核反应堆的主要类型

核反应堆的主要类型
核反应堆的主要类型

目前,在以发电为目的的核能动力领域,世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的,主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。

一、压水堆

压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一

种热中子堆堆型。四十多年来,这种堆型得到了

很大的发展,经过一系列的重大改进,.己经成为

技术上最成熟的一种堆型。

压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料,燃

料芯块中铀-235的富集度约3%。核燃料是高温烧

结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。

柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管

中构成燃料元件,这些燃料元件以矩形点阵排列

为燃料组件,组件横断面边长约20cm,长约3m。

几百个组件拼装成压水堆的堆芯。堆芯宏观上为

圆柱形。

压水堆的冷却剂是轻水。轻水不仅价格便宜,而且具有优良的热传输性能。所以在压水堆中,轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。

轻水有一个明显的缺点,就是沸点低。要使热力系统有较高的热能转换效率,根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数,就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右,出口水温330℃左右,堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。

高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后,进入蒸汽发生器,如图1-7所示。压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉,核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉,而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅,通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。

冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后,经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统,是冷却剂回路的压力边界。它们都被安置在安全壳内,称之为核岛。

蒸汽发生器内有很多传热管,冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。传热管外为二回路的水,冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时,将携带的热量传输给二回路内流动的水,从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里,冷却剂回路与二回路的水在互不交混的情况下,通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备.

从蒸汽发生器产生的高温蒸汽,流过汽轮机,带动发电机组发电。余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器,通过三回路排放到最终热阱一江、河、湖、海或大气。

从20世纪60年代第一代商用压水堆核电站诞生以来,压水堆的发展和它的燃料元件一样,都经历了几代的改进。压水堆的单堆电功率已由18.5万kW增加到130万kW热能利用效率由28%提高到33%,堆芯体积释热率由50MW/m3提高到约100MW/m3,燃料元件的燃耗也加深了大约3倍。为减少基建投资和降低发电成本,目前一座反应堆只配一台汽轮机。所以随着反应堆功率的增加,汽轮机也越造越大。130万kW核电站的汽轮机长达40m,配上发电机,整个汽轮发电机组长56m.

压水堆核电站最显著的特点是:结构紧凑,堆芯的功率密度大。我们知道,中子与氢原子核质量相当,每次碰撞时,中子损失的能量最多。轻水分子是由两个氢原子和一个氧原子组成。与气体相比,水的密度很大,含氢量很高。在各种慢化剂中,水的慢化能力最强。水不仅是良好的慢化剂,也是良好的冷却剂。它比热大,导热系数高.在堆内不易活化,不容易腐蚀不锈钢、错等结构材料。由于水的慢化能力及载热能力都好,所以用水作慢化剂和冷却剂。用轻水作慢化剂和冷却剂的压水堆最显著的特点是结构紧凑,堆芯的功率密度大。这是压水堆的主要优点。

压水堆核电站的另一个特点是经济上基建费用低、建设周期短。由于压水堆核电站结构紧凑,堆芯功率密度大,即体积相同时压水堆功率最高,或者在相同功率下压水堆比其他堆型的体积小,加上轻水的价格便宜,导致压水堆在经济上基建费用低和建设周期短。

压水堆核电站的主要缺点有两个:第一,必须采用高压的压力容器。我们知道,水的沸点低。在一个大气压下,水在100℃下就会沸腾。压水堆核电站为了提高热效率,就必须在不沸腾的

前提下提高从反应堆流出的冷却剂的温度,即提高出口水温,为此就必须提高压力。为了提高压力,就要有承受高压的压力容器。这就导致压力容器的制作难度和制作费用的提高。第二,必须采用有一定富集度的核燃料。轻水吸收热中子的几率比重水和石墨都大,所以轻水慢化的核反应堆无法以天然铀作燃料来维持链式反应。因此轻水堆要求将天然铀浓缩到18亿年前的水平,即富集度要达到3%左右,因而压水堆核电站要付出较高的燃料费用。

美国通过多种堆型的比较分析后,20世纪50年代确定首先重点发展压水堆。除国内建造外.还向国外大量出口,曾垄断了反应堆的国际市场。所以压水堆目前在核反应堆中占据统治地位。在己建、在建和将建的核电站中,压水堆占64%左右。

压水堆之所以发展得最快,除了由于水慢化能力及冷却能力强,因而结构紧凑外,还有下列历史上的原因:

(1)压水堆的发展有军用堆的基础。由于压水堆在作为核电站的堆型前,己经作为军用堆进行了大量研究,所以技术问题解决得比较彻底,并已经有了加工压水堆部件的工业基础。

(2)工业上有使用轻水的长期经验。压水堆所采用的传热工质一一水,在工业上已经使用了几百年。水是研究得最多的传热工质.与水有关的泵、阿门、蒸汽轮机,工业上已有成熟的经验。有了火电站的基础,发展压水堆核电站回路系统和发电设备就比较容易了。

(3)核工业的发展,为压水堆所需要的浓缩铀准备了条件。浓缩铀厂和生产堆一样,是生产原子弹装料的重要手段。由于核武器生产国的浓缩铀生产能力过剩,为了给剩余的浓缩铀生产能力找到出路,便大力发展民用核动力,特别是压水堆核电站。

(4)压水堆技术上已成熟.压水堆转入民用以后,又进行了大量研究。压水堆核电站的大量建造,又进一步降低了成本,并在推广中使技术不断完善。现在,没有一种堆型,像压水堆这样投入过大量的人力和经费,进行过广泛细致的研究和开发。也没有哪一种堆型,有压水堆这样丰富的制造和运行经验,以及与压水堆相适应的完整的核动力工业体系。由于这个原因,虽然后来发展的一些堆型有不少压水堆无法比拟的优点,在技术上也很有发展前途,但要达到压水堆这样完善的程度,还需要投入一笔巨大的科研费用。

正是上述多种因素的共同影响,造成当前压水堆核电站占有独特的统治地位,而且这种状况还要维持几十年。

压水堆核电站从20世纪50年代问世以后,仅仅经过十多年,到70年代初,就不仅在经济上,而且在环境保护上,超过了已有近百年历史的火电站。压水堆核电机组一直是核能产业最安全堆型之一,它已经成为一种成熟的堆型,一直吸引着越来越多的用户,是核动力市场上最畅销的“商品”。今天,不仅发展核武器的国家,而且一些不发展核武器,煤、石油、水电很丰富的国家,也在纷纷发展核电站。在世界上,己经出现了一种规模巨大的新兴工业一一民用核动力工业,它和电子工业一样,其发展速度远远超过煤、钢铁、汽车等传统工业,并将对整个社会的生产和生活面貌带来越来越深刻的影响。到目前为止,压水堆核电站的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计,正向标准化、系列化的方向发展。压水堆核电站的研究开发工作,主要是为了进一步提高其安全性和经济性。有关各国在这方面都有庞大的研发计划,并开展广泛的国际合作。

二、沸水堆

在对压水堆核电站有了基本了解之后,让我们再关心一下它的孪生姐妹—沸水堆。

在压水堆核电站中,一回路的冷却剂通过堆芯时被加热,随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产生蒸汽。那么可不可以让水直接在堆内沸腾产生蒸汽呢?

