锆合金第二相如何形成的

『壹』 锆合金的加工

锆和锆合金塑性好，可制成管材、板材、棒材和丝材，其中管材为主要产品。锆和锆合金的加工工艺取决于锆的基本性质和核反应堆对锆构件的特殊要求。锆的基本性质是：易被氧、氮、氢等污染，易粘模具，有同质异晶转变。核反应堆对锆构件的要求是尺寸精度高，显微组织要求严格，性能稳定。使用最广的无缝锆管加工的主要工序为：配制自耗电极、熔铸、锻造、热挤（管坯）、冷加工、精整。
真空自耗电弧熔炼法是锆和锆合金工业生产的最普遍的方法。采用正确的加入合金元素的方法，合适的新旧料搭配比例和合理的熔铸制度，才能得到高质量的铸锭。
铸锭开坯一般在β相区进行,这既有利于变形,又减少了合金元素的偏聚。二次锻造温度比开坯温度低，纯锆和Zr-2合金在α 相区的高温区进行锻造，Zr-2.5Nb在(α+β)相区进行锻造。终锻温度不得低于700℃。热轧温度和二次锻造温度相近，挤压温度更低一些。为防止氧化和粘模,坯料在挤压前要包铜,或加玻璃涂层。纯锆在液氮温度下仍有良好塑性。室温轧板时两次退火间的冷加工量可达40%或更高。成品前的冷加工制度，对锆锡合金管材的质量和性能有重要影响。为获得综合性能好的管材，成品前冷轧的总压缩率应达50%以上。
常温下呈密排六方结构的α-Zr在冷变形加工中易形成织构。锆管的织构对其强度、蠕变性能、氢化物取向、辐照生长等有重要影响。反应堆中使用的Zr-4合金包壳管,通常要求近径向基极织构（即六方点阵的C轴基本上平行于管子的直径）。一般最终冷加工工序的壁厚减薄率与直径收缩率之比大于 1时易得到这种织构取向。而在Zr-2.5Nb压力管的生产中是通过控制挤压工艺参数和挤压坯组织以控制织构的。Zr-2.5Nb合金中片状氢化物呈随意取向,控制压力管加工艺,则可使片状氢化物呈切向分布，获得所需的织构。冷加工材经再结晶退火（约650℃）后织构发生变化，氢化物取向也变得混乱(见择优取向)。 冷加工材的退火必须在真空炉中进行，真空度应高于10-4托。中间退火温度约700℃。成品退火根据性能要求确定。对燃料包壳管的表面要求很严格，一般需酸洗。酸洗液是氢氟酸和硝酸的水溶液。酸洗后一定要彻底除去制件表面的氟离子，否则会降低材料的耐蚀性能。成品管必须矫直。如果矫直工艺不合适，将会造成力学性能不均匀、爆破延性低和氢化物取向不利。

『贰』 核材料装在锆合金棒中，中子怎么轰击

原子和中子的大小比例，就同体育馆和乒乓球的比例类似。而原子除了外层和中子差不多大的电子之外，里面是空的。
所以中子穿过铝原子构成的铝管，和彗星在太阳系穿行差不多，基本没有阻碍。

『叁』 求锆合金的资料 尤其是Zr-2、Zr-4合金等

锆合金：

以锆为基体加入其他元素而构成的有色合金。主要合金元素有锡、铌、铁等。锆合金在300～400℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能、适中的力学性能、较低的原子热中子吸收截面，对核燃料有良好的相容性，多用作水冷核反应堆的堆芯结构材料。此外，锆对多种酸、碱和盐有优良的抗蚀性，与氧、氮等气体有强烈的亲和力，因此锆合金也用于制造耐蚀部件和制药机械部件，在电真空和灯泡工业中被广泛用作非蒸散型消气剂。

工业规模生产的锆合金有锆锡系和锆铌系两类。前者合金牌号有Zr-2、Zr-4，后者的典型代表是Zr-2.5Nb。在锆锡系合金中，合金元素锡、铁、铬、镍可提高材料的强度、耐蚀性和耐蚀膜的导热性，降低表面状态对腐蚀的敏感性。通常Zr-2合金用于沸水堆，Zr-4合金用于压水堆。在锆铌系合金中，铌的添加量达到使用温度下锆的晶体结构的固溶极限时，合金的耐蚀性最好。锆合金有同质异晶转变，高温下的晶体结构为体心立方，低温下为密排六方。锆合金塑性好，可通过塑性加工制成管材、板材、棒材和丝材；其焊接性也好，可用以进行焊接加工。

