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1第1章核电站基础知识众所周知，核电站是利用核裂变反应产生的能量来发电的。在核电站的众多设备中，既有与常规火电厂类似的汽轮发电机组，又有其特有的核反应堆，涉及的专业领域很多。本章主要介绍有关反应堆物理、传热学、水力学和工程热力学的一些基本知识。反应堆物理研究的对象是核反应的规律。通过对中子与物质反应规律的研究，我们可以了解核裂变反应的过程，计算不同能量的中子在反应堆内的分布，进而得到反应堆内热源的分布，并且探讨控制核反应的途径。核裂变反应在反应堆堆芯中进行，因而堆芯的功率密度比大多数常规热源高几个数量级。为了使反应堆安全可靠地运行，必须持续不断地将热量导出堆外，以保证燃料元件不超温，这就需要应用传热学理论进行分析。另外，核电厂有许多换热设备，通过研究其传热能力与各种因素的关系，可以采取措施增强其传热能力，从而减小传热温差和传热面积。水力学宏观地研究流体平衡和运动的规律，建立起流体中的作用力、运动速度和压力之间的关系。反应堆内产生的热量由流动的冷却剂（水）带出，堆芯的输热能力与冷却剂的流动特性密切相关，因此反应堆热工计算与水力计算是相互联系的。此外，核电站的许多系统都是水力回路，也需要研究流体在管道内流动的特性。核电站二回路（蒸汽动力回路）是一个典型的热力循环过程。热力循环是指工质从某一初始状态出发经历了一系列热力状态变化后又回到原来的初始状态的热力过程。在热力循环中，工质通过吸热、膨胀、放热、压缩等过程，将热能转变为机械能。工程热力学的基本任务就是研究热能转变为机械能的规律和条件，从而找出提高热能利用经济性的途径。需要说明的是，以上所述都是各自独立的学科，每一部分的内容都非常丰富。限于篇幅及本课程的性质，本章仅就学习中可能涉及的一些基本概念和理论略作介绍，所讨论的不免挂一漏万，只能是相应学科内容的很少一部分。如果需要更深入全面地了解有关的知识，可参看相关专著。为使读者对核电站总体上有所了解，更好地理解后面各章的内容，本章的最后一节还简要介绍了大亚湾核电站的构成和系统设备标识方法。1.1反应堆物理基础1.1.1核反应与结合能2核反应与我们熟知的化学反应有本质的不同。化学反应是两个或数个原子的电子相互作用的结果，原子核没有改变；核反应则使原子核发生变化，并由此引起化学性质的改变。核反应发生在一个原子核和一个粒子相遇的情况下，该粒子可能是质子、中子或氦核等，也可能是一种电磁射线。除此之外，某些存在于自然界的核素很不稳定，会在没有外部干预的情况下自行裂变和衰变，放出粒子和能量，我们称这些核为放射性核。核反应只涉及原子核，反应中吸收或放出的能量远大于化学反应。核反应形成的新原子核往往是不稳定的，会放出能量，变成稳定核，也可能放出粒子变成另一原子核，这种现象称为衰变。人们把放射性原子的数目衰变一半所需的时间定义为半衰期。原子核由质子和中子组成，统称核子，但实际上一个原子核的质量小于组成它的单个核子的质量之和，这种差异称为原子核的质量亏损。根据爱因斯坦质能方程，质量亏损对应于系统的能量变化：2CmE其中C为光速（3×108m/s)，E和m的单位分别为J和Kg。当一定数量的质子和中子聚合起来组成一个原子核后，它们亏损了质量，相应地必然放出能量；反之，为了打破一个原子核，使每个核子分离开，就必须吸收对应于质量亏损的能量。与质量亏损相应的能量叫做原子核的结合能。质量亏损越大，原子核的核子结合越紧密，因而这个原子核越稳定。在研究原子时，习惯上用电子伏特（eV）作为能量单位。1电子伏特是带单位电子电荷的粒子不受阻碍地通过1V电势时所获得的能量，1eV=1.60×10-19J。在实际应用中，eV显得太小，常用MeV作单位，1MeV=106eV。图1.1给出了不同核素的核子平均结合能随质量数（即核子数）的变化。由图可见，最轻和最重的原子核的结合能较小，而中等质量的原子核则具有较大的结合能。