核安全专业实务01.doc

第一章核反应堆工程考试要求：1. 了解核动力厂和其他反应堆的主要类型及基本工作原理2. 熟悉我国核动力厂和其他反应堆的主要系统及功能3. 熟悉反应堆堆本体结构和结构材料的基本安全问题4. 了解核燃料、燃料组件及其结构材料5. 熟悉反应性、反应性控制及反应堆的功率分布和影响反应性的因素6. 熟悉反应堆堆内释热、堆内传热和冷却剂的沸腾7. 熟悉反应堆及其动力装置功率控制的基本概念8. 了解反应堆保护系统的工作原理9. 掌握核动力厂和其他反应堆设计的基本安全要求（多层屏障与纵深防御在核动力厂的具体体现、安全功能和部件分级、单一故障准则、共模/因故障、故障安全、冗余性、多样性、独立性、安全功能、事故防止与动力厂安全特性（对假想初因事件的响应）、内部和外部事件、实物保护、设计验证等。10. 熟悉核动力厂事故分析，严重事故的预防和缓解11. 了解核动力厂防火设计12. 了解核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的应用13. 熟悉核级机械设备与部件的核安全基本要求以及核级仪表、控制和电力系统部件的核安全基本要求14. 掌握核动力厂和其他反应堆运行的基本安全要求（运行限值和条件、运行规程、安全重要物项的维修/试验/检查；堆芯和燃料管理；辐射防护和放射性废物管理；运行经验反馈、核动力厂的改造等）15. 掌握核动力厂和其他反应堆运行的安全管理（核动力厂首次装载核燃料的必要条件、对核动力厂营运单位的组织机构、运行管理者和运行人员的基本要求、对运行规程和管理要求、核事件分级及事件报告制度、对流出物和固体放射性废物管理的监督、核电厂换料/修改和事故停堆的管理、定期安全审查、退役等）16. 了解核动力厂的在役检查和定期试验17. 了解核材料管制18. 熟悉核动力厂营运单位的应急准备和应急响应思考题1. 在核反应堆内快中子慢化的机理是什么？2. 什么是自持链式裂变反应？实现核反应堆临界的条件是什么？3. 在某些类型的反应堆内实现核燃料增值的机理是什么？4. 给出圆柱形均匀裸堆的发热分布规律。说明燃料分区装载、反射层、控制对发热分布的影响。5. 综述五种主要裂变堆堆型，内容包括：堆型名称、核燃料种类、核燃料富集度、慢化剂种类、冷却剂种类、燃料元件形状。6. 说明五种主要堆型中，每一种堆型独有的特点。7. 为什么重水堆可以采用天然铀作为核燃料？8. 钠冷快中子堆内有无慢化剂？为什么快中子堆可以更充分地利用铀资源？9. 简述压水堆堆芯的结构组成。10. 简述压水堆核电站输热系统的系统流程及各回路主要设备。11. 说明停堆冷却系统、安全注射系统、安全壳喷淋系统的功能。12. 说明燃料芯块的释热传输到堆芯以外，所经历的传热过程和相应的传热机理。13. 说明垂直通道内的两相流流型与水平通道内两相流流型的异同。14. 分别说明在流动沸腾中，可能出现的烧干沸腾临界和DNB沸腾临界的沸腾机理。15. 说明“碘坑”形成的机理和对反应堆运行的影响。16. 解释产生燃料温度效应和慢化剂温度效应的原因。说明温度系数T的正负号对于反应堆稳定运行的影响。17. 说明压水堆运行中反应性控制的方式。18. 说明缓发中子的时间特性和它在反应堆功率控制中的作用。19. 说明核反应堆保护系统应具备的安全功能。20. 什么是保护系统必须遵循的单一故障准则？21. 什么是总的安全目标？22. 什么是辐射防护目标？23. 什么是技术安全目标？24. 核动力厂设计时如何实现安全目标？25. 纵深防御概念应用于核动力厂的设计时，可提供多少层次的防护？简要说明每一个层次的目的。26. 简要说明纵深防御在核动力厂设计中的具体体现。27. 为了贯彻纵深防御概念，核动力厂设计中必须尽可能地防止什么？28. 什么是安全功能？三项基本安全功能是什么？29. 如何对核动力厂所有构筑物、系统和部件进行安全分级？30. 如何在核动力厂设计中使共因故障的影响降低到最小程序？31. 什么是安全组合？32. 什么是多重性？33. 核动力厂系统设计采用多样性有何意义？34. 在核动力厂系统设计中如何实现独立性要求？35. 核动力厂对任何假设始发事件的预期响应必须达到什么样的状态？36. 核动力厂设计必须考虑哪些内部灾害？37. 核动力厂设计必须考虑哪些外部自然事件？38. 安全分析中必须采用哪两种分析方法？39. 纵深防御概念如何应用到火灾防护？40. 如何建立防火区的边界？41. 什么是火灾封锁法？42. 什么是火灾扑灭法？43. 概率安全分析通常分为几个级别？44. 概念安全分析建立事件序列的模型时通常采用什么方法？45. 概念安全分析建立系统失效的模型时通常采用什么方法？46. 1级概率安全分析通常用于确定什么风险？47. 2级概率安全分析通常用于确定什么风险？48. 概率安全分析在核安全管理中主要可以应用到哪些方面？49. 核级部件及机械设备与常规机械设备在设计、制造活动及其质量控制与管理方面的基本差别是什么？50. 如何进行部件与设备的核安全分级，部件与设备核安全分级包括的内容是什么？51. 核级部件与机械设备的安全级别与建造规范、标准之间的关系是什么？52. ASME锅炉与压力容器规范第卷和压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M第卷的设计目标是什么？53. 核级机械部件与设备设计的基本核安全要求是什么？