超臨界水堆系統與設備

① 小型一體式壓水堆和超臨界輕水堆哪個更先進、更實用

超臨界水堆作為6種第4代未來堆型中唯一的水冷堆,具有一些獨特的特點,受到了廣泛重視。本工作以上海核工程研究設計院的常規壓水堆子通道程序為基礎,開發編制了適用於超臨界水堆的子通道程序,並對典型帶有慢化劑水棒的超臨界水堆燃料組件進行了模擬計算,得到了堆芯子通道內的溫度、燃料棒包殼溫度、表面傳熱系數等參數的分布規律。此外,研究了不同超臨界流體換熱關系式對計算結果的影響,結果顯示,各傳熱關系式的計算結果存在一定差異。小型一體式壓水堆是之前的的，可以說，超臨界壓水堆從原理，安全方面比它好，所以是超臨界壓水堆更加的先進的。

② 超臨界水蒸煤技術到底是真的么

水的臨界溫度T=374℃ ，臨界壓力P=22．1MPa。當體系的溫度和壓力超過臨界點時，稱為超臨界水。這種看似氣體的液體有很多性質，比如具有極強的氧化能力，將需要處理的物質放入超臨界水中，再向其中溶解氧氣（可以大量溶解），其氧化性強於高錳酸鉀。二是許多物質都可以在其中燃燒，冒出火焰。三是可以溶解很多物質（比如油），且在溶解時體積會大大縮小，這是因為超臨界水在這時會緊緊裹住油。四是它能夠緩慢地溶解腐蝕幾乎所有金屬，甚至包括黃金（與王水相仿）。五是它的超級催化作用，在超臨界水中，化學物質會反應得很快，有些更可以達到恐怖的100倍！ 科學家還只能通過電腦模型來研究超臨界狀態的水如何形成，因為他們還無法直接利用機械獲取熱液噴口的樣本。一般鑽頭在還沒開始工作之前就已經被高溫融化了，或者被處於超臨界狀態的水給氧化了。 德國科學家在對大西洋底一處高溫熱液噴口進行考察時發現，這個噴口附近的水溫最高竟然達到464°C ，這不僅是迄今為止人們在自然界發現溫度最高的液體，也是第一次觀察到自然狀態下處於超臨界狀態的水。
據報道，這個熱液噴口位於大西洋中部山脊(Mid-Atlantic Ridge) ，最早是由德國不來梅雅各布大學（Jacobs University in Bremen）的地球化學家安德里亞（Andrea Koschinsky）教授和她的研究小組於2005年發現的，他們在接下來的幾年裡對這個熱液噴口進行了長期的跟蹤研究。
安德里亞介紹說，海底熱液噴口又稱「海底黑煙囪」，它是由海底地殼擴張分離運動形成的。地殼擴張分離，海水滲進地下遭遇熾熱的岩漿形成熱液，熱液攜帶礦物質從排放口返回大海。海底熱液排出後遇到冰冷的海水，導致熱液中溶解的硫化物遇冷凝固。凝固的礦物質在熱液出口周圍不斷堆積，最終形成了巨大的「煙囪」。2005年，他們對這個熱液噴口周圍液體的溫度進行測量時，發現即使它的最低溫度也有407°C，最高更是達到了驚人的464°C。這是迄今為止科學家們在地球上發現溫度最高的水，更讓人驚奇的是這些水竟然處於超臨界狀態。安德里亞對這一發現非常興奮，她說，「它確實是水，但不是普通的水。這是人類第一次在自然狀態下觀察到超臨界狀態水的存在，以前人們只能在實驗室通過技術來達到水的超臨界狀態」。