Zr-2、Zr-4详细资料：

锆合金是良好的包壳材料，唯一的不足之处是有吸氢脆化的趋势，这两种合金除了吸氢性能外其余性能都很相似。

在相同条件下，Zr-4合金的吸氢率只有Zr-2合金的1/2~1/3。

目前，压水堆中一般采用Zr-4合金，而在沸水堆中习惯采用Zr-2合金，不过，沸水堆中也有采用Zr-4合金的趋势。

Zr-4不包含Ni,而Zr-2含0.05％的Ni．Zr-4的吸氢率只有Zr-2的1/2~1/3，这对防止氢脆裂是有利的

Zr-2、Zr-4详细资料见下图：

『肆』 核电站是怎么发电的

答：核电站分为裂变核电站和聚变核电站两种，目前世界上运行的核电站全部是裂变核电站。利用聚变发电目前虽已点火实验成功，但由于还有许多技术上的困难需要解决，估计大约2050年前后才能投入商业运营。
若想用裂变原子能发电，首先要将核燃料浓缩。核燃料指的是“铀235”。大自然中的天然铀中，铀235只占0.7%，大部分是不能使用的铀238。为了将铀235浓缩，可以使用离心机将铀238分离出来。当铀235浓缩到5%到20%，就可以制成与香烟头那么大的燃料块，装入外径10毫米内径8毫米的细长锆合金管（因为锆可以透过热核反应所必需的中子，其他金属大都不能让中子透过），制成燃料棒备用。如果把铀235浓缩到80%以上，就可以制造原子弹了。
核电站的核心是核岛，就是核燃料燃烧并产生热量的地方。简称“堆”。核燃料是自身就会发热的物质，越是堆在一起，发热就越快越多。核电站的原子反应堆分为“水堆”和“气堆”，水堆使用普通水或重水作热交换介质，气堆使用氦气或液态钠、液态锂作热交换介质，气堆的工作温度约为850°C。由于水堆工作温度低，技术上易于实现，也相对安全，世界的核电站绝大多数是水堆。水堆又分使用重水的“重水堆”和使用普通水的“轻水堆”。由于“重水堆”能生产制造核弹用的材料钚239，同时重水堆体积太大，为了防止核扩散，所以重水堆属国际原子能机构严格限制使用的原子反应堆。世界的核电站大多是轻水堆。
轻水堆根据核岛内水的工作压力分，又分“沸水堆”和“压水堆”两种。“沸水堆”优点是结构简单，工作压力低（70个大气压6.86MPa、285°C），所以相对比较安全。缺点是：由于使用从核岛里直接引出来的蒸汽推动汽轮机工作，这蒸汽有较强的放射性，所以汽轮发电机组必须屏蔽起来，人不能靠近。另外由于只能使用5％以下的低浓缩度燃料，所以燃料利用率低（发同样多的电，沸水堆比压水堆要多用一倍的燃料）。正因为沸水堆有以上缺点（主要是成本高、经济性差），世界上早期运行的核电站大多沸水堆，目前的大多是压水堆。
压水堆的基本结构是：先用6厘米厚的镍钒锰钛不锈钢板焊一个大圆筒，上边半球形的顶也是用同样的不锈钢焊接而成。外边敷上一层铅板和厚厚的钢筋混凝土，就制成了核岛的安全壳。核岛的内部有压力容器和热交换器，压力容器内部主要放置核燃料棒组件和控制反应速度的控制棒。100万千瓦的电站大约放置燃料棒组件400多组，每组燃料棒组件由直径1厘米长6米的核燃料棒289根排成17乘17的方形，这些核燃料棒能发热的寿命为三年，每年换掉三分之一。
核燃料棒组件放置在核岛的压力容器的底部，上部放置数量几乎相等的石墨制成的十字形控制棒（老款）或双层不锈钢管内装银铟镉合金（新款）管状控制棒，如果将控制棒全部插或套入核燃料棒组件之间，由于核燃料棒组件与组件之间被控制棒隔开或隔离，控制棒把核燃料棒放出的热中子几乎全部吸收，所以原子反应就几乎停止了，只能微量地发一点点热，若将控制棒从核燃料棒之间逐步提起，原子反应也就逐步变强，产生的热量逐步增多。调整控制棒的位置就能控制原子反应的速度。整个核岛的压力容器内充满了水（加硼砂的普通纯水）。
正常工作时，核岛的压力容器内的温度为330°C，相应水的压力为155个大气压（15.2 MPa）。因为压力很高，水虽然已经高到330度，但就是沸腾不了，所以叫“压水堆”。 由于核岛压力容器内的水有极强的放射性，为了安全，不能直接用它形成的蒸汽来推动汽轮机工作，要用这压力容器内的高温高压水，通过主水泵循环，到核岛内热交换器里去“烫”第二回路的水，将第二回路的水烫成100多个大气压的没有放射性的高温蒸汽，再用这个蒸汽去推动汽轮发电机组发电，以下的工作原理就和火电厂的发电原理没有区别了。