54. 什么是压力边界的结构完整性？55. 在核动力厂四种不同的运行工况下核级机械部件与设备的压力边界保持结构完整性的含义是什么？56. 电厂状态和系统运行工况的基本概念是什么？57. 核级机械部件和设备的设计荷载与设计限值、使用荷载与使用限值和试验荷载与试验限值的基本概念是什么？58. 电厂预期运行事件、电厂运行工况、载荷组合以及使用限值之间的关系是什么？59. 核级部件与设备设计的基本步骤有哪些？60. 什么是机械部件与设备的可运行性和功能能力？61. 如何评定机械部件与设备的可运行性和功能能力？62. 核级部件与设备抗震鉴定的目的和方法是什么？63. 核级部件与设备环境鉴定核安全审查的范围、主要内容及验收准则是什么？64. 核级机械部件与设备的基本核安全要求是什么？65. 什么是核动力厂的运行限值和条件？运行限值和条件分哪几类？在制定和修改运行限值和条件上，有哪些主要要求？66. 进行核动力厂的安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查活动有哪些主要管理要求？67. 核动力厂的修改包括哪些方面？进行核动力厂的修改活动，需要哪些主要管理要求？68. 核动力厂运行中的运行含义？69. 核动力厂状态的含义？70. 核动力厂运行状态的含义？71. 核动力厂事故工况的含义？72. 核动力厂正常运行的含义？73. 核动力厂预计运行事件的含义？74. 核动力厂设计基准事故的含义？75. 严重事故的物理过程是什么？76. 严重事故穿便衣把儿一缓解有哪些措施？77. 各类设计基准呑噬的过程有什么特征，主要危害是哪些？为预防及缓解事故对核电厂设计提出了什么要求？78. 何谓核动力厂技术规格书中的安全限值？安全系统整定值？79. 何谓核动力厂技术规格书中的正常运行限制条件？80. 正常运行限制条件由哪几部分组成？81. 何谓核动力厂的运行安全监督？82. 何谓核动力厂营运单位？83. 核动力厂营运单位组织机构的管理职能是什么？84. 请给出核动力厂运行人员职务级别。85. 请给出核动力厂主要调试阶段。86. 请列出核动力厂首次装料的必要条件。87. 请列出核事件分级。88. 请简要给出核动力厂事故停堆管理中的处理程序。89. 核动力厂在役检查的目的是什么？90. 核动力厂在役检查的基础是什么？91. 核动力厂在役检查的设计考虑有哪些？92. 核动力厂役前检查和在役检查的关系是什么？93. 系统压力试验需注意的主要问题是什么？94. 核动力厂在役检查大纲编制和实施的要点是什么？95. 核动力厂定期试验的核安全法规要求是什么？96. 核电厂定期试验大纲以及试验程序的主要内容是什么？97. 核电厂定期试验的主要类型有哪些？98. 核电厂定期试验确定试验周期和频度的要素有哪些？99. 核电厂定期试验大纲有效性监督的主要内容有哪些？100. 核材料管理的目的和基本要求是什么？101. 我国对核材料管制的主要对策是什么？102. 什么是核材料、直接使用核材料和间接使用核材料？103. 核材料衡算概括由哪几部分组成104. 核材料衡算管理分为哪两类核设施？并叙述它们是如何实现核材料衡算控制的。105. 核材料衡算采用闭合平衡的方法，这里的“闭合”和“平衡”是指什么意思？106. 试说明平衡区划分的基本原则是什么？107. 核材料平衡区划分的基本原则是什么？108. 实物保护的基本概念是什么？核材料和核设施的实物保护级别划分的依据是什么？我国将实物保护划分几个保护等级？109. 我国对核设施实物保护的要求是什么？110. 说明设计一个有效的实物保护系统需要哪几个步骤？如何确定实物保护系统的目标？111. 我国核事故应急实物三级管理。请说明是哪三级，它们分别制定什么应急计划？112. 核事故应急状态分几级？列出其名称113. 请说明在核与辐射应急情况下，公众实施隐蔽和撤离的通用干预水平（由防护行动可避免的剂量）为多少？114. 我国国家标准中推荐采用的堆核电厂烟羽应急计划区的内区、外区分别为多少？115. 国家核安全局在颁发核电厂首次装料批准书时对营运单位在应急计划与准备方面的要求是什么？引言l 1942年美国科学家费米在芝加哥大学运行场看台下面的石墨反应堆内，首次实现了原子核链式反应，开创了人类利用核能的新纪元。l 目前已有400余座核电机组投入商业运行，是全世界发电站总发电的17%；l 核能是公认的经济、清洁、技术先进具有广阔发展前景的能源。l 同时三里岛和切尔诺贝利核电站事故也清楚告诉人们核能具有潜在的放射性危险；l 保护人员、社会、环境免受放射性危害是核能发展必须遵循的前提条件。本章小结：第一章由以核动力厂安全为中心的三部分内容组成。首先，从第一节至第七节讲述了核反应堆工程原理，该部分是学习核动力厂安全必备的基础知识。其次，第八节、第十三节、第十四节、第九节、第十七节构成本章的核心内容，分别系统阐明核动力厂设计安全、运行安全、事故分析、严重事故预防与缓解、营运单位的事故应急。该内容是核安全工作者应该掌握或熟悉的专业要求和实施方法。最后，本章的其余各节介绍了核动力厂防火；核动力厂概率安全评价；核部件、设备、系统分级和鉴定；核动力厂在役检查和定期检验；核材料管制和实物保护，便于读者进一步了解或熟悉核动力厂安全的部分专业工业细节，有利于读者深入认识核动力厂安全工作全貌。