鋯合金第二相如何形成的

『壹』 鋯合金的加工

鋯和鋯合金塑性好，可製成管材、板材、棒材和絲材，其中管材為主要產品。鋯和鋯合金的加工工藝取決於鋯的基本性質和核反應堆對鋯構件的特殊要求。鋯的基本性質是：易被氧、氮、氫等污染，易粘模具，有同質異晶轉變。核反應堆對鋯構件的要求是尺寸精度高，顯微組織要求嚴格，性能穩定。使用最廣的無縫鋯管加工的主要工序為：配製自耗電極、熔鑄、鍛造、熱擠（管坯）、冷加工、精整。
真空自耗電弧熔煉法是鋯和鋯合金工業生產的最普遍的方法。採用正確的加入合金元素的方法，合適的新舊料搭配比例和合理的熔鑄制度，才能得到高質量的鑄錠。
鑄錠開坯一般在β相區進行,這既有利於變形,又減少了合金元素的偏聚。二次鍛造溫度比開坯溫度低，純鋯和Zr-2合金在α 相區的高溫區進行鍛造，Zr-2.5Nb在(α+β)相區進行鍛造。終鍛溫度不得低於700℃。熱軋溫度和二次鍛造溫度相近，擠壓溫度更低一些。為防止氧化和粘模,坯料在擠壓前要包銅,或加玻璃塗層。純鋯在液氮溫度下仍有良好塑性。室溫軋板時兩次退火間的冷加工量可達40%或更高。成品前的冷加工制度，對鋯錫合金管材的質量和性能有重要影響。為獲得綜合性能好的管材，成品前冷軋的總壓縮率應達50%以上。
常溫下呈密排六方結構的α-Zr在冷變形加工中易形成織構。鋯管的織構對其強度、蠕變性能、氫化物取向、輻照生長等有重要影響。反應堆中使用的Zr-4合金包殼管,通常要求近徑向基極織構（即六方點陣的C軸基本上平行於管子的直徑）。一般最終冷加工工序的壁厚減薄率與直徑收縮率之比大於 1時易得到這種織構取向。而在Zr-2.5Nb壓力管的生產中是通過控制擠壓工藝參數和擠壓坯組織以控制織構的。Zr-2.5Nb合金中片狀氫化物呈隨意取向,控制壓力管加工藝,則可使片狀氫化物呈切向分布，獲得所需的織構。冷加工材經再結晶退火（約650℃）後織構發生變化，氫化物取向也變得混亂(見擇優取向)。 冷加工材的退火必須在真空爐中進行，真空度應高於10-4托。中間退火溫度約700℃。成品退火根據性能要求確定。對燃料包殼管的表面要求很嚴格，一般需酸洗。酸洗液是氫氟酸和硝酸的水溶液。酸洗後一定要徹底除去製件表面的氟離子，否則會降低材料的耐蝕性能。成品管必須矯直。如果矯直工藝不合適，將會造成力學性能不均勻、爆破延性低和氫化物取向不利。

『貳』 核材料裝在鋯合金棒中，中子怎麼轟擊

原子和中子的大小比例，就同體育館和乒乓球的比例類似。而原子除了外層和中子差不多大的電子之外，裡面是空的。
所以中子穿過鋁原子構成的鋁管，和彗星在太陽系穿行差不多，基本沒有阻礙。

『叄』 求鋯合金的資料 尤其是Zr-2、Zr-4合金等

鋯合金：

以鋯為基體加入其他元素而構成的有色合金。主要合金元素有錫、鈮、鐵等。鋯合金在300～400℃的高溫高壓水和蒸汽中有良好的耐蝕性能、適中的力學性能、較低的原子熱中子吸收截面，對核燃料有良好的相容性，多用作水冷核反應堆的堆芯結構材料。此外，鋯對多種酸、鹼和鹽有優良的抗蝕性，與氧、氮等氣體有強烈的親和力，因此鋯合金也用於製造耐蝕部件和制葯機械部件，在電真空和燈泡工業中被廣泛用作非蒸散型消氣劑。

工業規模生產的鋯合金有鋯錫系和鋯鈮系兩類。前者合金牌號有Zr-2、Zr-4，後者的典型代表是Zr-2.5Nb。在鋯錫系合金中，合金元素錫、鐵、鉻、鎳可提高材料的強度、耐蝕性和耐蝕膜的導熱性，降低表面狀態對腐蝕的敏感性。通常Zr-2合金用於沸水堆，Zr-4合金用於壓水堆。在鋯鈮系合金中，鈮的添加量達到使用溫度下鋯的晶體結構的固溶極限時，合金的耐蝕性最好。鋯合金有同質異晶轉變，高溫下的晶體結構為體心立方，低溫下為密排六方。鋯合金塑性好，可通過塑性加工製成管材、板材、棒材和絲材；其焊接性也好，可用以進行焊接加工。