沸水堆正是在核潜艇用压水堆向核电站过渡时,为回答上述问题而衍生出来的。

沸水堆与压水堆同属于轻水堆家族,都使用轻水作慢化剂和冷却剂,低富集度铀作燃料,燃料形态均为二氧化铀陶瓷芯块,外包错合金包壳。

典型的沸水堆堆芯和压力容器的内部结构及其燃料元件棒、燃料组件和控制棒等示于图1-8中。堆芯内共有约800个燃料组件,每个组件为8x8正方排列,其中含有62根燃料元件和2根空的中央棒(水棒)。沸水堆燃料棒束外有组件盒以隔离流道,每一个燃料组件装在一个元件盒内。具有十字形横断面的控制棒安排在每一组四个组件盒的中间。

冷却剂自下而上流经堆芯后大约有100(重量)被变成蒸汽。为了得到干燥的蒸汽,堆芯上方设置了汽——水分离器和干燥器。由于堆芯上方被它们占据,沸水堆的控制棒只好从堆芯下方插入。

沸水堆的冷却剂循环流程如图1-9所示。其特点是堆芯内具有一个冷却剂再循环系统。流经堆芯的水仅有部分变成水蒸气,其余的水必须再循环。从圆简区的下端抽出一部分水由再循环泵将其唧送入喷射泵。大多数沸水堆都设置两台再循环泵,每台泵通过一个联箱给10--12台喷射泵提供“驰动流”,带动其余的水进行再循环。冷却剂的再循环流量取决于向喷射泵注水率,后者可由再循环泵的转速来控制。

因为沸水堆与压水堆一样,采用相同的燃料、慢化剂和冷却剂等,注定了沸水堆也有热效率低、转化比低等缺点。但与压水堆核电站相比,沸水堆核电站还有以下几个不同的特点:

(1)直接循环。核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机,推动汽轮发电机组发电。这是沸水堆核电站与压水堆核电站的最大区别。沸水堆核电站省去一个回路,因而不再需要昂贵的、压水堆中易出事故的蒸汽发生器和稳压器,减少大量回路设备。

(2)工作压力可以降低。将冷却水在堆芯沸腾直接推动蒸汽轮机的技术方案可以有效降低堆芯工作压力。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度,沸水堆堆芯只需加压到约70个大气压,即

堆芯工作压力由压水堆的1M}}左右下降到沸水堆的} M }S左右,降低到了压水堆堆芯工作压力的一半。这使系统得到极大地简化,能显著地降低投资。

(3)堆芯出现空泡。与压水堆相比,沸水堆最大的特点是堆内有气泡,堆芯处于两相流动状态口由于气泡密度在堆芯内的变化,在它的发展初期,人们认为其运行稳定性可能不如压水堆。但运行经验的积累表明,在任何工况下慢化剂反应性空泡系数均为负值,空泡的反应性负反馈是沸水堆的固有特性。它可以使反应堆运行更稳定,自动展平径向功率分布,具有较好的控制调节性能等。

与压水堆核电站相比,沸水堆核电站的主要缺点是;

(1)辐射防护和废物处理较复杂。由于沸水堆核电站只有一个回路,反应堆内流出的有一定放射性的冷却剂被直接引入蒸汽轮机,导致放射性物质直接进入蒸汽轮机等设备,使得辐射防护和废物处理变得较复杂。汽轮机需要进行屏蔽,使得汽轮机检修时困难较大;检修时需要停堆的时间也较长,从而影响核电站的设备利用率。

(2)功率密度比压水堆小。水沸腾后密度降低,慢化能力减弱,因此沸水堆需要的核燃料比相同功率的压水堆多,堆芯及压力壳体积都比相同功率的压水堆大,导致功率密度比压水堆小。

沸水堆核电站这些缺点的存在,加上发展不普遍因而缺乏必要的运行经验反馈,比如人们担心虽然取消了蒸汽发生器,但使堆内结构复杂化,经济上未必合算等,使得在过去几十年中沸水堆的地位不如压水堆。到1997年年底,世界上己经运行的沸水堆核电机组有93个,仅占世界核电总装机容量的23}o。但随着技术的不断改进,沸水堆核电站性能越来越好。尤其是先进沸水堆(ABWR)的建造这几年取得了很大进展,在经济性、安全性等方面有超过压水堆的趋势。例如,ABW叹用置于压力容器内的再循环泵代替原先外置的再循环泵.大大提高了安全性。由于水处理技术的改进和广泛使用各种自动工具,ABWR检修时工作人员所受放射性剂量已大幅度降低·所有这一切使人们对于沸水堆核电站技术已经刮目相看。日本今后的核电计划都采用沸水堆,我国台湾省拟新建的电站也决定采用沸水堆。

三、重水堆

重水堆是指用重水(D2O)作慢化剂的反应堆。

重水堆虽然都用重水作慢化剂,但在它几十年的发展中,己派生出不少次级的类型。按结构分,重水堆可以分为压力管式和压力壳式。采用压力管式时,冷却剂可以与慢化剂相同也可不同。压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。立式时,压力管是垂直的,可采用加压重水、沸腾轻水、气体或有机物冷却;卧式时,压力管水平放置,不宜用沸腾轻水冷却。压力壳式重水堆只有立式,冷却剂与慢化剂相同,可以是加压重水或沸腾重水,燃料元件垂直放置,与压水堆或沸水堆类似。

在这些不同类型的重水堆中,加拿大发展起来的以天然铀为核燃料、重水慢化、加压重水冷却的卧式、压力管式重水堆现在已经成熟。图1-10给出了压力管卧式重水堆燃料棒束组件的结构图,图1-11给出了这种类型重水堆核电站系统示意图。图1-11显示了在一个8字形回路中重水冷却剂的系统流程。该回路示意性画出两根压力管。实际纽几百根压力管平行地装配在排管容器内。8字形回路中与压力管相接的两台蒸汽发生器和两台冷却剂循环泵,连同相关管路共同构成了一回路冷却剂系统。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,

带走堆内发热二压力管外的排管容器中充满作为慢化剂的一重水.并与慢化剂冷却系统相连。这种堆民前在核电站中比例不大,但有一些突出的特点。

重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似,是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷块,这种芯块也是放在密封的外径约为十儿毫米、长约500mm的错合金包壳管内,构成棒状元件。由37到43根数目不等的燃料元件棒组成长约500mm、外径为100mm左右的燃料棒束组件。图1-10表示压力管卧式重水堆的燃料棒束组件结构。反应堆的堆芯是由几百根装有燃料棒束组件的压力管排列而成口重水堆压力管水平放置,管内有1束燃料组件,构成水平方向尺度达6m的活性区。作为冷却剂的重水在压力管内流动以冷却燃料元件。像压水堆一样,为了防止震水过热沸腾,必须使压力管内的重水保持较高的压力。压力管是承受高压重水冲刷的重要部件,是重水堆设计制造的关键设备。作为慢化剂的重水装在庞大的反应堆容器(称为排管容器)内。为了防止热量从冷却剂重水传出到慢化剂重水中,在压力管外设置一条同心的管子,称为排管,压

力管与外套的排管之间充入气体作为绝热层,以保持压力管内冷却剂的高温,避免热量散失;同时保持慢化剂处于要求的低温低压状态。同心的压力管和排管贯穿于充满重水慢化剂的反应堆排管容器中,排管容器则不承受多大的压力。总长可达8-9 m的排管两端有法兰固定,与排管容器的壳体联成一体。图1-12给出了压力管卧式重水堆结构示意图。

