摩尔质量：178 密度：13.2

熔点：2233 Celsuis(摄氏度） 沸点：4603 Celsuis（摄氏度）

外围电子排布：5d2 6s2 核外电子排布：2,8,18,32,10,2 晶体结构：晶胞为六方晶胞。 晶胞参数：

a = 319.64 pm

b = 319.64 pm

铪丝

c = 505.11 pm

α = 90°

β = 90°

γ = 120° 莫氏硬度：5.5

声音在其中的传播速率：（m/S） 3010 电离能 (kJ /mol)

M - M+ 642

M+ - M2+ 1440

M2+ - M3+ 2250

M3+ - M4+ 3216

颜色和状态：金属

原子半径：2.16

常见化合价：+4

发现人：考斯特、海维西

发现时间和地点：1923 丹麦

元素来源：它存在于大多数锆矿中

元素用途：由于它容易发射电子而很有用处(如用作白炽灯的灯丝) 。用作Ｘ射线管的阴极，铪[1]和钨或钼的合金用作高压放电管的电极。铪可作为很多充气系统的吸气剂。铪吸气剂可除去系统中存在的氧、氮等不需要气体。铪还用于核反应堆控制棒。

元素描述：

晶体结构有两种：在1300摄氏度以下时，为六方密堆积（α-式）；在1300℃以上时，为体心立方（β-式）。具有塑性的金属，当有杂质存在时质变硬而脆。空气中稳定，灼烧时仅在表面上发暗。细丝可用火柴的火焰点燃。性质似锆。不和水、稀酸或强碱作用，但易溶解在王水和氢氟酸中。在化合物中主要呈+4价。铪合金（Ta4HfC5）是已知熔点最高的物质（约4215℃）。

元素来源：

地壳中含量很少。常与锆共存，无单独矿石。可由四氯化铪（HfCl4）与钠共热经还原而制得。

在莫斯莱对元素的X 射线研究后，确定在钡和钽之间应当有16个元素存在。这时除了61号元素和72号元素之外，其余14个元素都已经被发现，而且它们都属于今天所属的镧系，也就是当时认为的稀土元素。

那么72号元素应当归属于稀土元素？还是和钛、锆同属一族？当时多数化学家主张属于前者。法国化学家乌尔班1911年从镱的氧化物中分离出镥后，又分离出一个新的元素。在1914年乌尔班去英国将该元素的样品送请莫斯莱进行X 射线光谱检测，得到的结论是否定的，没有发现相当于72号元素的谱线。乌尔班坚信新元素的存在，认为出现这样的结果是因为新研制的机器灵敏度不够，无法检测到样品中痕量新元素的存在。他回到巴黎后与光谱科学家达维利埃共同用第一次世界大战后改进的X 射线谱仪进行检测。1922年5月，他们宣布测到两条X 谱线，因此断定新元素是存在的。1913年，丹麦物理学家玻尔提出了原子结构的量子论。接着在1921-1922年之间又提出原子核外电子排布理论。玻尔认为根据他的理论，72号元素不属于稀土元素，而和锆一样是同族元素。也就是说，72号元素不会从稀土元素矿物中出现，而应当从含锆和钛的矿石中去寻找。

根据玻尔的推论，在1922年，匈牙利化学家赫维西和丹麦物理学家科斯特对多种含锆矿石进行了X 射线光谱分析，果真发现了这一元素。他们为了纪念该元素的发现所在地——丹麦的首都哥本哈根，命名它为hafnium ，元素符号定为Hf 。后来赫维西制得了几毫克纯铪的样品。 元素描述

晶体结构有两种：在1300℃以下时，为六方密堆积（α-式）；在1300℃以上时，为体心立方（β-式）。具有塑性的金属，当有杂质存在时质变硬而脆。空气中稳定，灼烧时仅在表面上发暗。细丝可用火柴的火焰点燃。性质似锆。不和水、稀酸或强碱作用，但易溶解在王水和氢氟酸中。在化合物中主要呈+4价。铪合金（Ta4HfC5）是已知熔点最高的物质（约4215℃）。