第一节 核反应堆的基本工作原理l 核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重元素的可控自持链式裂变反应；l 核反应堆由堆芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成；l 核反应堆堆芯是核燃料存放的区域，是核动力厂的心脏，核裂变链式反应就在其中进行；l 链式裂变反应释放出来的能量，绝大部分首先在燃料元件内转化为热能，然后通过热传导、对流传热和热辐射等方式传递给燃料元件周围的冷却剂，再由冷却剂带载到堆芯外，通过动力系统转化为所需的动力。一 中子与原子核的相互作用1、散射反应l 中子与原子核发生散射反应，中子改变了飞行方向和飞行速度。l 散射反应有两种不同的机制，一种称为弹性散射、另一种称为非弹性散射。l 非弹性散射的反应式如下：X(A,Z)+n(1,0)X(A+1,Z)* X(A,Z)*+ n(1,0) ; X(A,Z)* X(A,Z)+；l 能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会逐步减少，这种过程称为中子的慢化；l 在热中了反应堆中，中了慢化主要依靠弹性散射；l 在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与铀238的非弹性散射，能量也会有所降低。2、俘获反应l 俘获反应也称为(n,)反应，中子被原子核吸收后，形成一种新核素，并放出射线；l 一般反应式如下：X(A,Z)+n(1,0)X(A+1,Z)* X(A+1,Z)+l 反应堆内重要的俘获反应有：U(238,92)+n(1,0) U(239,92)+l U(239,92) (-,2-3d) Np(239,93) (-,23min) Pu(239,94),这就是在反应堆内将铀238转化为核燃料钚239的过程；l 类似的反应还有：Th(232,90)+n(1,0) U(233,90)+l Th(233,90) (-,22min) Pa(233,91) (-,27d) U(233,92),这就是将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料铀233的过程；3、裂变反应l 核裂变是堆内最重要的核反应；l 铀233、铀235、钚239和钚241等核在各种能量的中子作用下均能发生裂变，通常被称为易裂变核素；l 而钍232和铀238等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为转换材料；l 目前热中子反应堆内主要采用铀235作核燃料l 铀裂变时一般产生两个中等质量的核，叫做裂变碎片；同时发出平均2.5个中子，还释放出约200MeV的能量。二、核反应截面和核反应率密度核反应截面是定量描述中子与原子核发生反应概率的物理量。1、 微观截面l I=NIX，式中的是比例系数，称为“微观截面”l 微观截面是中子与单个靶发生相互作用概率大小的一种度量，它的量纲是面积。通常采用靶作为微观截面的单位，1靶=10-24cm2；l 为了区分不同的核反应，要给微观截面带上不同的下标，通常用下标s、e、in、f、r、a、t分别表示散射、弹性散射、非弹性散射、裂变俘获、非裂变俘获、吸收和总的作用截面；2、 宏观截面l 工程实践中要处理的是中子与大量原子核发生反应的问题，引入宏观截面；l 宏观截面的定义：=N；核密度N的常用单位是1/cm3，N可用下式计算N=N0（/A）l 宏观截面是中子与单位体积中所有原子核发生相互作用的概率的一种度量；量纲是长度的倒数，常用1/cm为单位。3、 中子注量率与核反应率密度l 核反应率密度是单位时间内在单位体积中发生的核反应的次数；一般用R表示；l 中子注量率（中子通量密度或中子通量）：=nV，其中n为中子密度，即单位体积中的中子数目，V是中子飞行速度；中子注量率是单位体积中所有中子在单位时间内飞行的总路程。l 利用中子注量率和宏观截面就可以计算核反应率密度：R=l 这个公式可以从宏观上了解核反应的强度；4、 截面随中子传递能量变化的规律l 核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质；l 对于许多核素考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性，可以发现大体上存在三个区域：l 首先是低能区（一般指E小于1eV）：在该能区吸收截面随中子能量的减小而逐渐增大，大致与中子的速度成反比，故这个区域也称为吸收截面的1/V区；l 接着是中能区（1eVE104eV以后的区域称为快中子区，那里的截面一般都很小，通常小于10靶，而且截面随能量的变更也趋于平滑。l 铀235、钚239和铀233等易裂变核的裂变截面f随中子能量的变化呈现相同的规律；l 在低能区其裂变截面随中子能量减小而增加，且f值很大。如当中子能量E=0.0253eV时，铀235的f约为583靶，钚239的f为744，因此在热中子反应堆内的核裂变反应基本上都是发生在低能区；l 对于中能区的中子，铀235核的裂变截面出现共振峰，共振能量延伸至千电子伏；l 在千电子伏至几兆电子伏的能区内，裂变截面降低到只有几靶。三、中子的慢化l 核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV；l 要建造低能中子引发裂变的反应堆就一定要设法让中子的能量降下来，这可以通过向堆中放置慢化剂，让中子与慢化剂核发生散射反应来实现。