控制棒插入排管容器内排管之间,在这种低温低压重水慢化剂内,可上下方向或左右方向运动。所以与在高温高压水内运动的压水堆控制棒相比,更加安全可靠。

这种压力管卧式重水堆可以在反应堆运行时,由装卸料机连接压力管的两端密封接头进行不停堆换料口每次换料时,将8束新组件从压力管的一端推进去,同时从同一压力管的另一端将辐照过的燃料组件推出。

加拿大设计建造的CANDU堆是压力管卧式重水堆的典型代表。54万kW的皮克灵核电站,有390根压力管,压力管内总共放了4 680束燃料组件。每个燃料棒束内有37根燃料元件棒,因此这些燃料组件共由大约17万根燃料元件棒组成。压力管内冷却燃料组件用的高压重水,压力为10MPa,温度300℃。外套排管与重水排管容器是焊在一起的,重水慢化剂不加压,温度约70℃。裂变产生的中子在压力管内得不到充分慢化,主要在排管外慢化。将慢化剂保持低温,除了可以避免高压,还可以减少铀-238对中子的共振吸收,有利于实现链式反应。

重水堆核电站动力循环系统与压水堆核电站相似。一回路系统如图1-13所示,分别为两个相同的循环回路,一个设在反应堆的左侧,另一个设在反应堆的右侧,对称布置。每一个循环回路由2-6个蒸汽发生器和2-8合循环泵组成。每个循环回路带走反应堆一半的热量。一回路中的重水冷却剂在重水循环泵的哪送下由左边循环回路流入左边压力管进口,在堆芯内冷却元件。重水被加热升温后从反应堆右边流出,进入右侧循环回路。在右边循环回路蒸汽发生器中将热量传递给二回路的水。而从蒸汽发生器出口,重水又由右边循环回路重水泵卿送进入右边压力管,在堆芯内被加热,然后从堆左边出去,进入左边循环回路的蒸汽发生器中,再由左侧重水循环泵送入堆芯。如此循环往复将核裂变热能带至蒸汽发生器传递给二回路,产生的蒸汽

送入蒸汽轮机做功,带动发电机发电.

重水堆核电站与轻水堆核电站相比较,核特性及重水堆的特殊结构所决定的:有以下几点主要差别,这些差别是由重水的核特性及重水堆的特殊结构所决定的:

(1)中子经济性好,可以采用天然铀作为核燃料。我们知道,重水和天然水,(也就是轻水)的热物理性能差不多,因此作为冷却剂时,都需要加压。但是、重水和轻水的核特性相差很大。这个差别主要表现在中子的慢化和吸收上。在目前常用的慢化剂中,重水的慢化能力仅次于轻水,多倍,使得重水的“慢化比”可是重水最大优点是它吸收热中子的几率比轻水要低两百远高于其他慢化剂。由于重水吸收热中子的几率小,所以中子经济性好。以重水慢化的反应堆,可以采用天然铀作为核燃料。从而使得建造重水堆的国家,不必建造浓缩铀厂。

(2)中子经济性好,比轻水堆更节约天然铀。由于重水吸收的中子少,所以重水慢化的反应堆,中子除了维持链式反应外,还有较多的剩余可以用来使铀-238转变为钚-239,使得重水堆不但能用天然铀实现链式反应,而且比轻水堆节约天然铀20%。

(3)可以不停堆更换核燃料。重水堆由于使用天然铀,后备反应性少,因此需要经常将烧透了的燃料元件卸出堆外,补充新燃料。经常为此而停堆,对于要求连续发电的核电站是不允许的。这就使不停堆装卸核燃料显得尤为必要。压力管卧式重水堆的设计,使不停堆换料得以实现。

(4)重水堆的功率密度低。重水堆虽然由于重水吸收中子少带来了上述优点,但由于重水的慢化能力比轻水低得多,又给它带来了不少缺点。由于重水慢化能力比轻水低,为了使裂变产生的快中子得到充分的慢化,堆内慢化剂的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天然铀等原因,同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左右。

(5)重水费用占基建投资比重大。20t天然水中含有3kg重水。虽然从天然水中提取重水,比从天然铀中制取浓缩铀容易,但是由于天然水中重水含量低,所以重水仍然是一种相当昂贵的材料。由于重水用量大,所以重水的费用约占重水堆基建投资的六分之一以上。

重水堆和轻水堆除了上述主要差别外,还会派生出一系列其他的区别。我们知道,物质的质量乘比热,是该物质升高一度吸收的热量,称为热容。轻水与重水比热差不多。但重水堆内重水装载量大,所以总的热容量也大。重水堆的燃料元件,是安装在几百根互相分离的压力管内。压力管破裂前有少量泄漏,容易发现和处理。而且当压力管破裂造成失水事故时,事故只局限在个别压力管内。由于冷却剂与慢化剂分开,失水事故时慢化剂仍留在堆内,因而失水事故时燃料元件的剩余发热,容易被堆内大量的重水慢化剂吸收。而轻水堆压力边界的任何一处发生泄漏,造成的后果都涉及整个堆芯。由于轻水堆热容量小,所以失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大地升高,因而轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重。

总之,由于轻水和重水的核特性相差很大,在中子慢化性能和吸收性能的两个主要指标上,它们的优劣正好相反,使它们成了天生的一对竞争伙伴:轻水堆的优点正好对应重水堆的缺点,重水堆的优点正好对应轻水堆的缺点。正是由于这个原因,使得这两种堆型的选择,成了不少国家的议会、政府和科技界人士长期争论不休的难题。虽然轻水堆已经在核动力市场上占据了统治·地位,但是近年来,由于重水堆能够节约核燃料,因而引起不少国家政府和核工业界人

士的重视。

由于重水堆比轻水堆更能充分利用天然铀资源,又不需要依赖浓缩铀厂和后处理厂,所以印度、巴基斯坦、阿根廷、罗马尼亚等国家已先后引进加拿大的重水堆。我国的秦山核电站第三期工程也从加拿大引进了两个重水堆核电机组。反映加拿大的这种重水堆核电站技术已经相当成熟。

四,高温气冷堆

除了用水冷却外,还有用气体作为冷却剂的气冷堆。气体的主要优点是不会发生相变。但是气体的密度低,导热能力差,循环时消耗的功率大。为了提高气体的密度及导热能力,也需要加压。

气冷堆在它的发展中,经历了三个阶段,形成了三代气冷堆。

第一代气冷堆,是天然铀石墨气冷堆。它的石墨堆芯中放入天然铀制成的金属铀燃料元件。石墨的慢化能力比轻水和重水都低,为了使裂变产生的快中子充分慢化,就需要大量的石墨。加上作为冷却剂的二氧化碳导热能力差,使这种堆体积大,平均功率密度比压水堆低百多倍。此外其热能利用效率只有24%。由于这些缺点,于是英国从60年代初期起,就转向研究改进型气冷堆。