发现

发现人：科学家科斯特（D.Coster ）、冯•赫维西（G.Von Hevesy）

发现年代：1923年

发现地点： 丹麦

发现过程：1923年由丹麦科学家科斯特（D.Coster ）和匈牙利科学家冯•赫维西（G.Von Hevesy）由X 射线光谱中发现。

在莫斯莱对元素的X 射线研究后，确定在钡和钽之间应当有16个元素存在。这时除了61号元素和72号元素之外，其余14个元素都已经被发现，而且它们都属于今天所属的镧系，也就是当时认为的稀土元素。那么72号元素应当归属于稀土元素？还是和钛、锆同属一族？当时多数化学家主张属于前者。法国化学家乌尔班1911年从镱的氧化物中分离出镥后，又分离出一个新的元素。在1914年乌尔班去英国将该元素的样品送请莫斯莱进行X 射线光谱检测，得到的结论是否定的，没有发现相当于72号元素的谱线。乌尔班坚信新元素的存在，认为出现这样的结果是因为新研制的机器灵敏度不够，无法检测到样品中痕量新元素的存在。他回到巴黎后与光谱科学家达维利埃共同用第一次世界大战后改进的X 射线谱仪进行检测。1922年5月，他们宣布测到两条X 谱线，因此断定新元素是存在的。1913年，丹麦物理学家玻尔提出了原子结构的量子论。接着在1921-1922年之间又提出原子核外电子排布理论。玻尔认为根据他的理论，72号元素不属于稀土元素，而和锆一样是同族元素。也就是说，72号元素不会从稀土元素矿物中出现，而应当从含锆和钛的矿石中去寻找。 根据玻尔的推论，在1922年，匈牙利化学家赫维西和丹麦物理学家科斯特对多种含锆矿石进行了X 射线光谱分析，果真发现了这一元素。他们为了纪念该元素的发现所在地——丹麦的首都哥本哈根，命名它为hafnium ，元素符号定为Hf 。后来赫维西制得了几豪克纯的铪的样品。

作用

由于它容易发射电子而很有用处(如用作白炽灯的灯丝) 。用作Ｘ射线管的阴极，铪和钨或钼的合金用作高压放电管的电极。常用作X 射线的阴极和钨丝制造工业。由于它对中子有较好的吸收能力，因此常用来做核反应堆的控制棒，以减慢核子连锁反应的速率，同时抑制原子反应的" 火焰" 。用于最新的intel ４５纳米处理器

一般作为液压油的一种添加剂，防止在高危作业时候液压油的挥发，具有很强的抗挥发性，

这个特性的话，所以一般用于工业液压油。医学液压油。铪还用于核反应堆控制棒, 因为它是一个很好的中子的吸收体。

铪弹

铪弹

威力巨大新型秘密武器--铪弹

铪弹， 即铪一178“同质异能素”武器。铪炸弹是一种全新级别的武器。爆炸时没有放射辐射，单就爆炸威力而言，铪炸弹也不会是一种普通的炸弹。这种炸弹可以释放出很强烈的穿透性伽马射线. 可以穿过坚固的物质并渗透到生物细胞中。一束强伽马射线可以穿透掩体杀死里面的任何生物，无论是人还是病菌都难以幸免。

铪一178这种同质异能素一盎司的能量可以煮沸120吨水。而一油箱的铪一178可以让一辆车绕着地球走520圈。最重要的一点是，一克铪一178的爆炸威力是一克TNT 的5万倍，一个高尔夫球大小的铪炸弹等于己于10 ；吨TNT 炸药的当量。

铪制造的炸弹威力异常强大，而且更妙的是，制造这么一种武器不会违反国际上的核军控条约的限制和对发展核武器的限制。因为这种武器不涉及原子分裂。

铪弹是极佳的有效的战术威慑武器。可制造得很小，如铪手榴弹等手持武器。也能制造铪导弹炮弹对地攻击和在空中或外太空融化拦截敌方导弹飞行器。 美国国防部高级研究计划局局长特瑟说：这样的武器在敌人的手中可以产生毁灭和灾难。铪弹是一种真正革命性的军事能力，使我们能够极其准确地投送小型弹药。一个拥有这种能力的敌人会造成前所未有的恐慌。

据报道美国已实行铪炸弹计划。铪炸弹技术在俄中法英这四个拥有热核武器的国家应该不成问题。铪弹也是小型战术热核武器起爆芯弹的极佳选择，使战术热核武器极小型化。据报道特别是俄罗斯，正在积极着手这一计划。

另外一方面，生产铪的成本很高，每克铪100万美元左右，需要300亿到500亿美元投资建造生产铪所需的专用设备。

铪弹武器技术的出现会不会引起新的军备竞赛? 铪弹武器技术会不会不良扩散? 等等这些将成世界上面临担心的问题.

铪弹武器技术的出现将使动荡的世界变得更加动荡.