Zr-2、Zr-4詳細資料：

鋯合金是良好的包殼材料，唯一的不足之處是有吸氫脆化的趨勢，這兩種合金除了吸氫性能外其餘性能都很相似。

在相同條件下，Zr-4合金的吸氫率只有Zr-2合金的1/2~1/3。

目前，壓水堆中一般採用Zr-4合金，而在沸水堆中習慣採用Zr-2合金，不過，沸水堆中也有採用Zr-4合金的趨勢。

Zr-4不包含Ni,而Zr-2含0.05％的Ni．Zr-4的吸氫率只有Zr-2的1/2~1/3，這對防止氫脆裂是有利的

Zr-2、Zr-4詳細資料見下圖：

『肆』 核電站是怎麼發電的

答：核電站分為裂變核電站和聚變核電站兩種，目前世界上運行的核電站全部是裂變核電站。利用聚變發電目前雖已點火實驗成功，但由於還有許多技術上的困難需要解決，估計大約2050年前後才能投入商業運營。
若想用裂變原子能發電，首先要將核燃料濃縮。核燃料指的是「鈾235」。大自然中的天然鈾中，鈾235隻佔0.7%，大部分是不能使用的鈾238。為了將鈾235濃縮，可以使用離心機將鈾238分離出來。當鈾235濃縮到5%到20%，就可以製成與香煙頭那麼大的燃料塊，裝入外徑10毫米內徑8毫米的細長鋯合金管（因為鋯可以透過熱核反應所必需的中子，其他金屬大都不能讓中子透過），製成燃料棒備用。如果把鈾235濃縮到80%以上，就可以製造原子彈了。
核電站的核心是核島，就是核燃料燃燒並產生熱量的地方。簡稱「堆」。核燃料是自身就會發熱的物質，越是堆在一起，發熱就越快越多。核電站的原子反應堆分為「水堆」和「氣堆」，水堆使用普通水或重水作熱交換介質，氣堆使用氦氣或液態鈉、液態鋰作熱交換介質，氣堆的工作溫度約為850°C。由於水堆工作溫度低，技術上易於實現，也相對安全，世界的核電站絕大多數是水堆。水堆又分使用重水的「重水堆」和使用普通水的「輕水堆」。由於「重水堆」能生產製造核彈用的材料鈈239，同時重水堆體積太大，為了防止核擴散，所以重水堆屬國際原子能機構嚴格限制使用的原子反應堆。世界的核電站大多是輕水堆。
輕水堆根據核島內水的工作壓力分，又分「沸水堆」和「壓水堆」兩種。「沸水堆」優點是結構簡單，工作壓力低（70個大氣壓6.86MPa、285°C），所以相對比較安全。缺點是：由於使用從核島里直接引出來的蒸汽推動汽輪機工作，這蒸汽有較強的放射性，所以汽輪發電機組必須屏蔽起來，人不能靠近。另外由於只能使用5％以下的低濃縮度燃料，所以燃料利用率低（發同樣多的電，沸水堆比壓水堆要多用一倍的燃料）。正因為沸水堆有以上缺點（主要是成本高、經濟性差），世界上早期運行的核電站大多沸水堆，目前的大多是壓水堆。
壓水堆的基本結構是：先用6厘米厚的鎳釩錳鈦不銹鋼板焊一個大圓筒，上邊半球形的頂也是用同樣的不銹鋼焊接而成。外邊敷上一層鉛板和厚厚的鋼筋混凝土，就製成了核島的安全殼。核島的內部有壓力容器和熱交換器，壓力容器內部主要放置核燃料棒組件和控制反應速度的控制棒。100萬千瓦的電站大約放置燃料棒組件400多組，每組燃料棒組件由直徑1厘米長6米的核燃料棒289根排成17乘17的方形，這些核燃料棒能發熱的壽命為三年，每年換掉三分之一。
核燃料棒組件放置在核島的壓力容器的底部，上部放置數量幾乎相等的石墨製成的十字形控制棒（老款）或雙層不銹鋼管內裝銀銦鎘合金（新款）管狀控制棒，如果將控制棒全部插或套入核燃料棒組件之間，由於核燃料棒組件與組件之間被控制棒隔開或隔離，控制棒把核燃料棒放出的熱中子幾乎全部吸收，所以原子反應就幾乎停止了，只能微量地發一點點熱，若將控制棒從核燃料棒之間逐步提起，原子反應也就逐步變強，產生的熱量逐步增多。調整控制棒的位置就能控制原子反應的速度。整個核島的壓力容器內充滿了水（加硼砂的普通純水）。
正常工作時，核島的壓力容器內的溫度為330°C，相應水的壓力為155個大氣壓（15.2 MPa）。因為壓力很高，水雖然已經高到330度，但就是沸騰不了，所以叫「壓水堆」。 由於核島壓力容器內的水有極強的放射性，為了安全，不能直接用它形成的蒸汽來推動汽輪機工作，要用這壓力容器內的高溫高壓水，通過主水泵循環，到核島內熱交換器里去「燙」第二迴路的水，將第二迴路的水燙成100多個大氣壓的沒有放射性的高溫蒸汽，再用這個蒸汽去推動汽輪發電機組發電，以下的工作原理就和火電廠的發電原理沒有區別了。