l 必须采用轻元素来做慢化剂，核反应堆中常用的慢化剂有水（氢）、重水（氘）和石墨（碳）等；l 在核反应堆物理中常用慢化能力和慢化比这两个物理量来衡量慢化剂的优劣。l 慢化能力是慢化剂的宏观截面s与每次散射碰撞后中子损失能量的乘积。其值越大，说明中子与慢化剂发生散射的机会越多；越大则说明每次散射中子损失能量越多。两种乘积反映了慢化剂慢化中子的能力；l 慢化比：s/a这个物理量才比较多面地反映了慢化剂的优劣。好的慢化剂不仅应该具有较大的慢化能力，还应该有大的慢化比。l 在几种慢化剂中，水的慢化能力最强，故用水作慢化剂的反应堆芯体积可以做得较小，但水的慢化比较小，这个因为它的吸收截面较大，所以水堆必须用浓缩铀作燃料；l 重水和石墨的慢化比都比较大，因为它们的吸收截面很小，因此重水堆和石墨堆都可以采用天然铀作核燃料；但这两种物质的慢化能力比水要小得多，故重水堆和石墨堆（尤其是后者）的堆芯比轻水堆大得多。l 裂变放出的高能中子（也称为快中子）在慢化到低能的过程中，必须会经过中能阶段。中子慢化到这一能区时必然有一部分被铀238核共振吸收，其余的中子继续慢化。在慢化过程中逃脱共振吸收的中子份额就称为逃脱共振几率，一般用P来表示。l 逃脱共振吸收后的中子继续通过散射反应而慢化，但中子的速度不可能最后慢化到零。当中子的速度降低到一定程度后就与周围介质中的核处于热平衡状态了，慢化过程也就结束了。与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20时热中子的最可小速度是2200m/s，相应的能量是0.0253eV。l 裂变中子慢化为热中子需要经历与慢化剂核的多次碰撞。假设将能量为2MeV的中子慢化到1eV，那么中子必须与水中的氢原子核平均碰撞18次。l 慢化所需的时间称为慢化时间，对于水时间约6E-6s。l 裂变中子慢化为热中子后还会继续在介质中进行扩散，直至被吸收。热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间，在常见的慢化剂中，热中子的扩散时间一般在1E-41E-2s；l 扩散过程要比慢化过程慢得多。快中子的慢化时间和热中子的扩散时间越长，则中子在介质中慢化和扩散时越容易泄漏出去。四、核反应堆临界条件l 裂变反应产生中子的几种结果：被裂变材料吸收、从堆芯中泄漏出去、即使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；l 所以下一代中子数不一定比上一代多，必须具体分析；l 核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数来表示： K有效=（系统内中子的产生率）/（系统内中子的消失率）l 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l K有效=1：堆芯内中子的产生率恰好等于中子的消失率，这样在堆芯内进行的链式裂变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。这时反应堆的状态称为临界状态；l K有效1：堆芯内的中子数目将随时间而不断地增加，这种状态称为超临界状态。l 反应堆能维持自续链式裂变反应的临界条件是：K有效=1。即反应堆处于临界状态。这时核反应堆芯部的大小称为临界尺寸（或临界体积），在临界情况下反应堆所装载的核燃料量叫做临界质量；l 有效增殖系数与堆芯系统的材料成分和结构（如易裂变核素的富集度、燃料与慢化剂的比例等）有关，同时也与堆的尺寸和形状有关。l 中子循环就是指裂变中子经过慢化成为热中子、热中子击中燃料核引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程；它包括若干个环节：n 首先是快中子倍增过程，部分裂变中子由于能量较高（高于铀238的裂变阈能）可引起一些铀238核裂变；n 快中子在慢化过程中要经过共振能区必然有平分中子被共振吸收而损失掉；n 逃脱了共振吸收的中子被慢化成热中子，热中子在擴过程中被堆芯的各种材料吸收，被慢化剂、冷却剂和结构材料等物质吸收造成热中子损失；n 部分被核燃料吸收的热中子很大可能要发生裂变，但也有较小的可能不发生裂变；n 上述讨论尚未考虑中了泄漏的影响。五、核燃料的消耗、转化与增殖l 达到临界的反应堆可以实现自续链式反应，不断地释放出裂变能。这一过程也是核燃料的消耗过程；l 由于堆内存在大量中子和铀238原子核，通过铀238对中子的俘获，新燃料钚239原子核将被生产出来。如果反应堆中新生产出来的燃料的量超过了它所消耗的核燃料，那么这种反应堆就称为增殖堆。l 一个铀235核裂变可以释放出200MeV的能量，相当于3.2E-11J。因此1MW的功率相当于每秒钟有3.12E16个铀235核裂变，每日有2.70E21个铀235裂变。相当于1.05g铀235，这就是说反应堆每发出1MWd的能量需要1.05g铀235裂变。l 考虑到在裂变的同时必要有一部分铀235由于发生(n,)反应而浪费掉（对铀235其f=583靶，r=101靶）因此发出1MWd的能量实际上需要消防的铀235为1.05g（f+r）/f1.23gl 如果考虑在运行过程中产生的钚也能为产生能量做出部分贡献，那么铀235的消耗量还会更小一点。