反应堆结构与核燃料
第四章反应堆结构与核燃料
反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。参见图4.1。
图4.1 反应堆位置
- 35 -
- 36 -
图4.2 反应堆剖面图
- 37 -
图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分：
● 反应堆堆芯
● 堆内构件
● 反应堆压力容器和顶盖
● 控制棒驱动机构
4.1 反应堆堆芯
4.1.1 堆芯布置
核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。
在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。
通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。
图4.3 堆芯分区布置（第一循环）
- 38 -
4.1.2 燃料组件
大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒。
1．燃料组件骨架结构
燃料组件骨架由8个定位格架、24根控制棒导向管、一根中子通量测量管和上、下管座焊接而成。其功用是确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒束的升降，保证组件在堆内可靠工作和装卸料时的运输安全。
（1）定位格架
沿燃料组件纵向有8个定位格架，它们用以固定、支承燃料棒。格架的夹紧力使燃料棒与格架之间可能发生的振动磨损降到最小，又允许二者有不同的热膨胀，不致引起燃料包壳超过允许应力。
定位格架由锆－4合金条带制成，这些条带装配成17×17的正方形栅格。在格架栅元中，燃料棒由其中两边的弹簧夹顶在另两边的两个刚性凸台上，其共同作用使燃料棒保持中心位置。弹簧夹由因科镍718薄片弯成开口环制成，然后将夹子跨在条带上夹紧定位，并在上下相接面上点焊。这样形成的两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒，自然抵消了作用在条带上的力。
格架通过条带的调节片与导向管连接，这些调节片直接焊在导向管上。在格架的四周外条带的上缘设有导向翼，在中间的六层格架（位于高中子通量区内）的的内条带上设有交混翼。
图4.4 燃料组件 图4.5 定位格架
- 39 -
（2）导向管
每个燃料组件带有24个控制棒导向管，由锆－4合金制成，它们为控制棒的插入和提出导向。其下部在第一和第二格架之间直径缩小，形成缓冲段，以便当控制棒紧急下落接近底部时起缓冲作用。在缓冲段上部有流水孔，正常运行时冷却水流入管内，在控制棒下插时水能部分从管内排出。缓冲段下部的管径扩至正常，使底层格架可以按上层格架的相同方式与导向管相连接。
（3）通量测量管
位于组件中心位置的通量测量管为运行中测量堆芯内中子通量的测量元件提供通道，由锆－4合金制成。它与格架固定的方法类似于控制棒导向管。
（4）下管座
下管座是燃料组件的底座，由AISI304不锈钢制成。它包括四个支撑脚和一块正方形多孔板，后者尺寸为21.4cm ×21.4cm ，下侧装了滤网，防止杂物进入堆芯损坏燃料组件。导向管与下管座用螺钉连接并焊接，组件重量和施加在组件上的轴向载荷经导向管传递到下管座上。下管座两个对角支撑脚上有销孔，它们与堆芯下栅格板上的两个定位销相配合，保证了燃料组件在堆芯的定位，作用在燃料组件上的水平载荷同样通过定位销传到堆芯支撑结构上。
（5）上管座
上管座是燃料组件上部构件，冷却剂通过它由燃料组件流向堆芯上栅板的流水孔。 上管座由承接板、围板、顶板、四个片状弹簧
和配件组成。除了弹簧和锁紧螺钉之外，所有零件
由304型不锈钢制成，弹簧和螺钉由因科镍合金718
制成。承接板为正方形，上面加工了许多长孔，允
许冷却剂流出，又能防止燃料棒从组件中向上弹出。
控制棒导向管上端固定在承接板上。围板是正方形
薄壁壳体，它组成了管座的水腔。顶板也是正方形
的，并有一个中心孔，这个孔允许控制棒束通过。
和下管座类似，上管座顶板对角上有两个销孔，供
堆芯上栅板的定位销插入，以定位燃料组件。
顶板上装有四个弹簧片。在安装堆内上部构件
时，弹簧被堆芯上栅格板压迫，每个簧片的自由端
均向下弯曲，扣在顶板的键槽内，产生弹簧力，压
紧燃料组件。
2．燃料棒
燃料棒是压水堆产生核裂变并释放热量的基本
元件。271块二氧化铀燃料芯块叠置在锆－4合金包
壳管中，两端装上端塞，把燃料芯块封焊在里面，
从而构成长3851.5 mm ，外径9.5 mm 的燃料棒。如图
4.4所示。 图4.4 燃料棒
燃料包壳是压水堆的第一道安全屏障，它的作用是防止核燃料与冷却剂接触，并防止裂变产物逸出，以免造成放射性污染。压水堆的燃料包壳目前普遍采用锆－4合金（锡：1.2～1.7％，铁：0.18～0.24％，铬：0.07～0.24％），这是因为这种材料的中子吸收截面小，而且在高温下有较高的机械强度和耐水腐蚀性能，而且氚很难穿过锆扩散出来。
燃料棒包壳的上端塞有一个气孔，在制造过程中通过它向燃料棒内充以30 bar压力的氦气，然后焊死。燃料芯块上部由不锈钢螺旋弹簧压紧，防止装堆前操作或运输过程中燃料芯块在包壳管内窜动。弹簧构成的空间可容纳燃料放出的裂变气体。包壳与燃料芯块之间有0.164 mm的间隙，保证包壳和燃料的不同热膨胀及燃料的辐照肿胀不会使包壳超过允许应力。
在一个燃料组件里的264根燃料棒中，所装的二氧化铀芯块的浓缩度都是相同的。
3．燃料芯块
燃料芯块呈圆柱形，由二氧化铀粉末加造孔剂经冷压烧结成95％理论密度的陶瓷体。其直径为8.192 mm，高为13.5 mm。每个芯块上下端面呈碟形，用来补偿因热膨胀和辐照肿胀造成的形状变化。芯块熔点2800 ℃，密度10.04 g/cm3，在高温下与水不起反应，平均燃耗可达33000 MWD/T，是压水堆普遍采用的燃料形式。
芯块理论熔点为1250℃，包壳约从820℃开始与水起反应并产生氢气。运行中应使燃料保持在可接受的温度之下，否则可能出现锆水反应或芯块熔化导致包壳熔化。
4.1.3 堆芯功能组件
控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件通称堆芯功能组件。它们与燃料组件组合在一起，在反应堆运行中起着重要作用。
1．控制棒组件
