第一章 核反应堆类型

第一章核反应堆类型主要内容概述1压水堆PWR2沸水堆BWR3重水堆45气冷堆钠冷快中子堆6舰船用核动力反应堆7特殊用途的小型核反应堆8第三代反应堆和第四代反应堆9核技术应用与辐射防护核能应用的历程、现状1941年12月到1942年12月，费米领导一批物理学家在芝加哥大学斯塔克运动场的西看台下，成功地建造了世界上第一座核反应堆，发出了200W的电，解决了受控自持链式反应的众多技术问题，这标志着原子能时代的到来。图\世界上第一座核反应堆核技术应用与辐射防护1951年12月，美国利用它的“增殖一号”快堆产生的高温蒸汽，带动发电机发出200kW的电，从此核能的应用掀开了新的篇章。1954年，前苏联建成了世界第一座核电站。英国和美国分别于1956年（克得霍尔，CalderHall）和1959年（宾州船运港，Shipping-port）建成原子能发电站。核技术应用与辐射防护1954年问世的世界第一座试验性核电站（莫斯科附近）核技术应用与辐射防护20世纪60年代初到70年代初是核电发展的黄金时期。1979年美国宾州三哩岛事故和1986年前苏联切尔诺贝利核电站事故使得人们更加冷静地对待核能，世界各国更加重视核电的安全，在核电安全上投入了大量的资金，使核电的安全性得到了进一步保证，促进核能利用事业进一步向前发展。1979年3月28日，美国宾州哈里斯堡东南16公里处三哩岛核电厂2号反应堆发生放射性物质外泄事故，导致电厂周围80公里范围内生态环境受到污染。这是人类发展核电以来第一次引起世人瞩目的核电厂事故，对社会生活、舆论和世界核能利用的发展都曾带来重大影响。美国宾州三哩岛核电站核技术应用与辐射防护据世界银行统计，到2004年9月28日，在世界上31个国家和地区，有439座发电用原子能反应堆在运行，总容量为364.6百万千瓦，约占世界发电总容量的16%。法国建成59座发电用原子能反应堆，原子能发电量占其整个发电量的78%；日本建成54座，原子能发电量占其整个发电量的25%；美国建成104座，原子能发电量占其整个发电量的20%；俄罗斯建成29座，原子能发电量占其整个发电量的15%。核反应堆发展历史•实验示范阶段（1946-1965）-------第一代核能系统•高速发展阶段（1966-1980）-------第二代核能系统•滞缓发展阶段（1980-2000）-------第三代核能系统良性循环：改进技术，降低成本及大规模出口这一时期基本形成了目前世界核电的格局美国：压水堆Model212、Model312，Model314，Model412、Model414；沸水堆（BWR）法国、日本、韩国：Model412、System80等标准核电站美国-苏联引导核电发展第二世界国际积极跟进英国，法国：原型天然铀石墨气冷堆核电站加拿大：天然铀重水堆核电站1973，1979年两次石油危机1979年3月美国三哩岛事故雪上加霜1986年苏联切尔诺贝利核电事故致命一击要求更安全的第三代核电站，第三代核能系统应运而生。核技术应用与辐射防护我国于1991年建成第一座原子能发电站（秦山），包括这一座在内，现在投入运行的有9座发电用原子能反应堆，总容量为660万千瓦，占国家发电总量的比重很小，不仅远低于欧美发达国家的水平，而且与东亚相邻国家、地区相比，也存在相当大的差距。1995年日本和韩国的原子能发电占总发电量的比重分别是30%和36.2%，台湾地区是31%，而我国大陆只有1.29%。核技术应用与辐射防护图秦山核电站外景秦山30万千瓦核电站，自1991年12月15日并网发电以来，已安全运行十多年，累计发电200多亿度。核技术应用与辐射防护秦山2期的一些资料1960198020002020204020602080Generation1ShippingportPWRUSSR-1（50-60built）Generation2Generation3OperatingPWR（PWR，BWR，CANDU，WWER）Generation4AP1000,EPR?FirstreactorsCurrentReactorsAdvancedReactorGenIVREACTORS反应堆发展历史本章主要知识点掌握反应堆的基本工作原理了解反应堆的分类了解核电厂基本工作原理核物理基础中子与原子核的相互作用中子截面核裂变过程链式裂变反应中子与原子核的相互作用中子中子是组成原子核的核子之一，它的静止质量稍大于质子的静止质量。