『伍』 金屬鋯的化學性質如何

鋯，原子序數40，原子量91.224。1789年德國化學家克拉普羅斯在鋯石中發現鋯的氧化物，並根據鋯石的英文名命名；1824年瑞典化學家貝采利烏斯首次制的不純的金屬鋯；1925年荷蘭科學家阿克爾和德博爾製得有延展性的塊狀金屬鋯。鋯在地殼中的含量為0.025%，但分布非常分散。主要礦物有鋯石和二氧化鋯礦。天然鋯有6種穩定同位素：鋯90、91、92、94、96，其中鋯90含量最大。
鋯為銀灰色金屬，外觀似鋼，有光澤；熔點1852°C，沸點4377°C，密度6.49克/厘米3。鋯容易吸收氫、氮和氧氣；鋯對氧的親和力很強，1000°C氧氣溶於鋯中能使其體積顯著增加。鋯一般被認為是稀有金屬，其實它在地殼中的含量相當大，比一般的常用的金屬鋅、銅、錫等都大。鋯合金可以耐很高的溫度，用作製作核反應的第一層保護殼。鋯的表面易形成一層氧化膜，具有光澤，故外觀與鋼相似。有耐腐蝕性，但是溶於氫氟酸和王水；高溫時，可與非金屬元素和許多金屬元素反應，生成固溶體。鋯單質的可塑性好，易於加工成板、絲等。鋯在加熱時能大量地吸收氧、氫、氮等氣體，可用作貯氫材料。鋯的耐蝕性比鈦好，接近鈮、鉭。鋯與鉿是化學性質相似、又共生在一起的兩個金屬，且含有放射性物質。地殼中鋯的含量居第19位，幾乎與鉻相等。自然界中具有工業價值的含鋯礦物，主要有鋯英石及斜鋯石。

『陸』 第二相強化，什麼叫做第二相，材料中什麼是第二相

復相合金與單相合金相比，除基體相以外，還有第二相存在。當第二相以細小彌散的微粒均勻分布於基體相中時，將會產生顯著的強化作用，這種強化作用稱為第二相強化。

復相合金與單相合金相比，除基體相以外，還有第二相存在。當第二相以細小彌散的微粒均勻分布於基體相中時，將會產生顯著的強化作用，這種強化作用稱為第二相強化。第二相強化的主要原因是它們與位錯間的交互作用，阻礙了位錯運動，提高了合金的變形抗力。

對於位錯的運動來說，合金所含的第二相有以下兩種情況：

1、不可變形微粒的強化作用。

2、可變形微粒的強化作用。

彌散強化和沉澱強化均屬於第二相強化的特殊情形。

以上內容參考：網路-第二相強化

『柒』 請問金屬鋯有海綿鋯以外的其他形態嗎

性質給你：
鋯，原子序數40，原子量91.224。

;1789年德國化學家克拉普羅斯在鋯石中發現鋯的氧化物，並根據鋯石的英文名命名；
1824年瑞典化學家貝采利烏斯首次制的不純的金屬鋯；
1925年荷蘭科學家阿克爾和德博爾製得有延展性的塊狀金屬鋯。

鋯在地殼中的含量為0.025%，但分布非常分散。主要礦物有鋯石和二氧化鋯礦。天然鋯有6種穩定同位素：鋯90、91、92、94、96，其中鋯90含量最大。

鋯為銀灰色金屬，外觀似鋼，有光澤；熔點1852C，沸點4377C，密度6.49克/厘米³。鋯容易吸收氫、氮和氧氣；鋯對氧的親和力很強，1000C氧氣溶於鋯中能使其體積顯著增加。

鋯在空氣中比較穩定；粉末狀的鋯容易燃燒，細的鋯絲可用火柴點燃；高溫時能與溶入的氧、氮、氫直接化合。

鋯比鈦軟，是一種堅硬的金屬材料，原料為鋯英砂，氯氧化鋯是鋯英砂的初級產品。鋯製品不僅廣泛運用於民用領域，而且還是新能源、軍工和核反應堆必不可少的材料，因此鋯產業在我國工業發展中處在鼓勵發展的階段，在政策上是得到大力支持的，發展前景明朗。

