核动力工程与辐射科学

核动力工程与辐射科学（上）匡波bkuang@上海交通大学核科学与工程学院2012年第三章核电站与反应堆(B)3.4核能发电原理“反应堆”-“Pile”,-Reactor

世界第一座链式核裂变装置是费米在美国芝加哥大学的足球场西看台下建造的，慢化材料采用了石墨，核裂变材料被放在其中，由于石墨被堆成一个堆，故称为“反应堆”。

实际上应该称为又称为“原子锅炉”，或“原子炉”。第一个反应堆“Pile”核电厂的反应堆Reactor“原子锅炉”能量转换机械能动力装置汽轮机发电机核能电能蒸汽的动能（热能）核电厂中的能量转换与转递

核能水的热能蒸汽的热能叶轮动（机械）能电能核能如何转变成热能

冷却剂的输热和热量释放燃料芯块到冷却剂的热量传递蒸汽的产生蒸汽热能如何转化成电能

蒸汽在汽轮机中作功转子带动发电机发电3.3

核裂变反应堆原理核裂变反应堆原理反应堆反应堆容器核电站维持自持链式核裂变反应的条件易裂变材料fissilematerial

中子neutron

临界

critical易裂变材料

fissilematerial

燃料棒fuelrod中子

neutron

中子源

裂变产生的中子慢化剂

moderator

使中子慢化的材料冷却剂coolant从核燃料“取热”并带走热量的介质中子吸收材料

neutronabsorbingmaterial控制中子数量的材料反射层

reflector防止中子泄漏的材料反应堆是如何被控制的?维持自持链式裂变反应的条件发生裂变的条件易裂变材料（235U/239Pu/233U

）中子维持裂变的条件－临界影响裂变速率的因素中子：热中子、快中子裂变材料的“浓度”（富集度）周围材料吸收中子的能力维持裂变的条件－临界

临界：产生的中子数=被吸收的中子数系统内中子产生率正好等于中子消失率临界状态系统内中子数会逐渐减少，裂变量也逐渐降低次临界状态系统内产生的中子多于损失的中子，会使裂变率不断增加超临界状态临界质量：能使得反应堆达到临界的燃料装载方式裂变、吸收、泄漏反应堆内的中子来源中子源，仅用于启堆时；裂变，产生中子。中子的利用热中子：热中子反应堆（热堆）快中子：快中子增殖堆（快堆）中子的慢化慢化剂中子的吸收裂变；结构材料；冷却剂；泄漏；控制材料。中子源作用用于提高反应堆启动时的中子通量密度水平，以使源量程核测量仪器能可靠地测出中子通量密度水平，并保证反应堆安全启动组成中子源组件(包括初级源和次级源)；初级源材料为Po-Be源或Cf源，会自发地发射出中子，用于反应堆首次启动；次级源棒由不锈钢包壳、Sb-Be源芯块和上下端塞组成；Sb-Be源是一种稳定源材料，它在反应堆运行期间吸收中子而活化，随后释放出中子，这样，在反应堆低中子通量密度期间(如换料后启动时)起中子源作用。反应堆能实现控制的决定性条件！！裂变产生的中子快中子（>0.1MeV）99.3%瞬发中子0.65%缓发中子裂变后百万分之一秒左右放出；能量约在1

2MeV范围内，速度为14000

20000km/s慢中子(<0.1eV)裂变后几分钟的时间内逐渐释放出来平均能量约在0.5MeV左右热中子易发生裂变的中子－热中子快中子Fastneutron慢中子慢化剂慢化剂moderator轻水、重水、石墨等常用慢化剂用于使中子减速的材料称为慢化剂H2OD2O核电站常用的0.025eV慢中子，又称为热中子(thermalneutron)碰撞减速1～2MeV0.025eV石墨易裂变材料fissilematerials在任意能量的中子作用下发生核裂变反应，这些核素称为易裂变核素：铀-235铀-233钚-239钚-241在天然铀中，铀-235只占约0.72%铀-238约99.28%鈣铀云母铜铀云母慢化剂moderator作用通过“碰撞”使高能中子慢化（减速），主要通过弹性散射反应来实现；提高裂变发生概率。选择慢化剂的基本条件散射截面（概率）大；吸收截面（概率）小，即不易俘获中子。常用材料普通水、重水、石墨等。功能流过燃料表面，带走核裂变产生的热量（输热）；同时使核燃料棒得到冷却（换热）。选择冷却剂的基本条件传热性能好；吸收中子能力小；价廉；最好可以兼作慢化剂：慢化功能好。种类