控制棒组件（RCCA）是反应堆控制部件，由吸收中子能力很强的材料制成，可以控制核裂变的速率。在正常工况下它们用于启动反应堆、调节堆功率和停堆。在事故工况下，控制棒依靠自身重力快速下插，使反应堆在极短时间内紧急停堆，以保证安全。
（1）结构
每个控制棒组件有24根中子，它们顶端固定在一个星形架上。星形架包括一个连接柄和若干带有圆筒形指杆的翼片，吸收棒就悬置在指杆上。在连接柄的上端，有与控制棒驱动机构的驱动杆相连的槽口和供吊运用的凹槽。在连接柄内的底部装有一个弹簧，以便在控制棒紧急下落到终端时吸收冲击能量，起缓冲作用。星形架由304不锈钢制成，而弹簧材料是因科镍-718。
吸收棒分为吸收剂棒和不锈钢棒。吸收剂棒所用的吸收剂为银铟镉合金（Ag—80％，In—15％，Cd—5％），制成芯块置于不锈钢管中。吸收棒的长度能保证当它位于最高位置时，其下端仍在导管中，始终保持对中。
（2）分类
控制棒组件分两类。一类由24根吸收剂棒组成，吸收能力强，称为黑棒组件；另一类由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成，吸收能力弱，称为灰棒组件。
- 40 -
- 41 -
控制棒组件在信号逻辑上分为八组，包括四个功率控制组（G 1，G 2，N 1，N 2）、一个温度控制组（R ）和四个停堆组（S A ，S B ，S C ，S D ），其中仅G 1和G 2为灰棒组件。
除控制棒组件之外，其它三种功能组件的结构都是类似的，如图4.7。它们由压紧构件和固定在压紧构件底板上的24根棒组成。这些功能组件在堆芯中都放置于相应的燃料组件内，其棒束穿过燃料组件上管座，插入控制棒导向管中，压紧构件则支承在上管座的承接板上，堆芯上栅格板使压紧构件的轭板往下压挤，固定功能组件。
图4.6 控制棒组件结构 4.7 堆芯功能组件结构
2．阻力塞组件
凡不装控制棒组件、可燃毒物组件或中子源组件的燃料组件均装有阻力塞组件，其作用是不使冷却剂从导向管中旁流。阻力塞棒由304不锈钢制成，长20 cm 。
3．可燃毒物组件
我们知道，压水堆使用控制棒组件和调节冷却剂硼浓度这两种方式来控制反应性。但是，新堆第一次装料的后备反应性过大，为了保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度又不能过高，所以第一循环装有66束可燃毒物组件。它们在第一次换料时全部取走。
可燃毒物组件由压紧构件和固定在压紧构件底板上的可燃毒物棒束组成。每个棒束的24根棒中有12或16根毒物棒，其它为阻力塞棒。
毒物棒由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管构成，其中硼可吸收中子。
硼玻璃管由不
锈钢管状内衬支撑，防止硼玻璃坍落或蠕变。
4．中子源组件
中子源组件用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平，使堆外测量仪表可以监测达临界过程。中子源有两种：初级中子源和次级中子源。前者提供反应堆初次启动所需的源强，后者在反应堆运行中被活化，并在第二循环之后提供启动用的中子源。
在第一循环堆芯中，有4个中子源组件，其中两个各含有一个初级源和一个次级源棒，称为初级源组件；另两个各含有四个次级源棒，称为次级源组件。
初级源是放在一个双层钢包壳内的锎－252（252Cf）芯块。锎源的放射性活度为100 Ci，中子发射率为2～4×10-8 n/ｓ，其半衰期为2.54年。初级源组件由一根初级源和一根次级源棒、16根可燃毒物棒和6根阻力塞棒组成。在第一次换料时取出初级源组件，由阻力塞组件代替。
次级源棒由叠放在不锈钢管中的锑－铍（Sb－Be）芯块组成。锑在堆内吸收中子活化后放出 射线，轰击铍产生中子。每根源棒约装530 g锑－铍混合物，在满功率运行两个月后，其活度可满足停堆12个月后再启动之用。每个次级源组件由4根次级源棒和20根阻力塞棒组成，一般不需要卸出。
综上所述，堆芯由157个燃料组件组成，其中49（第一循环）或61（后续循环）个燃料组件配置了控制棒组件，剩余的燃料组件则分别配置了可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件。
各种堆芯功能组件的数量列于表4.1。
表4.1 堆芯功能组件的种类及数目
* 第2～6循环为53
4.2 堆内构件
堆内构件的作用是为燃料组件提供支承、对中和导向，引导冷却剂流入和流出燃料组件，以及为堆芯内仪表提供导向和支承。参见图4.2。
堆内构件包括上部堆内构件和下部堆内构件。在换料时，上部堆内构件是作为一个整体卸出和安装的。在所有燃料组件卸出后，下部堆内构件也可以作为一个整体卸出。一般情况下，只有在对压力容器进行在役检查时才卸出下部堆内构件。
所有的堆内构件都是由不锈钢或因科镍型的高合金钢制成。
- 42 -
4.2.1 下部堆内构件
1．堆芯吊篮和堆芯支承板
堆芯吊篮是一个不锈钢制的圆筒，高约10 m，上部的法兰悬挂在压力容器内侧的凸肩上，下端焊接了一块厚约400 mm的堆芯支承板。支承板上有4个径向导向装置，与压力容器上的导向装置相匹配，防止吊篮的径向移动，同时又允许轴的不均匀膨胀。吊篮上有三个冷却剂出口管嘴。
2．堆芯下栅格板
下栅格板用来支撑燃料组件并使燃料组件下端定位。每个燃料组件由二个定位销固定在下栅格板上。对应于每个燃料组件，下栅格板上有4个孔，以使冷却剂流入燃料组件。堆芯下栅格板通过堆芯支承柱把堆芯的重量传递给堆芯支承板。
3．二次支承组件
二次支承组件由一个外形与压力容器底部形状相似的底板和4个圆柱形能量吸收器组成。当发生吊篮断裂的假想事故时，二次支承组件将支撑着堆内构件，防止堆芯倾斜而导致控制棒与燃料组件导向管不对中，妨碍紧急停堆时控制棒下插。
二次支承组件还包括50根堆内仪表导管，由两块固定板固定，导管下部穿过压力容器底部。中子测量裂变室的柔性套管通过这些导管进入压力容器，直达堆芯下栅格板，然后再插入燃料组件正中的通量测量管内。
4．热屏
为了减少反应堆运行时中子对压力容器的辐射损伤，在吊篮外侧装有热屏。由于吊篮已能提供一定防护，所以只是在堆芯最靠近压力容器壁的4个角处装有热屏。热屏共有4块，用不锈钢做成，直接用螺钉固定在堆芯吊兰上。
5．辐照样品管
在其中三块热屏上装有辐照样品管，管内放置了压力容器材料的试验样品。在换料大修期间，可以借助特殊工具通过吊篮法兰处的取样孔取出试样，而不需吊出堆内下部结构。
6．堆芯围板
堆芯围板确立了堆芯燃料区的边界。它从堆芯下栅格板一直到上栅格板，顺着整个燃料区的外沿紧紧围住燃料区，引导冷却剂流过堆芯。因为燃料组件是方形的，而堆芯吊兰是圆的，如果没有围板，堆芯周围就会出现间隙，大部分冷却水就将绕过堆芯而旁路。