安德里亞指出，對於超臨界狀態水的研究非常有意義。世界上有許多國家都在進行超臨界水的研究和開發利用，其中以德國和日本最為突出。德國開發出一種技術，可以利用超臨界水對污染物進行處理。他們在超臨界狀態水達到500℃時通入氧，然後對聚氯乙烯塑料進行處理，處理後的塑料中有99%被分解，而且還很少有氯化物產生，從而避免了過去燃燒塑料產生有毒氯化物對環境產生污染的問題。
日本則把超臨界水的研究和開發列入高新科技研究計劃，投入了大量的資金和人力。如日本研究人員開發出一種技術，利用超臨界水回收處理有害的甲苯二胺。整個處理過程只需30分鍾，是用酸催化劑處理所花費時間的二十分之一，回收效率可以高達80%。而且，回收品能夠被再次利用，作為製造聚氨基甲酸乙樹脂的原料。這種方法還可以將電線塑料外皮製成燈油和煤油，回收率也可以達到80%，而且所用的時間比熱分解方法大大縮短。此外，他們還採用超臨界水，在400℃、300個大氣壓的條件下，對燃燒灰燼中有毒物質進行氧化處理，幾乎全部被分解，從而達到了無害化。據報道，日本化學技術戰略機構正在計劃將超臨界水用於發電技術。 超臨界水有許多特殊的性質：
1.超臨界水的密度可從類似於蒸汽的密度值連續地變到類似於液體的密度值，特別是在臨界點附近，密
度對溫度和壓力的變化十分敏感。
2.氫鍵度(X，表徵形成氫鍵的相對強度)與溫度的關系式：X=(一8.68×10一4)T/K+0.851。該式表徵了氫
鍵對溫度的依賴性，適用范圍為280K ～800K(7℃～527℃)。在298K～773K范圍內，溫度和X大致呈線
性減小關系。
3.即使在中等溫度和密度條件下，超臨界水的離子積也比標准狀態下水的離子積高出幾個數量級。
4.超臨界水的低粘度使超臨界水分子和溶質分子具有較高的分子遷移率，溶質分子很容易在超臨界水中
擴 散，從而使超臨界水成為一種很好的反應媒介。
5.德國Karlsruhe大學的EUlrish Frank等利用靜態測量和模型計算得出的結果表明，水的相對介電常數隨密
度的增大而增大，隨溫度的升高而減小，但溫度的影響更為突出。在低密度的超臨界高溫區域內，
相對介電常數降低了一個數量級，這時的超臨界水類似於非極性的有機溶劑。根據相似相溶原理，
在臨界溫度以上，幾乎全部有機物都能溶解。相反，無機物在超臨界水中的溶解度急劇下降，呈鹽類析
出或以濃縮鹽水的形式存在。

