核环境学

第一章：

1. 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。核反应堆由堆芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制和保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。

2. 铀裂变时一般产生两个中等质量的核，叫裂变碎片，平均放

出2.5个中子，以及200MeV勺能量。

3•微观截面（（T ）是中子与单个靶核发生相互作用概率大小的量度，单位：靶，， 1b=10-24cm2=10-28m2。

4. 计算核反应率密度：

R=艺①

例如已经知道了堆芯中核燃料的浓度和分布，就可以算出堆芯的宏观裂变截面。f ;如果还知道了堆芯的中子注量率，就可计算出每秒钟在每立方厘米堆芯体积内发生多少次裂变反应，进而可以算出堆芯的发热强度等 .

5. 核燃料原子裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达 2MeV最大能量可达 10MeV。

6. 慢化能力：轻水〉重水〉石墨。慢化比：£•艺s /艺a

7. 1MW的能量实际需要铀-235 : 1.23g

8. 讨论：堆中的核燃料能否全部燃烧完？

原因：

#、随着可裂变核的减少，K有效会降低，可能小于1,从而无法达到临界，链式反应无法进行。

#、反应堆运行时,燃料元件处于高温、高压、强中子辐照条件,包壳会受到一定损伤,为防止包壳损伤导致放射性进入冷却剂,燃料元件在堆中的放置时间是受到严格控制的。

即：有一定燃耗深度。

9. 转化比（CR : CR=（易裂变核平均生产率）/ （易裂变核平均消

失率）.轻水堆CR=0.6,高温气冷堆CR=0.&

10. 增值比（BR ::转化比CR＞时，即为增值。

11. 堆的不同几何形状（无限平板、长方体、圆柱形和球形）的中子注量率分布规律：总的趋势相近而相差不大,中心分布平坦,随着向边界趋近,中子注量率向下弯曲而下降为零。

12. 中子注量率分布的展平方法：1. 堆芯径向分区装载, 2. 合理布置控制棒, 3. 引入合理可燃毒物。

13. 按慢化剂分类（堆）：I. 轻水堆：压水堆、沸水堆,其主要优点为：轻水慢化能力最强,慢化剂需用量少,热功密度大,堆芯小, 尤其是核动力船的理想堆型。

其主要缺点：

1. 同时作为冷却剂和慢化剂的轻水运行在高温下，轻水沸点低，需要加

压（如压水堆为 15.5MPa）；

2. 轻水吸收中子能力强，需要用加浓铀。

3. 轻水在中子辐照下会产生放射性，增加了堆屏蔽防护的要求。

14. 压水堆：（蒸汽发生器）蒸汽发生器是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。特点：（1）结构紧凑，堆芯的功率密度大

（2）经济上基建费用低、建设周期短

（3）必须采用高压的压力容器

（4）必须用浓缩铀

15. 沸水堆（特点）： 1. 直接循环 2. 工作压力可以降低 3. 堆芯出现空泡（空泡的反应性负反馈）

缺点： 1. 辐射防护和废物处理较复杂 2.功率密度比压水堆小

16. 重水堆（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）特点： 1. 中子经济性好，可以采用天然铀作为核燃料 2. 中子经济性好，比轻水堆更节约天然铀 3. 可以不停堆更换核燃料 4. 重水堆的功率密度低 5. 重水费用占基建投资比重大

17. 高温气冷堆：高温气冷堆是一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆。（特点）：1. 核电站选址灵活且热效率高。2. 高转化比（转化比可达0.85 左右）3. 安全性高（预应力混凝土压力壳） 4. 对环境污染小 5. 有综合利用的广阔前景 6. 可实现不停堆换料

18. 快中子反应堆（平均能量为O.IMeV以上的快中子）分为燃料区和增

殖再生区两部分。快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同。

19. 两种堆型：回路式钠冷块堆电站（维修方便，但系统复杂，容易出事故。）池式钠冷块堆电站：池式结构复杂、不便检修，用钠多。20. 快中子反应堆的特点： 1. 可充分利用核燃料 2. 可实现核燃料的增殖3. 低压堆芯下的高热效率 4. 存在问题（在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与水（或蒸汽）相遇就会产生剧烈的化学反应，并可能引起爆炸；钠与空气接触就会燃烧；钠中含氧量超过一定数量会造成系统内结

构等材料的严重的腐蚀；堆内的液态钠由于沸腾所产生的气泡空腔会引

入正的反应性，其结果会使反应堆的功率激增，容易导致反应堆堆芯熔

化事故的发生；快堆为提高热利用率和适应

功率密度的提高，燃料元件包壳的最高温度可达 650C，远远超过压水堆燃料元件约350C的最高包壳温度。很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆

复杂得多。）核反应堆本体结构：。核岛中的四大部件是堆芯、蒸汽发生器（简称蒸发器）、稳压器和主泵。

21. 一回路系统及主要设备：包括压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳

压器及相关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界，称为一回路压力边界。该压力边界构成了包容放射性物质的第二道安全屏障。压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在安全壳内，称之为核岛。

22. 回路辅助系统及其功能：（1）保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有：化学和容积控制系统，主循环泵轴密水系统。

（2）为核电站一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：设备冷却水系统，停堆冷却系统。

（3）在发生重大失水事故时保证核电站反应堆及主厂房安全的系统有：安全注射系统，全壳喷淋系统。

23. 反应性及反应性的控制：反应堆中K有效总是会由于这种或那

种因素而使之偏离1。K过剩二K有效-1。K过剩称之为过剩增殖系数，它代表堆内有效增殖系数超过临界的余额，作为反应堆超临界度（或次临界度）的一种量度。

24. 影响反应性变化的因素： 1、燃料和重同位素成分的变化， 2、氙毒、碘坑与结渣 3、温度效应 4、其他效应

25. 反应性的控制方法：（1）紧急停堆控制（2）功率控制（3）补偿控制 26．控制棒（棒多数由银 -铟-镉合金制成。此外，控制棒材料还必须：具备耐辐射、抗腐蚀和易于机械加工等方面的良好性能） 27：可燃毒物（优点：延长堆芯的寿期、减少可移动控制棒的数目、简化堆顶结构，若布置得当，还能改善堆芯的功率分布等。可燃毒物材料通常选用钆（Gd）或硼（B），将其制成小片弥散在燃料中，在压水堆中，堆芯初始装载时用硼硅酸盐玻璃管作为可燃毒物棒装入堆芯。） 28．可溶毒物：优点：分布均匀和易于调节，补偿反应性大，减少控制棒数量，简化堆芯设计。

缺点：反应性的引人速率相当小。因此，化学补偿控制只能补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引起的缓慢的反应性变化 .

28. 反应堆内功率展平的方法：（1）原料元件的分区布置（2）合理设计和布置控制棒（ 3）堆芯可燃毒物的合理布置（ 4）采用化学补偿液（ 5）堆芯周围设置反射层

29. 瞬发中子的时间特性：是在裂变后约 10-14s 内放出的，称为瞬发中子（占 99.35%）

30. 缓发中子的时间特性 : 缓发中子的平均寿期最长的是 80.6s 。因为缓发中子的存在使得中子平均寿命增加了，考虑缓发中子的影响后，中子的平均寿命为0.085s ，比瞬发中子的平均寿命0.0001s ，长约为850倍.

31. 压水堆主要控制系统有：①反应性控制和功率分布控制；②功率调节系统；③一回路系统压力控制；④稳压器水位控制；⑤蒸汽发生器水