改进型气冷堆是第二代气冷堆。它仍然用石墨慢化和二氧化碳冷却。为了提高冷却剂的温度,元件包壳改用不锈钢。由于采用二氧化铀陶瓷燃料及浓缩铀。随着冷却剂温度及压力的提高,这种堆的热能利用效率达40%.功率密度也有很大提高。第一座这样的改进型气冷堆1963年在英国建成。当时英国过高地估计了所取得的成就,准备建造10座130万kW的改进型气冷堆双堆电站。然而出师不利,在开始建造后不久,问题一个接着一个,使原先计划建成的电站,工期一再推迟,基建投资也大幅增加,以致造成的损失达一二十亿英镑,成为英国核动力史上一场巨大的灾难。一则由于改进型气冷堆的波折,二则由于这种堆在经济上的竞争能力差,加上轻水堆的大量发展,经过了近十年的争论,英国政府决定,放弃自己单独坚持了二十多年的气冷堆路线。

尽管如此,第三代气冷堆即高温气冷堆,虽然也经历了曲折的道路.却强烈地吸引着人们去探索.并显示了旺盛的生命力。

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。

高温气冷堆的核燃料是富集度为90%以上(也有的高温气冷堆采用中、低富集度)的二氧化铀或碳化铀(见图1-14)。首先将二氧化铀或碳化铀制成直径小于1mm的小球,其外部包裹着热解碳涂层和碳化硅涂层.将这种包敷颗粒燃料与石墨粉基体均匀混合之后,外面再包一些石墨粉,经复杂的工艺加工制成直径达60mm的球形燃料元件。由于每颗包敷颗粒燃料小球有多层包壳,而且包敷颗粒燃料小球间有石墨包围,所以这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。

高温气冷堆的冷却剂是氦气。球形元件重叠时,彼此间有空隙可供高温氦气流过。在氦循环风机的驱动下,氦气不断通过堆芯将裂变热带出,进行闭式循环。氦气的压力一般为4MPa。

1985年德国建成的30万kW电功率的高温钍堆是一种用蒸汽进行间接循环的高温气冷堆,它的堆芯高6m,直径5.6 m,功率密度61kw/L,。堆芯有67.5万个直径6cm的球,其中35.8万个是装了燃料的球,31.7万个是慢化和控制用的石墨球和可燃毒物球。堆芯放在预应力混凝土压力壳内(见图1-15,预应力混凝土压力壳外直径24.8.m,高25.5m。反应堆运行时,新的燃料球由反应堆的顶部加料机构加入,烧过的燃料球依靠它的自重从反应堆漏斗式底部卸出,经过燃耗分析器检定,将未烧透的燃料球送回堆芯继续使用,这样可以做到连续不停堆装卸料。

目前的高温气冷堆分为三种:第一种是用蒸汽(在二回路)进行间接循环的高温气冷堆。其反应堆出口温度约750℃,一回路氦气压力为4MPa。如果是1}万k的高温气冷堆,每小时的氦气流量达4 600t。这种闭式循环的高温氦气经过蒸汽发生器管内时,使蒸汽发生器管外流动着的二回路的水变为高温蒸汽,像压水堆那样去推动汽轮发电机组。这种间接循环的高温气冷堆的基建投资估计比相同规模的压水堆核电站高出40%,而且要用90%富集度的高浓铀,经济上没有竞争力。第二种是直接循环的高温气冷堆。这种堆产生850℃的高温氮气,不经过蒸汽发生器这一中间环节,直接去推动氦气轮机。氮气轮机排出的余热又可以供氨蒸汽循环使用,采用这种双重循环发电,热能利用率可达50%。也可利用氦气轮机余热供热,使之成为核热电站。由于高温气冷堆逸出的放射性甚微,用来自反应堆堆芯的高温氮气直接推动氦气轮机时,不会像沸水堆核电站直接循环那样给检修造成冷难。第三种是特高温气冷堆。这种堆的氦气出口温度达950℃以上,可以炼钢、生产氢气、煤的液化和气化等。如果在燃气轮机后增加两道氨蒸汽循环发电.则热能利用效率可达60%。研制后两种高温气冷堆的主要困难是材料。在850-1200℃范围内,目前采用的材料的强度难以满足需要。氦循环风机、氦气轮机等大型设备也需要进行研制。

高温气冷堆由于采用包敷颗粒核燃料,取消了燃料元件的金属包壳,又用传热性能较好、化学性能稳定、中子吸收截面小的氦气作冷却剂,因此它具有下列与众不同的特点;

(1)核电站选址灵活且热效率高。由于采用耐高温的包敷颗粒核燃料,并用耐高温石墨作堆芯结构材料,因此允许反应堆冷却剂的出口温度达到750-950℃。如果将高温气冷堆的出口氦气温度提高到900℃左右,并采用氮气轮机进行直接循环,加之氦气的热导率和比热比二氧化碳大得多,输送时消耗的功率小,则高温气冷堆可达50%以上的热效率,这是其他堆型不可企及的高度。另外由于利用氦气轮机直接循环时便于用空气冷却塔散失余热。使这种堆可以建在冷却水源不足的地方,选址非常灵活。

(2)高转化比。高温气冷堆中除核燃料外,没有金属结构材料,只有中子吸收截面较小的石墨,反应堆的中子经济性好,有较多的剩余中子可用来将钍-232转化为铀-233,使新核燃料的转化比可达0.85左右。因此堆内用针作为再生核燃料,实现钍-铀循环,将大大有利于钍资源的利用。这种堆属于先进转化堆。

(3)安全性高。高温气冷堆的负温度系数大,堆型热容量也大,因此在事故工况下温度上升缓慢,即使在失氦情况下,堆型结构也不至于熔化,这就使得采取相应安全措施的裕度增大。另外由于采用了预应力混凝土压力壳,容器不会发生突然爆破事故。因此这种堆型安全性较好。

(4)对环境污染小。由于采用性能稳定的氦气作冷却剂,氦气的中子吸收截面极小,反应堆一回路放射性剂量较低;而且由于它的热效率高,排出的废热也比轻水堆少35%-40%,热污染少。因此它是核电站中较清洁的堆型,可以建在人口较密的城镇附近。

(5)有综合利用的广阔前景。氦气是一种惰性气体,化学性质不活泼,容易净化,不引起材料的腐蚀。它透明,便于装卸料操作。在出口温度提高到1 000-1 200℃时,可将反应堆的高温工艺供热直接应用于炼钢、制氢、煤的液化或气化等工业生产中,达到综合利用的目的。

(6)可实现不停堆换料。高温气冷堆使用球形元件时,可以通过装卸料机构实现不停堆连

续装卸核燃料。这样可以使堆内的后备反应性小,有利于反应堆的控制。

虽然高温气冷堆有以上这些突出的优点,但是由于技术上还没有达到成熟的阶段,仍有很多技术问题影响着它的迅速发展。.这些问题归纳为:

(1)高燃耗包敷颗粒核燃料元件的制备和辐照考验。燃料元件复杂的制备工艺,巨大的数量,要求不仅要克服燃料元件制造工艺上遇到的很多技术难关,还要求元件的制造必须有可靠的稳定性,另外,为了验证这些撤料元件在反应堆内高温、强辐照条件下能否具备良好的使用性能,必须在反应堆内进行长期的辐照考验。

(2)高温高压氮气回路设备的工艺技术问题。由于高温高压的氮气极易泄漏,因此对氦气泄漏的指标需要严格加以控制。为此,一回路的系统及设备都需要采取一系列严格的密封防泄漏措施。特别是高温氮气循环风机、氮气轮机、气体阀门等带转动部件的设备,防泄漏动密封的问题最大。