地殼中鋯的含量比銅、鎳、鉛和鋅的含量都多，其豐度為0．02％。全世界的鋯礦儲量估計有3200萬噸。鋯英石、斜鋯石是目前鋯的主要來源。美國、澳大利亞、比利時、印度和西非的一些國家開發了一些大礦床。有趣的是，人們發觀沿海的沙石經常是很好的鋯礦。

而鋯最值得注意的性質之一是抗腐蝕性。在這方面，它甚至超過鈮和鈦這些抗腐蝕性很強的金屬。如果把不銹鋼浸在 5％的鹽酸中浸泡一年的話，它的厚度要損失2．6毫米；在同樣條件下鈦的損失約為l毫米；而鋯的損失僅為千分之一毫米。鋯的抗鹼性能更是出類拔萃，在這方面它超過了鉭。由於鋯有驚人的抗腐蝕性能，它在神經外科這個極其敏感的醫學領域中已找到了用武之地。鋯合金是良好的手術器械材料。有時在進行腦外科手術中用鋯絲進行縫合。

鋼里只要加進千分之一的鋯，硬度和強度就會驚人地捉高。含鋯的裝甲鋼、大炮鍛件鋼、不銹鋼和耐熱鋼等是製造裝甲車、坦克、大炮和防彈板等武器的重要材料。

鋯除了加強鋼的強度和硬度外，還能改進鋼的機械加工性能，可淬硬性、可焊性和流動性。它還能碎化鋼中的硫化物，從而細化鋼的晶粒組成。

加入鋯的鋼抗氧化性增強，抗腐蝕性也有顯著增加。

鋯的熔點很高，為1850oC左右。鋯鋼可以加熱到很高的溫度而不必擔心過熱的後果，因此可以用鋯鋼來加快鍛造、熱處理及燒結等工藝進程。

具有密集的細晶粒組織和高強度的鋯鋼還兼有良好的流動性，因而能夠用它來生產比普通鋼更薄的薄壁鑄件。例如，在一種鋼中加入鋯可用來鑄造壁厚僅2毫米的實驗機器零件，而用不含鋯的這種鋼鑄造同樣的零件，壁厚至少得5～6毫米。

把鋯摻進銅里，導電能力並不減弱而合金的熔點大大提高，強度大大增加，用作高壓電線非常合適。如含o．35％鋯的銅一鎘合金具有高強度和導電性。

在原子反應堆里，鈾棒不能直接與水接觸。因為熱水侵蝕鈾棒，鈾棒使水沾上放射性，就會危害人體健康。用鋯作鈾棒的「外衣」——護套，可以滿足下面四個方面的要求：抗蝕能力強，不與核燃料和傳熱介質(如水)發生作用；有足夠的強度、耐熱、耐腐蝕；很少吸收中子，保證裂變「鏈式反應」的進行，容易加工成形。鋯和鋯合金主要用在水冷式的原子反應堆中。如果用核動力發電，每一百萬千瓦的發電能力，一年就要消耗掉20到25噸金屬鋯。一艘三萬馬力的；陔潛艇用鋯和鋯合金作核燃料的包套和壓力管，鋯的使用量達20至30噸。

在200℃的條件下，100克金屬鋯能夠「吸收」817升氫，相當於鐵的「吸收」能力的八十多萬倍。溫度超過900℃鋯就可以猛烈「吸收」氮氣。鋯常在真空中作為除氣劑。人們廣泛利用鋯粉，把它塗在電真空元件和儀表的陽極，柵極以及其他受熱部件的表面上，吸收真空管中的殘余氣體，製造出真空度極高的各種電子管和其他真空儀表。

緻密的鋯在空氣中很穩定。灰黑色的鋯粉的著火點很低，在200℃的條件下能著火燃燒而燃燒速度快，發出強烈明亮的光輝。鋯粉可以用作起爆雷管的起爆葯，這種雷管甚至在水下也能爆炸。鉛粉再加上氧化劑，燃燒起來強光眩日，是製造電光彈和照明彈的好原料。

很薄的鋯箔在燃燒時比鋁箔產生的亮度高50％；而氧氣的消耗量完全相同。用鋯箔作攝影閃光燈的閃光材料，能提供更快更亮的閃光。粉末狀鐵與硝酸鋯混和，也可作為閃光粉。鋯閃光燈使用起來很方便，因為它的體積很小，甚至可以做得象頂針那麼小。