『伍』 金属锆的化学性质如何

锆，原子序数40，原子量91.224。1789年德国化学家克拉普罗斯在锆石中发现锆的氧化物，并根据锆石的英文名命名；1824年瑞典化学家贝采利乌斯首次制的不纯的金属锆；1925年荷兰科学家阿克尔和德博尔制得有延展性的块状金属锆。锆在地壳中的含量为0.025%，但分布非常分散。主要矿物有锆石和二氧化锆矿。天然锆有6种稳定同位素：锆90、91、92、94、96，其中锆90含量最大。
锆为银灰色金属，外观似钢，有光泽；熔点1852°C，沸点4377°C，密度6.49克/厘米3。锆容易吸收氢、氮和氧气；锆对氧的亲和力很强，1000°C氧气溶于锆中能使其体积显著增加。锆一般被认为是稀有金属，其实它在地壳中的含量相当大，比一般的常用的金属锌、铜、锡等都大。锆合金可以耐很高的温度，用作制作核反应的第一层保护壳。锆的表面易形成一层氧化膜，具有光泽，故外观与钢相似。有耐腐蚀性，但是溶于氢氟酸和王水；高温时，可与非金属元素和许多金属元素反应，生成固溶体。锆单质的可塑性好，易于加工成板、丝等。锆在加热时能大量地吸收氧、氢、氮等气体，可用作贮氢材料。锆的耐蚀性比钛好，接近铌、钽。锆与铪是化学性质相似、又共生在一起的两个金属，且含有放射性物质。地壳中锆的含量居第19位，几乎与铬相等。自然界中具有工业价值的含锆矿物，主要有锆英石及斜锆石。

『陆』 第二相强化，什么叫做第二相，材料中什么是第二相

复相合金与单相合金相比，除基体相以外，还有第二相存在。当第二相以细小弥散的微粒均匀分布于基体相中时，将会产生显著的强化作用，这种强化作用称为第二相强化。

复相合金与单相合金相比，除基体相以外，还有第二相存在。当第二相以细小弥散的微粒均匀分布于基体相中时，将会产生显著的强化作用，这种强化作用称为第二相强化。第二相强化的主要原因是它们与位错间的交互作用，阻碍了位错运动，提高了合金的变形抗力。

对于位错的运动来说，合金所含的第二相有以下两种情况：

1、不可变形微粒的强化作用。

2、可变形微粒的强化作用。

弥散强化和沉淀强化均属于第二相强化的特殊情形。

以上内容参考：网络-第二相强化

『柒』 请问金属锆有海绵锆以外的其他形态吗

性质给你：
锆，原子序数40，原子量91.224。

;1789年德国化学家克拉普罗斯在锆石中发现锆的氧化物，并根据锆石的英文名命名；
1824年瑞典化学家贝采利乌斯首次制的不纯的金属锆；
1925年荷兰科学家阿克尔和德博尔制得有延展性的块状金属锆。

锆在地壳中的含量为0.025%，但分布非常分散。主要矿物有锆石和二氧化锆矿。天然锆有6种稳定同位素：锆90、91、92、94、96，其中锆90含量最大。

锆为银灰色金属，外观似钢，有光泽；熔点1852C，沸点4377C，密度6.49克/厘米³。锆容易吸收氢、氮和氧气；锆对氧的亲和力很强，1000C氧气溶于锆中能使其体积显著增加。