(3)燃料后处理及再加工问题。在高温气冷堆中,为了加大转化比,加大燃耗和降低成本,采用铀-钍燃料循环体系,这就给燃料后处理和再加工带来了很多新的问题。在元件再加工中,由于铀-233燃料中含有难以分离的铀-232,后者带有很强的γ放射性,因此必须采取特殊的防护措施和遥控操作。另一方面,另建一套钍-铀燃料循环体系,在技术上和经济上都要克服一定的困难。

1964年后,英国、美国和联邦德国先后建起了三座高温气冷试验堆。除了初期出过一些小小的故障外,运行情况都非常令人满意。它们逸出的放射性甚微,特别是原西德的球床堆,燃耗深度超过压水堆几倍。原设计氦气出口温度为750℃,后来相继提高到850℃和950℃,这些都证明高温气冷堆的概念是可行的。由于高温气冷堆在技术上具有水冷堆无法比拟的优点,加上三座己建堆取得的成绩,因而在国际上引起了普遍重视。专家们认为这种堆型在以后的能源结构中具有特殊的地位,一度将这种堆列为必须发展的堆型。

五、快中子堆

快中子反应堆.简称快堆,是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1MeVl以上的快中子引起的反应堆。

快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料(或采用碳化铀-碳化钚混合物),将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块,装入到直径约为6 mm的不锈钢包壳内,构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒(见图1-16)。

快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同,它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒,两端是由非裂变物质天然(或贫化)二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。

反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中,通过顶部的传动机构带动。

由于堆内要求的中子能量较高,所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料,即快堆中无慢化剂。目前快堆中的冷却剂主要有两种:液态金属钠或氦气。根据冷却剂的种类,可将快堆分

为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础,而且高速气流引起的振动以及氮气泄漏后堆芯失冷时的问题较大,所以目前仅处于探索阶段。

钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂,通过流经堆

芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。钠的中子

吸收截面小;导热性好;沸点高达886.6℃,所以在常压

下钠的工作温度高,快堆使用钠做冷却剂时只需两三

个大气压,冷却剂的温度即可达500-600℃;比热大.

因而钠冷堆的热容量大;在工作温度下对很多钢种腐

蚀性小;无毒。所以钠是快堆的一种很好的冷却剂。世

界上现有的、正在建造的和计划建造的都是钠冷快堆。

但钠的熔点为97.8℃,在室温下是凝固的,所以要用

外加热的方法将钠熔化。钠的缺点是化学性质活泼,

易与氧和水起化学反应。当蒸汽发生器管子破漏时,

管外的钠与管内泄漏的水相接触,会引起强烈的钠-

水反应。所以在使用钠时,要采取严格的防范措施,

这比热堆中用水作为冷却剂的问题要复杂得多。

按结构来分,钠冷快堆有两种类型,即回路式和

池式。

回路式结构就是用管路把各个独立的设备连接成回路系统。优点是设备维修比较方便,缺点是系统复杂易发生事故.与一般压水堆回路系统相类似,钠冷快堆中通过封闭的钠冷却剂回路(一回路)最终将堆芯发热传输到汽-水回路,推动汽轮发电机组发电。所不同的是在两个回路之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路(二回路)和钠-钠中间热交换器,以确保因蒸汽发生器泄漏发生钠-水反应时的堆芯安全,如图1-17所示。

池式即一体化方案,池式快堆将堆芯、、一回路的钠循环泵、中间热交换器,浸泡在一个很大的液态钠池内(见图1-18)通过钠泵使池内的液钠在堆芯与中间热交换器之间流动。中间回路里循环流动的液钠,不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器,使汽-水回路里的水变成高温蒸汽。所以池式结构仅仅是整个一回路放在一个大的钠池内而已。在钠池内,冷、热液态钠被内层壳分开,钠池中冷的液态钠由钠循环泵唧送到堆芯底部,然后由下而上流经燃料组件,使它加热到550℃七左右。从堆芯上部流出的高温钠流经钠·钠中间热交换器,将热量传递给中间.回路的钠工质,温度降至400℃左右,再流经内层壳与钠池主壳之间,由一回路钠循环泵送回堆芯,构成一回路钠循环系统。

两种结构形式相比较,在池式结构中,即使循环泵出现故障,或者管道破裂和堵塞

热容量及自然对流能力,可以防止失冷事故。因而池式结构比回路式结构的安全性好。现有的钠冷快堆多采用这种池式结构。但是池式结构复杂,不便检修,用钠多。

中间回路内的压力高于一回路内的压力。每条回路连接一台蒸汽发生器和一台中间回路钠循环泵。汽-水回路的水在蒸汽发生器内吸收热量变为蒸汽,被送往汽轮发电机组发电。

钠冷快中子堆采用停堆换料的方案。换料是在250℃左右高温液态钠池内进行。换料时通过移动臂将燃料组件取出,通过倾斜通道输送到乏燃料贮存池中去,经衰变后送后处理厂加工。

如从1975年起在法国境内合资建造的“超凤凰”快堆电站,就是一座钠冷、池式、四环路快中子堆商用验证电站。其电站热功率300万kW,挣电功率120万kW。采用外径8.5m的不锈钢管做燃料元件包壳,271根燃料棒组成一个组件。堆芯共364个燃料组件,通过堆芯的钠流量为5.9万t/h。采用池式结构,钠池内径21 m,高19.5m,堆芯高1 m。有并列的四个环路,包括四台钠泵和八台中间热交换器都放在钠池内。增殖比可达1.2;功率密度为2851kw/L;热能利用效率达到41%。

现将快中子堆核电站的主要特点归纳如下:

(1)可充分利用核燃料。我们知道,铀-235在天然铀中只占0.724%。在热堆中,不可能完全耗尽燃料里的铀-235。由于后处理投资大、费用高等原因,目前还主要是采用“一次通过”的方式,燃料元件在反应堆内“烧”过后,就存放在反应堆旁的贮存水池内。对于使用浓缩铀的反应堆,在浓缩铀厂的尾料中,还会剩余一部分铀-235。所以大多数热堆,只能利用天然铀中一半的铀-235。当然,热堆中铀-238吸收中子转化生成的钚,239也可以裂变,这就意味着天然铀中的铀-238也有消耗;且有极少一部分铀-238能被尚未来得及慢化的快中子击中而裂变。即使将铀-238的消耗考虑在内,目前的热中子动力堆对铀的利用率也还低于1%。

对于快中子堆来说情况就大不相同了。由于天然铀中的铀·238作为可转化材料,能在快堆中转化为易裂变材料钚-239,所以理论上通过乏燃料的后处理,快中子堆可以将铀-235、铀-38及钚-239全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其他核素,快堆只能利用70%以上的铀资源.即使如此,也比目前的热堆对核燃料的利用率提高80倍。

由于快堆对核燃料的品位不如热堆那么敏感,因而品位低的铀矿也有开采的价值,海水提铀对于人们的吸引力也大得多。而且目前浓缩铀厂库存的贫铀,热堆中卸出的乏燃料,都可以成为快堆的粮食来源。由子这些原因,快堆能够给人类提供的能量,就不止比热堆大80倍,而是大几千倍,几万倍,几十万倍。

