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核电基础知识第一节反应堆物理基础一．原子和原子核1．原子的基本概念世界上任何物质都是由原子组成的。原子是进行化学反应的最小单位。原子是由质量相对较大、体积较小位于原子中心的原子核和绕其高速运转的轨道电子组成。在所有稳定原子中，轨道电子数等于核内质子数，原子作为一个整体是不带电的。当原子得到或失去电子，便会得到或失去负电荷。呈负电性或正电性的原子称为离子。2．原子核的基本概念原子核由A个核子组成（A是核内的核子数，又称质量数），其中有Z个带有正电荷的质子（Z是原子序数，即原子核中质子的数量）和N个（N表示核内中子数，N=A-Z）电中性的中子。任何一个原子核X都可用符号NAZX来表示，例如，Hez42，O1688，U23892146等等。实际上，只要简写为XA，它已足以代表一个特定的核素。原子、原子核、质子、中子、电子等微观粒子的质量非常小，不方便用克或千克作其质量的单位。一般用原子质量单位（u）来表示微观粒子的质量。对原子来说就是原子量。1u是一个碳-12原子质量的十二分之一即1.66056×10-27Kg。质子的静止质量为1.007276u，中子的静止质量为1.008665u，电子的静止质量为0.00054858u。一个质量数为A的原子其原子量近似为A。原子核带正电，电荷量为＋Ze。原子核周围的电子是按一定规律分层排列的，层之间具有能量的差别。电子质子中子图1-1原子结构示意图质子和中子在结合成原子核的过程中要损失一部分质量（质量亏损），这部分质量以能量的形式（E=△mc2）释放出来。反之，要使原子核内质子中子分开，必须施加与之相等的能量，此能量叫结合能。由于能量和质量有内在的联系，在原子物理学中，经常用能量来表示其质量，如1u对应的能量为931.5MeV。二．原子核的放射性原子核内具有特定数目的质子和中子并处于同一能态的一类原子称为核素。某种元素有多少种同位素就有多少种核素。核素有的稳定，有的不稳定。不稳定的原子核，总是自发地以释放出粒子（α、β、n）或γ光子的形式释放能量以逐步达到稳定状态，这个过程称为衰变。在衰变过程中放出粒子和光子的现象叫放射性。具有放射性的核素叫放射性核素。原子序数大于84的核素都有放射性。所有的由一个或多个放射性核素构成的物质叫放射源。三．核裂变裂变现象的发现，引起了人们极大的注意。这不仅是因为在裂变过程中释放出巨大的能量，而且在裂变过程中都伴随着中子的发射。这些中子将使裂变自动地继续下去，形成链式反映，从而使原子能大规模利用成为可能。在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变，而在外来粒子轰击下，原子核才发生裂变的现象成为诱发裂变。1．自发裂变自发裂变的一般表达式XAZ212211YYAZAZ在自发裂变刚发生的瞬间满足如下的关系：A=A1＋A2；Z=Z1+Z2，即粒子数守恒。其中，A1、A2和Z1、Z2分别为裂变产物的质量数和电荷数。自发裂变能Qf,s=TY1(Z1,A1)+TY2(Z2,A2)由能量守恒可以导出：Qf,s=m(Z,A)C2-[m(Z1,A1)+m(Z2,A2)]C2和Qf,s=B(Z1,A1)+B(Z2,A2)-B(Z,A)自发裂变发生的条件：Qf,s0，即两裂片的结合能大于裂变核的结合能。2．诱发裂变能够发生自发裂变的核素不多，大量的裂变过程是诱发裂变，即当具有一定能量的某粒子α轰击靶核A时，形成复合核。复合核一般处于激发态，其激发能超过它的裂变位高垒高度时，那么核裂变就会立即发生。诱发裂变中，中子诱发裂变是最重要的。这是由于中子与靶核没有库仑势垒，能量很低的中子就可以进入核内使其激发而发生裂变。裂变过程又有中子发射，可以形成链式反应。第二节核动力厂反应堆一．核反应堆的基本工作原理自续链式裂变反应是核反应堆的物理基础。当一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出2.5个中子，即第二代中子数目要比第一代多。粗粗看起来链式反应自续下去是不成问题的，但实际情况并非如此。下面以热中子反应堆为例加以讨论。热堆的堆芯由燃料、慢化剂、冷却剂及各种结构材料组成的，因此堆芯中的中子不可避免的有一部分被非裂变材料吸收。此外，还有一部分中子要从堆芯泄漏出去。即使是被裂变材料吸收的中子也只有一部分能引发裂变、产生下一代中子，其余的引发俘获反应，不产生中子，因此，下一代中子数不一定比上一代多。