第一带到第四代核反应堆分别是什么？工作原理分别是什么？注明民用还是军用··

第一带到第四代核反应堆分别是什么？工作原理分别是什么？注明民用还是军用··谢谢了，大神帮忙啊~

简单地说就是浓度不同！民用核不能直接转为军用，铀235（工业）不能用作nuclear bomb(但是，他可以做脏 弹），因为这种元素可以说是铀238（军用）提炼出来的废料。但是提炼用的离心机（技术很难）决定了他是不是可以提炼那种元素？
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自从20 世纪50 年代民用核反应堆诞生以来，世界上的核电反应堆经历了很大的发展和变化。 第一代反应堆集中了世界上（主要是美国、俄罗斯、法国、英国）建造的首批原型堆。 目前正在运行的是第二代反应堆。主要有美国、欧洲、日本的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；俄罗斯设计的轻水堆（VVER）；东欧国家的压力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆（CANDU）。第三代反应堆已做好建造的准备。实际 上，日本已经建造了2 台机组（柏崎· 刈 羽6 号和7 号）。根据需要和各国的情况， 2010～2015 年期间，第三代反应堆将替代正 在运行的第二代。 第四代反应堆还处于研发阶段，目前已 有多种研发规划，预计将于2030 年达到技 术成熟，2035～2040 年开始建造首批机组。 第一代反应堆 第一代反应堆是20 世纪50～70 年代建造的首批原型堆：美国1957 年临界的首座用于发电的60MW 压水堆（希平港）；法国1956 年临界的天然铀石墨气冷堆（UNGG）和英国的石墨气冷堆（MAGNOX）。这一代反应堆受到燃料循环的限制，尤其是在20 世纪50～60 年代，一方面没有工业浓缩铀技术，另一方面某些希望拥有核威慑工具的国家需要生产裂变材料。在此种背景下，反应堆只能使用天然铀作燃料，用石墨或重水作慢化剂。法国建造和运行了 3 座产钚堆（G1、G2和G3），和6 座发电堆。尽管更大规模的反应堆具有令人感兴趣的特点（热效率高、可使燃料得到更充分的利用），但是，由于受到技术限制，投资费用高，提高安全性困难，因此第一代反应堆的功率通常较低。第二代反应堆 第二代反应堆是20 世纪70 年代到2000 年投入运行的商业反应堆，有PWR、BWR、 VVER 和CANDU 几种堆型。在这个阶段， PWR 和BWR 向着更简单、可靠和经济的方 向发展。这两种反应堆目前占世界核电反应 堆总数的85%。 在法国和世界的工业经验反馈中，第二 代反应堆从经济和环境方面验证了核电的 性能，核电的价格与化石燃料相比非常有竞 争力，废物排放大大低于允许限值。世界上 的反应堆累计运行超过1 万堆年，表明这些 工业技术是成熟的。 目前，世界上运行中的反应堆为441 座。 平均寿期为20 年，有50 座已超过30 年，8 座超过40 年。 第三代反应堆 必须向第三代反应堆发展的要求始于 1979 年美国三里岛核事故。主要目标是要提 高现有反应堆的安全性，虽然这些反应堆实 际上已被证明具有很高的安全性。 第三代反应堆派生于目前运行中的反 应堆。设计基于同样的原理，并在技术上汲 取了这些反应堆几十年的运行经验。 1993 年，法国和德国的核安全机构批准 了未来压水堆安全的发展方向，并确定了新 的安全参考标准。新的安全发展方向规定， 假如发生严重事故，放射性及其效应不得影 响到电厂以外。 因此，在自1992 年开始的欧洲压水堆 （EPR）的研究和设计工作中，安全被作为 首要参考因素。加强安全主要表现在，为了 进一步降低事故发生概率，增加了安全装置 的冗余度，而且非能动安全设计可确保机组 在发生事故时仍能正常运行。 EPR 的设计和改进是法德15 年的研发 成果。该反应堆有以下明显优点： 安全性大幅提高， 造价降低， 长寿命废物量降低， 竞争力提高。 在核领域，第二代与第三代之间的过 渡已开始多年。例如，日本1997 年投入 运行的柏崎·刈羽核电站两台机组，法国 分别于1996 和1999 年投入运行的舒兹和 希沃N4 系列都属于这一类。韩国已计划 2010 年建造第三代反应堆。美国也计划 2010 年建造水冷或气冷堆。中国也有同样 的计划。 第四代反应堆 第四代反应堆是未来的系统，无论是从反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的 革新和发展。作为2000 年美国能源部（DOE） 发起倡议的继续，2001 年成立了第四代反应 堆国际论坛（GIF），参加方有：阿根廷、巴 西、即拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞 士、英国和美国。 成员国承认，在可持续发展和防止温室 效应方面，核能能够发挥很大的作用。国际 合作围绕着以下几方面进行： 持久性：该目标包括两个方面：从 长远看有利于节省自然资源（铀）；废物量 最少化； 经济竞争性：目标是降低投资费用 与运行费用； 安全和可靠性：目标是（如果可能） 排除疏散核电厂外部人员的必要性； 加强防扩散和实体保护能力。 此外，考虑到长期需求的变化，未来的 核设施不应该只局限于发电，应能满足其他 需要，如产氢或海水淡化等联合生产。 同已实现的关键技术方案一样，未来反 应堆的研发需要在国际范围内进行密切合 作，尤其是在GIF 范围内的合作。2002 年对 最有希望的未来反应堆概念进行了选择，选 择了在能源可持续性、经济竞争性、安全和 可靠性以及防扩散和外部侵犯能力方面最 具前景的6 种核系统。 选定的 6 种系统中有2 种高温气冷堆， 2 种液态金属（钠和铅合金）冷却堆，1 种 超临界水冷堆和1 种熔盐反应堆。6 种系统 中有4 种是快中子堆，5 种采取的是闭合燃 料循环，并对乏燃料中所含全部锕系元素进 行整体再循环。 第四代反应堆概念与前几代完全不同， 必须以大量的技术进步为前提。对这些系统 的研究才刚刚开始。概念可行性研究结束后，对第四代系统的研究将进入技术和经济 性论证阶段。目标是获得工业上成熟的第四 代核系统，根据市场情况，2035 年可能开始 实现首批工业应用。

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漳县15112289871： 核电技术第1代到第4代技术分别是什么 - ？
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漳县15112289871： 核电技术第1代到第4代技术分别是什么 - ？
却朋孚麦： 第一代是最初的原型堆以及示范堆 第二代较多,型号涉及压水堆(国内大部分在运行电厂即在二代基础上做了改进的)、沸水堆、重水堆. 第三代,为当前比较热门的AP1000和EPR 第四代堆,有六种堆型.国内有清华主导的高温气冷堆和原子能院的CEFR(钠冷快堆)

漳县15112289871： 核能发电技术 - ？
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漳县15112289871： 核反应堆和快堆有什么区别 - ？
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却朋孚麦： 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 ...

漳县15112289871： 第四代核反应堆的六个构型分别是哪六个?其中一个是高温气冷核反应堆. - ？
却朋孚麦：[答案] 气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水堆和极高温堆(即高温气冷堆)

漳县15112289871： 核电站分代是一什么为标准? - ？
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漳县15112289871： 核电站的分代及详细介绍 - ？
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