二氧化鋯的熔點比鋯高，達2700℃，是自然界中耐火性能最好的材料之一。它的導熱性能差，但導電能力很強，沆蝕能力也很強，即使加熱到1900多攝氏度也不會跟熔融的鋁、鐵、鎳、鉑等金屬、硅酸鹽和酸性爐渣發生作用。因而可以用它來製造熔煉貴金屬的坩堝、耐火管、耐熱玻璃和耐熱搪瓷等。在搪瓷和玻璃中加入二氧化鋯可以使它們增強抵抗酸、鹼腐蝕的能力。用二氧化鋯襯砌的高溫爐，受熱後體積不會增大很多，溫度變化對它影響很小，爐體不致因熱脹冷縮而產生裂縫，可以大大延長爐子的壽命。用二氧化鋯作耐火材料，加進5％的氧化鈣作穩定劑，它的耐熱溫度比氧化鋁高500度，絕熱能力比添加以前提高三倍。把白色的二氧化鋯摻進陶瓷，能使陶瓷更潔白光亮、更耐熱，強度也有所增加，用這種陶瓷製造高溫絕緣瓷瓶，絕緣能力很強，膨脹系數很小。

『捌』 日本福島的核電站反應堆是什麼工作原理有沒有圖示

糾正一下，是核裂變。
福島核電站
福島核電站(北緯37度25分14秒，東經141度2分)
Fukushinia Nuclear Power Plant
世界最大的核電站。位於日本福島工業區。由福島一站、福島二站組成。共10台機組（一站6台，二站4台），均為沸水堆。總輸出功率凈／毛值為8814／9096兆瓦，兩站總容量超過原世界最大核電站加拿大布魯斯核電站（6786／7226兆瓦）。
福島一站1號機組於1967年9月動工，1970年11月並網，1971年 3月投入商業運行，輸出電功率凈／毛值為439/460兆瓦,負荷因子為49.9％。2號～6號機組分別於1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商業運行。負荷因子分別為52.8％、61.2％、72.1％、68.5％和69.7％。福島二站 4台機組的輸出電功率凈／毛值均為1067/1100兆瓦。二站1號機組於1975年11月開始施工，1981年7月並網，1982年4月投入商業運行，負荷因子為76.1％。2號～4號機組分別於1984年2月、1985年6月、1987年8月投入商業運行,負荷因子分別為79.1％、81.7％和78.9％。
熱堆的概念 中子打入鈾－235的原於核以後，原子核就變得不穩定，會分裂成兩個較小質量的新原子核，這是核的裂變反應，放出的能量叫裂變能；產生巨大能量的同時，還會放出2～3個中子和其它射線。 這些中子再打入別的鈾－235核，引起新的核裂變，新的裂變又產生新的中子和裂變能，如此不斷持續下去，就形成了鏈式反應 利用原子核反應原理建造的反應堆需將裂變時釋放出的中子減速後，再引起新的核裂變，由於中子的運動速度與分子的熱運動達到平衡狀態，這種中子被稱為熱中子。堆內主要由熱中子引起裂變的反應堆叫做熱中子反應堆（簡稱熱堆）。 熱中子反應堆，它是用慢化劑把快中子速度降低，使之成為熱中子（或稱慢中子），再利用熱中子來進行鏈式反應的一種裝置。由於熱中子更容易引起鈾－235等裂變，這樣，用少量裂變物質就可獲得鏈式裂變反應。慢化劑是一些含輕元素而又吸收中子少的物質，如重水、鈹、石墨、水等。熱中子堆一般都是把燃料元件有規則地排列在慢化劑中，組成堆芯。鏈式反應就是在堆芯中進行的。 反應堆必須用冷卻劑把裂變能帶出堆芯。冷卻劑也是吸收中子很少的物質。熱中子堆最常用的冷卻劑是輕水（普通水）、重水、二氧化碳和氦氣。 核電站的內部它通常由一迴路系統和二迴路系統組成。反應堆是核電站的核心。反應堆工作時放出的熱能，由一迴路系統的冷卻劑帶出，用以產生蒸汽。因此，整個一迴路系統被稱為「核供汽系統」，它相當於火電廠的鍋爐系統。為了確保安全，整個一迴路系統裝在一個被稱為安全殼的密閉廠房內，這樣，無論在正常運行或發生事故時都不會影響安全。由蒸汽驅動汽輪發電機組進行發電的二迴路系統，與火電廠的汽輪發電機系統基本相同。 輕水堆――壓水堆電站 自從核電站問世以來，在工業上成熟的發電堆主要有以下三種：輕水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它們相應地被用到三種不同的核電站中，形成了現代核發電的主體。 目前，熱中子堆中的大多數是用輕水慢化和冷卻的所謂輕水堆。輕水堆又分為壓水堆和沸水堆。 壓水堆核電站 壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。 壓水堆由壓力容器和堆芯兩部分組成。