l 有两个因素影响着核燃料的燃耗浓度：在元件尚剩不少铀235（以及运行中生成的钚239）时就不得不换料：n 第一随着可裂变核的消耗反应堆的有效增殖系数K有效会不断下降，当降到1以下时，堆就不能达到临界了，当然也不能再燃烧了；n 第二，反应堆运行时燃料元件处于高温、高压、强中子辐照条件下，元件包壳会受到一定损坏。为防止包壳破损导致的放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中放置的时间是受到严格控制的。l 核燃料燃烧的充分程度常采用燃耗深度这一物理量来衡量。l 在动力堆中它被定义为堆芯中每吨铀放出的能量，其单位是MWd/t铀。注：这里指的铀包括铀235和铀238，并非只是铀235。l 目前商用和军用动力堆均采用铀235作核燃料；l 天然铀中大量存在的铀238并不能作为核燃料来使用，因为热中子不能使其裂变，快中子虽然能引起铀238核裂变，但裂变截面太小。幸好铀238俘获中子后可以变成易裂变同位素钚239，反应堆内的强中子场为铀238转换成核燃料提供了良好条件。l 为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量，记为CR，其定义是：CR=易裂变核的平均生成率/易裂变核的平均消耗率；l 大多数现代轻水堆的转化比约为0.6，高温气冷堆具有较高的转化比，为0.8，因此有时被称为先进转化堆。l 对于轻水堆由于可实现核燃料的转化，最终被利用的易裂变核约为原来的2.5倍。天然铀中仅含有约0.7%的铀235，如果仅采用轻水堆则最多只能利用0.7%2.5=1.75%的铀资源；l 若CR=1，则每消耗一个易裂变核便可以产生出一个新的易裂变核，此时可转换材料（铀-238等）可以在反应堆内不断转换为易裂变材料达到自给自足，无需要给核反应堆提供新的易裂变材料；l 最好是CR1，这时候反应堆内产生的易裂变核比消耗的还要多，除了自给自足还可以拿出一些易裂变材料供应其他的核反应堆使用。能使CR1的反应堆称为增殖堆，CR也被记为BR，称为增殖比；l 以钚239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良有增殖性能，其增殖比可以达到1.2，主要堆型是采用液态金属钠作为冷却剂的钠冷快堆。六、堆内中子注量率分布与展平1、祼堆的中子注量率分布l 裸堆：不带反射层的堆；l 祼堆的中子注量率分布的规律根据波动方程和相应边界条件可求得各种几何形状反应堆的中子注量率分布；l 堆的形状可分为无限平板、长方体、圆柱形和球形；l 比较各种几何形状堆的中子注量率可以看出，总的趋势是相似而相关不大的，堆的中心中子注量率分布比较平坦，随着逐渐向堆边界趋近，中子注量率向下弯曲而下降为零；比较而言球形中子注量率分布弯曲得小点、圆柱形次之、长方体堆弯曲得最厉害。l 因此对于同等体积的堆、球形的中子泄漏最小、圆柱次之、长方体堆中子泄漏最大；l 根据最佳体积和加工制造方面的原因，实际上采用球形的不多，多数是采用圆柱形的反应堆。l 圆柱形均匀堆的热中子注量率分布：在高度方向上为余弦分布、半径方向上为零阶贝塞尔函数分布；l 堆芯内的体积释热率空间分布是随燃料寿期而变化的，在对堆芯做较详细分析时，堆芯体积释热率分布或者中子注量率分布随寿期的变化应由反应堆物理计算得到。2、带反射层反应堆的中子注量率分布l 在堆芯外围增加反射层：减少中子泄漏、节省燃料；使得同样成份的反应堆堆芯的尺寸可以更小；l 有了反射层以后，中子注量率的分布将发生变化；很显然由于有了反射层的反射作用，原来在堆芯边缘地区的中子注量率将会增加，使得中子注量率公布更为平坦了。3、中子注量率的局部效应l 燃料富集度分区布置n 燃料布置对功率分布影响很大。n 压水堆通常把燃料元件以适当的栅距排列成为栅阵并且用不同富集度的燃料元件布置，通常I区的燃料富集度最低的，III区的燃料富集度最高。n 在实际换料程序中并不是一次换全部的料，而是把新换进行的燃料放在III区，原来III区的燃料往里挪到II区，II区的再挪到I区，I区的乏燃料换出来进入乏燃料储存池。n 燃料元件采用分区布置后在半径方向上的功率分布已经不是贝塞尔函数分布了。l 控制棒对中子注量率的扰动n 圆柱反应堆在无控制棒扰动情况下径向是贝塞尔分布，轴向是余弦分布。n 控制棒的布置对功率分布影响也很大，控制棒对反应堆径向和轴向功率为有很大影响。n 由于控制是热中子的强吸收材料，在控制棒附近使得中子注量率下降很多，因此把控制棒布置在反应堆的合适位置可以得到比较理想的功率分布；n 通常控制棒可分三大类：即停堆棒、调节棒和补偿棒。n 停堆棒在正常运行工况时在堆芯的外面，只有在需要停堆的时候才迅速插入堆芯；n 补偿棒是用于抵消寿期初大量的剩余反应性的，在寿期初补偿棒往往插得比较深，而在寿期末随着燃耗的加深，慢慢地拔出来，这样在不同的寿期产生了堆芯功率不同的轴向分布。n 实际上各种不同形状堆的堆内中子注量率并不完全是理想的情况，因为堆内总插有一定数目的控制棒或其他管道，这些控制棒或管道的插入都势必使堆内中子注量率场主发生扰动。n 径向在插控制棒的地方出现了凹陷，轴向在棒插下过程中使余弦的分布凸峰位置移动，位移的情况取决于棒的插入深度。