因此，如果把曲线两端的原子核通过核反应转变成位置较为中间的原子核，则质量亏损比原来的多，这种增加的质量亏损就会产生能量释放。把很轻的原子核（如H21和H31）变成较重的原子核，这就是聚变反应；把很重的原子核（如U23592）分裂成较轻的原子核，这就是裂变反应。由于存在质量亏损，这两种核反应都伴随着大量的能量释放，而且每次聚变反应所释放的能量数倍于裂变反应。目前商用核反应堆采用的都是裂变反应。聚变反应亦称热核反应，需要在很高温度下（几千万度）才能进行，难以控制，现尚处于实验室研究阶段。（图1.1）3图1.1随质量数变化的核子平均结合能1.1.2中子与原子核的反应在核反应堆中，通过中子撞击原子核产生裂变反应。中子与原子核的反应可分为散射反应和吸收反应两大类，裂变反应即属于一种吸收反应。散射反应指中子与原子核碰撞后，中子的能量和运动方向产生变化，原子核的成份不改变。根据碰撞前后中子能量的变化，散射反应可分为弹性散射和非弹性散射。对于弹性散射，中子把一部分或全部动能传给原子核，原子核的内能不变，整个系统动量守恒。显然，被撞核的质量越接近中子，中子损失的能量越多。对于非弹性散射，入射中子的一部分动能转变为原子核的内能，使核处于激发态，随后发出γ射线，返回基态。只有在入射中子能量足够大时才会使碰撞成为非弹性的。中子在介质中发生弹性和非弹性散射，直至中子的平均能量与介质原子的平均能量相等，这个过程称为慢化。介质原子或分子一直处于热运动状态，其平均动能取决于介质温度，故称为热能，具有这种平均热能的中子称为热中子。常温下（20℃）热中子最可几能量是0.025ev，对应的中子运动速度为2200m/s。吸收反应指中子与原子核碰撞后，被原子核俘获，形成一个处于激发状态的复合核，其激发能等于中子的动能和中子在复合核中的结合能之和。如果激发能很大，复合核便分裂成两部分（称裂变碎片），并以巨大的速度往不同方向飞去，同时放出数个中子，这就是裂变反应；如果激发能不足以使复合核裂变，则复合核通过释放等粒子失去多余能量返回基态，称辐射俘获反应。辐射俘获反应放出的粒子有射线、粒子、质子等，分别称为（n,）反应、（n,）反应和（n,p）反应。通常以中子反应截面来表示上述各种核反应的几率大小。一个原子核与入射的一个中子发生核反应的几率称为微观截面，以表示，单位是靶恩（barn），1靶恩=10-24cm2。对于中子与原子核的各种反应，相应有散射截面s、俘获截面c、裂变截面f、吸收截面a。因为吸收反应包括裂变反应和辐射俘获反应，所以吸收截面等于俘获截面与裂变截面之和，即a=c+f。中子反应截面的大小与原子核种类及入射中子能量有关。只有少数物质的原子核（如U23592、U23392、Pu23994）在较低能量的中子轰击下能发生裂变反应，其中仅U23592是以自然形式存在的，它在天然铀中占0.712%。目前运行的核反应堆绝大多数以U23592作为核裂变材料，即核燃料。U23392和Pu23994则分别是由Th23290和U23892在反应堆中俘获中子后转换成的新的核裂变材料。天然铀中占99.3%的是另一种同位素U23892，它仅对高能中子发4生裂变反应，其裂变截面也比较小。另外U23892在某些中子能区内俘获截面有一些峰值，称为共振吸收。图1.2给出了铀同位素微观截面随入射中子能量变化的曲线。图1.2铀同位素的微观截面在实际中通常需要知道中子与单位体积内某种给定素核之间的反应概率，称之为宏观截面，用Σ表示：N其中σ为微观截面，N为核密度。如果σ的单位为靶恩，N的单位为1/cm3，则Σ的单位为1/cm，可见宏观截面的物理意义是中子行走单位长度路程中与原子核发生反应的几率。我们把1/Σ记为，称之为平均自由程，它表示粒子在靶物质中连续两次相互作用之间穿行的平均距离。单位体积内中子数与中子速度（常采用中子的平均速度）之积，称为中子通量。中子通量表示在单位时间内穿过与其速度矢量方向垂直的单位面积的中子总数。中子通量通常用Φ表示。