围板由支撑板固定。支撑板用螺栓连接堆芯吊篮和围板，以保证准直和刚度。
为了防止水滞留在堆芯围板和吊篮之间的空腔内，在支撑板上钻有一些小孔，允许一部分冷却剂（约占总流量的0.5％）流过该空腔，起到混流和减小围板两侧压差的作用。
4.2.2 上部堆内构件
1．导向筒支承板和堆芯上栅格板
导向筒支承板直径约为3.9 m，厚约100 mm，呈圆盘状。堆芯上栅格板是燃料组件的
- 43 -
上部定位板，与下栅格板一样，有许多流水孔和定位销。上栅格板周侧有四个键槽与吊兰内侧上的四个键相啮合，使上部堆芯构件对中定位。
在导向筒支承板周边有一些小流水孔，用于流通压力容器顶部的清洗水，目的是在升降温过程中使其中的水与系统内的水温同时变化。
2．支承柱
导向筒支承板和上栅格板之间通过支承柱联为一个整体。支承柱下端是空管（一部分支承柱为空心柱），管壁上有流水孔。一些支承柱下端还带有搅混器以均匀冷却剂温度。
3．压紧弹簧
导向筒支承板的法兰座落在吊篮法兰上面，两个法兰间有一个环形的板状压紧弹簧，当拧紧压力容器顶盖螺栓时，顶盖法兰压在导向筒支承板上面，把弹簧压紧，从而增加压力载荷，限制整个堆内构件上下蹿动。
4．导向筒
控制棒导向筒为控制棒插入堆内起导向作用。它分上下二部分，上部为方形间断式导向板，下部为圆形连续导向组件，上下二部分用螺栓连接。导向筒与堆芯上支承板之间用螺栓连接，导向筒下端底部有两个销钉，插入堆芯上栅格板中的销钉孔定位。
5．热电偶
堆芯冷却剂出口处设置了40个温度测量用的热电偶，其信号线在支承柱内穿过导向筒支承板，然后分别通过四个热电偶导管引出压力容器外。四个热电偶导管固定在导向筒支承板上，并通过压力容器顶盖上的管座穿出，每个管座顶端有密封机构，防止冷却剂泄漏。
4.3 压力容器
4.3.1 结构
反应堆压力容器是一个由低碳素体低合金钢锻造而成的圆筒形容器，底部焊有半球形封头，顶部是一个用法兰连接的可拆卸的半球形封头。
压力容器材料成份为：C≤0.25％，Mn＝1.15％～1.5％，Mo≈0.6％，Ni＝0.4％～1％，其余为Fe。为了防止腐蚀，容器内表面所有与冷却剂接触的部分都堆焊有一层厚度不小于5 mm的不锈钢。
压力容器本体是由下述六个环段焊成的：
——一个法兰环段，法兰上开有58个螺栓孔。
——四个直环段，其中一个环段上焊有六个冷却剂进、出口接管，接管都在同一个水平面上，该平面位于燃料组件上方。
——半球形下封头，上有50个安装堆内核测量仪表通道的贯穿孔。
压力容器顶盖由半球形的上封头和一个法兰环段焊成。上封头开有65个孔，每个孔上焊有一个管座，其中61个用于安装控制棒驱动机构，4个用于安装堆芯温度测量仪表引线
- 44 -
导管。
压力容器顶盖的法兰面上放置了二道“O”形密封环，以保证它与容器本体法兰面之间的密封，防止冷却剂泄漏。
在堆芯换料后重新安装压力容器顶盖时，为了实现顶盖与容器本体的正确对中，应先将三根导向杆旋入容器法兰螺栓孔内，再将顶盖上对应的螺栓孔与导向杆对准，使顶盖就位。在拧紧顶盖与本体连接的螺栓之前，首先需使用液压螺栓拉伸机将螺栓拉伸，然后拧紧螺母，这样当拉伸力解除后，螺栓就可得到正确的预紧力矩。
4.3.2 压力容器内的流动通道
反应堆冷却剂通过三个入口接管进入压力容器，沿吊篮外壁与压力容器内壁之间的环形通道向下流到容器底部，然后改变流向，向上依次流经堆芯支承板和堆芯下栅格板，进入堆芯，带走燃料核裂变产生的热量。冷却剂向上流经燃料组件之后，通过堆芯上栅格板离开堆芯，进入上部堆芯支承结构，在支承柱和控制棒导向筒之间横向流动，到达堆芯吊篮的出口接管。这些接管与压力容器出口接管相对但不接触，相互之间保持一个小的间隙。
冷却剂总流量中大约有94％用于堆芯排热，其余的旁通了堆芯。各种旁通流量及其大致数值为：
（1）出口接管旁通流量——有1％的流量从压力容器入口进来后横向绕流，通过吊篮和压力容器出口接管之间的间隙直接流出去。
（2）控制棒导向管旁通流量——有2.24％的流量从那些对应有控制棒的燃料组件导向管内流过（正常运行时控制棒大多提至堆芯顶部）。
（3）堆芯围板旁通流量——有0.6％的流量通过幅板上的流水孔从吊篮和堆芯围板之间流过。
（4）顶盖冷却旁通流量——有2.2％的流量从导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷却。这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04％，热工设计时取为6.5％。
4.4 控制棒驱动机构
为了对控制棒束进行提升、下插和定位操作，对应每个控制棒组件都设置了一个控制棒驱动机构。控制棒驱动机构安装在压力容器顶盖的上部，其驱动轴穿过顶盖伸进压力容器内，与控制棒组件星形架的连接柄相连接。为了防止高温高压的冷却剂泄漏，控制棒驱动机构的密封承压壳焊接在压力容器顶盖的管座上，驱动机构在壳内而控制线圈在壳外。其结构如图4.8所示。
控制棒驱动机构的额定行程是225步，每步为15.9 mm。在驱动机构发生断电事故时，控制棒组件靠重力落入堆芯，下落时间（包括缓冲段）最大值为3.2 s。控制棒驱动机构全长5700 mm，提升重量为163 kg。
控制棒驱动机构主要由驱动轴、销爪、密封壳、控制线圈和位置指示器组成。
1．驱动轴
- 45 -
- 46 -
驱动轴是一根加工精度及光洁度要求很高的杆轴，中段带有环形沟槽，以便销爪夹持。杆轴的上段是充当控制棒位置指示器铁芯的光杆，下段则通过可拆接头与控制棒组件相连接。
2．销爪
销爪分两种：传递销爪和夹持销爪。
每种销爪均有三个沿圆周均匀布置的钩
爪，它们通过连杆机构与衔铁连接。当电
磁铁吸合衔铁时，三个钩爪就会收拢并与
驱动轴杆中段上的环形沟槽相啮合；当电
磁铁线圈断电时，三个销爪靠弹簧作用迅
速张开。由于钩爪与环形沟啮合和脱开过
程中均不承载，所以钩爪与环形沟槽的接
触表面磨损很小，连杆机构也不易损坏，
保证驱动机构可进行上百万次动作而不发
生故障。
3．控制线圈
控制线圈由传递线圈、夹持线圈和提
升线圈组成，它们装在密封壳的外面。只
要按一定程序改变线圈的通、断电状态，
就可使密封壳内部的销爪动作，带动驱动
轴，使控制棒组上升或下降。控制线圈的
最高允许温度为200℃，采用强迫通风冷
却，并设有通风罩。线圈由专用电动发电
机供电，在发电机轴上带有飞轮，保证电
网瞬时断电故障（不超过1.2 s ）时不落棒。