n 实验得知：当棒插入堆芯后轴向的中子注量率峰就开始向下移动；棒不断往堆内下插，轴向的中子注量率凸峰就不断下移，但当中子注量率峰下移到一定位置。棒再继续下插时，凸峰就开始回升，当插入堆底时中子注量率峰又回到了一开始的位置；l 水腔对中子注量率的扰动n 在堆内由于各种原因常常出现水腔或水隙，如充水管道、元件盒间的水隙、控制棒提升、元件盒的换料等；n 这些水腔的出现将严重影响消受中及消受周围的热中子注量率分布（水的良好慢化作用使得水腔中热中子急剧增加而形成热中子注量率峰，因而使得水腔周围的热中子注量率也提高了）n 从安全角度讲要避免这类事件（如控制棒附带挤水棒以防提升后形成水腔等）4、中子注量率展平的重要性l 裂变核反应率密度的强弱取决于堆内中子注量率的水平；l 堆内中子注量率的绝对值与相对分布将直接影响反应堆的功率水平与功率密度的分布，从而间接影响运行安全等；l 活性区任意点的功率密度与该点的中了注量率成正比，堆内中子注量率的为功率密度的分布；l 如果中子注量率的分布不均匀，在中子注量率的峰值处的功率密度最高，而元件的最高发热率或称最大热负荷是受到元件材料的性能与壁温的限制，如果不改善中子注量率分布而只提高中子注量率的绝对值，这种局部过热必然导致该处燃料元件的破裂、烧结等，造成元件事故，危及堆的安全。l 因此提高堆功率水平的有效措施就是在保证最高热负荷不变的情况下，而能提高整个堆的平均中子注量水平；l 要提高堆的平均中子注量率水平，就必须对反应堆的中子注量率为以改善使之更为均匀平坦，即中子注量率展平。5、中子注量率分布的展平方法l 堆芯径向分区装载n 堆芯径向分区装载淸富集度的燃料来实现中子注量率的展平。n 在堆芯中心区域加入富集度较低的燃料或半径较小的燃料棒，在堆芯边缘区域加入富集度较高的燃料或半径较大的燃料棒。l 合理布置控制棒n 用控制棒展平中子注量率更是一般在运行中常用的方法。n 控制棒栅如果布置得宜可靠在堆内形成一个中子注量率分布平坦区，即在原来堆内中子注量率比较高的区域布置控制棒多一些，中子注量率较低的区域布置控制棒少一些；l 引入合理公布的可燃毒物n 如果在中子注量率较高的堆芯中央区域的燃料元件表面涂以相应富集度的可燃毒物，即可以达到中子注量率展平的目的，又可以免除为控制棒下插展平径向中子注量率而造成轴向中子注量率不均匀的缺点。第二节 核反应堆的主要类型l 反应堆根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布、特殊的设计需要等因素，可分成各种不同的类型；l 对于不同类型的核反应堆，其相应核动力厂的系统和设备有较大的差别。l 按功能分类：按用途分有三类：n 研究试验堆：用来研究中子特性，进而对物理学、生物学、辐照防护学以及材料等方面进行了研究；n 生产堆：主要生产新的易裂变材料铀233、钚239和各种不同用途的同位素；n 动力堆：包括军用动力堆（核动力航空母舰、核潜艇、核动力巡洋舰等）和民用动力堆（核电站、民用核动力船、航天核动力推进装置、核动力水下潜器和水下工作站等）两方面n 此外还有通常所称的供热堆、海水淡化堆、制氢堆等l 按照中子能谱分类：n 快中子堆：裂变是由平均能量约为0.25MeV的高能中子引起的，因此堆内不能存有中子慢化剂材料，堆内必须使用加浓的核燃料；n 中能中子堆：存有一定数量的慢化剂，裂变主要是由中能中子引起的，堆内必须使用加浓的核燃料；n 热中子堆：裂变是由平均能量约为0.07eV的低能中子引起的，堆内必须有足够的慢化剂。天然铀、稍加浓铀燃料、铀233、钚239等都可用作热中子堆的核燃料。l 按照慢化剂分类：n 核反应堆内的慢化剂是使中子减速而从快中子变为热中子的物质，慢化剂对热中中子堆的物理性能有显著影响，所以常常按照采用慢化剂的种类来进行了反应堆的分类，如轻水堆、重水堆、石墨慢化反应堆等；n 世界上第一批反应堆大都采用石墨作慢化剂。高强度、高密度、耐辐照、耐高温的石墨直到今天依然在高温气冷堆中扮演着不可替代的角色；n 重水（D2O）是所有慢化剂中中子吸收最弱的材料，同时它的慢化能力却很好，因此不仅可用作慢化剂，而且这种反应堆可用天然铀作核燃料；n 现在大量建造的压水堆、沸水堆都是用轻水（H2O）作为慢化剂，轻水中所含氢的原子核是慢化能力最强的原子核；轻水作慢化剂的反应堆其单位体积可产生的发热功率（功率密度）很高，特别适用于核动力舰船。但轻水作为慢化剂的反应堆也有一些局限： 为提高反应堆的热效率要求冷却剂同时也是慢化剂的轻水，运行在高温条件下。因为一定压力下轻水达到饱和温度以后就要开始沸腾，所以要提高冷却剂温度就必须提高堆芯的压力； 轻水慢化剂本身具有较强的热中子吸收。此外为克服高温水的腐蚀性常选不锈钢这类强吸收热中中子的结构材料，导致轻水堆必须采用加浓铀。 轻水在中子照射下会产生放射性，增加了堆屏蔽防护的要求。l 按照冷却剂分类：n 核反应堆内的冷却剂是带载堆内产生的核裂变能到堆外热力系统的工作介质；n 核反应堆的热工水力学性质主要取决于选用的冷却剂，所以从研究核反应热工水力学的角度常常按照冷却剂来划分核反应堆的类型；n 气冷反应堆：CO2冷却和He气冷却；n 轻水冷却反应堆：压水堆和沸水堆；n 重水冷却：重水反应堆；n 液态金属冷却：钠冷、铋冷、锂冷、铅铋合金冷却反应堆l 按照核燃料分类：n 通常按照核燃料中铀235等易裂变核素的加浓程度即富集度，把核反应堆分成天然铀燃料堆、稍加浓铀燃料堆、加浓铀燃料堆几种类型。