核反应堆技术及核能应用

（3）超高温气冷反应堆 使用陶瓷球来包装核燃料 （如我国HTR－10），组成反 应炉的核心，而且燃料球可以一
个一个地更换，所以比较安全，
但重新处理它们却很昂贵。绝大 多数这种反应堆使用氦作为冷却
气体，氦不会爆炸，不会很容易
地吸收中子而变得有放射性，也 不会溶解有放射性的物质。
图6-14 超高温气冷反应堆制 氢示意图
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中国先进研究堆效果图 中国先进研究堆功率为60MW，具有安全性能好，技术指标先进， 多用途的特点。它是21世纪我国核科学技术可持续发展的重点研究设 施之一，是国家核科技总体实力和水平的重要标志，是进行中子散射 和核物理研究的先进设施，除了可大规模生产多品种、高比活度的放 射性同位素，进行核电燃料组件、材料的辐照考验和研究外，还可为 单晶硅中子掺杂、中子活化分析、中子照相、中子治癌、放射性计量 标准件建立等工作提供先进的设施。
慢化系统
反应堆
屏蔽系统
控制与保护系统
辐射监测系统
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堆芯中的燃料： 反应堆的燃料是可裂变材料。 自然界天然存在的易于裂变的材料只有U-235，它在 天然铀中的含量仅有0.711％，而另外两种同位素U-238和 U-234各占99.238％和0.0058％，均不易裂变。除了U-235 外，可用作裂变材料的还有两种利用反应堆或加速器生产 出来的U-233和Pu-239。用这些裂变材料制成金属、金属 合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。
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图6-13 超临界水冷式反应堆发电示意图 核技术应用与辐射防护
（2）整合式快中子反应堆 20世纪80年代科学家建造、测试并评估了一个整合式 快中子反应堆，后在20世纪90年代由于克林顿政府的要求 而被弃置。这种反应堆会将用过的核燃料回收，因此只产 生很少的核废料。
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图6-2 石墨反应堆堆芯
该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。
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2．反应堆的分类、结构和特点
反应堆的结构形式千姿百态，根据燃料形式、冷却剂 种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造 成各类型结构形式的反应堆。
按能谱分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和 快堆；按冷却剂分有轻水堆（即普通水堆）、重水堆、气 冷堆和钠冷堆，其中轻水堆又包括压水堆和沸水堆两种； 按用途分有研究实验堆、生产堆和动力反应堆等。
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图6-10 以石墨气冷反应堆为核 心的核电站
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⑤快中子堆 采用钚或浓缩铀作燃料，不用慢化剂，根据冷却剂的不 同分为钠冷快堆和气冷快堆。中国实验快堆工程在2002年8 月15日实现主厂房顺利封顶，2009年6月预期达到临界， 2010年将并网发电。
图6-11 快中子堆结构原理 核技术应用与辐射防护
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（7）液态钠冷快堆 液态钠冷快堆是快中子钠冷却反应堆，钠的出口温度 约为550℃，通过钠－钠和钠－水热交换器产生高温蒸汽发 电。液态钠冷快堆能利用现有的裂变材料和可转换材料作 燃料。
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核反应堆的发展过程
►►奥地利女科学家丽丝· 迈特纳（1878~1968）提出了铀核 裂变的概念，并指出裂变能放出能量； ►►为了能持续地放出核能，匈牙利物理学家利奥· 西拉德 （1898~1964）最先考虑了链式反应发生的可能性； ►►1939 年约里奥· 居里夫妇等人，通过实验发现一个铀核 （U – 235）裂变会释放出2～3 个中子，用实验证实了链式 反应的可能性；
§6.1 核反应堆、核能利用与核武器
6.1.1 核反应堆 核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应或核 聚变反应，从而实现核能－－热能转换的装置。 从能量的产生方式看，核反应堆可以分成裂变反应 堆和聚变反应堆两大类。目前世界上有大小反应堆上千 座，绝大多数属于裂变反应堆，而聚变反应堆由于技术 原因，尚处于发展过程中。
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（6）气冷快堆 气冷快堆是快中子 氦冷反应堆。这种堆型 采用闭式燃料循环（堆 芯为锕系元素混合物颗 粒燃料，制成棱柱块或 板状燃料组件，通过完 全的再循环，长寿命的 放射性废物的产生量很 低）。氦气冷却剂出口 温度高，可用于发电、 生产氢或高效率处理热。