4．密封壳和控制棒位置指示器 密封壳的主体是一个圆柱形的壳体，它与压力容器顶盖上的管座连接，保证密封。在密封壳体的上部是位置指示器的套管。该套管上端设有排气装置，供启堆时排气。
控制棒位置指示器的测量原理是：当连接控制棒组件的驱动轴上下运动时，驱动轴的上部光杆就在装有位置指示器的密封套管内移动，引起套管外二次线圈感应电压的变化，从而指示出控制棒组件的位置。
4.5 换料操作
堆芯中的核燃料经过长时间运行后，其中的可裂变材料数目越来越少，最后难以维持功率运行，需要停堆开启压力容器，更换部分燃料组件，代之以具有较高浓缩度的新燃料图4.8 控制棒驱动机构
- 47 -
组件，这个操作过程称为换料。目前大亚湾核电站每年进行一次换料，更换约1/3燃料组件。以后将实施18个月换料策略。
换料操作分卸料和装料两个过程。首先把所有的燃料组件（以及附于其中的各种功能组件）从压力容器中取出，安置在与反应堆厂房一墙之隔的燃料厂房（二者之间有传输通道），然后根据下一轮循环中新燃料组件和继续使用的旧燃料组件在堆芯中的位置相应调换其中的功能组件，再把这些燃料组件逐个送回反应堆厂房，放入压力容器。有关的厂房位置和换料设备见图4.9。
图4.9 换料设备
装卸料操作利用一台可纵横移动的换料机来完成。为了避开插在压力容器本体法兰上的三根导向柱和水池中的其他设施，换料机只能在规定的区域内行走。装卸料时依靠装在套筒内的伸缩杆前端的气动夹头来抓取或释放燃料组件。伸缩杆可沿套筒内的导向轨上下移动，在最高位置时，伸缩杆和燃料组件可全部收进套筒内，以保证行走期间的安全。换料机设有一个三维坐标系，显示数字以mm 为单位，供操作员定位用。换料机还装有一个水下摄象机和电视监视屏，可清晰地监视燃料组件的状况。提供强聚焦光束的漂浮灯和可随时监视堆芯物理状况变化的中子通量监督仪都是不可缺少的辅助工具。
反应堆厂房内共有三名换料操作人员：换料负责人一名，换料机操作员一名，燃料传输机操作员一名。换料工作要严格按照换料操作程序规定执行。换料负责人检查移动单的步号与卸料顺序表中的步号，一一核对无误后，交给换料机操作员执行。后者将换料机开
到堆芯上方由移动单规定的坐标位置，联锁装置才允许放下伸缩杆。伸缩杆在作垂直运动时，不能横向移动。伸缩杆到达燃料组件顶部时自动停止。伸缩杆前端的专用工具有防止组件方向错误的三个定位销，可伸入燃料组件管座的三个定位孔内，这保证了燃料组件按规定的方向排列。然后操作气动夹头夹住燃料组件，伸缩杆向上移动，带动燃料组件提升，直到其全部进入导向筒内（此时Z坐标为0）。在提升过程中，操作员可通过重量指示计监视提升载荷，超载或欠载达10%时会自动停止升降。
只有当燃料组件完全进入导向筒时，换料机才可以向传输机方向移动。换料负责人通知在燃料厂房的换料助理员准备接受燃料组件，并与其核对该组件的编号及其在燃料厂房水池内应放置的位置。反应堆厂房传输机操作员应在换料机到达前操作按钮，将传输机置于垂直位置。换料机定位于传输机上方后，将燃料组件放入传输机内，然后再回到堆芯位置，按下一步移动单要求操作。传输机先倾翻至水平位置，再通知燃料厂房的传输机操作员，将传输机拖回燃料厂房。载有燃料组件的传输机通过连接反应堆厂房和燃料厂房的管道后，可旋转90°竖立起来。乏燃料桥吊操作员将桥吊开到传输机坐标位置，放下乏燃料手动工具，这是一个长12 m的杆式工具，亦有3个定位销。手动操作连接工具，当芯杆下降时夹爪张开、卡紧组件，提升燃料组件送到指定的位置存放。
卸料的顺序和组件的存放位置，事先要经过周密细致的计划，既要考虑反应堆物理要求和机械操作的方便，又要考虑相关组件调换的方便及操作的安全。卸料工作结束后，在燃料厂房内要进行包括控制棒组件、阻力塞组件和可燃毒物组件等相关组件的位置调换。可燃毒物组件在第一循环后不再使用，控制棒组件和阻力塞组件则无限期在堆内使用，它们在堆内的坐标位置不变，而燃料组件在堆内的坐标位置则随每次换料而改变。因此，相关组件必须从原来的组件中取出来，调换到另外的组件内，形成新的组合。
相关组件的调整工作完成以后，就可开始按新的装载图装料。装载过程大体上是按卸料的逆向过程进行。值得注意的是大约有80%的燃料组件在核反应产生的高温和辐射作用下发生变形而轻微弯曲，这会给卸料和装料带来困难。如果直接在燃料组件的坐标位置提升或插入，可能会与相邻燃料组件发生碰撞。所以卸料时多数是在燃料组件坐标位置少量提起后，使用旁路钥匙，使换料机可以偏离其坐标中心X、Y方向各25～30mm，然后提升燃料组件。而在重新装料时，还要使用一种变形组件装载专用工具，工作人员形象地称其为“鞋拔子”。它的上端一角有大约1/4的斜向缺口，装料时，它可以顶住变形组件的弯曲方向，这时也要使用旁路钥匙，使燃料组件偏离它的坐标位置，以防止与相邻燃料组件相碰。
每装好一个燃料组件要移动一次装料专用工具，为下一组的装载做好准备。
- 48 -
裂变反应堆的工作原理
裂变反应堆的工作原理 为了深入讨论与核能有关的技术和发展趋势,我们必须对核电站所基于的原理--核反应堆中子物理、反应堆热工水力学、反应堆控制和反应堆安全等方面的基本知识,有一个初步的了解。 一、反应堆中子物理 （－）中子与原子核的相互作用 在反应堆的心脏____堆芯中，大量的中子在飞行，不断与各种原子核发生碰撞。碰撞的结果，或是中子被散射、改变了自己的速度和飞行方向；或中子被原子核吸收。如果中子是被铀－235这类核燃料吸收，就可能使其裂变。下面我们较详细地进行介绍。 1．散射反应 中子与原子核发生散射反应时，中子改变了飞行方向和飞行速度。能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会逐步减少，这种过程称为中子的慢化。散射反应有两种不同的机制。一种称为弹性散射。在弹性散射前后，中子——原子核体系的能量和动量都是守恒的。任何能量的中子都可以与原子核发生弹性散射。另一种称为非弹性散射。中子与原子核发生非弹性散射，实际上包括两个过程。首先是中子被原子核吸收，形成一个复合核。但这个复合核不是处于稳定的基态，而是处于激发态。很快它就会又放出一个中子，并且放出γ射线，回到稳定的基态。非弹性散射的反应式如下： n X X n X A Z A Z A Z 10 **110)()(+→→++ γ+↓→X A Z 并非所有能量的中子都能与原子核发生非弹性散射。中子能量必须超过一个阈值，非弹性散射才能发生。对于铀－238原子核，中子能量要高于45千电子伏，才能与之发生非弹性散射。非弹性散射的结果也是使中子的能量降低。在热中子反应堆中，中子慢化主要依靠弹性散射。在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与铀－238的非弹性散射，能量也会有所降低。 