6-反应堆技术及核能利用

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
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。
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。
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 ……
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。
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。
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
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
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
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
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
（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
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。
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、
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
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
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，
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
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
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
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。
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
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
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。
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
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