中子不带电荷，因此在靠近原子核时不受核内正电的斥力。中子与原子核的相互作用中子在原子核外存在时是不稳定的，其回通过β衰变转变成质子，半衰期为10.3min。在热中子反应堆中，瞬发中子寿命约为10-3～10-4s，因此可以不考虑中子的不稳定性问题。中子与其它粒子一样具有波粒二重性。它的波长随能量的降低而变长。在反应堆物理分析中，将中子当作粒子来描述。中子与原子核的相互作用中子的能量不同，它与原子核相互作用的概率、方式也就不同。在反应堆物理分析中，通常按中子能量大小将它们分成三类：快中子E0.1MeV中能中子1eVE0.1MeV热中子E1eV中子与原子核的相互作用中子与原子核相互作用机理根据中子与靶核相互作用结果的不同，将中子与原子核的作用分为两大类：(1)散射包括弹性散射和非弹性散射。(2)吸收包括辐射俘获、核裂变、(n,α)和(n,p)反应等。中子与原子核的相互作用中子的散射散射时入射粒子是中子，与靶核作用后放出的粒子仍然是中子。散射是在热中子反应堆中使中子慢化的主要核反应过程。(1)非弹性散射具有阈能的特点。在现代碰撞理论中是分子碰撞时能发生指定态-态反应所需的最低能量值(th)(2)弹性散射所有能量范围中子都可能发生。中子与原子核的相互作用中子的吸收由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对反应堆内中子的平衡起着重要作用。(1)辐射俘获(n,γ)AX1nA1X*A1XZ0ZZ由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘获一个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆设备维护、三废处理、人员防护带来不少困难。中子与原子核的相互作用(2)(n,p)、(n,α)反应(n,p)反应的一般反应式AX1nA1X*Z0Z半衰期很短，不会造成环境污染(n,α)反应的一般反应式AX1HZ11A1*A34ZXZ2X2HeAX1nZ010B1n7Li4He5032在低能区，这个反应的截面很大，所有该反应广泛地用作热中子反应堆的反应性控制材料中子与原子核的相互作用(3)核裂变反应堆内最重要的核反应。一些核素，如233U，235U，239Pu在各种能量的中子作用均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大。通常把它们成为易裂变核素。中子与原子核的相互作用235U裂变反应的一般反应式235U1n236UA1XA2Y1n200MeV92092Z1Z20中子截面在反应堆的物理计算中，为了定量地计算中子核原子核的相互作用情况，必须引入一些特定的物理量。(1)微观截面微观截面σ是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量。它的单位是m2。在实际应用中，通常用“巴恩”(巴，b)为单位。根据中子与原子核作用原理，反应截面则有散射截面(弹性散射截面、非弹性散射截面)、吸收截面(辐射俘获截面、裂变截面等)。seinatfn,sa(2)宏观截面微观截面Σ是表示一个入射中子与单位体积内所有靶核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也表征一个中子在介质中穿行单位距离与靶核发生相互作用的概率的大小。它的单位是m-1。现仍习惯于使用cm-1为单位。(3)截面随中子能量的变化核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质。低能区：吸收截面随中子能量的减小而逐渐增大。中能区：许多重元素核的截面出现许多共振峰，这个区域也称为共振区。快中子区：该区的截面通常很小。