2．俘获反应 亦称为（n ，γ）反应。它是最常见的核反应。中子被原子核吸收后，形成一种新核素（是原核素的同位素），并放出γ射线。它的一般反应式如下： γ+→→+++)()(1*110X X n X A Z A Z A Z 反应堆内重要的俘获反应有: 这就是在反应堆中将铀－238转化为核燃料钚－239的过程。类似的反应还有： 这就是将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料铀－233的过程。 3．裂变反应 核裂变是堆内最重要的核反应。铀－233、铀-235、钚－239和钚－241等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的概率更大，通常被称为易裂变核素。而钍－232、铀－238等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为可裂变同位素。目前热中子反应堆内主要采用铀－235作核燃料。铀裂变时一般产生1 0 1
原子核物理知识点归纳
原子核物理重点知识点 第一章 原子核的基本性质 1、对核素、同位素、同位素丰度、同量异位素、同质异能素、镜像核等概念的理解。 （P2）核素：核内具有一定质子数和中子数以及特定能态的一种原子核或原子。 （P2）同位素：具有相同质子数、不同质量数的核素所对应的原子。 （P2）同位素丰度：某元素中各同位素天然含量的原子数百分比。 （P83）同质异能素：原子核的激发态寿命相当短暂，但一些激发态寿命较长，一般把寿命 长于0.1s 激发态的核素称为同质异能素。 （P75）镜像核：质量数、核自旋、宇称均相等，而质子数和中子数互为相反的两个核。 2、影响原子核稳定性的因素有哪些。（P3~5） 核内质子数和中子数之间的比例；质子数和中子数的奇偶性。 3、关于原子核半径的计算及单核子体积。（P6） R =r 0A 1/3 fm r 0=1.20 fm 电荷半径：R =（1.20±0.30）A 1/3 fm 核力半径：R =（1.40±0.10）A 1/3 fm 通常 核力半径＞电荷半径 单核子体积：A r R V 3033 434ππ== 4、核力的特点。（P14） 1.核力是短程强相互作用力； 2.核力与核子电荷数无关； 3.核力具有饱和性； 4.核力在极短程内具有排斥芯； 5.核力还与自旋有关。 5、关于原子核结合能、比结合能物理意义的理解。（P8） 结合能：),()1,0()()1,1(),(),(2 A Z Z Z A Z c A Z m A Z B ?-?-+?=?= 表明核子结合成原子核时会释放的能量。 比结合能（平均结合能）：A A Z B A Z /),(),(=ε 原子核拆散成自由核子时外界对每个核子所做的最小平均功，或者核子结合成原子核时平均每一个核子所释放的能量。 6、关于库仑势垒的理解和计算。（P17） 1.r>R ,核力为0，仅库仑斥力，入射粒子对于靶核势能V (r )，r →∞，V (r ) →0，粒子靠近靶核，r →R ，V (r )上升，靠近靶核边缘V (r )max ，势能曲线呈双曲线形，在靶核外围隆起，称为库仑势垒。 2.若靶核电荷数为Z ，入射粒子相对于靶核 的势能为：r Ze r V 2 0241 )(πε=，在r =R 处， 势垒最高，称为库仑势垒高度。
核反应堆物理-复习重点--答案
核反应堆物理分析——邓立 第一章核反应堆的核物理基础（6学时） 1、什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？ 核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。 优点：1）污染小：2）需要燃料少；3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很长时间。 缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性，需要妥善保存；2）裂变产物带有强的放射性，但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上；3）需要考虑排除剩余发热。 2、核反应堆的定义。核反应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种类型的核反应堆？ 核反应堆：一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。 核反应堆分类： 3、原子核基本性质。 核素：具有确定质子数Z和核子数A的原子核。 同位素：质子数Z相同而中子数N不同的核素。 同量素：质量数A相同，而质子数Z和中子数N各不相同的核素。 同中子数：只有中子数N相同的核素。 原子核能级：最低能量状态叫做基态，比基态高的能量状态称激发态。激发态是不稳定的，会自发跃迁到基态，并以放出射线的形式释放出多余的能量。 核力的基本特点：a、核力的短程性；b、核力的饱和性；c、核力与电荷无关 4、原子核的衰变——包括：放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定义；理解衰变常数的物理意义；核衰变的主要类型、反应式、衰变过程，穿透能力和电离能力。 放射性同位素：不稳定的同位素，会自发进行衰变，称为放射性同位素。 核衰变：有些元素的原子核是不稳定的，它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子核，这种现象称为核衰变，也称放射性衰变。 衰变常数：它是单位时间内衰变几率的一种量度；物理意义是单位时间内的衰变几率，标志着衰变的快慢。 半衰期：原子核衰变一半所需的平均时间。 平均寿命：任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。 5、结合能与原子核的稳定性。包括：质量亏损、结合能和比结合能的定义；理解释放能量的两种途径。
反应堆材料辐照损伤概述