③ 我國核電發展技術路線有哪些

核電是和平利用核能的重要形式。核電和火電、水電一起，是世界上三大電力支柱，截至2013年年底，核電總裝機容量3.7億千瓦，年發電量常年約佔世界發電量的16%，近年佔14%。核電是當今世界上大規模可持續供應的主要能源之一。
我國核電發展現狀
自從我國首座自主設計建造的秦山核電站於1991年12月15日實現首次並網發電以來，截至2014年5月，我國大陸已建成並運行19台核電機組和一座實驗快堆，裝機容量1704萬千瓦，在建的核電機組29台，裝機容量3188萬千瓦。
2011年3月發布的《中華人民共和國國民經濟和社會發展第十二個五年規劃綱要》提出「要在確保安全的基礎上高效發展核電」。
2012年10月，國務院通過的《核電中長期發展規劃（2011~2020）》提出，到2020年，裝機容量將達到5800萬千瓦，在建3000萬千瓦。
不過，目前我國核電發電量只佔全國總發電量的2.1%，與世界平均水平仍有較大差距，應繼續發展核電，利用核電技術裝備的後發優勢，堅持核電的可持續發展。
我國核電發展新局面
近年來，核電發展也出現了一些新的局面，尤其是福島事故後，對於核電安全要求的升級，中國核電的發展圍繞三代和四代技術，以及走出去的戰略出現了一些核能發展的新局面。
第三代核能技術主要有引進西屋公司的AP1000，以及中國兩大核電企業中國廣核集團和中國核工業集團聯合開展的華龍一號的研究；
第四代核能技術國際論壇（GIF）是為滿足全球未來能源需求而建立的國際合作框架，其主要任務是就六個國際公認最有潛力的第四代核電站堆型——鈉冷快堆、鉛冷快堆、氣冷快堆、超臨界水冷堆、超高溫氣冷堆和熔鹽堆開展合作研究。
目前，我國已加入了超高溫氣冷堆、超臨界水冷堆和鈉冷快堆3個合作研究領域。
從 AP1000到CAP1400/1700（三代）
AP1000作為目前世界上最先進的第三代壓水堆技術，它的安全系統大多採用了非能動的技術，不僅使核電站的安全系數大為增強，而且使電廠設計得到簡化。
當前我國「國家核電」牽頭成功引進第三代核電AP1000先進技術，組織完成在浙江三門核電站、山東海陽核電站建設的三代核電自主化依託項目4台核電機組的工程建造任務，推動實現我國核電裝備關鍵設備的國產化和自主化，創新並形成中國自主品牌的大型先進壓水堆核電站技術，走出一條「標准化設計、工廠化預制、模塊化施工、專業化管理、自主化建設」的核電建設新路子。
根據已經確立的相關方案，「國家核電」的自主化戰略將分為三個步驟：
第一步，外方為主，我方全面參與。建成首批4台AP1000核電機組。
第二步，以我為主，外方支持。依託相關項目，以中方為主開展工程設計、設備製造和工程建設，西屋聯合體參與並承擔部分責任，全面完成AP1000技術的吸收和消化過程。
第三步，全面完成自主創新設計。通過「引進、消化、吸收和再創新」，用數年的時間形成具有自主知識產權的大型先進壓水堆核電站技術，完成示範核電機組建設，開始批量建設中國自主技術品牌的大型先進壓水堆核電站。確立我國在第三代核電技術研發領域的先進地位。
華龍一號（三代）
華龍一號由中國廣核集團和中國核工業集團聯合開展研究，設計方案已經基本成型，具備開工建設的條件。8月22日，「華龍一號」通過國家能源局、國家核安全局牽頭組織的技術審評。
「華龍一號」融合了國際最先進的「能動與非能動相結合」設計理念，各項技術指標全面達到全球最新安全要求，滿足美國、歐洲三代技術標准，是中國目前具有完全自主知識產權的核電技術。
高溫氣冷堆（四代）
高溫氣冷堆是目前國際上最先進的核能系統，被公認是唯一可最先進入商業化的第四代核能系統，也是目前世界上各種反應堆中最安全的一種堆型，在技術上能夠保證在任何情況下都不會發生堆芯熔毀事故。
「大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站」是我國16個國家重大科技專項中唯一的核電項目，當前尚處於示範階段，一旦示範成功，國內有望在內陸地區、中小城市建設高溫氣冷堆核電站，還可以對外出口，經濟效益將會呈幾何級放大。
快中子反應堆（四代）
我國實驗快堆工程屬於「863計劃」國家重點實驗性核反應堆工程，是我國原子能科學研究院自主研發的第一座快中子反應堆。
2010年7月21日，我國實驗快堆首次達到臨界。2012年11月，我國實驗快堆工程通過科技部驗收。
實驗快堆的建成標志著我國核能發展「壓水堆-快堆-聚變堆」三步走戰略中的第二步取得了重大突破，也標志著我國在四代核電技術研發方面進入國際先進行列。
我國已成為世界上少數擁有快堆技術的幾個國家之一。
超臨界水冷堆（四代）
超臨界水堆是六種第四代核反應堆中唯一以輕水做冷卻劑的反應堆，它是在現有水冷反應堆技術和超臨界火電技術基礎上發展起來的革新設計。
與目前運行的水冷堆相比，它具有系統簡單、裝置尺寸小、熱效率高、經濟性和安全性更好的特點。
在巴黎召開的第四代核能系統國際論壇政策組會議上，我國政府簽署了加入第四代核能系統國際論壇超臨界水冷堆系統的協議。這標志著由我國核動力研究設計院牽頭、協調組織國內相關單位代表中國參加第四代核能系統國際論壇超臨界水冷堆系統取得了實質性進展。
漂浮核電站
俄羅斯總統普京訪華期間簽署了《全面核電合作諒解備忘錄》，兩國決定合建漂浮核電站。俄羅斯戰略與技術分析中心專家卡申認為，這一項目進入實施階段將對我國海軍的建設具有重大意義。
總之，目前我國核電的發展如萬物復甦的春季，生機勃勃；另一方面，我國核電的堆型種類齊全，二、三、四代核電技術並存，這也對核電的安全發展提出了很高的要求，對核能從業人員也提出了新的挑戰。

