核反应堆根据燃料类型分为天然气铀堆.doc

核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的： 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的 原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出23个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子 核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使 水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要 使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料慢化剂热载体控制设施防护装置。 还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。 反应堆的类型很多，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层组成。活性区又由核燃料，慢化 剂，冷却剂和控制棒等组成。现在用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是最具竞争力的堆型（约占61%），沸水堆占一定比例（约占24%），重水堆用的较少 （约占5%）。核心组件：慢化剂核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为中子或中能中子的物质。选择慢化剂要考虑许多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和尽可能低的中子俘获截面；其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，即使不是，在设计中两者也是紧密相关的。应用最多的固体慢化剂是石墨， 其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能，小的中子俘获截面和价廉。石墨是迄今发现的可以采用天然铀为燃料的两种慢化剂之一；另一种是重水。其他种类慢 化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看，重水是更好的慢化剂，并且因其是液体，可兼做冷却剂，主要缺点是价格较贵，系统设计需有严格的密封要求。轻水是 应用最广泛的慢化剂，虽然它的慢化性能不如重水，但价格便宜。重水和轻水有共同的缺点,即产生辐照分解,出现氢、氧的积累和复合。控制棒：在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料（如铪、镝等） 在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价 格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和尺寸变化（肿胀）。银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。压水堆中采用棒束控制，控制材料制 成棒状，每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在1717的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的反应性， 紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止）。冷却剂由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆心带走热量并传给二回路中的工质，使蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻 挡能力的材料进行屏蔽。理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。液态钠(主要用于快中子堆)和 钠钾合金（主要用于空间动力堆）具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点，但是它的热特性不好。重水是好的冷却剂和 慢化剂，但价格昂贵。气体冷却剂（如二氧化碳、氦）具有许多优点，但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高。有机冷却剂较突出的优点是 在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低，主要缺点是辐照分解率较大。应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。屏蔽层为防护中子、射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。对射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好，但价格较高；铅的优点是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属便宜，但密度较小，因而屏蔽层厚度比其他的都大。 来自反应堆的射线强度很高，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆心和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。 中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，通常含硼,有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出射线，因此在中子屏蔽外要有一层射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下，常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。反应堆有哪些堆型？按照冷却剂种类的不同，在工业上成熟的反应堆主要有轻水堆、重水堆和石墨气冷堆三种堆型。轻水堆以净化的普通水作慢化剂和冷却剂。按照运行状况不同，轻水堆又可分为压水堆和沸水堆。石墨反应堆是核裂变反应堆中的一种，也是最常用、最早使用的一种。 石墨具有良好的中子减速性能，最早作为减速剂用于原子反应堆中，铀一石墨反应堆是目前应用较多的一种原子反应堆。