二氧化铪

二氧化铪

名称 二氧化铪;hafnium dioxide

分子式：HfO 2

CAS 号：性质：白色粉末，有单斜、四方和立方三种结构。密度分别为10.3，10.1和10.43g/cm3。熔点2780～2920K 。沸点5400K 。热膨胀系数5.8×10-6/℃。不溶于水、盐酸和酸，可溶于浓硫酸和氟氢酸。由硫酸铪、氯氧化铪等化合物热分解或水解制取。为生产金属铪和铪合金的原料。用作耐火材料、抗放射性涂料和催化剂。

冶炼

一般分五步。第一步为矿石的分解，有三种方法：①锆石氯化得(Zr,Hf)Cl4。②锆石的碱熔，锆石与NaOH 在600℃左右熔融，有90％以上的(Zr,Hf)O2转变为Na2(Zr,Hf)O3，其中的SiO2变成Na2SiO3，用水溶除去。Na2(Zr,Hf)O3用HNO3溶解后可作锆铪分离的原液，但因含有SiO2胶体，给溶剂萃取分离造成困难。③用K2SiF6烧结，水浸后得K2(Zr,Hf)F6溶液。溶液可以通过分步结晶分离锆铪。第二步为锆铪分离，可用盐酸-MIBK （甲基异丁基酮）系统和HNO3-TBP(磷酸三丁酯) 系统的溶剂萃取分离方法。利用高压下(高于20大气压)HfCl4和ZrCl4熔体蒸气压的差异而进行多级分馏的技术早有研究，可省去二次氯化过程，降低成本。但由于(Zr，Hf)Cl4和HCl 的腐蚀问题，既不易找到合适的分馏柱材质，又会使ZrCl4和HfCl4质量降低，增加提纯费用。第三步为HfO2的二次氯化以制得还原用粗HfCl4。第四步为HfCl4的提纯和加镁还原。本过程与ZrCl4的提纯和还原相同，所得半成品为粗海绵铪。第五步为真空蒸馏粗海绵铪，以除去MgCl2和回收多余的金属镁，所得成品为海绵金属铪。如还原剂不用镁而用钠，则第五步改为水浸。

海绵铪自坩埚中取出时要格外小心，以免自燃。大块海绵铪要破碎成一定尺寸的小块，以便压成自耗电极，再熔铸成锭。破碎时也应防止自燃。海绵铪的进一步提纯与钛和锆一样，用碘化物热分解法。控制条件与锆略有不同，在碘化罐四周的海绵铪小块, 保持温度为600℃，而中心的热丝温度为1600℃，比制取锆的“结晶棒”时的1300℃为高。铪的加工成型包括锻造、挤压、拉管等步骤，与加工锆的方法一样。

铪的主要用途是制作原子核反应堆的控制棒。纯铪具有可塑性、易加工、耐高温抗腐蚀，是原子能工业重要材料。铪的热中子捕获截面大，是较理想的中子吸收体，可作原子反应堆的控制棒和保护装置。铪粉可作火箭的推进器。在电器工业上可制造X 射线管的阴极。铪的合金可作火箭喷嘴和滑翔式重返大气层的飞行器的前沿保护层，Hf-Ta 合金可制造工具钢及电阻材料。在耐热合金中铪用作添加元素，例如钨、钼、钽的合金中有的添加铪。HfC 由于硬度和熔点高，可作硬质合金添加剂。4TaC•HfC的熔点约为4215℃，为已知的熔点最高的化合物。

核裂变反应

重金属元素铀-235的原子核吸收一个中子后产生核反应，使这个重原子核分裂成两个(极少情况下会是3个) 更轻的原子核以及2-3个自由中子，还有β和γ射线和中微子，并释放出巨大的能量，这一过程称为核裂变。

当中子轰击铀-235原子核时，一部分铀-235原子核吸收中子而发生裂变。如果铀-235核裂变产生的中子又去轰击另一个铀一235将再引起新的裂变，如此不断地持续进行下去，就是裂变的链式反应。这种链式裂变反应自己维持进行，或者维持自持链式裂变反应的条件(或状态) 是至少有一个中子而且不多于一个中子从每一次裂变到达另一次裂变。这种状态称为“临界状态”。

中子与铀-235核的自持链式反应可以由人来控制。目前最常用的控制方式是向产生链式反应的裂变物质(如铀-235) 中放入或移出可以吸收中子的材料。正常工作时使裂变物质处于临界状态，维持稳定的链式裂变反应，因而保持稳定的核能释放. 如需停止链式反应，就放入更多的吸收中子材料; 如果要求释放更多的核能，可以移出一定的吸收中子材料。这种能维持和控制核裂变， 因而维持和控制核能— 热能转换的装置，叫反应堆。

核反应堆

慢化剂

核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，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质。选择慢化剂要考虑许多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和尽可能低的中子俘获截面；

其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，即使不是，在设计中两者也是紧密相关的。应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用天然铀为燃料的两种慢化剂之一；另一种是重水。其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看，重水是更好的慢化剂，并且因其是液体，可兼做冷却剂，主要缺点是价格较贵，系统设计需有严格的密封要求。轻水是应用最广泛的慢化剂，虽然它的慢化性能不如重水，但价格便宜。重水和轻水有共同的缺点, 即产生辐照分解, 出现氢、氧的积累和复合。