l 还可以按照核反应堆的运行参数划分出高压堆、中压堆、低压堆；分出高温堆、低温堆；l 按照核反应堆的结构形式划分出压力壳式或压力管式堆；划分出立式或卧式；l 按照核燃料的形态划分出固体燃料堆、流态燃料堆和半流态燃料堆等；l 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（LMFBR）五种堆型。l 核反应堆的基本特征：燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路以及该种堆型的主要特点等。五种主要堆型的主要特征：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天然铀或销加浓铀高温气冷堆热中子石墨氦气（Th,U）O2或UC7%20%或90%快中子堆快中子无液态钠(U,Pu)O215%20%一、压水堆l 压水堆（PWR）最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型，现已民为技术上最成熟的一种堆型；l 压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料，燃料芯块中铀235的富集度约3%；l 核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块，将其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，组件横断面边长约20cm，长约3m。几百个组件拼装成压水堆堆芯。堆芯宏观上为圆柱形；l 压水堆的冷却剂是轻水（价格便宜且有优良的热传输性能）其不仅作为中子的慢化剂同时也用作冷却剂；l 要使轻水堆的热力系统有较高的热能转换效率，核反应核就有高的堆芯出口温度，而轻水有一个明显的缺点，就是沸点低，要获得高的温度参数就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态；l 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一般在290左右，出口水温330左右，堆内压力15.5MPa，如大亚湾。l 冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统是冷却剂回路的压力边界，它们都被安置在安全壳内称之为核岛；l 蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。传递管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回的水变成280左右的、6-7MPa的高温蒸汽；蒸汽发生器是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备；l 从蒸汽发生器产生的高温蒸汽流出汽轮机带动发电机组发电。余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器通过三回路排放到最终热阱江、河、湖、海或大气。l 从20世纪60年代第一代商用堆核电站诞生以来，压水堆的发展和它的燃料元件一样都经历了几代的改进。l 压水堆的单堆功率由18.5万kW增加到130万kW，热能利用效率由28%提高到33%，堆芯体积释放率由50MW/m3提高到约100MW/m3，燃料元件的燃耗也加深了大约3倍。l 为减少基建投资和降低发电成本，目前一座反应堆只配一台汽轮机，随着反应堆功率的增加，汽轮机也越造越大。130万kW核电站的汽轮机长达40m，配上发电机整个汽轮发电机组长56m。l 压水堆核电站最显著的特点是：在已建、在建和将建的核电站中压水堆占64%左右。n 结构紧凑、堆芯的功率密度大；（水作为慢化剂的特点决定：比热大、导热系数高，在堆内不易活化、不容易腐蚀不锈钢、铅等结构材料）n 经济上基建费用低、建设周期短；n 主要缺点之一：必须采用高压的压力容器（压力容器的制作难度和制作费用高）n 主要缺点之二：必须采用一定富集度的核燃料l 压水堆发展的历史原因：n 压水堆的发展有军用堆的基础；n 工业上有使用轻水的长期经验；n 核工业的发展为压水堆所需的浓缩铀准备了条件；n 压水堆技术上已成熟l 压水堆核电站的发展为其燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计制造走向标准、系统化的方向发展；下一步的研究开发工作是进一步提高其安全性和经济性。二、沸水堆l 沸水堆与压水堆同属于轻水堆家族，都使用轻水作慢化剂和冷却剂、低富集度铀作燃料，燃料形态均为二氧化铀陶瓷芯块，外包锆合金包壳；l 堆芯内共有约800个燃料组件，每个组件为88正方排列，其中含有62是燃料元件和2根空的中央棒（水棒）；l 沸水堆燃料棒束外有组件盒以隔离流道，每一个燃料组件装在一个元件盒内。具有十字形横断面的控制棒安排在每一组四个组件盒的中间；l 冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14%（重量）变成蒸汽，为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽水-分离器和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒只好从堆芯下方插入；l 堆芯具有一个冷却剂再循环系统，流经堆芯的水仅有部分变成水蒸汽，其余的水必须再循环，一般设置两台再循环泵，每台泵通过一个联箱给10-12台喷射泵提供驱动流，带动其余的水进行再循环。