壓力容器是一個密封的、又厚又重的、高達數十米的圓筒形大鋼殼，所用的鋼材耐高溫高壓、耐腐蝕，用來推動汽輪機轉動的高溫高壓蒸汽就在這里產生的。在容器的頂部設置有控制棒驅動機構，用以驅動控制棒在堆芯內上下移動。 堆芯是反應堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣，燃料芯塊是核電站「原子鍋爐」燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的，含有2～4%的鈾－235，呈小圓柱形，直徑為9.3毫米。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中，成為一根長約4米、直徑約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，組成燃料組件。每個堆芯一般由121個到193個組件組成。這樣，一座壓水堆所需燃料棒幾萬根，二氧化鈾芯塊1千多萬塊堆芯。此外，這種反應堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水（冷卻劑）。控制棒用銀銦鎘材料製成，外面套有不銹鋼包殼，可以吸收反應堆中的中子，它的粗細與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型，用來控制反應堆核反應的快慢。如果反應堆發生故障，立即把足夠多的控制棒插入堆芯，在很短時間內反應堆就會停止工作，這就保證了反應堆運行的安全。 輕水堆――沸水堆電站 沸水堆核電站 沸水堆核電站工作流程是：冷卻劑（水）從堆芯下部流進，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒那裡得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，將分離出的蒸汽來推動汽輪發電機組發電。 沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。 沸水堆與壓水堆不同之處在於冷卻水保持在較低的壓力（約為70個大氣壓）下，水通過堆芯變成約285℃的蒸汽，並直接被引入汽輪機。所以，沸水堆只有一個迴路，省去了容易發生泄漏的蒸汽發生器，因而顯得很簡單。 總之，輕水堆核電站的最大優點是結構和運行都比較簡單，尺寸較小，造價也低廉，燃料也比較經濟，具有良好的安全性、可靠性與經濟性。它的缺點是必須使用低濃鈾，目前採用輕水堆的國家，在核燃料供應上大多依賴美國和獨聯體。此外，輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發展輕水堆要比系列地發展重水堆多用天然鈾50%以上。 從維修來看，壓水堆因為一迴路和蒸汽系統分開，汽輪機未受放射性的沾污，所以，容易維修。而沸水堆是堆內產生的蒸汽直接進入汽輪機，這樣，汽輪機會受到放射性的沾污，所以在這方面的設計與維修都比壓水堆要麻煩一些。 重水堆核電站 重水堆按其結構型式可分為壓力殼式和壓力管式兩種。壓力殼式的冷卻劑只用重水，它的內部結構材料比壓力管式少，但中子經濟性好，生成新燃料鈈－239的凈產量比較高。這種堆一般用天然鈾作燃料，結構類似壓水堆，但因柵格節距大，壓力殼比同樣功率的壓水堆要大得多，因此單堆功率最大隻能做到30萬千瓦。 因為管式重水堆的冷卻劑不受限制，可用重水、輕水、氣體或有機化合物。它的尺寸也不受限制，雖然壓力管帶來了伴生吸收中子損失，但由於堆芯大，可使中子的泄漏損失減小。此外，這種堆便於實行不停堆裝卸和連續換料，可省去補償燃耗的控制棒。 壓力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷卻和重水慢化、沸騰輕水冷卻兩種反應堆。這兩種堆的結構大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷卻堆核電站 這種反應堆的反應堆容器不承受壓力。重水慢化劑充滿反應堆容器，有許多容器管貫穿反應堆容器，並與其成為一體。在容器管中，放有鋯合金制的壓力管。用天然二氧化鈾製成的芯塊，被裝到燃料棒的鋯合金包殼管中，然後再組成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在壓力管中，它藉助支承墊可在水平的壓力管中來回滑動。