这样，原子核与中子之间反应率的基本公式是：s)cm/3（次反应率核反应堆中的中子按其能量可分为快中子（E＞0.1MeV）、中能中子（1eV＜E＜0.1MeV）和热中子（E＜1eV）。裂变中放出的中子能量大部分为1～2MeV，属于快中子，由图1.2可见在这个能量区域内中子与235U核发生裂变的几率很小，因而必须把中子减速到热中子能量，即需要经过一个慢化过程。使中子慢化的物质称慢化剂，中子在慢化剂中与其原子核碰撞发生弹性散射，动能逐渐减小。慢化剂的慢化性能可以用一个中子能量从快中子降到热中子所需的平均碰撞次数来表征。显然，平均碰撞次数越少，慢化性能越好。当然，慢化剂还应具有较小的中子吸收截面，以减少中子的损失。核反应堆中常用的慢化剂有水、石墨和铍。表1.1列出了各种慢化剂的慢化性能。表1.1慢化剂的慢化性能慢化剂氢H2O氘D2OBeBeOC平均碰撞次数(从2MeV降到0.03eV)181925358610311451.1.3核裂变如前所述，裂变反应指一个重核分裂成两个较小质量核的反应，它一般由一个核吸收一个中子引起。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核，复合核经过很短时间（约10-14秒）的极不稳定的激化核阶段，然后分裂成两个主要碎片，同时放出数个中子和一定的能量。裂变反应是核反应堆中最重要的一种反应。U23592裂变反应式为：能量n2.43XXnU2123592其中X1和X2表示裂变碎片。U23592裂变反应时，会形成60余种不同的碎片，这些碎片通过衰变产生约250种不同的核素，称为裂变产物。裂变碎片的质量分布见图1.3。图中曲线呈现出两个明显的峰，分别位于质量数95和140附近，而分裂成质量数恰好相等的两半的几率很小，大约只占0.01%。裂变碎片会发生一系列的衰变，具有很强的放射性，主要是和射线，其中有些核素半衰期较长，给核燃料后处理带来困难。图1.3235U裂变碎片出现的概率曲线图1.4裂变中子能量对于U23592，每次裂变平均放出2.43个中子。这些中子的能量分布在从热能直到15Mev左右的区域，见图1.4。绝大部分中子是在裂变的瞬间放出的，称瞬发中子，另有约0.65%是由裂变产物在衰变过程放出来的，称为缓发中子。缓发中子虽然份额很小，但由于它的平均寿期长达12s，因而增加了每代中子的平均寿命，使得反应堆功率变化速度变慢，从而有可能对裂变反应进行控制。U23592每次裂变反应释放约207MeV能量，其分布形式见表1.2。其中大部分为裂变碎片的动能，它们在核燃料内转换成热能，以热能形式出现。由于中微子几乎不与堆内任何物质作用，这部分能量（12MeV）无法利用。一般计算近似认为U23592可利用的裂变能为200MeV，其中约97%分配在燃料内，不到1%能量（主要是射线）逸出而被堆的屏蔽层吸收，其余能量分配在堆内的冷却剂和结构材料内。在裂变能中，约有4%～5%是裂变产物衰变过程中放出的和射线能量，其释放有一段时间延迟，即使在停堆后仍然存在（随时间呈指数衰减），因此反应堆在停堆后仍然需要维持冷却和屏蔽。表1.2U23592裂变释放能的形式6能量形式能量，MeV发射时间裂变碎片动能168瞬发裂变中子动能5瞬发瞬发γ能量7瞬发裂变产物γ衰变能量7缓发裂变产物β衰变能量8缓发中微子能量12缓发总计207根据上述分析，堆芯内单位体积核燃料的释热率（功率密度）为：qv=0.97fNEf式中——中子通量；f——U23592微观裂变截面；N——核燃料内U23592核密度；Ef——每次裂变放出的能量（可利用），约等于200MeV。U23392和Pu23994的裂变反应与U23592类似，这两种核燃料可由其他元素在反应堆中俘获中子产生：PuNpUnU23994β23993β2399223892UPaThnTh23392β23391β2339023290能通过俘获中子生成裂变物质的元素称为可转换材料，如上式中的Th23290和U23892。如果把可转换材料放置在堆内，可以在初