第十章核动力反应堆技术

第十章：核动力反应堆技术核反应堆工程概论一、概况1、核能：裂变能和聚变能（其能量形式为热能）2、核能的利用：不可控的核反应：炸弹（裂变、聚变均已实现）可控的核反应：核反应堆（裂变已经商业化，聚变处于研究阶段）核反应堆是核能和平利用的重要装置。二、核反应堆的分类1、按用途分类：实验堆、生产堆、动力堆2、按中子能量分类：热中子堆、中能中子堆、快中子堆3、按核燃料分类固体燃料反应堆、液体燃料反应堆4、按慢化剂和冷却剂分类轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆三、动力反应堆的类型1、压水堆（PWR）2、沸水堆（BWR）3、重水堆（HWR）4、气冷堆（HTGR、THTR、HTR）5、快中子增值堆（LMFBR、GCFR）1、压水堆（PWR）2、沸水堆（BWR）3、重水堆（HWR）4、气冷堆（HTGR、THTR、HTR）5、快中子增值堆（LMFBR、GCFR）6、低温供热堆（HR）四、新型反应堆的分类和简介1、近期新型反应堆2、远期新型反应堆1、近期新型反应堆（1）先进型压水堆有美国发展的APWR、欧洲发展的EPWR、中国发展的AC－600等都属此型，是在压水堆基础上加以改进，达到或基本达到新的“用户要求”的先进堆型。先进型沸水堆（ABWR）是在已有的沸水堆的基础上，由美国、日本联合发展并在日本建立了示范站的先进堆型，目前在日本已经建立了2座，还有几座在计划建造中，它是一种先进而又现实的沸水堆。非能动简化先进沸水堆（SBWR）是美国GE和日本东芝、日立公司联合发展的一种安全、简单的沸水堆，它采用全功率自然循环，取消了主循环泵并简化了安全系统，是一种很有前途的先进反应堆。1、近期新型反应堆（2）供热反应堆是近年发展起来的可建在城市附近的安全性很好的专供热式反应堆，对提高城市环境卫生、改善城市能源结构方面很有意义，它在中、俄、加、瑞、法等国获得了相当的发展。高温气冷堆被认为是安全性好，能满足高温特殊用途，极具发展前途的先进堆型，我国已于2000年建成清华大学10MW高温气冷实验堆。快中子增值堆以它能增值核燃料，有效地防止铀资源枯竭的威胁，及能燃耗在热中子反应堆中产生出来的长半衰期核废料等的优点，在核能工业的发展和保护环境方面占有重要的地位。是中期发展的主力堆型。2、远期新型反应堆（1）聚变反应堆：是指主要靠轻原子（氘、氚、氦等）合成，释放大量结合能并加以利用的反应堆。目前，瞬时的、断续的聚变反应已经实现。聚变－裂变堆：是聚变反应堆和裂变反应堆组合的装置，在聚变反应堆达不到能量自给时，这种装置具有重要的实用价值。其结构原理为，在装置中心设置聚变堆，外围是裂变堆，聚变产生的中子逸出到裂变堆即可参与裂变反应、释放裂变能量，作为聚变能的补充。2、远期新型反应堆（2）能量放大器：这是一种在20世纪末才提出来的一种新型能源装置，它是一个质子加速器和裂变反应堆的组合装置。加速器使质子获得高能量，高能质子被引入裂变反应堆，轰击重原子核，使重核崩溃，造成大量中子逸出，这些逸出的中子在裂变反应堆中引发裂变放出大量裂变能。这种装置是脉冲式工作的，每发出质子束，到反应堆内就造成一个脉冲，而在未注入质子时，反应堆则处于次临界状态下因而是十分安全的。由于重核可以被“击碎”，因而放射性废物处理的问题（核能发展面临的重要问题之一），也有了光明的前景。结束