链式反应1938年，德国人奥托哈恩和 休特洛斯二人成功地使中子和铀原子发生了碰撞。这项实验有着非常重大的意义，它不仅使铀原子简单地发生了分裂，而且裂变后总的质量减少，同时放出能量。尤 其重要的是铀原子裂变时，除裂变碎片之外还射出2至3个中子，这个中子又可以引起下一个铀原子的裂变，从而发生连锁反应。 然而，天然铀中用于链式反应的铀235只占0.7%，也就是每一千个铀原子当中只有七个是铀，其余的大部分是铀238（占99.2%）。而只有铀235才适合发生链式反应，用慢中子轰击铀235的核，会使其变成二到三种较轻的原子核，同时产生2-3个快中子，于是如何将产生的快中子变成适合使铀235裂变的慢中子就成了一项考验，人们需要找到一种中子减速剂，于是人们发现石墨具有良好的中子减速性。科学原理将大块的立方体的石墨堆砌起来，将核燃料棒插入其中，然后启动反应堆，这样铀235裂变后放出的快中子就会被石墨减速，然后去撞击心的铀235原子核，于是产生链式反应。 石墨反应堆其它方面与其他核电站原理一样，只是减速剂不同，其中石墨、重水是公认的最好的减速剂，因为此两种反应堆的效率较高。经常听到有这样的新闻：美国要求朝鲜、伊朗拆除其石墨反应堆，然后美国为他们建造轻水反应堆；这其中的原因是石墨反应堆中产生的核废料更容易提取核燃料钚，钚可用于制造核弹。沸水堆核电站 沸水堆是轻水堆的一种（轻水堆分为沸水堆和压水堆），沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。 沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。 压水堆的主要特点是：1）用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂，2）为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压 力（水压约为15.5 MPa ）下运行，所以叫压水堆；3）由于反应堆内的水处于液态，驱动汽轮发电机组的 蒸汽必须在反应堆以外产生；这是借助于蒸汽发生器实现的，来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水， 使后者转变为蒸汽（二回路蒸汽压力为67 MPa，蒸汽的温度为275290 ）；4）由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀（铀-235的含量为24%）作核燃料。沸水堆和压水堆同属于轻水堆， 它和压水堆一样，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是在沸水堆内产生蒸汽（压力约为7 MPa），并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，也没有一回路与二回路之分，系统特别简单，工作压力比压水堆低。然而，沸水堆的蒸汽带有放射性，需采取 屏蔽措施以防止放射性泄漏。重水堆是用重水作慢化剂和冷却剂，因为其热中子吸收截面远小于普通水的热中子吸收截面，所以可以用天然铀作为重水堆的核燃料。 所谓热中子，是指铀-235原子核裂变时射出的快中子经慢化后速度降为2200 m/s、能量约为1/40 eV的中子。热中子引起铀-235核裂变的可能性，比被铀-238原子核俘获的可能性大190倍。这样，在以天然铀为燃料的重水堆中，核裂变链锁反应可持 续进行下去。由于重水慢化中子不如普通水有效，因此重水堆的堆芯比轻水堆大得多，使得压力容器制造变得困难。重水堆仍需配备蒸汽发生器，一回路的重水将热 量带到蒸汽发生器，传给二回路的普通水以产生蒸汽。重水堆的最大优点是不用浓缩铀而用天然铀作核燃料，但是阻碍其发展的重要原因之一是重水很难得到，因为 在天然水中重水只占1/6500。为什么核电站不可能发生核爆炸？核爆炸是指核武器或核装置在一瞬间通过铀-235和（或）钚-239的链式反应释放出大量能量的过程。从铀矿开采出的天然铀含铀235只有0.7%左右。生产原子弹时，需要经过复杂的技术过程将铀235的纯度提高到90%以上，而核反应堆的燃料是低纯度的铀235，一般为3%至5%。尽管反应堆的原理与原子弹的原理类似，但就像烈度白酒能够点燃而啤酒不能点燃一样，由于两者铀-235纯度的巨大差异，核电站即使失控也不会像原子弹那样爆炸。核电站如何防止核泄漏？核泄漏是指核反应堆里的放射性物质外泄，造成环境污染并使公众受到辐射危害。核电站反应堆设计采用纵深防御的原则，一般采用三重屏障系统来防止核泄漏：第一道屏障为燃料元件包壳，把核燃料密封起来防止裂变产物进入冷却剂系 统；第二道屏障是压力容器和一回路管道，将带有放射性的冷却剂等密封起来；第三道屏障为厚钢筋混凝土结构或钢制的安全壳，将反应堆、冷却剂系统的主要设备 等包容在内，在设计上能抗地震、龙卷风、大型飞机撞击等。福岛第一核电站事故：2011年3月12日，日本福岛第一核电站发生核泄漏事故，随后核电站厂 房还发生爆炸致4人受伤。日本已宣布全国进入核事故紧急状态。日本原子能资料信息室核燃料循环负责人泽井正子称，福岛第一核电站1号机组应该是发生了堆芯 熔化并导致厂房损坏。可能正发生类似1979年美国三里岛和1986年乌克兰切尔诺贝利核电站泄漏的史上最严重事故。考虑到目前福岛第二核电站的冷却工作 仍无法解决，不得不认为这是非常危险的情况。日本福岛第一核电站面临冷却难题。由于冷却系统因地震发生故障，有的核反应堆温度无法有效降低，其中1号机组情况最为严重。日本有关部门正想方设法进行“降温”处理。福岛第一核电站采用的是沸水反应堆，遇紧急情况停堆后，须启用备用电源带动冷却水循环散热，但地震导致其1号机组的外部供电停止。受海啸等因素影响，应急用柴油发电机也无法运转，堆芯冷却水位急剧下降，堆芯逐渐露出水面，积聚的热量导致燃料熔化。该核电站所属东京电力公司12日称，将利用消防水泵，直接向发生燃料熔化的1号机组注入海水进行冷却。反应堆无法有效降温的一个严重后果就是堆芯熔化，造成放射性物质泄漏。核电站的工作原理是由核能反应器通过原子分裂产生热量把水加热成蒸汽，蒸汽推动 汽机发电，通过汽机做功后再变成成水再循环。核能反应器相当我们日常火电站的锅炉部分，正常运行时由这部分水冷却核能反应器从而保持在设计温度中。这和我 们发电的锅炉一样，如果意外停止供水或中断供水，锅炉就必须立即停止运行，否则锅炉会因为过热而烧毁。 “核心熔毁”又叫堆芯熔毁是指部分产生原子分裂的核能反应器由于不可控意外过热，造成核能反应器熔解，将核电站主要热能产生部分烧毁，为了保证放射物质不 至于大量溢散造成环境的灾难性后果，在核电站设计中都对核心熔毁做了保护性的措施。 “核心熔毁”又叫堆芯熔毁除把核电站大部分设施毁坏