(2)可实现核燃料的增殖。当前反应堆的主要问题是,必须采用行之有效的措施,从根本上消除目前的热堆对铀资源的浪费:使包括铀-238在内的铀资源,能在反应堆中得到充分的利

用。只有采用能使核燃料增殖的,以铀-钚循环为基础的快堆,才是摆脱即将面临的铀资源日益枯竭困境的出路。

在快堆中由于没有慢化剂,再加上堆内结构材料、冷却剂及各种裂变产物对快中子的吸收几率很小,因此中子由于寄生俘获造成的浪费少。此外,钚-239裂变放出的中子多,铀-238在快堆中裂变的几率也大。所以每当有一个钚-239核裂变.除了维持自身链式反应,放出大量裂变能外,还可以剩余1.2-1.3个中子,用来使铀-238转变为新的钚-239。这就是说,在快堆内只要添加铀-238,核燃料就越烧越多,这种情况称为核燃料的增殖。这是快堆与目前的热堆的主要区别,也是快堆的主要优点。因此快堆又称增殖堆或快中子增殖反应堆。

在快堆中,增殖比可达1.2-1 .3。在重水堆和轻水堆中,相应的值(称之为转换比)仅分别接近0.8-0.6。从某种意义上说,热堆核电站是消耗核燃料生产电能的工厂,而快堆核电站则是可以同时生产核燃料和电能的工厂。

由于快堆仅在启动时需要投入核燃料,由于快堆中钚-239能增殖,如果我们通过后处理,将快堆增殖的核燃料不断提取出来.财快堆电站每过一段时间,它所得到的钚-239,还可以装备一座规模相同的快堆电站。这段时间,称为倍增时间,经过一段倍增时间,一座快堆会变成两座快堆,再经过一段倍增时间,这两座快堆就变成四座。按照目前的情况,快堆的倍增时间是三十多年。也就是说,只要有足够的铀-238,每过三十多年,快堆电站就可以翻一番。

(3)低压堆芯下的高热效率。我们知道,压水堆堆芯在巧M田a下其出口水温才仅达330℃左右。而快堆由于采用液态金属钠作为冷却剂,在堆芯基本处于常压下,冷却剂的出口温度可达500-600℃。这为提高快堆核电站的热效率奠定了基础。“超凤凰”快堆电站的热能利用率达41%,远超过现在先进压水堆可以达到的34%的水平。

除上述突出特点外,对于快中子堆核电站的安全性也应有足够的认识。

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650℃,远远超过压水堆燃料元件约350℃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。由于以上原因,虽热快堆在20世纪40年代己起步,只比热堆的出现晚四年,而且第一座实现核能发电的是快堆,但是快堆现在还未发展到商用阶段。

然而,通过40年来的努力,以及一系列试验堆、示范堆和商用验证堆的建造,上述困难己基本克服。现在快堆技术上已日臻完善,是目前接近成熟的堆型,为大规模商用准备了条件。预计21世纪初期或中期,快堆将逐渐在反应堆中占主导地位。

可以说,快中子堆对即将到来的核能大发展是最为重要的堆型。

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

西安交大核反应堆热工分析复习详细

第一部分 名词解释 第二章 堆的热源及其分布 1、衰变热:对反应堆而言,衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。 第三章 堆的传热过程 2、积分热导率:把u κ对温度t 的积分()dt t u ?κ作为一个整体看待,称之为积分热导率。 3、燃料元件的导热:指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。 4、换热过程:指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换,即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。 5、自然对流:指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动,而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。 6、大容积沸腾:指由浸没在(具有自由表面)(原来静止的)大容积液体内的受热面所产生的沸腾。 7、流动沸腾:也称为对流沸腾,通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。 8、沸腾曲线:壁面过热度(s w sat t t t -=?)和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 9、ONB 点:即沸腾起始点,大容积沸腾中开始产生气泡的点。 10、CHF 点:即临界热流密度或烧毁热流密度,是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux 11、DNB 点:即偏离核态沸腾规律点,是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界:特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增,导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。 13、快速烧毁:由于受热面上逸出的气泡数量太多,以至阻碍了液体的补充,于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层,从而使传热性能恶化,加热面的温度骤升; 14、慢速烧毁:高含汽量下,当冷却剂的流型为环状流时,如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化,液体层就会被破坏,从而导致沸腾临界。 15、过渡沸腾:是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合,是一种中间传热方式,壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾,而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾,传热率随温度而变化,其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。 16、膜态沸腾:指加热面上形成稳定的蒸汽膜层,q 随着t ?增加而增大。对流动沸腾来说,膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 17、“长大”:多发生在低于350°C 的环境下,它会使燃料芯块变形,表面粗糙化,强度降低,以至破坏。 18、“肿胀”:大于400℃时,由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的,随着燃耗的增加,气泡的压力增加,结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。 19、弥散体燃料:是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。 20、输热过程:指当冷却剂流过堆芯时,将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。 21、易裂变核素:可以由任何能量的中子引起裂变的核素,如铀-235、铀-233、钚-239,只有铀-235是天然存在的,占0.714%;可裂变核素:能在快中子的轰击下引起裂变的核素,

反应堆原理

核反应堆是核电站的心脏,它的工作原理是这样的: 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时,一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核,同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核,引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气,推动气轮机发电。由此可知,核反应堆最基本的组成是裂变原子核+热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为,高速中子会大量飞散,这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会;核反应堆要依人的意愿决定工作状态,这就要有控制设施;铀及裂变产物都有强放射性,会对人造成伤害,因此必须有可靠的防护措施。综上所述,核反应堆的合理结构应该是:核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。 还需要说明的是,铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序,制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。 热堆的概念:中子打入铀-235的原于核以后,原子核就变得不稳定,会分裂成两个较小质量的新原子核,这是核的裂变反应,放出的能量叫裂变能;产生巨大能量的同时,还会放出2~3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀-235核,引起新的核裂变,新的裂变又产生新的中子和裂变能,如此不断持续下去,就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后,再引起新的核裂变,由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态,这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆(简称热堆)。热中子反应堆,它是用慢化剂把快中子速度降低,使之成为热中子(或称慢中子),再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀-235等裂变,这样,用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质,如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中,组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水(普通水)、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能,由一回路系统的冷却剂带出,用以产生蒸汽。因此,整个一回路系统被称为“核供汽系统”,它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全,整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内,这样,无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统,与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来,在工业上成熟的发电堆主要有以下三种:轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中,形成了现代核发电的主体。目前,热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开,它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为:主泵将高压冷却剂送入反应堆,一般冷却剂保持在120~160个大气压。在高压情况下,冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆,并进入蒸汽发生器,通过数以千计的传热管,把热量传给管外的二回路水,使水沸腾产生蒸汽;冷却剂流经蒸汽发生器后,再由主泵送入反应堆,这样来回循环,不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽,推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水,再由凝结给水泵送入加热器,重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密 封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳,所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀,用来推

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;

核反应堆工程

2008年上海交通大学研究生入学考试课程《核反应 堆工程》 考试大纲 1.该课程考试内容包括核反应堆物理和核反应堆热工两部分 2.主要参考书目: 核反应堆物理: 谢仲生主编,《核反应堆物理分析(上册)》,原 子能出版社,1994。 谢仲生、张少泓,《核反应堆物理理论与计算方 法》,西安交通大学出版社,2000。 核反应堆热工: 于平安等编著,《核反应堆热工分析》,原子能出 版社,1986。 于平安等编著,《核反应堆热工分析》,上海交通 大学出版社,2001。