④ 超臨界核反堆在輸出功率上和壓水堆相同嗎兩種反應堆哪個成本高

超臨界核反應堆內，中子的產生率和消失率之間保持嚴格的平衡，使鏈式反應得以恆定的速率持續地進行下去的工作狀態。具有給定幾何布置與材料組成的堆芯或裝置能夠達到臨界所需的最小尺寸，稱為臨界尺寸或臨界大小。臨界反應堆內核燃料的裝載量，也就是維持自持鏈式裂變反應所需的易裂變物質的最小質量稱為臨界質量。一座反應堆的臨界質量通常指反應堆芯部中沒有控制棒和化學補償毒物情況下的臨界質量。反應堆的臨界質量取決於反應堆的類型、材料成分、幾何形狀和結構等條件，但對於任何一個特定的反應堆系統，它是一個確定的數值。例如，用235U作燃料的反應堆，其臨界質量可以小於1kg，大到200kg。前者是含有235U富集度為90%左右的鈾鹽溶液系統的臨界質量，後者是天然鈾石墨反應堆中所含的235U質量。反應堆的臨界條件可以通過增殖因數來表示。當反應堆的有效增殖系數大於1時。這樣的反應堆叫超臨界反應堆。

超臨界反應堆它的裂變鏈是發散的，反應堆內的中子數隨時間一直增加，相應地鏈式裂變反應率增高。

⑤ 第四代核能系統的四代核電

美國開發第四代核電站的初衷主要是防止核擴散，目標是開發出面向發展中國家的超長壽命堆芯的密閉型小型反應堆核電站。但是經過2000年5月的「國際工作小組」會議以及GIF在2000年8月的漢城會議和2001年3月的巴黎會議等，美國採納了其他成員國的意見，決定開展概念更廣的新一代核能系統的開發。第四代核電站的開發目標可分為四個方面。
核能的可持續發展 通過對核燃料的有效利用，實現提供持續生產能源的手段；實現核廢物量的最少化，加強管理，減輕長期管理事務，保證公眾健康，保護環境。
提高安全性、可靠性 確保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯損傷的概率及程度，並具有快速恢復反應堆運行的能力；取消在廠址外採取應急措施的必要性。
提高經濟性 發電成本優於其他能源；資金的風險水平能與其他能源相比。
防止核擴散 利用反應堆系統本身的特性，在商用核燃料循環中通過處理的材料，對於核擴散具有更高的防止性，保證難以用於核武器或被盜竊；為了評價核能的核不擴散性，DOE針對第四代核電站正在開發定量評價防止核擴散的方法。 DOE於2001年4月徵集到了12個國家的94個第四代核電站反應堆系統，其中水冷堆28個，液態金屬冷卻堆32個，氣冷堆17個，其他堆型17個。
2002年9月19日至20日在東京召開的GIF會議上，與會的10個國家在上述94個概念堆的基礎上，一致同意開發以下六種第四代核電站概念堆系統。
（一）氣冷快堆系統
氣冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系統是快中子譜氦冷反應堆，採用閉式燃料循環，燃料可選擇復合陶瓷燃料。它採用直接循環氦氣輪機發電，或採用其工藝熱進行氫的熱化學生產。通過綜合利用快中子譜與錒系元素的完全再循環，GFR能將長壽命放射性廢物的產生量降到最低。此外，其快中子譜還能利用現有的裂變材料和可轉換材料（包括貧鈾）。參考反應堆是288兆瓦的氦冷系統，出口溫度為850℃。
（二）鉛合金液態金屬冷卻快堆系統
鉛合金液態金屬冷卻快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系統是快中子譜鉛（鉛/鉍共晶）液態金屬冷卻堆，採用閉式燃料循環，以實現可轉換鈾的有效轉化，並控制錒系元素。燃料是含有可轉換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物。