控制棒

在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料（如铪、镝等）在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和尺寸变化（肿胀）。银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。压水堆中采用棒束控制，控制材料制成棒状，每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在17×17的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的反应性，紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止）。

冷却剂

由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆心带走热量并传给二回路中的工质，使蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。液态钠(主要用于快中子堆) 和钠钾合金（主要用于空间动力堆）具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点，但是它的热特性不好。重水是好的冷却剂和慢化剂，但价格昂贵。气体冷却剂（如二氧化碳、氦）具有许多优点，但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高。有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低，主要缺点是辐照分解率较大。应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。

屏蔽层

为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。对γ射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好，但价格较高；铅的优点是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属便宜，但密度较小，因而屏蔽层厚度比其他的都大。

来自反应堆的γ射线强度很高，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆心和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。

中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，通常含硼, 有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下，常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。

临界状态

亚临界、临界和超临界状态

铀-235原子分裂时会（根据分裂方式的不同）释放出两个或三个中子。如果附近没有铀-235原子，那么这些中子将会以中子射线的方式飞走。如果铀-235原子是一块铀的一部分——那么附近就有其他铀原子——于是将会发生下面三种情况：

如果，平均起来，每次裂变正好有一个自由中子击中另一个铀-235原子核并使它发生裂变，那么这块铀的质量就被认为是临界的。其质量将维持一个稳定的温度。核反应堆必须被维持在临界状态。

如果，平均起来，击中另一个铀-235原子的自由中子少于一个，那么这块质量就是亚临界的。最终，物质的诱发裂变会终止。

如果，平均起来，有超过一个自由中子击中了另一个铀-235原子，那么这块铀的质量就是超临界的。铀会热起来。

对于核弹，其设计者要求铀的质量远远超过超临界质量，这样燃料块中的所有铀-235能够在极短的时间内全部发生裂变。在核反应堆中，反应堆堆芯需要稍微超临界，这样工作人员就能控制反应堆的温度。工作人员通过操作控制棒来吸收自由中子，以使反应堆维持在临界水平。

燃料中铀-235的含量（浓缩水平）和燃料块的形状决定了铀的临界状况。可以想象，如果燃料是细薄的片状，那么多数自由中子将会飞出去而不是撞击其他的铀-235原子。球形是最佳的形状。以球形聚集在一起以实现临界反应的铀-235的量大约为0.9公斤。这个量因此被称为临

界质量。钚-239的临界质量大约是283 克。

核能利用可能出现的问题

核能发电有一个重要的优点——非常清洁。与火电站相比，核电站从环保角度来讲简直就是做到了极致。火电站向大气中释放的放射性物质比核电站还多，同时它还向大气中释放大量的碳、硫和其他元素。

非常不幸的是，核电站的运行也存在一些严重的问题：

铀的开采和提纯并不是非常清洁的过程。

非正常运行的核电站能够带来大问题。切尔诺贝利灾难是最近的一个例子；2011年3月12日，地震导致日本福岛县第一和第二核电站发生核泄漏。

核电站的乏燃料在几百年内都是有毒的，并且到目前为止，世界上没有能安全、永久地存储它们的设施。

运输核燃料往返于核电站带来了一些风险，不过迄今为止，美国并没有发生过这种事故。 很大程度上，以上这些问题使得在美国建设新核电站的尝试偏离了正常轨道。因为社会似乎普遍认为建设核电站风险超过了回报。

用途

核裂变时既释放出大量能量、又释放出大量中子。核反应堆有许多用途，但归结起来，-是利用裂变核能，二是利用裂变中子。核能主要用于发电，但它在其它方面也有广泛的应用。例如核能供热、核动力等。

裂变中子fission neutron

原子核裂变时发射出来的中子。分瞬发中子和缓发中子。瞬发中子是裂变过程中直接放出的中子，在裂变10-4～10-3秒内放射出来 ，占裂变中子总数的99%；能量分布很宽，从零延伸到15兆电子伏特(MeV)，主要分布在0.1～5MeV 范围内，235U 热中子裂变中子谱的峰在0.8MeV 附近，平均能量在2MeV 左右；即使同样的核在同样条件下裂变，每次裂变发射的中子数也不固定，有的不发射中子，多数发射2～3个中子，最多可有7～8个，其平均值称为平均裂变中子数；的大小对链式反应装置的临界条件起关键作用。缓发中子是裂变碎片因含中子过多不稳定而放射出来的，碎片核以几分之一秒到几十秒的半衰期放射中子，其数目不足裂变中子总数的1%；其能量分布也是连续谱，平均能量在1MeV 以下；缓发中子在慢中子裂变反应堆的控制上起重要作用。