图6-15 气冷快堆发电示意图
图6-8 重水堆结构原理图
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图6-9 加拿大的坎杜堆
加拿大的坎杜堆所用燃料组件
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秦山核电站三期（重水堆，与加拿大联营）
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④石墨气冷堆
石墨气冷堆发展了三代，第一代以石墨作慢化剂，二氧 化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360 ℃，是 英、法两国为商用发电建造的堆型之一；第二代为改进型气 冷堆，仍然以石墨为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，但核燃料 用的是浓度为2～3%的低缩度铀－235，出口温度可达670℃。 第三代为高温气冷堆（气体的温度达到750℃以上），由于 技术复杂，现在还不成熟。
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（3）动力反应堆 动力反应堆可分为舰船动力堆和商用发电反应堆。 核动力舰船（如核潜艇）通常用压水堆做为其动力装 置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、 重水堆、石墨气冷堆和快堆等。
法国的核潜艇
大亚湾核电站
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①压水堆
是最具竞争力的堆型，约占61%。 ►►用普通水作慢化剂和冷却剂，价格 低廉；
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切尔诺贝利核电站的石墨慢化压力管式沸水堆
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③重水堆 在动力堆中约占5%。
用重水作慢化剂和冷却 剂，用天然铀作燃料，这是 重水堆的最大优点，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 水中重水很少。目前达到商 用水平的重水堆只有加拿大 开发的坎杜堆，我国目前也 建设了一座重水堆核电站。
图6-2 罐式研究实验堆
图6-5 重水研究实验堆 101堆，1958年首次达到临界
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游泳池式研究实验堆控制室
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中国实验快堆 ：热功率65MW，电功率为20MW。这是我国“863”高 技术计划“九五”重大项目之一。快堆核电工程可将铀资源的利用率 从压水堆电站的1%左右提高到60%--70%，将为我国核能持续发展奠定 基础。
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清华大学的10兆瓦高温气冷反应堆 的压力壳（HTR-10）
HTR-10厂房
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10兆瓦高温气冷反应堆的燃料 （HTR-10）
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（4）小型密封可运输式自主反应堆 在美国是首要研究项目之一，它是一种相当安全的 增殖反应堆。 （5）钍反应堆 在这种特殊的反应堆中，钍-232可以转变为铀-233， 因此可以用比铀储量更丰富的钍来制造铀-233。铀-233 相对于铀-235来说有一些优点，它产生的中子更多，并 且产生更少的长半衰期核废料。印度的巴巴原子研究中 心和甘地原子研究中心建造的KAMINI反应堆就使用铀233作燃料。
图6-3 BNL的石墨研究反应堆（BGRR） 核技术应用与辐射防护
对于罐式研究实验堆，由于 较高的工作温度和较大的冷却剂 流量只有在加压系统中才能实现， 因此，必须采取加压罐式结构。 对于重水研究实验堆，由于 重水的中子吸收截面小，所以允 许采用天然铀燃料，它的特点是 临界质量较大，中子通量密度较 低。如果要减小临界质量和获得 高中子通量密度，就用浓缩铀来 代替天然铀。
中国原子能科学研究院的零功 率装置 核技术应用与辐射防护
石墨研究实验堆 均匀型研究实验堆 固体慢化剂研究实验堆 游泳池式研究实验堆
罐式研究实验堆 重水研究实验堆 快中子实验堆 ……
核技术应用wenku.baidu.com辐射防护
石墨研究实验堆中比较有代表性的是布鲁克海文国家 实验室（BNL）的石墨研究反应堆（BGRR），如图6-3所 示。它是二次大战后在和平时期美国建造的第一台反应堆， 开始时用天然铀作为燃料，1958年起采用浓缩铀－235，反 应堆功率20兆瓦，中子的最大流量约为2×1013 cm-2 s-1，主 要任务是为科学实验提供中子，改进反应堆技术。
为了防止裂变产物逸出，一般 燃料都需用包壳包起来，包壳材料 有铝、锆合金和不锈钢等。