锆在空气中比较稳定；粉末状的锆容易燃烧，细的锆丝可用火柴点燃；高温时能与溶入的氧、氮、氢直接化合。

锆比钛软，是一种坚硬的金属材料，原料为锆英砂，氯氧化锆是锆英砂的初级产品。锆制品不仅广泛运用于民用领域，而且还是新能源、军工和核反应堆必不可少的材料，因此锆产业在我国工业发展中处在鼓励发展的阶段，在政策上是得到大力支持的，发展前景明朗。

地壳中锆的含量比铜、镍、铅和锌的含量都多，其丰度为0．02％。全世界的锆矿储量估计有3200万吨。锆英石、斜锆石是目前锆的主要来源。美国、澳大利亚、比利时、印度和西非的一些国家开发了一些大矿床。有趣的是，人们发观沿海的沙石经常是很好的锆矿。

而锆最值得注意的性质之一是抗腐蚀性。在这方面，它甚至超过铌和钛这些抗腐蚀性很强的金属。如果把不锈钢浸在 5％的盐酸中浸泡一年的话，它的厚度要损失2．6毫米；在同样条件下钛的损失约为l毫米；而锆的损失仅为千分之一毫米。锆的抗碱性能更是出类拔萃，在这方面它超过了钽。由于锆有惊人的抗腐蚀性能，它在神经外科这个极其敏感的医学领域中已找到了用武之地。锆合金是良好的手术器械材料。有时在进行脑外科手术中用锆丝进行缝合。

钢里只要加进千分之一的锆，硬度和强度就会惊人地捉高。含锆的装甲钢、大炮锻件钢、不锈钢和耐热钢等是制造装甲车、坦克、大炮和防弹板等武器的重要材料。

锆除了加强钢的强度和硬度外，还能改进钢的机械加工性能，可淬硬性、可焊性和流动性。它还能碎化钢中的硫化物，从而细化钢的晶粒组成。

加入锆的钢抗氧化性增强，抗腐蚀性也有显著增加。

锆的熔点很高，为1850oC左右。锆钢可以加热到很高的温度而不必担心过热的后果，因此可以用锆钢来加快锻造、热处理及烧结等工艺进程。

具有密集的细晶粒组织和高强度的锆钢还兼有良好的流动性，因而能够用它来生产比普通钢更薄的薄壁铸件。例如，在一种钢中加入锆可用来铸造壁厚仅2毫米的实验机器零件，而用不含锆的这种钢铸造同样的零件，壁厚至少得5～6毫米。

把锆掺进铜里，导电能力并不减弱而合金的熔点大大提高，强度大大增加，用作高压电线非常合适。如含o．35％锆的铜一镉合金具有高强度和导电性。

在原子反应堆里，铀棒不能直接与水接触。因为热水侵蚀铀棒，铀棒使水沾上放射性，就会危害人体健康。用锆作铀棒的“外衣”——护套，可以满足下面四个方面的要求：抗蚀能力强，不与核燃料和传热介质(如水)发生作用；有足够的强度、耐热、耐腐蚀；很少吸收中子，保证裂变“链式反应”的进行，容易加工成形。锆和锆合金主要用在水冷式的原子反应堆中。如果用核动力发电，每一百万千瓦的发电能力，一年就要消耗掉20到25吨金属锆。一艘三万马力的；陔潜艇用锆和锆合金作核燃料的包套和压力管，锆的使用量达20至30吨。

在200℃的条件下，100克金属锆能够“吸收”817升氢，相当于铁的“吸收”能力的八十多万倍。温度超过900℃锆就可以猛烈“吸收”氮气。锆常在真空中作为除气剂。人们广泛利用锆粉，把它涂在电真空元件和仪表的阳极，栅极以及其他受热部件的表面上，吸收真空管中的残余气体，制造出真空度极高的各种电子管和其他真空仪表。

致密的锆在空气中很稳定。灰黑色的锆粉的着火点很低，在200℃的条件下能着火燃烧而燃烧速度快，发出强烈明亮的光辉。锆粉可以用作起爆雷管的起爆药，这种雷管甚至在水下也能爆炸。铅粉再加上氧化剂，燃烧起来强光眩日，是制造电光弹和照明弹的好原料。

很薄的锆箔在燃烧时比铝箔产生的亮度高50％；而氧气的消耗量完全相同。用锆箔作摄影闪光灯的闪光材料，能提供更快更亮的闪光。粉末状铁与硝酸锆混和，也可作为闪光粉。锆闪光灯使用起来很方便，因为它的体积很小，甚至可以做得象顶针那么小。