LFR系統的特點是可在一系列電廠額定功率中進行選擇，例如LFR系統可以是一個1200兆瓦的大型整體電廠，也可以選擇額定功率在300～400兆瓦的模塊系統與一個換料間隔很長（15～20年）的50～100兆瓦的電池組的組合。LFR電池組是一個小型的工廠製造的交鑰匙電廠，可滿足市場上對小電網發電的需求。
（三）熔鹽反應堆系統
熔鹽反應堆（molten salt reactor, MSR）系統是超熱中子譜堆，燃料是鈉、鋯和氟化鈾的循環液體混合物。熔鹽燃料流過堆芯石墨通道，產生超熱中子譜。MSR系統的液體燃料不需要製造燃料元件，並允許添加鈈這樣的錒系元素。錒系元素和大多數裂變產物在液態冷卻劑中會形成氟化物。熔融的氟鹽具有很好的傳熱特性，可降低對壓力容器和管道的壓力。參考電站的功率水平為1000兆瓦，冷卻劑出口溫度700～800℃，熱效率高。
（四）液態鈉冷卻快堆系統
液態鈉冷卻快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）系統是快中子譜鈉冷堆，它採用可有效控制錒系元素及可轉換鈾的轉化的閉式燃料循環。SFR系統主要用於管理高放射性廢棄物，尤其在管理鈈和其他錒系元素方面。該系統有兩個主要方案：中等規模核電站，即功率為150～500兆瓦，燃料用鈾-鈈-次錒系元素-鋯合金；中到大規模核電站，即功率為500～1 500兆瓦，使用鈾-鈈氧化物燃料。
該系統由於具有熱響應時間長、冷卻劑沸騰的裕度大、一迴路系統在接近大氣壓下運行，並且該迴路的放射性鈉與電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統等特點，因此安全性能好。
（五）超高溫氣冷堆系統
超高溫氣冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系統是一次通過式鈾燃料循環的石墨慢化氦冷堆。該反應堆堆芯可以是稜柱塊狀堆芯（如日本的高溫工程試驗反應器HTTR），也可以是球床堆芯（如中國的高溫氣冷試驗堆HTR-10）。
VHTR系統提供熱量，堆芯出口溫度為1 000℃，可為石油化工或其他行業生產氫或工藝熱。該系統中也可加入發電設備，以滿足熱電聯供的需要。此外，該系統在採用鈾/鈈燃料循環，使廢物量最小化方面具有靈活性。參考堆採用600兆瓦堆芯。
（六）超臨界水冷堆系統
超臨界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系統是高溫高壓水冷堆，在水的熱力學臨界點（374℃，22.1兆帕）以上運行。超臨界水冷卻劑能使熱效率提高到輕水堆的約1.3倍。該系統的特點是，冷卻劑在反應堆中不改變狀態，直接與能量轉換設備相連接，因此可大大簡化電廠配套設備。燃料為鈾氧化物。堆芯設計有兩個方案，即熱中子譜和快中子譜。參考系統功率為1 700兆瓦，運行壓力是25兆帕，反應堆出口溫度為510～550℃。

⑥ 超臨界水的氧化性極強，那為什麼火電廠的鍋爐和管道還沒有被腐蝕

因為它在接觸到鍋爐跟管道的時候就已經被化學物質處理了一部分的氧化性，而鍋爐跟管道也肯定是被處理過的，能夠抵禦氧化性的材料夠成的。

火力發電廠簡稱火電廠，是利用可燃物（例如煤）作為燃料生產電能的工廠。它的基本生產過程是：燃料在燃燒時加熱水生成蒸汽，將燃料的化學能轉變成熱能，蒸汽壓力推動汽輪機旋轉，熱能轉換成機械能，然後汽輪機帶動發電機旋轉，將機械能轉變成電能。