选择标准水：普通水（轻水堆）、重水（重水堆）；液态金属：

液态金属钠、钠-钾合金、铅-铋合金（快堆）；气体：二氧化碳、氦气（石墨气冷堆、高温气冷堆）。冷却剂coolant中子吸收材料neutronabsorbingmaterial功能吸收多余的中子调节功率停堆选择吸收材料的基本条件吸收中子能力大调节能力强种类控制棒：银-铟-镉合金；可燃毒物：三氧化二钆、硼玻璃等；可溶毒物：硼酸。反应堆内装载的核燃料足够产生一年所需的能量，如何控制这些核燃料不是在短时间内全部裂变，而是在一段时间（如：一年、18个月）内逐渐发生裂变呢？KEY:控制中子反射层reflector功能将许多逃出堆芯的中子散射回来，以减少中子漏失；使用反射层可以降低易裂变核素的临界质量。选择反射层材料的基本条件中子散射能力大。种类反射层可以使用和慢化剂同样的物质；在许多商用反应堆中，用水作慢化剂和反射层兼作冷却剂。控制棒燃料组件反应堆反应堆是如何被控制的

核燃料的点火

中子源启动，发出自由中子，引发链式反应。反应堆的停止

大量的中子被可裂变材料以外的材料吸收掉后，链式反应就不能延续反应性控制（功率调节）

反应性控制是指控制反应堆偏离临界的程度

3.4反应堆的类型反应堆的类型

分类的方法按能量产生的原理分：裂变堆、聚变堆；按冷却剂种类分：轻水堆、重水堆、气冷堆、液态金属堆、熔盐堆等；按慢化剂种类分：轻水堆、重水堆、石墨堆；按引起裂变的中子能量分：热（中子）堆、快（中子）堆；按系统设计的先进性分：第一代、第二代、第三代、第四代反应堆；按反应堆的用途分：商用电站堆、试验堆、同位素生产堆、军用堆、海水淡化堆、供热堆、陆上堆、船用堆、增殖堆。常见反应堆类型

热中子反应堆（0.025～0.1eV）轻水堆LightWaterReactor(LWR)压水堆PressurizedWaterReactor(PWR)沸水堆BoilingWaterReactor(BWR)石墨慢化轻水冷却堆（石墨水冷堆）RBMK重水堆

HeavyWaterReactor(HWR，eg.CANDU堆)气冷堆

Gas-CooledReactor,GCR(石墨气冷堆；高温气冷堆HTGR)

快中子增殖堆（＞1MeV）FastBreederReactor(FBR)钠冷快堆；铅冷快堆；气冷快堆。已有的动力反应堆类型水冷堆特点：慢化能力强，传热性能好(

)电厂热能参数低(x)气冷堆特点：电厂热能参数高(

)慢化能力弱，传热性能差(x)快堆特点：燃料利用率高(

)电厂热能参数高(

)技术成熟性较差(x)

水冷堆（中子:

0.025MeV）轻水堆压水堆沸水堆重水堆

气冷堆（中子:

0.025MeV）石墨气冷堆高温气冷堆*

快中子增殖堆（中子:＞1MeV

）钠冷快堆热堆3.5

反应堆基本结构

核电站巡游堆芯核燃料组件控制棒组件和驱动机构反应堆压力容器和堆内构件反应堆冷却剂系统核电站巡游蒸汽发生器反应堆汽轮机安全壳（压水堆）核电站厂房

安全壳厂房汽机厂房核辅助厂房

燃料厂房

压水堆的组成

压水堆本体结构

堆芯

堆内构件

压力容器

控制棒驱动机构

反应堆冷却剂系统堆芯的特征

堆芯形状

圆柱形

方形

堆芯布置

立式

卧式

冷却剂流道

管束型（eg.PWR/BWR）

排管型（eg.CANDU）

多孔介质型（eg.HTGR）

燃料组件

排列形式：正方形、三角形

数量：15

15

、17

17、8

8等。堆芯

作用

核裂变链式反应的区域压水堆本体结构控制棒驱动机构堆芯筒体出口接管上封头下封头入口接管压力容器堆芯吊兰上栅格板堆芯支撑部件围板下栅格板堆内构件堆芯(活性区)功能反应堆的心脏产生自持链式核裂变反应以热能形式释放裂变能组成核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成，通常还含有可转变核素；慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有；控制材料：控制中子数：控制棒组件；可燃毒物；可溶毒物。冷却剂：吸收热量，并带出堆芯。中子源组件：控制棒燃料组件压力容器中子源组件的作用：反应堆点火之用，以缩短反应堆启动时间，并确保启动安全压水堆堆芯堆芯堆腔换料中新堆装料反应堆的组成燃料芯块控制棒燃料组件安置核材料的物体—燃料棒；冷却燃料棒和带走能量的载体—冷却剂；使中子慢化的物体—慢化剂；控制中子数量，即控制功率的物体—控制棒。冷却剂（慢化剂）人口控制棒控制棒组件燃料芯块燃料棒燃料组件燃料组件燃料芯块功能含裂变材料的混合物体燃料的铀-235含量低浓缩铀：铀-235的富集度为2~5％（压水堆)天然铀：铀-235的富集度为0.72％（重水堆）中等浓缩铀：铀-235的富集度为12~30％（快堆)(钚：由铀-238吸收中子产生)芯块材料和结构材料金属铀铀混合物粉末烧结成的二氧化铀陶瓷芯块（PWR等）陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料（HTGR）铀、钚混合氧化物燃料（MOX燃料）含裂变材料铀-235的含量每个陶瓷芯块为直径约1cm，高度约1cm圆柱体压水堆燃料

裂变物质：U235

燃料富集度：2~5%

物理形态：UO2陶瓷核燃料U235U238压水堆燃料组件燃料棒的排列15×15或17×17棒束长:约3~4m燃料棒的排列：15×15或17×17燃料元件与燃料组件燃料元件燃料组件堆芯燃料布置快堆GG1G1G1G1G2G2G2G2G2G2G2G2N1N1N1N1N1N1N1N1N2N2N2N2N2N2N2N2RRRRRRRRSSSSSSSSSSSSSSSSS压水堆（热堆）堆内构件

Internals堆芯吊兰上栅格板下栅格板堆芯支撑部件围板

作用：承载、定位、分隔/导向流体。

组成：上部组件（压紧组件）；下部组件（吊兰组件）。压力容器

PressureVessel

用于放置堆芯及对内构件；

防止放射性物质外逸的承压设备；

在核电站的寿期中一般“永不更换”。压力容器控制棒组件控制棒驱动机构

功能控制反应堆中的中子数；调节功率；终止核裂变反应。

控制材料类型控制棒

银-铟-镉合金材料，可移动。硼酸溶液——化学补偿控制

通过改变溶于冷却剂中硼酸浓度来补偿慢的反应性变化。控制棒组件驱动杆控制棒驱动机构

ControlRodDriveMechanism,CRDM作用使控制棒上下运动或保持在某一高度的机电结构类型磁力提升式（核电站）磁阻马达式（潜艇）组成驱动杆部件钩爪部件耐压壳部件磁轭部件棒位指示部件控制棒组件及控制棒驱动机构控制棒驱动机构控制棒组件控制棒导向管功能和要求控制反应堆中的中子数量；控制中子数量的材料叫做控制材料或称中子吸收体，被放在燃料棒束之间；使用吸收中子能力很大的材料；调节功率；终止核裂变反应。控制材料类型控制棒银-铟-镉合金材料，可移动可燃毒物固定在堆内用于在反应堆装料初期吸收中子硼酸溶液可缓慢地调节中子的浓度控制棒与控制材料控制棒驱动机构功能流过燃料表面，带走核裂变产生的热量同时使核燃料棒得到冷却通过换热器（蒸汽发生器，SG）将热量传个其他回路名称反应堆冷却剂系统

reactorcoolantsystem(RCS)核蒸汽供应系统

nuclearsteamsupplysystem(NSSS)一回路系统

primarysystem组成冷却剂

coolant冷却剂管道

coolantpipe反应堆冷却剂泵

reactorcool