反应堆材料辐照损伤概述 【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。 【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料 一、引言 随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。 关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。 二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤 1.燃料芯块的结构与辐照损伤 水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。 燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。 2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化 燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。而电子过程主要产生电离效应，其主要产物是电子-离子对。 燃料芯块在辐照过程中，将产生能量很高的裂变碎片，造成严重的辐照损伤，并伴有大量的原子重新分布，尤其是裂变产物中的氙和氪，产额高，又不溶于固体，在辐照缺陷的协同作用下形成气泡，造成肿胀。另外，固体裂变产物具有很强侵蚀作用，将使芯块发生应力腐蚀而开裂。 3.燃料芯块辐照损伤机理和宏观性能变化 （1）辐照肿胀 辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。燃料芯块中所使用的重要金属铀，其单晶体会显示出特殊的辐照生长现象。在辐照过程中，铀的晶体线度发生异常变化。引起燃料辐照肿胀的根本原因是裂变产物的积累。发生肿胀一方面是由于铀原子的固体裂变产物以金属、氧化物、盐类等形态与燃料相形成固溶体或作为夹杂物存在于燃料相中，裂变产物的总体积超过了裂变前裂变原子所占的体积（一般在2-3%），另一方面是由于在金属中形成了大量的裂变气泡
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
第一章—核反应堆的核物理基础 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。 中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。 平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。 慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子，E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
反应堆材料实验报告
中国科学技术大学 核科学技术学院 反应堆材料实验课程 实验报告 实验名称：铁碳合金金相组织观察及硬度测试学生姓名： 学号： 专业班级： 指导老师：李远杰
一．实验目的 1.掌握金相样品的制备流程，可独立完成金相样品的制备； 2.了解淬火和回火热处理过程，并掌握RAFM钢回火态和淬火态的判断方法； 3.理解热处理对金属材料结构和性能的影响； 4.观察经淬火和回火的样品的表面晶格结构，并比较两者的不同。二．实验原理（主要阐述实验中相关过程的基本原理，如预磨和抛光的原理，腐蚀剂的选择，金相的判断，热处理原理，硬度测试原理等） 1.热处理原理 ⑴淬火：将钢加热到临界温度Ac3（亚共析钢）或Ac1（过共析钢）以上某一温度，保温一段时间，使之全部或部分奥氏体化，然后以大于临界冷却速度的冷速快冷到马氏体以下（或马氏体附近等温）进行马氏体（或贝氏体）转变的热处理工艺。 ⑵回火：将淬火钢加热到奥氏体转变温度以下，保温1到2小时后冷却的工艺。回火往往是与淬火相伴，并且是热处理的最后一道工序。经过回火，钢的组织趋于稳定，淬火钢的脆性降低，韧性与塑性提高，消除或者减少淬火应力，稳定钢的形状与尺寸，防止淬火零件变形和开裂，高温回火还可以改善切削加工性能。 ⑶过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）
图1 过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线） 过冷奥氏体（指加热保温后形成的奥氏体冷却到临界点Ar1以下时，尚未转变的奥氏体）等温转变动力学曲线是表示不同温度下过冷奥氏体转变量与转变时间关系的曲线。由于通常不需要了解某时刻转变量的多少，而比较注重转变的开始和结束时间，因此常常将这种曲线绘制成温度—时间曲线，简称C曲线。C曲线是过冷奥氏体转变的动力学图。从图中可以看出过冷奥氏体转变的组织和性能可以分为3个区：珠光体（由铁素体和渗碳体相间而成的片状或粒状混合物）型转变区(A1-550℃)、贝氏体（由铁素体和渗碳体组成的机械混合物，但不是层片状）型转变区(在240-550℃之间，其中又以350℃左右为界为上、下贝氏体两个转变区) 、马氏体（马氏体是碳在体心立方α-Fe 中的过饱和固溶体）型转变区(Ms-Mf) 。 2.预磨和抛光 预磨是指通关过表面预处理清除部件上的污物，消除严重氧化、
核反应堆及其工作原理
核反应堆及其工作原理 日本地震引发的核泄漏危机使得人心惶惶，网上各种瞎扯的消息铺天盖地，与其在假消息中挣扎，倒不如来普及一下科学知识。核反应堆究竟是什么东西？它的工作原理是怎样的？今天我们就来图解福岛核电站故障。 核反应堆相关词汇表： core 核心 control rod s 控制棒 reactor vessel反应堆 suppression pool 抑压池 primary containment vessel 第一层安全壳（反应堆外壳） secondary containment building 第二层安全壳 turbine涡轮 condenser冷凝器 backup steam generator备用蒸汽发电机 Normal operation 正常状态 In operation since the early 1970s, Japan's Fukushima Daiichi nuclear plant uses six boiling water reactors, which rely on uranium nuclear fission to generate heat. Water surrounding the core boils into steam that drives turbines to generate electricity.