蒸汽通過汽輪機又將熱能轉化為旋轉動力，以驅動發電機輸出電能。到80年代為止，世界上最好的火電廠的效率達到40%，即把燃料中40%的熱能轉化為電能。

⑦ 超臨界水的簡介

水的臨界溫度T=374℃ ，臨界壓力P=22．1MPa。當體系的溫度和壓力超過臨界點時，稱為超臨界水。這種看似氣體的液體有很多性質，比如具有極強的氧化能力，將需要處理的物質放入超臨界水中，再向其中溶解氧氣（可以大量溶解），其氧化性強於高錳酸鉀。二是許多物質都可以在其中燃燒，冒出火焰。三是可以溶解很多物質（比如油），且在溶解時體積會大大縮小，這是因為超臨界水在這時會緊緊裹住油。四是它能夠緩慢地溶解腐蝕幾乎所有金屬，甚至包括黃金（與王水相仿）。五是它的超級催化作用，在超臨界水中，化學物質會反應得很快，有些更可以達到恐怖的100倍！ 科學家還只能通過電腦模型來研究超臨界狀態的水如何形成，因為他們還無法直接利用機械獲取熱液噴口的樣本。一般鑽頭在還沒開始工作之前就已經被高溫融化了，或者被處於超臨界狀態的水給氧化了。 德國科學家在對大西洋底一處高溫熱液噴口進行考察時發現，這個噴口附近的水溫最高竟然達到464°C ，這不僅是迄今為止人們在自然界發現溫度最高的液體，也是第一次觀察到自然狀態下處於超臨界狀態的水。
據報道，這個熱液噴口位於大西洋中部山脊(Mid-Atlantic Ridge) ，最早是由德國不來梅雅各布大學（Jacobs University in Bremen）的地球化學家安德里亞（Andrea Koschinsky）教授和她的研究小組於2005年發現的，他們在接下來的幾年裡對這個熱液噴口進行了長期的跟蹤研究。
安德里亞介紹說，海底熱液噴口又稱「海底黑煙囪」，它是由海底地殼擴張分離運動形成的。地殼擴張分離，海水滲進地下遭遇熾熱的岩漿形成熱液，熱液攜帶礦物質從排放口返回大海。海底熱液排出後遇到冰冷的海水，導致熱液中溶解的硫化物遇冷凝固。凝固的礦物質在熱液出口周圍不斷堆積，最終形成了巨大的「煙囪」。2005年，他們對這個熱液噴口周圍液體的溫度進行測量時，發現即使它的最低溫度也有407°C，最高更是達到了驚人的464°C。這是迄今為止科學家們在地球上發現溫度最高的水，更讓人驚奇的是這些水竟然處於超臨界狀態。安德里亞對這一發現非常興奮，她說，「它確實是水，但不是普通的水。這是人類第一次在自然狀態下觀察到超臨界狀態水的存在，以前人們只能在實驗室通過技術來達到水的超臨界狀態」。
安德里亞指出，對於超臨界狀態水的研究非常有意義。世界上有許多國家都在進行超臨界水的研究和開發利用，其中以德國和日本最為突出。德國開發出一種技術，可以利用超臨界水對污染物進行處理。他們在超臨界狀態水達到500℃時通入氧，然後對聚氯乙烯塑料進行處理，處理後的塑料中有99%被分解，而且還很少有氯化物產生，從而避免了過去燃燒塑料產生有毒氯化物對環境產生污染的問題。
日本則把超臨界水的研究和開發列入高新科技研究計劃，投入了大量的資金和人力。如日本研究人員開發出一種技術，利用超臨界水回收處理有害的甲苯二胺。整個處理過程只需30分鍾，是用酸催化劑處理所花費時間的二十分之一，回收效率可以高達80%。而且，回收品能夠被再次利用，作為製造聚氨基甲酸乙樹脂的原料。這種方法還可以將電線塑料外皮製成燈油和煤油，回收率也可以達到80%，而且所用的時間比熱分解方法大大縮短。此外，他們還採用超臨界水，在400℃、300個大氣壓的條件下，對燃燒灰燼中有毒物質進行氧化處理，幾乎全部被分解，從而達到了無害化。據報道，日本化學技術戰略機構正在計劃將超臨界水用於發電技術。 超臨界水有許多特殊的性質：
1.超臨界水的密度可從類似於蒸汽的密度值連續地變到類似於液體的密度值，特別是在臨界點附近，密
度對溫度和壓力的變化十分敏感。
2.氫鍵度(X，表徵形成氫鍵的相對強度)與溫度的關系式：X=(一8.68×10一4)T/K+0.851。該式表徵了氫
鍵對溫度的依賴性，適用范圍為280K ～800K(7℃～527℃)。在298K～773K范圍內，溫度和X大致呈線
性減小關系。
3.即使在中等溫度和密度條件下，超臨界水的離子積也比標准狀態下水的離子積高出幾個數量級。
4.超臨界水的低粘度使超臨界水分子和溶質分子具有較高的分子遷移率，溶質分子很容易在超臨界水中
擴 散，從而使超臨界水成為一種很好的反應媒介。
5.德國Karlsruhe大學的EUlrish Frank等利用靜態測量和模型計算得出的結果表明，水的相對介電常數隨密
度的增大而增大，隨溫度的升高而減小，但溫度的影響更為突出。在低密度的超臨界高溫區域內，
相對介電常數降低了一個數量級，這時的超臨界水類似於非極性的有機溶劑。根據相似相溶原理，
在臨界溫度以上，幾乎全部有機物都能溶解。相反，無機物在超臨界水中的溶解度急劇下降，呈鹽類析
出或以濃縮鹽水的形式存在。