核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便的用有效增殖系数K来表示。它的定义是：K=（系统内中子的产生率）/（系统内中子的消失率）系统内中子的消失率＝系统内中子的吸收率＋系统内中子的泄漏率只要知道了系统的宏观截面和中子通量，中子的产生率和吸收率就可以计算出来。若堆芯的有效增殖系数K=1，则堆芯内中子的产生率等于中子的消失率，堆芯内的链式反应将以恒定的速率不断进行下去，也就是说链式反应过程处于稳定状态，此时反应堆的状态称为临界状态。二．核反应堆的主要类型目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆（PWR），沸水堆（BWR），重水堆（PHWR），高温气冷堆（HTGR）和快中子堆。下表是5种核反应堆的基本特征：堆型中子谱慢化剂冷却剂燃料形态燃料富集度压水堆热中子H2OH2OUO23%左右沸水堆热中子H2OH2OUO23%左右重水堆热中子D2OD2OUO2天然铀或稍加浓缩高温气冷堆热中子石墨氦气(Th，U)O2或UC7%-20%快堆快中子无液态钠（U，Pu）O215%-20%下表为世界核电机组类型统计表（截止到2006年1月25日）1．压水堆(PWR)压水堆最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。四十多年来，这种堆芯得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最先进的一种堆型。压水堆核电站采用稍加浓缩的铀作为核燃料，燃料芯块中U-235的富集度约3％。核燃料是高温烧结的圆柱型二氧化铀陶瓷燃块。柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件。几百个组件拼装成压水堆的堆芯。压水堆的冷却剂是轻水。轻水不仅价格便宜，而且具有良好的热传输性能。所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也作为冷却剂。轻水的明显缺点是沸点低，而要使热力系统有较高的热能传输效率，必须提高冷却剂的系统压力使其处于液压状态。所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。压水堆冷却剂入口水温在300℃左右，堆内压力15.5MPa。下图为压水堆的热力系统示意图。运行机组在建机组关闭机组种类型式机组数%容量MW（e）%机组数%机组数%AGR1483800GCR822840石墨堆LWGR168.6114046.014.25143.6重水堆PHWR419.3209635.7729.21210.3快堆FBR30.710390.314.265.1BWR9078047021沸水堆ABWR421.2525922.628.3017.9PWR214205365317压水堆WWER5360.43587065.41054.21023.1合计44336861124117压水堆核电站的最显著的特点是结构紧凑，堆芯的功率密度大。由于水中的氢原子核与中子相当，每次碰撞时，中子损失的能量最多。因此，在各种慢化剂中，水的慢化能力最强。同时水也是良好的冷却剂，它比热大，导热系数高，在堆内不易被活化，不容易腐蚀不锈钢、锆等结构材料。所以用水作慢化剂和冷却剂。压水堆核电站另一个特点是基建费用低、建设周期短。压水堆核电站的主要缺点是两个：第一，由于水的沸点低，必须采用高压的压力容器，导致压力容器的制造难度和制造费用的提高。第二，必须采用有一定富集度的核燃料。2．沸水堆在压水堆核电站中，一回路的冷却剂通过堆芯时被加热，随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产生蒸汽。那么可不可以让水在堆内沸腾产生蒸汽呢。沸水堆正是为回答这个问题而衍生出来的。下图是沸水堆的示意图：压水堆核电站Steam反应堆主泵冷却水冷凝汽发电机汽轮机与压水堆相比，沸水堆有以下几个优点：直接循环。核反应堆产生的蒸汽直接引入汽轮机，推动汽轮发电机组发电。这是沸水堆与压水堆最大的区别。沸水堆核电站省去一个回路，不再需要稳压器和蒸汽发生器。工作压力可以降低。获得与压水堆同样的温度，只需加压到7MPa左右。堆芯出现空泡。沸水堆堆内有气泡。