核能供热是廿世纪八十年代才发展起来的一项新技术，这是一种经济、安全、清洁的热源，因而在世界上受到广泛重视。在能源结构上，用于低温(如供暖等) 的热源，占总热耗量的一半左右，这部分热多由直接燃煤取得，因而给环境造成严重污染。在我国能源结构中，近70%的能量是以热能形式消耗的，而其中约60%是120℃以下的低温热能，所以发展核反应堆低温供热，对缓解供应和运输紧张、净化环境、减少污染等方面都有十分重要的意义。核供热是一种前途远大的核能利用方式。核供热不仅可用于居民冬季采暖，也可用于工业供热。特别是高温气冷堆可以提供高温热源，能用于煤的气化、炼铁等耗热巨大的行业。核能既然可以用来供热、也一定可以用来制冷。清华大学在五兆瓦的低温供热堆上已经进行过成功的试验。核供热的另一个潜在的大用途是海水淡化。在各种海水淡化方案中，采用核供热是经济性最好的一种。在中东、北非地区，由于缺乏淡水，海水淡化的需求是很大的。

核能又是一种具有独特优越性的动力。因为它不需要空气助燃，可作为地下、水中和太空缺乏空气环境下的特殊动力；又由于它少耗料、高能量，是一种一次装料后可以长时间供能的特殊动力。例如，它可作为火箭、宇宙飞船、人造卫星、潜艇、航

空母舰等的特殊动力。将来核动力可能会用于星际航行。现在人类进行的太空探索，还局限于太阳系，故飞行器所需能量不大，用太阳能电池就可以了。如要到太阳系外其他星系探索，核动力恐怕是唯一的选择。美、俄等国-直在从事核动力卫星的研究开发，旨在把发电能力达上百千瓦的发电设备装在卫星上。由于有了大功率电源，卫星在通讯、军事等方面的威力将大大增强。1997年10月15日美国宇航局发射的“卡西尼”号核动力空间探测飞船，它要飞往土星，历时7年，行程长达35亿公里漫长的旅途。

核反应堆

核动力推进，目前主要用于核潜艇、核航空母舰和核破冰船。由于核能的能量密度大、只需要少量核燃料就能运行很长时间，这在军事上有很大优越性。尤其是核裂变能的产生不需要氧气，故核潜艇可在水下长时间航行。正因为核动力推进有如此大的优越性，故几十年来全世界己制造的用于舰船推进的核反应堆数目已达数百座、超过了核电站中的反应堆数目(当然其功率远小于核电站反应堆) 。现在核航空母舰、核驱逐舰、核巡洋舰与核潜艇一起，已形成了一支强大的海上核力量。

核反应堆

核反应堆的第二大用途就是利用链式裂变反应中放出的大量中子。这方面的用途是非常多的，我们这里仅举少量几个例子。我们知道，许多稳定的元素的原子核如果再吸收一个中子就会变成一种放射性同位素。因此反应堆可用来大量生产各种放射性同位素。放射性同位素在工业、农业、医学上的广泛用途现在几乎是尽人皆知的了。还有，现在工业、医学和科研中经常需用一种带有极微小孔洞的薄膜，用来过滤、去除溶液中的极细小的杂质或细菌之类。在反应堆中用中子轰击薄膜材料可以生成极微小的孔洞，达到上述技术要求。利用反应堆中的中子还可以生产优质半导体材料。我们知道在单晶硅中必须掺入少量其他材料，才能变成半导体，例如掺入磷元素。一般是采用扩散方法，在炉子里让磷蒸汽通过硅片表面渗进去。但这样做效果不是太理想，硅中磷的浓度不均匀，表面浓度高里面浓度变低。现在可采用中子掺杂技术。把单晶硅放在反应堆里受中子辐照，硅俘获一个中子后，经衰变后就变成了磷。由于中子不带电、很容易进入硅片的内部，故这种办法生产的硅半导体性质优良。利用反应堆产

生的中子可以治疗癌症。因为许多癌组织对于硼元素有较多的吸收，而且硼又有很强的吸收中子能力。硼被癌组织吸收后，经中子照射，硼会变成锂并放出α射线。α射线可以有效杀死癌细胞，治疗效果要比从外部用γ射线照射好得多。反应堆里的中子还可用于中子照相或者说中子成像。中子易于被轻物质散射，故中子照相用于检查轻物质(例如炸药、毒品等) 特别有效，如果用x 光或超声成像则检查不出来。