在反應堆的兩端，各設置有一座遙控定位的裝卸料機，可在反應堆運行期間連續地裝卸燃料元件。 這種核電站的發電原理是：既作慢化劑又作冷卻劑的重水，在壓力管中流動，冷卻燃料。像壓水堆那樣，為了不使重水沸騰，必須保持在高壓（約90大氣壓）狀態下。這樣，流過壓力管的高溫（約300℃）高壓的重水，把裂變產生的熱量帶出堆芯，在蒸汽發生器內傳給二迴路的輕水，以產生蒸汽，帶動汽輪發電機組發電。 （2）重水慢化、沸騰輕水冷卻堆核電站 這種堆是英國在壩杜堆（重水慢化、重水冷卻堆）的基礎上發展起來的。加拿大所設計的重水慢化重水冷卻反應堆的容器和壓力管都是水平布置的。而重水慢化沸騰輕水冷卻反應堆都是垂直布置的。它的燃料管道內流動的輕水冷卻劑，在堆芯內上升的過程中，引起沸騰，所產生的蒸汽直接送進汽輪機，並帶動發電機。 因為輕水比重水吸收中子多，堆芯用天然鈾作燃料就很難維持穩定的核反應，所以，大多數設計都在燃料中加入了低濃度的鈾－235或鈈－239。 重水堆的突出優點是能最有效地利用天然鈾。由於重水慢化性能好，吸收中子少，這不僅可直接用天然鈾作燃料，而且燃料燒得比較透。重水堆比輕水堆消耗天然鈾的量要少，如果採用低濃度鈾，可節省天然鈾38%。在各種熱中子堆中，重水堆需要的天然鈾量最小。此外，重水堆對燃料的適應性強，能很容易地改用另一種核燃料。它的主要缺點是，體積比輕水堆大。建造費用高，重水昂貴，發電成本也比較高。 石墨氣冷堆核電站 所謂石墨氣冷堆就是以氣體（二氧化碳或氦氣）作為冷卻劑的反應堆。這種堆經歷了三個發展階段，產生了三種堆型：天然鈾石墨氣冷堆、改進型氣冷堆和高溫氣冷堆。 （1）天然鈾石墨氣冷堆核電站 天然鈾石墨氣冷堆實際上是天然鈾作燃料，石墨作慢化劑，二氧化碳作冷卻劑的反應堆。這種反應堆是英、法兩國為商用發電建造的堆型之一，是在軍用鈈生產堆的基礎上發展起來的，早在1956年英國就建造了凈功率為45兆瓦的核電站。因為它是用鎂合金作燃料包殼的，英國人又把它稱為鎂諾克斯堆。 該堆的堆芯大致為圓柱形，是由很多正六角形稜柱的石墨塊堆砌而成。在石墨砌體中有許多裝有燃料元件的孔道。以便使冷卻劑流過將熱量帶出去。從堆芯出來的熱氣體，在蒸汽發生器中將熱量傳給二迴路的水，從而產生蒸汽。這些冷卻氣體藉助循環迴路回到堆芯。蒸汽發生器產生的蒸汽被送到汽輪機，帶動汽輪發電機組發電。這就是天然鈾石墨氣冷堆核電站的簡單工作原理。 這種堆的主要優點是用天然鈾作燃料，其缺點是功率密度小、體積大、裝料多、造價高，天然鈾消耗量遠遠大於其他堆。現在英、法兩國都停止建造這種堆型的核電站。 (2)改進型氣冷堆核電站 改進型氣冷堆是在天然鈾石墨氣冷堆的基礎上發展起來的。設計的目的是改進蒸汽條件，提高氣體冷卻劑的最大允許溫度。這種堆，石墨仍然為慢化劑，二氧化碳為冷卻劑，核燃料用的是低濃度鈾(鈾－235的濃度為2－3%)，出口溫度可達670℃。它的蒸汽條件達到了新型火電站的標准，其熱效率也可與之相比。 這種堆被稱為第二代氣冷堆，英國建造了這種堆，由於存在不少工程技術問題，對其經濟性多年來爭論不休，得不出定論，所以前途暗淡。 （3）高溫氣冷堆 高溫氣冷堆被稱為第三代氣冷堆，它是石墨作為慢化劑，氦氣作為冷卻劑的堆。 這里所說的高溫是指氣體的溫度達到了較高的程度。因為在這種反應堆中，採用了陶瓷燃料和耐高溫的石墨結構材料，並用了惰性的氦氣作冷卻劑，這樣，就把氣體的溫度提高到750℃以上。同時，由於結構材料石墨吸收中子少，從而加深了燃耗。另外，由於顆粒狀燃料的表面積大、氦氣的傳熱性好和堆芯材料耐高溫，所以改善了傳熱性能，提高了功率密度。這樣，高溫氣冷堆成為一種高溫、深燃耗和高功率密度的堆型。 它的簡單工作過程是，氦氣冷卻劑流過燃料體之間，變成了高溫氣體；高溫氣體通過蒸汽發生器產生蒸汽，蒸汽帶動汽輪發電機發電。 高溫氣冷堆有特殊的優點：由於氦氣是惰性氣體，因而它不能被活化，在高溫下也不腐蝕設備和管道；由於石墨的熱容量大，所以發生事故時不會引起溫度的迅速增加；由於用混凝土做成壓力殼，這樣，反應堆沒有突然破裂的危險，大大增加了安全性；由於熱效率達到40%以上，這樣高的熱效率減少了熱污染。 高溫氣冷堆有可能為鋼鐵、燃料、化工等工業部門提供高溫熱能，實現氫還原煉鐵、石油和天然氣裂解、煤的氣化等新工藝，開辟綜合利用核能的新途徑。但是高溫氣冷堆技術較復雜。