运行经验的积累表明，在任何工况下慢化剂空泡系数均为负值，空泡的负反馈是沸水堆的固有特性，它使反应堆更加稳定。与压水堆相比，沸水堆有以下几个缺点：辐射防护和废物处理较复杂。功率密度比压水堆小。水沸腾后密度降低，慢化能力减弱。3．重水堆重水堆是指用重水(D2O)作慢化剂的反应堆。按结构分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式。采用压力管式时，冷却剂可以与慢化剂相同也可以不同。压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。压力壳式只有立式，冷却剂与慢化剂相同。重水堆核电站的主要特点是：可以采用天然铀作为核燃料。重水的慢化能力仅次于轻水，但吸收热中子的几率要比轻水低两百多倍，可以直接使用天然铀作为核燃料。比轻水堆更节约铀。约比轻水堆节约20％。可以不停堆更换核燃料。重水堆的功率密度低，同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大10倍左右。重水费用昂贵，约占重水堆基建投资的1/6以上。4．高温气冷堆高温气冷堆是以气体作为冷却剂的气冷堆。高温气冷堆有很广阔的发展前景，但在技术上还没有到达成熟的阶段。5．快中子堆快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要有平均能量为0.1MeV以上的快中子引起的反应堆。快堆是一种增殖堆，从某种意义上来说，是一个既生产电能，又生产核燃料的反应堆。三．压水堆核反应堆本体结构和主系统压水堆核电站主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛的四大部件是堆芯、蒸汽发生器、稳压器和主泵。压水堆的核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块，称之为燃料芯块。燃料芯块中铀-235的富集度约3％，一个一个地重叠的放在锆－4合金管内。这种合金管称之为燃料元件包壳。锆管两端由端塞，燃料芯块完全封闭在锆金属管内，构成细而长的燃料元件。见图：压水堆燃料元件棒。密封的燃料元件构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。这些燃料元件用定位隔架定位，组成燃料组件。将一百多根燃料组件组装在一起，构成了压水堆的堆芯。图：压水堆燃料元件棒图：压水堆压力容器内结构图由燃料组件组装成的堆芯放在一个很大的压力容器内。压水堆的最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换的。控制棒束由上部插入堆芯，在压力容器顶部有控制棒束的驱动机构。作为慢化剂和冷却剂的轻水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形下降段，再从底部下腔室进入堆芯。冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。这些高温的堆芯冷却水从压力容器上部离开反应堆后，经过热管段，进入蒸汽发生器。冷却剂从蒸发器的U形传热管内一次侧流出后，将热量传递给传热管外流动的二次侧工质。此后冷却剂流出蒸发器，经过回路中间管段流到主泵，经过主泵升压后，通过冷段又流到反应堆，形成封闭的冷却剂在其内往返循环的冷却剂回路系统（也称一回路系统）。由于体积膨胀及其它原因，在密闭回路内冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工况不稳定。因此，在反应堆压力容器出口和蒸发器之间的一回路热管段安装有稳压器。稳压器是一个高大的空心圆柱体。下部为水，通过浸泡在饱和水下的电加热器产生蒸汽并浮升到稳压器的上部空间，利用蒸汽的弹性来维持核反应堆冷却剂的稳定压力。第三节AP1000的系统特点1．AP1000概况西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。为了适应电力用户日益增长的电网规模，提高经济性方面的竞争力，西屋公司在AP600的基础上推出了AP1000。2002年3月28日西屋公司向美国NRC提交了AP1000的认证申请。A1000是一种双环路1000MW的压水堆核电机组，AP1000的设计完全建立在AP600已论