核反应堆物理基础 1.核反应堆的核物理基础 1.中子与原子核的相互作用 相互作用的机理、中子吸收和中子散射 2.中子截面和核反应率 截面、自由程、中子通量密度、核反应率的概念 宏观截面的计算,各类型截面随中子能量的变化规律 3.共振现象与多普勒效应 4.核裂变过程 裂变能的释放、反应堆功率和中子通量密度之间的关系、裂变中子、裂变产物 5.链式裂变反应 临界条件、四因子模型 2.中子慢化与慢化能谱 1.中子的弹性散射过程 弹性散射动力学、慢化剂的选择 2.无限均匀介质的慢化能谱 慢化方程、含氢无吸收介质的慢化谱 3.热中子堆的近似能谱 3.中子扩散理论 1.单能中子扩散方程 斐克定律、单能中子扩散方程 2.非增殖介质扩散方程的解 4.均匀反应堆的临界理论 1.均匀裸堆的单群临界理论 均匀裸堆的单群扩散方程、单群临界条件及临界时的中子通量密度分布 2.双区反应堆的单群临界理论 双区反应堆的单群扩散方程、临界条件及临界时的中子通量密度分布 3.双群扩散方程 5.非均匀反应堆 1.栅格的非均匀效应 6.反应性随时间的变化 1.核燃料中铀-235的消耗、钚-239的积累 2.氙-135中毒 平衡氙中毒、最大氙中毒、功率瞬变过程中的氙中毒、氙震荡 3.钐-149中毒 4.燃耗深度与堆芯寿期 5.核燃料的转换与增殖 7.温度效应与反应性控制 1.反应性温度效应 反应性温度效应及其成因、堆芯内各种成分的反应性温度系数、温度反馈对反应堆安全的意义 2.反应性控制的任务 剩余反应性、控制棒价值、停堆深度

核反应堆热工分析课设

目录 一、设计任务 (1) 二、课程设计要求 (2) 三、计算过程 (2) 四、程序设计框图 (8) 五、代码说明书 (9) 六、热工设计准则和出错矫正 (10) 七、重要的核心程序代码 (11) 八、计算结果及分析 (17)

一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水,用二氧化铀作燃料,用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁,燃料元件为棒状,正方形排列。已知下列参数:系统压力 15.8MPa 堆芯输出功率 1820MW 冷却剂总流量 32100t/h 反应堆进口温度287℃ 堆芯高度 3.66m 燃料组件数 121 燃料组件形式17×17 每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.5mm 燃料包壳内径 8.36mm 燃料包壳厚度 0.57mm 燃料芯块直径 8.19mm 燃料棒间距(栅距) 12.6mm 芯块密度 95% 理论密度旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 97.4% 径向核热管因子 1.35 轴向核热管因子 1.528 局部峰核热管因子 1.11 交混因子 0.95 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热管因子 1.085 堆芯入口局部阻力系数 0.75 堆芯出口局部阻力系数 1.0 堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05

若将堆芯自上而下划分为5个控制体,则其轴向归一化功率分布如下 表:堆芯轴向归一化功率分布(轴向等分5个控制体) 通过计算,得出 1. 堆芯出口温度; 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度,平均线功率,最大线功率; 3. 热管的焓,包壳表面温度,芯块中心温度随轴向的分布; 4. 包壳表面最高温度,芯块中心最高温度; 5. DNBR在轴向上的变化; 6. 计算堆芯压降; 二、课程设计要求 1.设计时间为两周; 2.独立编制程序计算; 3.迭代误差为0.1%; 4.计算机绘图; 5.设计报告写作认真,条理清楚,页面整洁; 6.设计报告中要附源程序。 三、计算过程 目前,压水核反应堆的稳态热工设计准则有: (1)燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。 目前,压水堆大多采用UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 ±15℃,经辐照后,其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦·日/吨铀,其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下,熔点将降至2650℃左右。在稳态热工设计中,一般将燃料元件中心最高温度限制在2200~2450℃之间。 (2)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。

人教版高中物理选修2-3 《核裂变和裂变反应堆》教案参考

重核裂变链式反应 1942年,意大利科学家恩瑞克费米领导了世界上第一座原子核反应堆的建设和试验工作。 同时研究使链式反应变为连续、缓慢、可控的何反应,使核能平缓地释放出来。 1942年12月2日,在美国芝加哥体育场的看台下,世界上第一座用石墨作减速剂的原子核反应堆竣工落成 一.核能:原子核发生变化时释放的能量 一个核子要摆脱其它核子的核力吸引,需要巨大的能量。 1.结合能:核子结合成原子核时要放出一定的能量;原子核分解成核子时,要吸收同样多的能量 γ光子照射氘核: 光子的能量等于或大于2.22MeV 中子和质子结合: 放出的光子的能量为2.22MeV 平衡下列核反应方程: 在核反应堆中,石墨起 的作用,镉棒起 的作用。 关于太阳辐射能的主要由来,下列说法中正确的是( ) A .来自太阳中重元素裂变反应释放的核能 B .来自太阳中轻元素聚变反应释放的核能 C .来自太阳中碳元素氧化释放的化学能 D .来自太阳本身贮存的大量内能 2.平均结合能:一个原子核结合能,除以这个原子核的核子数,得到的结果叫做每个核子的平均结合能。 平均结合能是核子结合成原子核时(把原子分解成核子时)每个核子平均放出(吸收)的能量。 平均结合能越大,原子核就越难拆开。 平均结合能的大小反映核的稳定程度:质量数较小的轻核和质量数较大的重核,平均结合能较大;中等质量的原子核,平均结合能大。即将中等质量数的原子核打散成核子要提供给每个核子的能量大。 二.重核裂变:重核受到其它粒子(如中子)轰击时裂变成两块质量较轻的核,同时还能放出中子。 1.重核的裂变是在1939年12月,德国的哈恩和他的助手斯特拉斯曼,用中子轰击铀核时发现。 2.铀核(92)裂变的产物多种多样,裂变为氙(Xe54)和锶(Sr38)、钡(Ba56)和氪(Kr36)、锑(Sb51)和铌(Nb41),同时放出2~3个中子。还能分裂成三部分或四部分(少见) 3.裂变的原因:中子打进铀核,形成处于激发态的复核。复核中核子剧烈运动,核变成不规则形状,核子间的距离增大,核力减小,不能克服库伦斥力,裂变。 4.重核裂变是获得原子核能的一个重要途径。 n Xe Sr U 101365490382359210++→+n H H 101121+→+γγ +→+H H n 211110