核反应堆

早在1929年，科克罗夫特就利用质子成功地实现了原子核的变换。但是，用质子引起核反应需要消耗非常多的能量，使质子和目标的原子核碰撞命中的机会也非常之少。

1938年，德国人奥托·哈恩和休特洛斯二人成功地使中子和铀原子发生了碰撞。这项实验有着非常重大的意义，它不仅使铀原子简单地发生了分裂，而且裂变后总的质量减少，同时放出能量。尤其重要的是铀原子裂变时，除裂变碎片之外还射出2至3个中子，这个中子又可以引起下一个铀原子的裂变，从而发生连锁反应。

人类第一座核反应堆的设计者:费米

1939年1月，用中子引起铀原子核裂变的消息传到费米的耳朵里，当时他已逃亡到美国哥伦比亚大学，费米不愧是个天才科学家，他一听到这个消息，马上就直观地设想了原子反应堆的可能性，开始为它的实现而努力。费米组织了一支研究队伍，对建立原子反应堆问题进行彻底的研究。费米与助手们一起，经常通宵不眠地进行理论计算，思考反应堆的形状设计，有时还要亲自去解决石墨材料的采购问题。

1942年12月2日，费米的研究组人员全体集合在美国芝加哥大学足球场的一个巨大石墨型反应堆前面。这时由费米发出信号，紧接着从那座埋没在石墨之间的7吨铀燃料构成的巨大反应堆里，控制棒缓慢地被拔了出来，随着计数器发出了咔嚓咔嚓的响声，到控制棒上升到一定程度，计数器的声音响成了一片，这说明连锁反应开始了。这是人类第一次释放并控制了原子能的时刻。

1954年前苏联建成世界上第一座原子能发电站利用浓缩铀作燃料，采用石墨水冷堆，电输出功率为5000千瓦。1956年，英国也建成了原子能电站。原子能电站的发展并非一帆风顺，不少人对核电站的放射性污染问题感到忧虑和恐惧，因此出现了反核电运动。其实，在严格的科学管理之下，原子能是安全的能源。原子能发电站周围的放射性水平，同天然本底的放射性水平实际并没有多大差别。

1979年3月，美国三里岛原子能发电站由于操作错误和设备失灵，造成了原子能开发史上空前未有的严重事故。然而，由于反应堆的停堆系统、应急冷却系统和安全壳等安全措施发挥了作用，结果放射性外逸量微乎其微，人和环境没有受到什么影响，充分说明现代科技的发展已能保证原子能的安全利用。

总之，由于反应堆是一个巨大的中子源，因此是进行基础科学和应用科学研究的一种有效工具。目前其应用领域日益扩大，而且其应用潜力也很大，有待人们的进一步开发。

前苏联于1954年建成了世界上第一座原子能发电站，掀开了人类和平利用原子能的新的一页。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% 。其中，法国建成59座发电用原子能反应堆，原子能发电量占其整个发电量的78%；日本建成54座，原子能发电量占其整个发电量的25%；美国建成104座，原子能发电量占其整个发电量的20%；俄罗斯建成29座，原子能发电量占其整个发电量的15% 。我国于1991年建成第一座原子能发电站，包括这一座在内，现在投入运行的有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一座原子能发电站。

分代标志

第一代（GEN-I ）核电站是早期的原型堆电站，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(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR ）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。

第二代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第一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。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。

第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳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。

第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。 核能的可持续发展

通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段；实现核废物量的最少化，加强管理，减轻长期管理事务，保证公众健康，保护环境。

提高安全性、可靠性

确保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，并具有快速恢复反应堆运行的能力；取消在厂址外采取应急措施的必要性。

提高经济性 发电成本优于其他能源；资金的风险水平能与其他能源相比。

防止核扩散

利用反应堆系统本身的特性，在商用核燃料循环中通过处理的材料，对于核扩散具有更高的防止性，保证难以用于核武器或被盗窃；为了评价核能的核不扩散性，DOE 针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。

第四代核电站

2002年9月19日至20日在召开的GIF （ Generation IV International Forum, GIF）会议上，与会的10个国家在94个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。

气冷快堆系统

气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR 能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。

铅合金液态金属冷却快堆系统

铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。

LFR 系统的特点是可在一系列额定功率中进行选择，例如LFR 系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的组合。LFR 是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。

熔盐反应堆系统

熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR 系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。

液态钠冷却快堆系统

液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR ）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR 系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。

该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。 超高温气冷堆系统

超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR) 系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR ），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。

VHTR 系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。

超临界水冷堆系统

超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的

热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到目前轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。

主要优点

1）能量高度集中，燃料费用低廉，综合经济效益好。1公斤铀-235或钚-239提供的能量在理论上相当于2300吨无烟煤。在现阶段的实际应用中，1公斤天然铀可代替20—30吨煤。虽然原子能发电一次性基建投资较大，可是核燃料费用比煤和石油的费用便宜得多。所以，原子能发电的总成本已低于常规发电的总成本。