『玖』 請問「鋯」的用途。其顏色！

鋯(Zr,Zirconium)簡史
含鋯的天然硅酸鹽ZrSiO4稱為鋯石(Zircon)或風信子石(hyacinth)廣泛分布於自然界中，具有從橙到紅的各種美麗的顏色，自古以來被認為是寶石，據說Zircon一詞來自阿拉伯文Zarqūn，是硃砂，又說是來自波斯文Zargun,是金色，hyacinth則來自希臘文的「百合花」一詞，印度洋中的島國斯里蘭卡盛產鋯石。
1789年德國人M.H.Klaproth對鋯石進行研究時發現，將它與氫氧化鈉共熔，用鹽酸溶解冷卻物，在溶液中添加碳酸鉀，沉澱，過濾並清洗沉澱物，再將沉澱物與硫酸共煮，然後濾去硅的氧化物，在濾液中檢查鈣、鎂、鋁的氧化物，均未發現，在溶液中添加碳酸鉀後出現沉澱，這個沉澱物不像氧化鋁那樣溶於鹼液，也不像鎂的氧化物那樣和酸作用，Klaproth認為這個沉澱物和以前所知的氧化物都不一樣，是由Zirkonerde(鋯土，德文)構成的，不久，法國化學家de Morueau和Vauquelin兩人都證實M.H.Klaproth的分析是正確的，該元素拉丁名為Zirconium,符號認為Zr,我國譯成鋯，1808年，英國的H.Davy利用電流分解鋯的化合物，沒有成功，1824年瑞典的.J.Berzelius首先用鉀還原K2ZrF6時製得金屬鋯，但不夠純，反應式為：K2ZrF6+4K=Zr+6KF，該反應也可用Na作還原劑，直到1914年，荷蘭一家金屬白熱電燈製造廠的兩位研究人員Lely和Ham bruger用無水四氯化鋯和過量金屬鈉同盛入一空球中，利用電流加熱500℃取得了純金屬鋯。
性質及用途
純鋯是銀灰色的金屬，富有延展性，但只要稍含一點雜質，即變得很脆，此時比純鋯硬得多，不僅可用於刻劃玻璃，也可在紅寶石表面刻出凹痕，鋯難熔耐高溫，熔點高達1930℃。常溫下，金屬鋯很穩定，不和水、氧、酸、鹼等起化學反應，只有氫氟酸、王水、熔融的鹼才能腐蝕鋯，粉末狀的鋯，加熱到200℃會燃燒，與氧結合成二氧化鋯。絲狀的鋯，易用火柴點燃。因為鋯的熱中子捕獲截面小，又耐腐蝕，機械性能好，易於加工，可用作原子反應堆中鈾燃料棒的套管，另外，鋯、釷、鎂可製成一種合金，又輕，又耐高溫，宜用作飛機與火箭的外套，在鋼中加入1‰的鋯，可顯著提高它的硬度和機械強度，用來製造裝甲車，坦克和穿甲彈彈頭，在銅中加少量鋯，導電能力並不減弱，但卻可以大大提高銅線的耐高溫性能，是製造高壓線的好材料，利用鋯粉燃燒時產生白熾炫目的光芒，可用於製造信號彈。金屬鋯可大量吸收氫氣、氧氣、氮氣、二氧化碳等氣體，鋯可作永久除氣劑，除去真空管中殘余氣體，鋯加入鈮(Nb)中可製成超導材料。

天然含量及分布
鋯在地殼中的含量是162ppm常以硅酸鹽或氧化物的形式存在，這些鋯化含物抗風化，腐蝕，故常可在海灘沉積物中發現，鋯的主要礦石為鋯石(ZrSiO4)和斜鋯石(ZrO2),主要產於美國，澳大利亞、巴西，且不同程度含有鉿(Hafnum)，鉿一般含量為鋯含量的2%，常採用溶劑提取法分離鋯(Zr)、鉿(Hf)的化合物。

主要化合物
氧化物—鋯的氧化物是白色的ZrO2，能耐高溫熔點達2700℃，且化學性質穩定，熱脹系數較小，因此是很好的耐高溫材料，ZrO2被用來製造耐火磚及耐火坩堝。
氫化物—ZrH2在高溫核反應堆中作減速劑，反射劑或屏蔽劑。
硼化物——ZrB2由於是極高硬度，化學惰性的難熔物質，可作水輪機渦輪燃燒室襯套，火箭噴嘴等。