6-反应堆技术及核能利用

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。常用的 慢化剂包括石墨、重水和轻水。
重水堆
（5）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。
图6-1 石墨反应堆堆芯模型
（6）屏蔽层 为防护中子、γ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。常用的材料有钢、铅、混凝土和含B材料等。
图6-1 石墨反应堆堆芯模型
（7）辐射监测系统 辐射监测系统能监测并及早发现放射性泄漏情况，以保 证反应堆的正常运行。 （8）压力壳 压力壳是安置反应堆并承受 巨大运行压力的密封容器，又称
反应堆压力容器。由于压力壳所
慢化剂 冷却剂 控制棒
（1）核燃料 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0.720％，而另外两种同位素U-238和 U-234各占99.274％和0.0055％，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
普通水作慢化剂和冷却剂，不同 的是蒸汽在沸水堆内产生，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
图6-6 沸水堆结构原理图
汽带有放射性，需采取屏蔽措施 以防止放射性泄漏。
切尔诺贝利核电站的石墨慢化压力管式沸水堆
② 重水堆(HWR) 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
气冷堆
液态金属冷却堆 均匀堆 按堆芯结构分类 非均匀堆
生产堆
按用途分类 动力堆 研究实验堆
生产Pu-239、氚以及放射性同位素
生产电力、提供热能，或为船舶、航天器等提供动力 用作实验研究工具的反应堆
（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
就必须用浓缩铀来代替天然铀。
图6-4 重水研究实验反应堆（中国） 即101堆，1958年6月13日首次达到临界，
安全运行50年后，于2008年11月25日关
闭
④ 快中子实验堆 快中子实验堆在运行过程中能够形成完整的核燃料闭合 式循环，可使铀的资源利用率提高至60%以上，而且产生的 核废料极少。贫铀、乏燃料、低品位的铀矿、海水里的铀等 都可以成为快中子实验堆的燃料来源。
为33%。
压水堆－－液态高压轻水做冷却剂 沸水堆－－轻水的蒸汽做冷却剂
轻水堆
（a）压水堆(PWR)
是最具竞争力的堆型，约占60%。 ►►用普通水作慢化剂和冷却剂，价格
低廉；
►►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
核技术应用与辐射防护
第六章 反应堆技术及核能利用
引言
重核的感生裂变和轻核的聚变过程所释放出的巨大 能量习惯上称为核能。核能的发现和利用是核科学对人 类社会的最重要贡献之一 ！ 核能利用的两种方式：
（1）以不可控裂变或聚变反应为特征的核武器技术；
（2）以受控裂变或聚变反应为特征的核能发电技术、核 能推进技术、核能供热技术等，这些都是基于核反应堆 的核能应用技术，有时也将它们总称为动力型核技术。
（3）冷却剂 冷却剂是将裂变反应产生的热量导出来的工作介质， 是唯一既在堆芯中工作又在堆外工作的一种反应堆成分， 这就要求冷却剂必须在高温和高中子通量场合工作稳定。 理想的冷却剂应具有良好的慢
化中子能力，有较大的传热系数和
热容量、抗氧化以及在中子辐照下 不会产生很高的放射性。常见的冷
却剂有轻水、重水、二氧化碳、氦
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。 为了防止裂变产物逸出，燃料一般都需用包壳包起来， 包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。
燃料棒组件
（2）控制棒 为了控制裂变链式反应的速率在一个预定的水平上，
或在紧急情况下停止链式反应，反应堆中安装了用于吸收
核能利用的历史沿革 1932年，英国物理学家查德威克发现了中子，为人 类提供了打开核能利用大门的一把钥匙。
4 2
He Be C n
9 4 12 6 1 0
1939年，费米发现利用中子轰击铀核能产生中等重量 的元素，居里夫人的女儿伊伦娜居里进行了类似的研究， 但得到了不同的反应产物。
费米
伊伦娜居里和约里奥居里
1939 年，居里夫妇等人通过实验 发现一个铀-235核裂变会释放出2～3个 中子，用实验证实了发生裂变链式反应 的可能性。
1941年12月到1942年12月，费米领导一批科学家在美 国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，尽管该反应堆仅发出了200 W的电， 但它解决了受控裂变链式反应的众多技术问题，标志着核 能时代的到来。
大亚湾核电站
专用的多目的堆并不常见。
① 轻水堆(LWR) 轻水堆是目前技术最成熟、应用最广泛的堆型，全球运
行的以及在建的反应堆中，轻水堆的占有率达80%。
优点：体积小，结构和运行都比较简单，功率密度高， 单堆功率大，造价也低廉，建造周期短和安全可靠。 缺点：轻水吸收中子的几率比重水和石墨大，因此不能 直接使用天然铀为燃料，此外，轻水堆的铀利用率较低，仅
图6-7 重水堆结构原理图
建设了一座重水堆核电站。
加拿大的坎杜堆和使用的燃料组件
秦山核电站三期（重水堆，与加拿大合作）
③ 石墨气冷堆(GGR) 石墨气冷堆发展了三代：
第一代气冷堆以石墨作慢化剂，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， 但核燃料用的是纯度为2～3%的低缩度U-235，出口温度可达670℃，英国 曾经建立了这种堆，但技术问题较多，前途暗淡； 第三代为高温气冷堆（气体的温度达到750℃以上），采用陶瓷颗粒