2）因所需燃料数量少而不受运输和储存的限制。例如，一座100万千瓦的常规发电厂，一年需要烧掉300万吨煤，平均每天需要一艘万吨轮来运煤。而使用原子能发电，一年只需要30吨核燃料。

3）污染环境较轻。原子能发电不向外排放CO 、SO2、NOX 等有害气体和固体微粒，也不排放产生温室效应的二氧化碳。原子能发电站日常放射性废气和废液的排放量很小，周围居民由此受到的辐射剂量小于来自天然本底的1%。大量释放放射性物质的严重事故，则发生的概率极低，全世界10000堆年的运行历史中只发生过一次波及厂外的切尔诺贝利事故，它是运行人员违章操作和反应堆本身设计缺陷（缺乏必要的安全屏障）所造成的。大家可能听说过美国三里岛原子能发电站的事故，这次事故是由于人为失职和设备故障造成。由于反应堆有几道安全屏障，该事故中无一人死亡，80公里以内的200万人口中平均受到的辐射剂量还不及佩带一年夜光表受到的剂量。

安全性

可能有人要问，反应堆会不会像原子弹那样爆炸？这是不会的，其原因至少有三条：

1）原子弹使用的核燃料中90%以上是易裂变的铀-235，而发电用反应堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂变的铀-235；

2）反应堆内装有由易吸收中子的材料制成的控制棒，通过调节控制棒的位置来控制核裂变反应的速度；

3）冷却剂不断地把反应堆内核裂变反应产生的巨大热量带出，使反应堆内的温度控制在所需范围内。

可能有人也要问，为什么一些国家不轻易转让原子能发电技术呢？这是因为反应堆用于发电的同时，在反应堆内还产生一定量的钚-239（除大部分中子轰击铀-235原子核使其发生裂变外，仍有一部分中子被铀-238原子核俘获使后者变成钚-239。在反应堆内生成的钚-239中，约有50%以上再被中子轰击发生裂变，释放出能量，使核燃料增殖；其余不到50%的钚-239留在反应堆内。），经后处理可将钚-239提取出来，用于制造原子弹。重水堆产生的钚-239约为压水堆的两倍。

我国第四代核反应堆进展

华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程已于2008年开始建设，工程将于2013年11月投产发电。这是中国第一座采用第四代核反应堆的核电站，使用的是第四代高温气冷石墨球床反应堆，简称球床堆。

第四代反应堆的六个构型中，高温气冷堆是一个很有前途的方案，现行的高温气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本。

石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率) 和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM (460MW)。两者的设计都已经基本完成，其间中

国完成了清华大学10Mw 原理堆(HTR-10)的建造和运行工作，HTR-10已经并网多时了。

所有的核电站都由几个部分组成：

1：堆芯，核燃料在此低速燃烧，产生热量

2：冷却回路，堆芯产生的热量通过回路里的介质传导出去，使得堆芯保持一个稳定的反应温度，持续工作。

3：发电机组，把冷却回路中的热量通过汽轮机的方式转换成电能。

先说说燃料组件，石墨球床气冷堆的燃料组件大大不同于传统的核燃料组件，你可以把它看成一个西瓜，外壳是硬化的石墨材料，相当于西瓜皮，里面是稍微松散的石墨填料，相当于西瓜瓤，在西瓜瓤里均匀分布着一些以二氧化铀为主要成分的西瓜子，这就是真正的核燃料颗粒，顺便说一下，这个瓜子有个用陶瓷做的瓜子壳，而二氧化铀则相当于瓜子仁。这个西瓜结构的燃料组件直径是6厘米。

在反应堆的堆芯里面（多是一个环形的圆柱体），这些燃料组件就和煤球炉子里一样，直接填充进去就好了，在一定的温度下，瓜子仁里面的核燃料开始裂变反应，产生热量，煤球里面的石墨起到慢化作用，保持链式反应的稳定运行，正常情况下，这些煤球的温度是900摄氏度左右。

一堆球球堆在一起，他们的周围就自然而然的形成了均匀的空隙，这些空隙就是堆芯内部的冷却空间，在堆芯的一端注入高压氦气，另一端让高压氦气流出，快速流过煤球空隙的氦气带走了多余的热量，就构成了堆芯冷却的第一回路。900摄氏度的高压氦气从反应堆中出来之后，有两个途径，一是继续经过一个水冷回路，把水加热成蒸汽，推动汽轮机带动发电机发电，更先进一些的就是直接用氦气透平机组把热能转换成机械能，带动发电机。冷却后的氦气继续打回堆芯，就构成了完整的换能循环过程。