⑧ 常用的超臨界流體有哪些

⒊

⑨ 核潛艇使用的壓水堆有沒有可能被超臨界輕水堆所取代

理論上是可以的，作為四代堆中唯一的水冷堆。這個東西據說體積比較小，而且安全性更高，效率也高，似乎比較適合在狹窄空間內使用

⑩ 第一帶到第四代核反應堆分別是什麼工作原理分別是什麼註明民用還是軍用··謝謝了，大神幫忙啊

自從20 世紀50 年代民用核反應堆誕生以來，世界上的核電反應堆經歷了很大的發展和變化。 第一代反應堆集中了世界上（主要是美國、俄羅斯、法國、英國）建造的首批原型堆。 目前正在運行的是第二代反應堆。主要有美國、歐洲、日本的壓水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；俄羅斯設計的輕水堆（VVER）；東歐國家的壓力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆（CANDU）。第三代反應堆已做好建造的准備。實際 上，日本已經建造了2 台機組（柏崎· 刈 羽6 號和7 號）。根據需要和各國的情況， 2010～2015 年期間，第三代反應堆將替代正 在運行的第二代。 第四代反應堆還處於研發階段，目前已 有多種研發規劃，預計將於2030 年達到技 術成熟，2035～2040 年開始建造首批機組。 第一代反應堆 第一代反應堆是20 世紀50～70 年代建造的首批原型堆：美國1957 年臨界的首座用於發電的60MW 壓水堆（希平港）；法國1956 年臨界的天然鈾石墨氣冷堆（UNGG）和英國的石墨氣冷堆（MAGNOX）。這一代反應堆受到燃料循環的限制，尤其是在20 世紀50～60 年代，一方面沒有工業濃縮鈾技術，另一方面某些希望擁有核威懾工具的國家需要生產裂變材料。在此種背景下，反應堆只能使用天然鈾作燃料，用石墨或重水作慢化劑。法國建造和運行了 3 座產鈈堆（G1、G2和G3），和6 座發電堆。盡管更大規模的反應堆具有令人感興趣的特點（熱效率高、可使燃料得到更充分的利用），但是，由於受到技術限制，投資費用高，提高安全性困難，因此第一代反應堆的功率通常較低。第二代反應堆 第二代反應堆是20 世紀70 年代到2000 年投入運行的商業反應堆，有PWR、BWR、 VVER 和CANDU 幾種堆型。在這個階段， PWR 和BWR 向著更簡單、可靠和經濟的方 向發展。這兩種反應堆目前佔世界核電反應 堆總數的85%。 在法國和世界的工業經驗反饋中，第二 代反應堆從經濟和環境方面驗證了核電的 性能，核電的價格與化石燃料相比非常有競 爭力，廢物排放大大低於允許限值。世界上 的反應堆累計運行超過1 萬堆年，表明這些 工業技術是成熟的。 目前，世界上運行中的反應堆為441 座。 平均壽期為20 年，有50 座已超過30 年，8 座超過40 年。 第三代反應堆 必須向第三代反應堆發展的要求始於 1979 年美國三里島核事故。