二氧化锆的熔点比锆高，达2700℃，是自然界中耐火性能最好的材料之一。它的导热性能差，但导电能力很强，沆蚀能力也很强，即使加热到1900多摄氏度也不会跟熔融的铝、铁、镍、铂等金属、硅酸盐和酸性炉渣发生作用。因而可以用它来制造熔炼贵金属的坩埚、耐火管、耐热玻璃和耐热搪瓷等。在搪瓷和玻璃中加入二氧化锆可以使它们增强抵抗酸、碱腐蚀的能力。用二氧化锆衬砌的高温炉，受热后体积不会增大很多，温度变化对它影响很小，炉体不致因热胀冷缩而产生裂缝，可以大大延长炉子的寿命。用二氧化锆作耐火材料，加进5％的氧化钙作稳定剂，它的耐热温度比氧化铝高500度，绝热能力比添加以前提高三倍。把白色的二氧化锆掺进陶瓷，能使陶瓷更洁白光亮、更耐热，强度也有所增加，用这种陶瓷制造高温绝缘瓷瓶，绝缘能力很强，膨胀系数很小。

『捌』 日本福岛的核电站反应堆是什么工作原理有没有图示

纠正一下，是核裂变。
福岛核电站
福岛核电站(北纬37度25分14秒，东经141度2分)
Fukushinia Nuclear Power Plant
世界最大的核电站。位于日本福岛工业区。由福岛一站、福岛二站组成。共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。总输出功率净／毛值为8814／9096兆瓦，两站总容量超过原世界最大核电站加拿大布鲁斯核电站（6786／7226兆瓦）。
福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年 3月投入商业运行，输出电功率净／毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9％。2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行。负荷因子分别为52.8％、61.2％、72.1％、68.5％和69.7％。福岛二站 4台机组的输出电功率净／毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11月开始施工，1981年7月并网，1982年4月投入商业运行，负荷因子为76.1％。2号～4号机组分别于1984年2月、1985年6月、1987年8月投入商业运行,负荷因子分别为79.1％、81.7％和78.9％。
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，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。 从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。 重水堆核电站 重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。 因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。 压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷却堆核电站 这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。 这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。 （2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站 这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。 因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。 重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。 石墨气冷堆核电站 所谓石墨气冷堆就是以气体（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，产生了三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。 （1）天然铀石墨气冷堆核电站 天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一，是在军用钚生产堆的基础上发展起来的，早在1956年英国就建造了净功率为45兆瓦的核电站。因为它是用镁合金作燃料包壳的，英国人又把它称为镁诺克斯堆。 该堆的堆芯大致为圆柱形，是由很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成。在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道。以便使冷却剂流过将热量带出去。从堆芯出来的热气体，在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水，从而产生蒸汽。这些冷却气体借助循环回路回到堆芯。蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机，带动汽轮发电机组发电。这就是天然铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理。 这种堆的主要优点是用天然铀作燃料，其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高，天然铀消耗量远远大于其他堆。现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。 (2)改进型气冷堆核电站 改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。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。这种堆，石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(铀－235的浓度为2－3%)，出口温度可达670℃。它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准，其热效率也可与之相比。 这种堆被称为第二代气冷堆，英国建造了这种堆，由于存在不少工程技术问题，对其经济性多年来争论不休，得不出定论，所以前途暗淡。 （3）高温气冷堆 高温气冷堆被称为第三代气冷堆，它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。 这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的程度。因为在这种反应堆中，采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并用了惰性的氦气作冷却剂，这样，就把气体的温度提高到750℃以上。同时，由于结构材料石墨吸收中子少，从而加深了燃耗。另外，由于颗粒状燃料的表面积大、氦气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性能，提高了功率密度。这样，高温气冷堆成为一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。 它的简单工作过程是，氦气冷却剂流过燃料体之间，变成了高温气体；高温气体通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽带动汽轮发电机发电。 高温气冷堆有特殊的优点：由于氦气是惰性气体，因而它不能被活化，在高温下也不腐蚀设备和管道；由于石墨的热容量大，所以发生事故时不会引起温度的迅速增加；由于用混凝土做成压力壳，这样，反应堆没有突然破裂的危险，大大增加了安全性；由于热效率达到40%以上，这样高的热效率减少了热污染。 高温气冷堆有可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现氢还原炼铁、石油和天然气裂解、煤的气化等新工艺，开辟综合利用核能的新途径。但是高温气冷堆技术较复杂。