The reactor vessel is surrounded by a thick steel-and-concrete primary containment vessel, equipped with a water reservoir designed to suppress overheating of the vessel. 反应堆由一个钢与混凝土构成的厚实外壳（第一层安全壳）保护着，另外还配有一个蓄水库，防止反应堆过热。The suppression pool is designed to protect the primary vessel if the core gets too hot. Valves release steam into the pool, where it condenses, relieving dangerous pressure. 当核心过热时，抑压池可以起到保护第一层安全壳的作用。这时阀门会打开，水蒸气就能进入抑压池内冷凝，减缓压力过大造成的危险。 Earthquake damage 地震时 The earthquake initiated a rapid shutdown of the reactors, but the disaster cut power to controls and pumps, and the tsunami disabled backup generators. New diesel generators were delivered after batteries used to control the operation of the reactor were exhausted. 周五的地震切断了各种控制系统和水泵的电力供应，而海啸又使备用发电机组无法工作。在控制反应堆运作的电池报废后，不得不启用第二套柴油发电机。 Since the quake hit, fuel rods in the cores of reactor 1, 2 and 3 have overheated because of a lack of cooling water. 自地震以来，由于冷却用水的缺少，1、2、3号反应堆核心中的燃料棒一直处于过热状态。 Control rods were inserted into the cores to stop fission, but cores need several days to cool down. 控制棒已经插入，但是核心需要好几天时间来冷却。
反应堆结构与核燃料
第四章反应堆结构与核燃料 反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。 反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。参见图4.1。 图4.1 反应堆位置 - 35 -
- 36 - 图4.2 反应堆剖面图
- 37 - 图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分： ● 反应堆堆芯 ● 堆内构件 ● 反应堆压力容器和顶盖 ● 控制棒驱动机构 4.1 反应堆堆芯 4.1.1 堆芯布置 核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。 在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。 通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。 图4.3 堆芯分区布置（第一循环）
核科学基础知识
核科学基础知识 概述 核科学是研究原子核的结构、特性和相互作用的科学。普通物质的质量几乎全部都集中在原子核。了解核物质在常态和极端状态下的表现非常不易。极端状态存在于早期的宇宙中、存在于当今星球的内核，也可在实验室中通过原子核的相互碰撞实现。 核子科学家藉由测量静止时和碰撞状态下核子的性能、形状和衰退来进行研究。他们要解决的问题有：核子为什么停留在核心中？质子与中子有哪些可能的组合方式？当核被挤压的时候什么发生？地球上的核子起源于何外？核子科学家使用以下方法进行理论和实验研究：高能粒子加速器、创新的检测仪器和最前沿的计算设备。 原子 在20 世纪早期，已经有极具说服力的证据表明物质可以由原子理论加以描述，也就是说，物质是由一些种类不多的、我们称为原子的建筑模块组成。这一理论为当时已知的化学反应提供了一致的、统一的解释。然而，这个原子理论无法解释一些神秘现象。1896 年，A.H.Becquerel （贝克勒尔）发现了具有穿透力的放射线。在1897 年，J.J.Thomson （汤姆逊）指出电子带有负电荷，并且来自于普通物质之中。物质要呈电中性，必定在某处有正电荷潜藏。那么正电荷究竟在哪里，被什么携带呢？ 1911 年出现了一次里程碑的突破。当时，Ernest Rutherford （卢瑟福）和他的同事想要通过实验找到一束阿尔法粒子（氦核）的穿过薄的金箔后的散射角度。 原子的模型 在Rutherford 模型中，原子中心的点是原子核。核的大小被扩大以使在图像中可以看到。 Rutherford 实验的预期结果本来是什么？它取决于原子的组织结构。当时流行的Thomson 模型（或称为”葡萄干—布丁”原子）认为带负电荷的电子（葡萄干）与四处填满的、带正电荷的质子（布丁）混合在一起。这个模型能够解释海量物质的电中性，而且能够解释电荷的流动。按照这一模型，一个阿尔法粒子发生散射时，散射角几乎不可能大于零点几度，而绝大部分几乎不会发生散射。
核电站的结构
核电站的结构 核电站是怎样发电的呢？简而言之，它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的燃烧产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。 主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一
般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 注： 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂变，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。原子核在发生核裂变时，释放出巨大的能量称为原子核能，俗称原子能。1克铀-235完全发生核裂变后放出的能量相当于燃烧2.5吨煤所产生的能量。
核反应堆类型简介
核反应堆类型简介 核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。 核反应堆分类有： 按时间分可以分为四代： 第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。 第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。 第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。 第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的
程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。 按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。 按反应堆慢化剂和冷却剂分： 轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂； 重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂； 石墨气冷堆；石墨液冷堆。 按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。 核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。 按用途分：将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等；生产放射性同位素的核反应堆；生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆；提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆；为发电而发生热量的核反应，称为发电堆；用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。 如此多的反应堆种类，意味着很多的人才空缺，让我感觉到核电事业亟待人才的加入，我决心努力学习，将来为我国核电事业作出一番贡献。
核反应堆物理分析习题集