主要目標是要提 高現有反應堆的安全性，雖然這些反應堆實 際上已被證明具有很高的安全性。 第三代反應堆派生於目前運行中的反 應堆。設計基於同樣的原理，並在技術上汲 取了這些反應堆幾十年的運行經驗。 1993 年，法國和德國的核安全機構批准 了未來壓水堆安全的發展方向，並確定了新 的安全參考標准。新的安全發展方向規定， 假如發生嚴重事故，放射性及其效應不得影 響到電廠以外。 因此，在自1992 年開始的歐洲壓水堆 （EPR）的研究和設計工作中，安全被作為 首要參考因素。加強安全主要表現在，為了 進一步降低事故發生概率，增加了安全裝置 的冗餘度，而且非能動安全設計可確保機組 在發生事故時仍能正常運行。 EPR 的設計和改進是法德15 年的研發 成果。該反應堆有以下明顯優點： 安全性大幅提高， 造價降低， 長壽命廢物量降低， 競爭力提高。 在核領域，第二代與第三代之間的過 渡已開始多年。例如，日本1997 年投入 運行的柏崎·刈羽核電站兩台機組，法國 分別於1996 和1999 年投入運行的舒茲和 希沃N4 系列都屬於這一類。韓國已計劃 2010 年建造第三代反應堆。美國也計劃 2010 年建造水冷或氣冷堆。中國也有同樣 的計劃。 第四代反應堆 第四代反應堆是未來的系統，無論是從反應堆還是從燃料循環方面都將有重大的 革新和發展。作為2000 年美國能源部（DOE） 發起倡議的繼續，2001 年成立了第四代反應 堆國際論壇（GIF），參加方有：阿根廷、巴 西、即拿大、法國、日本、韓國、南非、瑞 士、英國和美國。 成員國承認，在可持續發展和防止溫室 效應方面，核能能夠發揮很大的作用。國際 合作圍繞著以下幾方面進行： 持久性：該目標包括兩個方面：從 長遠看有利於節省自然資源（鈾）；廢物量 最少化； 經濟競爭性：目標是降低投資費用 與運行費用； 安全和可靠性：目標是（如果可能） 排除疏散核電廠外部人員的必要性； 加強防擴散和實體保護能力。 此外，考慮到長期需求的變化，未來的 核設施不應該只局限於發電，應能滿足其他 需要，如產氫或海水淡化等聯合生產。 同已實現的關鍵技術方案一樣，未來反 應堆的研發需要在國際范圍內進行密切合 作，尤其是在GIF 范圍內的合作。2002 年對 最有希望的未來反應堆概念進行了選擇，選 擇了在能源可持續性、經濟競爭性、安全和 可靠性以及防擴散和外部侵犯能力方面最 具前景的6 種核系統。 選定的 6 種系統中有2 種高溫氣冷堆， 2 種液態金屬（鈉和鉛合金）冷卻堆，1 種 超臨界水冷堆和1 種熔鹽反應堆。6 種系統 中有4 種是快中子堆，5 種採取的是閉合燃 料循環，並對乏燃料中所含全部錒系元素進 行整體再循環。 第四代反應堆概念與前幾代完全不同， 必須以大量的技術進步為前提。對這些系統 的研究才剛剛開始。概念可行性研究結束後，對第四代系統的研究將進入技術和經濟 性論證階段。目標是獲得工業上成熟的第四 代核系統，根據市場情況，2035 年可能開始 實現首批工業應用。