冷却剂的再循环量取决于向喷射泵流水率，后者可由再循环泵的转速来控制；l 沸水堆与压水堆一样，采用相同的燃料、慢化剂和冷却剂等，注定了沸水堆也有热效率低。转化比低等缺点；l 与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有以下几个不同的特点：n 直接循环：省去一个回路，不再需要昂贵的、压水堆中易出事故的蒸汽发生器和稳压器，减少大量回路设备；n 工作压力可以降低：由压水堆的15MPa左右下降到沸水堆的7MPa左右，这使系统得到极大地简化，能显著地降低投资；n 堆芯出现空泡：堆内有气泡，堆芯处于两相流状态。运行经验表明在任何工况下慢化剂反应性空泡系数均为负值，空泡的反应性负反馈是沸水堆的固有特性。它可以使反应堆运行更稳定、自动展平径向功率分布，具有较好的控制调节性能等。l 与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是：n 辐射防护和废物处理较复杂；只有一个回路反应堆内流出的有一定放射性的冷却剂被直接引入蒸汽轮机，导致放射性物质直接进入蒸汽轮机等设备，使得辐射防护和废物处理变得较复杂。汽轮机需要进行屏蔽，使得汽轮机检修时困难较大；检修时需要停堆的时间也较长，从而影响核电站的设备利用率；n 功率密度比压水堆小：水沸腾后密度降低，慢化能力减弱，因此沸水堆需要的核燃料比相同功率的压水堆多，堆芯及压力壳体积都比相同功率的压水堆大，导致功率密度比压水堆小；l 由于相应缺点的存在，到1997年年底世界上已经运行的沸水堆核电站机组有93个，仅占世界核电总装机容量的23%；但随着技术的不断改进沸水堆核电站性能越来越好，尤其是先进沸水堆（ABWR）。其经济性和安全性等方面有超过压水堆的趋势；三、重水堆l 重水堆是指用重水（D2O）作慢化剂的反应堆；l 按结构可以分为压力管式（冷却剂可以与慢化剂相同也可不同）又可分为立式（压力管是垂直的，可采用加压重水、沸腾轻水、气体或有机物冷却）和卧式（压力管水平放置，不宜用沸腾轻水冷却）和压力壳式（只有立式，冷却剂与慢化剂相同，可以是加压重水或沸腾重水）（燃料元件垂直放置，与压水堆或沸水堆类似）；l 在这些不同的重水堆中，加拿大发展起来的以天然铀为核燃料、重水慢化、加压重水冷却的卧式压力管理式重水堆现在已经成熟；l 8字形回路中与压力管相接的两台蒸汽发生器和两台冷却剂循环泵连同相关管路共同构成一回路冷却剂系统。作为冷却剂的重水与慢化剂无交混地在压力管内循环流动，带走堆内热量；l 压力管外的排管容器中充满作为慢化剂的重水，并与慢化剂冷却系统相连；l 重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似，是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷瓷块，这种芯块也是放在密封的外径约为十几mm长约500mm的锆合金包壳管内构成棒状元件；由37到43是数目不等的燃料元件棒组成长约500mm、外径100mm左右的燃料棒束组件；l 反应堆堆芯是由几百根装燃料棒束组件的压力管排列而成；l 重水堆压力管水平放置，管内有12束燃料组件，构成水平方向尺度达6m的活性区；l 作为冷却剂的重水在压力管内流动以冷却燃料元件，为防止重水过热沸腾必须使压力管内的重水保持较高的压力；l 压力管是随高压重水冲刷的重要部件，是重水堆设计制造的关键设备；l 作为慢化剂的重水装在庞大的反应堆容器（称为排管容器）内；l 为防止热量从冷却剂重水传出到慢化剂重水中，在压力管外设置一条同心的管子，称为排管，在两管之间充入气体作为绝热层，以保持压力管内冷却剂的高温，避免热量散失；同时保持慢化剂处于要求的低温低压状态；l 同心的压力管和排管贯穿于充满重水慢化剂的反应堆排管容器中，排管容器则不承受多大的压力；l 控制棒插入排管容器内排管之间，在这种低温低压重水慢化剂内可上下左右方向运行，因此与在高温高压水内运行的压水堆控制棒相比，更加安全可靠；l 重水堆核电站的特点：n 中子经济性好可以采用天然铀作为核燃料；（重水最大优点是它吸收热中子的几率比轻水要低两百多倍，使得重水的“慢化比”远高于其他慢化剂）（不用建设浓缩铀厂）n 中子经济性好，比轻水堆更节约天然铀；（剩余中子可以用来使铀238转变成钚239，比轻水堆节约天然铀20%）；n 可以不停堆更换核燃料；（使用天然铀后备反应性少，需要经常将烧透的燃料元件卸出堆外，补充新燃料）；n 重水堆的功率密度低；（中子慢化能力低、使用天然铀）n 重水费用占基建投资比重大；（20t天然重水中含有3kg重水，重水费用高，约占重水堆基建投资的六分之一以上；n 轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重（轻水堆热容量小，失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大地升高）（重水堆重水装载量大，总的热容量大，事故只局限在个别压力管内。由于冷却剂与慢化剂分开，失水事故时