气、液态金属钠（或钠－钾合金） 等。
压水堆
（4）慢化剂 由于慢中子（或热中子，速率约为2200 m/s、能量约为 1/40 eV）更易引起U-235裂变，而裂变反应放出的中子几乎
都是快中子，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。 选择慢化剂的首要因素是核特性， 要有良好的慢化性能和低的中子俘获截 面；其次是价格、机械特性和辐照敏感
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。
中国原子能科学研究院的零功 率装置
研究实验堆的种类
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
罐式研究实验堆 重水研究实验堆 快中子实验堆 ……
Pu-239的原料。生产堆也可以用来生产热核燃料氚，重水
型生产堆的产氚量要比石墨型生产堆产氚高7倍。
（3）动力堆 动力堆包括为舰船、航天器等提供动力的推进堆、为 发电而建造的发电堆和为海水淡化、取暖等提供热能的多 目的堆。
法国的核潜艇
核动力舰船（如核潜艇、核
动力航母）等通常用压水堆作为 其动力装置。商用规模核电站使 用的反应堆主要有轻水堆、重水 堆、石墨气冷堆和快中子堆等。
中子治癌、放射性计量标准件建立等工作提供先进的设施。
（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
容纳的反应堆堆芯放射性极强， 故在材质、制作、检验及服役检 查等方面都严格的多。
6.1.2 反应堆的分类及特点
表6-1 反应堆的分类
快中子堆 按中子能量分类 中能中子堆 热中子堆 轻水堆 重水堆 有机堆 按冷却剂和慢化剂分类 石墨堆 中子能量大于1 MeV，简称快堆 中子能量大于0.1 eV小于0.1 MeV 中子能量大于0.025 eV小于0.1 eV 压水堆和沸水堆 压力管式重水堆和压力容器式重水慢化轻水冷却堆 重水慢化有机冷却堆 石墨水冷堆和石墨气冷堆 天然铀石墨堆、改进型气冷堆、高温气冷堆和重水慢化气 冷堆 熔盐堆和钠冷快堆 核燃料与慢化剂、冷却剂均匀混合 核燃料与慢化剂、冷却剂呈非均匀分布，按要求排列成一 定形状
图6-3 BNL的石墨研究反应堆（BGRR）
② 罐式研究实验堆
罐式研究实验堆的工作温度较高，冷却剂流量较大，
这只有在加压系统中才能实现，因此，反应堆必须采取加 压罐式结构。
罐式研究实验堆
③ 重水研究实验堆
在重水研究实验堆中，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，
借助蒸汽发生器产生；
图6-5 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，因此必须
使用低浓缩铀（U-235的质量分数为2～4%）作核燃料。
山东海阳核电站效果图及施工现场
压水堆，2台200万千瓦机组，中国最大的核电站
（b）沸水堆(BWR) 在动力堆中约占24%。
沸水堆和压水堆一样，也用
图6-1 世界上第一座
核反应堆（油画）
6.1 反应堆的基础知识
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，从而实现核能向热能转换的装置。
裂变核反应堆（主导） 能量 产生 方式 聚变核反应堆（研究中）
反应堆
6.1.1 反应堆的组成
核燃料
活性区（堆芯）
反射层 反 应 堆 屏蔽层 辐射监测系统 压力壳
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。
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、
游泳池式研究实验堆
① 石墨研究实验堆 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）。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U-235，反应堆功率20 MW，中子Biblioteka Baidu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。
中子的控制棒（也称安全棒）。 控制棒材料一般是硼、碳化硼、镉、银-铟-镉合金等。 含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它被辐照后 容易脆化和肿胀。银-铟-镉合金的热中子吸收截面大，是 商用反应堆的主要控制材料。 控制棒一般以“棒束”形式出现，称为控制组件。
控制棒组件
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
德国科学家哈恩重复他们的 实验，证实中子轰击铀核能产生
重量为铀一半的元素，并确定它
是钡，他的进一步工作证实了伊 伦娜居里实验的产物是镧。 流亡瑞典的奥地利女科学家 迈特纳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 理学家西拉德最先考虑了裂变链式反应 发生的可能性。
燃料和耐高温的石墨结构材料，并用惰性气体（氦）作冷却剂。由于陶
瓷颗粒燃料的表面积大、堆芯材料耐高温及氦气的传热性好、稳定性高， 所以高温气冷堆是一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。
以第一代石墨气冷反应堆为核心的核电站（法国）
山东荣成石岛湾核电站是我国第一座高温气冷堆核电站
6.2 核能的利用
裂变核能在反应堆中转化为热能，这些热能被引出后 不仅可以直接用于供热或海水淡化，而且还能被转化为其 它形式，如机械能（推动舰船、航天器）或更易使用的电 能等。