这就是石墨球床的基本工作原理，相对于当前的压水堆/沸水堆/重水堆电站，简直巧妙到一定程度了。

石墨球床堆的特点

首先，他的燃料组件尺寸很小，精度要求也不高，制造起来就容易得多。

其次，堆芯的结构很简单，简直就是一个高精度的煤球炉子，只要容纳燃料球就好了。 第三，他的冷却热质是氦气，好处有三：惰性气体，不用担心污染的传递，即使泄露也没事；单一的气体工质，不用复杂的流体控制理论；气体温度很高，高达900度，而压水堆则只有300-400度，未来的超临界堆也不过500多度，所以效率不比压水堆低。这就大大简化了冷却回路的复杂性，甚至只要氦气透平机过关，一个回路就可以了，而压水堆由于必须隔离污染的一次循环水，必须设计成两个回路。由于工质是“干净”的，不必考虑管路中子脆化的问题，高温气冷堆的回路造价和使用期限以及维护成本都低得多。

核爆炸效果图

第四，球床气冷堆简直就是一个烧核燃料的煤球炉子，换燃料的方式很简单：把烧完的煤球从炉子下面放出去，新的煤球从上面倒进去就完了，不用停堆换组件。

不仅如此，气冷堆还有先天的安全性，几乎是“绝对安全”的，核电事故那就是堆芯因为温度过高而融化，进而破坏安全设施，造成核泄露。由于球床燃料的结构特点，这是不会发生的。

前面我们说了，燃料煤球里面的瓜子壳是陶瓷材料，瓜子仁是二氧化铀燃料，这个壳可以承受1600度的温度，正常情况下，外面的石墨“瓜瓤”的温度是900度左右，一旦作为冷却的氦气停止供应了，煤球的温度就会升高，“瓜瓤”的温度也会升高，由于瓜瓤比瓜子多得多，会迅速带走瓜子表面的温度，向外界辐射出去，保证“瓜子壳”不会超过极限的1600度。所以堆芯是不可能融化的。清华的示范堆就曾经不止一次表演过在不插入控制棒的情况下停止冷却的氦气泵，整个堆芯迅速达到热平衡，进而安全停堆。

如果说第三代压水堆AP-1000的非能动安全设计还依赖于一套需要维护的安全设备的话，高温气冷堆连这套设备也省了。所以说，这种设计不再需要能耐压的安全壳，不再需要冗余的安全设备，甚至可以简化成一回路设计，大大降低了成本。做成模块化的电站，由于其独有的安全性，甚至可以在大城市周边直接安装使用。

球床气冷堆的效率优势，即电效率超过40%，大大高于哪怕是三代的压水堆，甚至四代的超临界堆，这就进一步降低了发电成本。此外，由于热效率高，气冷堆的供热优势也十分明显，未来无论是高温裂解天然气制取氢气还是高温电解水制取氢气，900度的高温热源都是必不可少的。

此外，球床气冷堆的优势还在于它的燃料燃烧十分充分，后处理成本低，模块化的气冷球床电站你可以给任何人用，而不必担心核废料被做成脏弹搞恐怖袭击。

球床堆的缺点，那就是对于气冷回路的加工要求很高，氦气透平机的功率不易做大（不过没关系，我们可以并联若干个小的，一样用），而气冷堆的功率密度远远小于压水堆（当然了，冷却工质是气体，怎么可能小得了），这对于发电堆来说不是什么缺点，但是对于动力堆却是致命的，也就是说，气冷堆上潜艇之类的传闻，完全是无稽之谈了。

相对于球床气冷堆，另一种流派就是柱状燃料的气冷堆，不同之处就是把燃料做成柱状，也就是大块的石墨里面有很多小洞，小洞里镶嵌包裹陶瓷外壳的二氧化铀燃料线。这样的优势是效率更好一些，电效率可以接近50%，且单堆功率容易做大。缺点是组件制造要求高，无法不停堆换燃料。

后一种流派的代表是日本、美国和俄罗斯，日本设计了GTHTR300，单堆热功率高达600Mw ，比体积差不多的中国HTR-PM 大了1/3，俄罗斯和美国也联合设计了GT-MHR ，与日本的类似。日本的30Mw 柱状燃料高温气冷堆HTTR 也已经投入了并网运行。

总之，高温气冷堆是四代核电中最接近使用的一种方案，优点是安全性和成本，缺点是没有技术的沿革，很多地方需要重头做起（其他方案，例如超临界堆，我们可以看作压水堆的进化），这就需要建设示范堆来逐步摸索经验，找出不足，进一步修正商用堆的设计。

核反应堆 回旋加速器

空间核反应堆模型

核反应堆机器人

铀-235核反应堆

816 核反应堆设备