反应堆物理习题 1. 水的密度为103kg ／m 3，对能量为0.0253eV 的中子，氢核和氧核的微观吸收截面分别为0.332b 和 2.7×10-4b ，计算水的宏观吸收截面。 2. UO 2的密度为10.42×103kg ／m 3，235U 的富集度ε=3％(重量百分比)。已知在0.0253eV 时， 235U 的微观吸收截面为680.9b ，238U 为2.7b ，氧为2.7×10-4b ，确定UO 2的宏观吸收截面。 3．强度为10104?中子/厘米2·秒的单能中子束入射到面积为1厘米2，厚0.1厘米的靶上，靶的原子密度为240.04810?原子/厘米3，它对该能量中子的总截面（微观）为4.5靶，求 （1）总宏观截面（2）每秒有多少个中子与靶作用？ 4．用一束强度为1010中子/厘米2·秒的单能中子束轰击一个薄面靶，我们观测一个选定的靶核，平均看来要等多少时间才能看到一个中子与这个靶核发生反应？靶核的总截面是10靶。 5．能量为1Mev 通量密度为12510?中子/厘米2·秒中子束射入C 12薄靶上，靶的面积为0.5厘米2、厚0.05厘米，中子束的横截面积为0.1厘米2，1Mev 中子与C 12作用的总截面（微观）为2.6靶，问（1）中子与靶核的相互作用率是多少？（2）中子束内一个中子与靶核作用的几率是多少？已知C 12的密度为1.6克/厘米3。 6．一个中子运动两个平均自由程及1/2个平均自由程而不与介质发生作用的几率分别是多少？ 7．已知天然硼内含10B19.78%，它对2200米/秒热中子吸收截面为3837靶，另含11B80.22%，它对于热中子吸收截面可忽略不计，为了把热中子流从7107.1?/厘米2·秒减弱到 1/厘米2·分，问要多厚的C B 4或32BO H 层，设碳化硼的密度为2.5克/厘米3，平均分子量近似为56，硼酸的密度为1.44克/厘米3，平均分子量近似为62。（忽略H 、C 、O 的吸收） 8．设水的密度为1克/厘米3，平均分子量近似为18，氢332.0a =σ靶。氧002.0a =σ靶，试计算水的宏观吸收截面，又设为了控制目的，在水中溶入了2000ppm 的硼酸，那么宏观吸收截面增大为原来的多少倍？其它所需数据见上题。 9．用能量大于2.1Mev 的中子照射铝靶可发生H Mg n Al 12727+→+反应，Mg 27有β放射性，半衰期10.2分，今有长5厘米宽2厘米厚1厘米的铝板放在中子射线束内受垂直照射，中子能量大于上述能量，流强为107中子/厘米2·秒。如果在长期照射停止后，经过20.4分钟，样本有21013.1-?微居里的β放射性，试计算其核反应微观截面。（已知铝的密度为 2.7克/厘米3） 10．一个反应堆在30000千瓦下运转了10天，然后停闭，问在“冷却”30天以后由于裂变产物衰变而生的能量释放率是多少？ 11．反应堆电功率为1000MW ，设电站效率为32%。试问每秒有多少个235U 核发生裂变？运行一年共需要消耗多少易裂变物质？一座同功率火电厂在同样时间需要多少燃料？已知标准煤的发热值为29/Q MJ kg =
反应堆结构与材料重点
1反应堆分类：按中子能量分：快中子堆中能中子堆慢中子堆按形势分：非均匀堆均匀堆按燃料分：钍堆浓缩铀堆天然铀堆按冷却剂慢化剂分：熔盐堆有机堆沸水堆（轻水堆）压水堆重水堆石墨气冷堆石墨冷水堆按用途分：研究堆生产堆动力堆生产动力堆 2压水堆的组成：压水堆主要由核反应堆，一回路系统，二回路系统，其他辅助系统组成 3 PWR堆堆芯设计要求：堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性；有最佳的冷却剂流量分配和最小的流量阻力；有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；堆芯结构紧凑，换料操作简单便。 4 1，2回路厂房中设备系统一回路厂房也就是反应堆安全壳，为一个立式圆柱状半球型顶盖或球型建筑物内径约30-40米，高约为60-70米，内有反应堆，主循环泵，稳压器，汽发生器和相应的管道阀门以及其他辅助设备组成的一回路系统。二回路厂房与普通火电厂的汽轮机发电机组厂房相似，内有汽轮机发电机，凝汽器，凝结水泵，低压回水加热器，高压回水加热器，除氧器，给水泵，汽水分离再热器，主蒸汽管道有关的辅助设备组成的二 5 压水堆本体结构：堆芯，压力容器，堆内构件，堆芯组件和控制棒驱动机构组成 6 PWR堆芯结构：核燃料组件，控制棒组件，固体可燃毒物，固体中子源和阻力塞组件等。 7 可燃毒物组件的结构和作用：只用于第一燃料循环的全新堆芯，用于控制堆芯的初始反应性，功能是降低冷却剂水中的硼浓度，保持慢化剂负温度系数，可燃毒物棒为装在304 型不锈钢包壳管内的一根硼玻璃管(B2O3+SiO2)硼玻璃管在内径全长还用薄壁304型不锈钢管状内衬支撑，包壳管两端堵塞并施密封焊，内外包壳之间留有足够气隙空间，以容纳放出的氦气，限制其内压小于反应堆运行压力，将可燃毒物棒固定在压紧组件上就构成可燃毒物组件 8 压力容器原材原则：材料具备高度的完整性；具有适当的强度足够的韧性；导热性能好；便于加工制造，成本低廉；具有低的辐照敏感性 9 压力容器本体结构：上法兰，密封台肩，一节接管段，二节堆芯包容环段，一节过渡段，一只半球形下封头组成组成。 10 反应堆容器顶盖结构：由顶盖法兰和顶盖本体焊接而成，顶盖本体为板材热锻成型，上面焊有3只吊耳，一根排气管，一块金属支撑板，控制棒驱动机构管座，热电偶管座 11 压力容器失效形成:延性断裂：机械应力超过材料的屈服应力，承载段就开始塑性变形而后断裂；；；脆性断裂：压力容器加工过程会产生微裂纹和材质不均匀性，承载后裂纹端部应力增大并可能导致裂纹扩展，在适当条件下，裂纹会无限扩展形成断裂 12 堆内结构的定义结构功能：堆内构件是指装在反应堆容器内，除了以下结构之外的所有其他构件：燃料组件，棒束控制组件，及其传动轴，可燃毒物组件，中子源组件，阻力塞组件和堆内测量仪表。由下部支撑结构（包括热中子屏蔽），堆芯上部支撑结构（包括控制棒束导向管）和压紧弹簧组成。；；；；；；；；；；；；主要功能：为冷却剂提供流道；为压内容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射影响；为燃料组件提供支撑和压紧；固定监督用的辐照样品；为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提供堆内向导；平衡机械载荷和水力载荷；确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定温度 13 下部支撑结构的组成：堆芯吊篮组件（含堆芯支撑板）；热中子屏蔽；流量分配孔板；堆芯下栅格板；堆芯围板组件；堆芯二次支撑和测量通道。 14 热屏蔽的原因方法改进：在辐照最大区域加强中子辐照防护，热屏蔽由4块不锈钢板组成不连续的圆筒形，在反应堆中心铀的4个象限位置上（0° 90° 180° 270°）用螺钉连接在堆芯吊篮外壁上，热屏还支撑辐照样品监督管。 15上部支撑结构的作用和组成作用：将堆芯组件定位、压紧、防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯组件上移；组成控制棒驱动线的重要构件，保证控制棒对中，起导向作用，使控制棒
核反应堆物理分析课后答案(更新版)(1)
核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有： 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310()M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?= =? 所以，26 352(5)() 5.4910 ()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得，0.0253eV 时：1 1 2() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210 ()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6题
《核反应堆物理分析(谢仲生版)》名词解释及重要概念
《核反应堆物理分析（谢仲生版）》名词解释及重要概念 第一章—核反应堆的核物理基础 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。 中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。 平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。 慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子， E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。
核反应堆及发展
核反应堆的类型 核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具 有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。 下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。 压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸 腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。 沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容 器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。 重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。 前景看好的快堆 现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235，而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％~2％。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％~70％，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。 具体点说，在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。 早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能