『玖』 请问“锆”的用途。其颜色！

锆(Zr,Zirconium)简史
含锆的天然硅酸盐ZrSiO4称为锆石(Zircon)或风信子石(hyacinth)广泛分布于自然界中，具有从橙到红的各种美丽的颜色，自古以来被认为是宝石，据说Zircon一词来自阿拉伯文Zarqūn，是朱砂，又说是来自波斯文Zargun,是金色，hyacinth则来自希腊文的“百合花”一词，印度洋中的岛国斯里兰卡盛产锆石。
1789年德国人M.H.Klaproth对锆石进行研究时发现，将它与氢氧化钠共熔，用盐酸溶解冷却物，在溶液中添加碳酸钾，沉淀，过滤并清洗沉淀物，再将沉淀物与硫酸共煮，然后滤去硅的氧化物，在滤液中检查钙、镁、铝的氧化物，均未发现，在溶液中添加碳酸钾后出现沉淀，这个沉淀物不像氧化铝那样溶于碱液，也不像镁的氧化物那样和酸作用，Klaproth认为这个沉淀物和以前所知的氧化物都不一样，是由Zirkonerde(锆土，德文)构成的，不久，法国化学家de Morueau和Vauquelin两人都证实M.H.Klaproth的分析是正确的，该元素拉丁名为Zirconium,符号认为Zr,我国译成锆，1808年，英国的H.Davy利用电流分解锆的化合物，没有成功，1824年瑞典的.J.Berzelius首先用钾还原K2ZrF6时制得金属锆，但不够纯，反应式为：K2ZrF6+4K=Zr+6KF，该反应也可用Na作还原剂，直到1914年，荷兰一家金属白热电灯制造厂的两位研究人员Lely和Ham bruger用无水四氯化锆和过量金属钠同盛入一空球中，利用电流加热500℃取得了纯金属锆。
性质及用途
纯锆是银灰色的金属，富有延展性，但只要稍含一点杂质，即变得很脆，此时比纯锆硬得多，不仅可用于刻划玻璃，也可在红宝石表面刻出凹痕，锆难熔耐高温，熔点高达1930℃。常温下，金属锆很稳定，不和水、氧、酸、碱等起化学反应，只有氢氟酸、王水、熔融的碱才能腐蚀锆，粉末状的锆，加热到200℃会燃烧，与氧结合成二氧化锆。丝状的锆，易用火柴点燃。因为锆的热中子捕获截面小，又耐腐蚀，机械性能好，易于加工，可用作原子反应堆中铀燃料棒的套管，另外，锆、钍、镁可制成一种合金，又轻，又耐高温，宜用作飞机与火箭的外套，在钢中加入1‰的锆，可显著提高它的硬度和机械强度，用来制造装甲车，坦克和穿甲弹弹头，在铜中加少量锆，导电能力并不减弱，但却可以大大提高铜线的耐高温性能，是制造高压线的好材料，利用锆粉燃烧时产生白炽炫目的光芒，可用于制造信号弹。金属锆可大量吸收氢气、氧气、氮气、二氧化碳等气体，锆可作永久除气剂，除去真空管中残余气体，锆加入铌(Nb)中可制成超导材料。

天然含量及分布
锆在地壳中的含量是162ppm常以硅酸盐或氧化物的形式存在，这些锆化含物抗风化，腐蚀，故常可在海滩沉积物中发现，锆的主要矿石为锆石(ZrSiO4)和斜锆石(ZrO2),主要产于美国，澳大利亚、巴西，且不同程度含有铪(Hafnum)，铪一般含量为锆含量的2%，常采用溶剂提取法分离锆(Zr)、铪(Hf)的化合物。

主要化合物
氧化物—锆的氧化物是白色的ZrO2，能耐高温熔点达2700℃，且化学性质稳定，热胀系数较小，因此是很好的耐高温材料，ZrO2被用来制造耐火砖及耐火坩埚。
氢化物—ZrH2在高温核反应堆中作减速剂，反射剂或屏蔽剂。
硼化物——ZrB2由于是极高硬度，化学惰性的难熔物质，可作水轮机涡轮燃烧室衬套，火箭喷嘴等。