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控制与保护系统中的控制棒和安全棒： 为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸 收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒 用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链 式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。
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（1）研究实验堆 研究实验堆是指用作实验 研究工具的反应堆，它不包括 为研究发展特定堆型而建造的、 本身就是研究对象的反应堆， 如原型堆、零功率堆、各种模 式堆等。研究实验反应堆的实 验研究领域很广泛，包括堆物 理、堆工程、生物、化学、物 理、医学等，同时，还可生产 各种放射性同位素和培训反应 堆科学技术人员。
►►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；
►►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 借助蒸汽发生器产生；
图6-6 压水堆结构原理图
►►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2～4%）作核 燃料。
图6-2 石墨反应堆堆芯 核技术应用与辐射防护
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瑞士洛桑联邦理工学院（EPFL）内的小型研究型核反应堆 CROCUS的堆芯
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冷却系统中的冷却剂： 为了将裂变产生的热导出来， 反应堆必须有冷却剂，常用的冷却 剂有轻水、重水、氦和液态金属钠 等。
压 水 堆
慢化系统中的慢化剂：
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►►1941年12月到1942 年12月，费米领导一批物理学家 在芝加哥大学斯塔克运动场的西看台下，成功地建造了 世界上第一座核反应堆，发出了200 W的电，解决了受 控自持链式反应的众多技术问题。
图6-1 世界上第一座核反应堆 核技术应用与辐射防护
1．反应堆的组成
堆 芯 冷却系统 反射层
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山东海阳核电站 压水堆，2台200万千瓦机组，中国最大的核电站
②沸水堆 在动力堆中约占24%。
图6-7 沸水堆结构原理图
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，并直接进 入气轮机发电，无需蒸汽发生器， 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。
由于慢速中子更易引起铀-235 裂变，而裂变出来的中子是快速中 子，所以有些反应堆中要放入能使 中子速度减慢的材料，称为慢化剂， 一般慢化剂有水、重水、石墨等。
重 水 堆
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反射层： 反射层设在活性区四周， 它可以是重水、轻水、铍、石 墨或其他材料。它能把活性区 内逃出的中子反射回去，减少 中子的泄漏量。 屏蔽系统： 反应堆周围设屏蔽层，减 弱中子及γ辐射剂量。 辐射监测系统：
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（2）生产堆 生产堆主要用于生产易裂变材料 或其他材料，或用来进行工业规模辐 照。 生产堆包括产钚堆、产氚堆、产 钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规 模辐照堆，如果不是特别指明，通常 所说的生产堆是指产钚堆。
同位素生产
产钚堆结构简单，堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原 料。中子来源于用天然铀制作的元件中的U-235。U-235裂变中子产额 为2～3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被U-238吸收， 即可转换成Pu-239，平均烧掉一个U-235原子可获得0.8个钚原子。生 产堆也可以用来生产热核燃料氚。用重水型生产堆生产氚要比用石墨 生产堆产氚高7倍。
冷却剂为液态钠，燃料采用闭 式循环，热功率65MW，电功 率20MW。
图6-12 建设中的中国快堆
建成后的快堆
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3．发展中的反应堆技术
（1）超临界水冷式反应堆
超临界水冷式反应堆在水的热力学临界点（374℃， 22.1MPa）以上运行，它的热效率比沸水式反应堆高，同 时还兼具压水式反应堆的安全性，所以，是一种较为先进 的反应堆，但它在技术上遇到的挑战可能比压水堆及沸水 堆都大。