微，观裂变截面σf在热能区裂变截面σf随中子能量的减小而增加其截面值很大。例如当中子能量为0.0253eV时，35U的σf＝583.5b。因而，热中子反应堆内的裂变反应本上都是发生在这一能区。且基2俘获－裂变比α235U核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐射俘获反应变成236U。辐射俘获截面与裂变截面的比值通常用α表示：f核裂变过程核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作用的过程，是核反应堆的工作基础。1、裂变能量的释放根据结合能公式可以算出，实验上也已测出，235U核一次裂变大约释放200MeV的能量，其中裂变碎片的动能约占总释放能量的80％。裂变能量的绝大部分在对内转变为热能。能量形式能量/MeV裂变碎片的动能168裂变中子的动能5瞬发γ能量7裂变产物γ衰变7裂变产物β衰变8中微子能量12总共207裂变产物的衰变β和γ射线的能量约占总裂变能量的4％～5％，它们是裂变碎片在衰变过程中发射出来的，即这部分能量释放是有一段时间延迟的。因而停堆后，仍然会有衰变热量产生，仍需进行冷却和屏蔽。这种停堆后衰变余热的导出是反应堆安全研究中重要的问题之一。2、裂变产物核裂变反应的另一个重要结果就是生成裂变碎片和放出中子。核裂变绝大多数裂变成两个碎片。对于热中子裂变来说，目前已发现80种以上的裂变碎片。裂变碎片质量数的范围大约分布在72～161之间。在裂变产物种有些裂变产物有着非常长的半衰期和很强的放射性，例如129I的半衰期长达1.6×107年，这就给反应堆乏燃料的储存、运输、后处理和最终安全处置带来一系列困难。一座1000MW核电站年产这类核废料约35kg，随着核能的发展，乏燃料逐渐积累，如何处理这些长寿期高放射性的问题将非常严峻。这是目前核能发展有待解决的重大问题之一。3、裂变中子核裂变反应放出的中子数和裂变方式有关。在实际计算中采用平均中子数，用γ(E)表示。235(E)2.4160.133E239(E)2.8620.135E链式裂变反应在适当的条件下，核裂变中子会引起周围其它裂变同位素的裂变，如此不断继续下去，这种反应过程称为链式裂变反应。如果每次裂变反应产生的中子数目大于引起核裂变所消耗的中子数目，那么一旦在少数的原子核引起裂变反应之后，就不再依靠外界的作用而使裂变反应不断地进行下去，这样的裂变反应过程称为自续链式裂变反应。裂变核反应堆就是一种能以可控方式产生自续链式裂变反应的装置。＝系统内中子的产生率系统内中子的总消失（吸收泄漏）率effk有效增殖因数keff一个核反应堆能否实现自续的链式裂变反应，取决于裂变、非裂变吸收和泄漏等过程中中子的产生率和消失率的平衡关系。Keff＝1时，系统内中子产生率等于消失率，裂变反应以恒定的速率不断进行下去，这种系统称为临界系统。Keff1时，系统内中子数目随时间而不断衰减，裂变反应是非自续的，这种系统称为次临界系统。Keff1时，系统内中子数目将随时间不断增加，这种系统称为超临界系统。当反应堆的尺寸为无限大时，中子的泄漏率便等于零，这时增殖因数将只与系统的材料成分和结构有关。通常，把无限大介质的增殖因数称为无限介质增殖因数，以K∞表示。系统内中子的吸收率k＝系统内中子的产生率对于实际的有限大小的反应堆，中子的泄漏是不可避免的。定义中子的不泄漏概率Λ为＝系统内中子的吸收率系统内中子的吸收率系统内中子的泄漏率则kkeff反应堆维持自续链式裂变反应的条件是k1keff对于由特定材料组成和布置的系统，它的无限增殖因数大于1，那么这种系统定可以通过改变反应堆芯部大小，选择一个合适的芯部尺寸，恰好使k∞Λ等于1，从而使反应堆处于临界状态，这时反应堆芯部的大小称为临界大小。反应堆基本工作原理核燃料在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称为核燃料。核燃料中必须含有铀－235、铀－233、钚－239三种易裂变核素中的一种或两种。易裂变核素任何能量的中子都能引起核裂变的核素称为易裂变核素。U-233U-235P