核聚变反应堆的原理很简单

核聚变反应堆的原理很简单,只不过对于人类当前的技术水准,实现起来具有相当大的难度。 物质由分子构成,分子由原子构成,原子中的原子核又由质子和中子构成,原子核外包覆与质子数量相等的电子。质子带正电,中子不带电。电子受原子核中正电的吸引,在"轨道"上围绕原子核旋转。不同元素的电子、质子数量也不同,如氢和氢同位素只有1个质子和1个电子,铀是天然元素中最重的原子,有92个质子和92个电子。 核聚变是指由质量轻的原子(主要是指氢的同位素氘和氚)在超高温条件下,发生原子核互相聚合作用,生成较重的原子核(氦),并释放出巨大的能量。1千克氘全部聚变释放的能量相当11000吨煤炭。其实,利用轻核聚变原理,人类早已实现了氘氚核聚变---氢弹爆炸,但氢弹是不可控制的爆炸性核聚变,瞬间能量释放只能给人类带来灾难。如果能让核聚变反应按照人们的需要,长期持续释放,才能使核聚变发电,实现核聚变能的和平利用。 如果要实现核聚变发电,那么在核聚变反应堆中,第一步需要将作为反应体的氘-氚混合气体加热到等离子态,也就是温度足够高到使得电子能脱离原子核的束缚,让原子核能自由运动,这时才可能使裸露的原子核发生直接接触,这就需要达到大约10万摄氏度的高温。 第二步,由于所有原子核都带正电,按照"同性相斥"原理,两个原子核要聚到一起,必须克服强大的静电斥力。两个原子核之间靠得越近,静电产生的斥力就越大,只有当它们之间互相接近的距离达到大约万亿分之三毫米时,核力(强作用力)才会伸出强有力的手,把它们拉到一起,从而放出巨大的能量。 质量轻的原子核间静电斥力最小,也最容易发生聚变反应,所以核聚变物质一般选择氢的同位素氘和氚。氢是宇宙中最轻的元素,在自然界中存在的同位素有:氕、氘(重氢)、氚(超重氢)。在氢的同位素中,氘和氚之间的聚变最容易,氘和氘之间的聚变就困难些,氕和氕之间的聚变就更困难了。因此人们在考虑聚变时,先考虑氘、氚之间的聚变,后考虑氘、氘之间的聚变。重核元素如铁原子也能发生聚变反应,释放的能量也更多;但是以人类目前的科技水平,尚不足满足其聚变条件。 为了克服带正电子原子核之间的斥力,原子核需要以极快的速度运行,要使原子核达到这种运行状态,就需要继续加温,直至上亿摄氏度,使得布朗运动达到一个疯狂的水平,温度越高,原子核运动越快。以至于它们没有时间相互躲避。然后就简单了,氚的原子核和氘的原子核以极大的速度,赤裸裸地发生碰撞,结合成1个氦原子核,并放出1个中子和17。6兆电子伏特能量。 反应堆经过一段时间运行,内部反应体已经不需要外来能源的加热,核聚变的温度足够使得原子核继续发生聚变。这个过程只要将氦原子核和中子及时排除出反应堆,并及时将新的氚和氘的混合气输入到反应堆内,核聚变就能持续下去;核聚变产生的能量一小部分留在反应体内,维持链式反应,剩余大部分的能量可以通过热交换装置输出到反应堆外,驱动汽轮机发电。这就和传统核电站类似了。 核聚变消耗的燃料是世界上十分常见的元素--氘(也就是重氢)。氘在海水中的含量还是比较高的,只需要通过精馏法取得重水,然后再电解重水就能得到氘。新的问题出现了,仅仅有氘还是不够的,尽管氘-氘反应也是氢核聚变的主要形式,但我们人类现有条件下,

核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本

华扶#力*孑 课程设计报告 (20 13 一2014年度第二学期) 名称:核反应堆热工分析课程设计 题目:利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计 院系:核科学与工程学院______________________ 班级:实践核1101班______________________ 学号:06 _________________________ 学生姓名:M _____________________ 指导教师:王胜飞__________________ 设计周数:Ul _______________________ 成绩:_____________________ 日期:2014 年6月19日

一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设讣,尤其是对动力堆,最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳泄运行,并能适应启动、功率调和停堆等功率变化,要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏,甚至在最严重的工况下,也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前,首先要了解并确左的前提为: (1)根据所设计堆的用途和特殊要求(如尺寸、重量等的限制)选左堆型,确怎所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类; (2)反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范用: (3)燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范H: <4)二回路对一回路冷却剂热工参数的要求: (5)冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时,为了保证反应堆运行安全可靠,针对不同的堆型,预先规立了热工设计必须遵守的要求,这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规左的稳态热工设计准则,一般有以下几点:< 1)燃料元件芯块内最高应低于英他相应燃耗下的熔化温度; (2)燃料元件外表而不允许发生沸腾临界: (3)必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却;在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热: <4)在稳态额泄工况和可预计的瞬态运行工况中,不发生流动不稳左性。 在热工设计中,通常是通过平均通道(平均管)可以估算堆芯的总功率,而热通道(热管)则是堆芯中轴向功率最高的通道,通过它确定堆芯功率的上限,热点是堆芯中温度最高的点,代表堆芯热量密度最大的点,通过这个点来确?DNBR?J 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和英它先修课程的理论和实际知识,树立正确的设计思想,培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计,达到以下目的: 1、深入理解压水堆热工设讣准则: 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道(平均管)、热通道(热管)、热点等在反应堆设计中的应用; 3、掌握堆芯焰场的计算并求岀体现在反应堆安全性的主要参数:烧毁比DNBR,最小烧毁比MDNBR, 燃料元件中心温度及其最高温度,包壳表面温度及英最髙温度等; 4、求出体现反应堆先进性的主要参数:堆芯流量功率比,堆芯功率密度,燃料元件平均热流密度(热通量),最大热流密度,冷却剂平均流速,冷却剂出口温度等: 5、掌握压降的计算: 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。 课程设计要求: 1.设计时间为一周;

五种反应堆

吴锴:请您先介绍一下世界上已出现的几种潜艇反应堆的工作原理? 张金麟:美国从1948年开始对三种热交换型式的反应堆,即压水堆、气冷堆和液态金属冷却反应堆进行研究。最初美国考虑将反应堆装在Φ5.5×92米的潜艇壳内,其排水量在2 000吨左右,对反应堆的技术要求是:高浓缩铀的堆芯,用热中子或接近热能的中子;在铀燃料一定时,反应堆结构材料吸收中子要少,堆芯功率密度高、结构要紧凑。 根据此技术要求,美国首先发展了压水堆和液态金属冷却堆。接着苏联也发展了这两种反应堆。这两种堆都经过陆上模式堆的考核试验后才将同型堆安装在它们的早期核潜艇上。 作为舰船核动力,曾经产生过五种反应堆的方案设想,构成五种不同的舰船推进装置型式,它们分别是: 压水反应堆由压水堆、一回路系统和设备、二回路系统和设备及推进轴系组成。反应堆和一回路均在高压下运行。所以作为反应堆的载热剂和慢化剂的水在约300℃时亦不会沸腾,故此类型反应堆称为压水堆。 载热剂在反应堆中被加热送到蒸汽发生器,将其热经传热管传给蒸汽发生器二次侧水(二回路一侧的水)并使其变成饱和蒸汽,从蒸汽发生器流出的载热剂经由主泵又被回送到反应堆再加热,形成一回路循环。饱和蒸汽送至主推进蒸汽轮机作功,从汽轮机排出的乏汽在冷凝器中冷凝后经给水泵再送至蒸汽发生器,形成二回路。主推进蒸汽轮机经减速齿轮带动螺旋桨推进艇航行。 反应堆和一回路因具有放射性,所以需要布置在屏蔽内。蒸汽发生器产生的蒸汽由于被传热管壁与一回路隔开,因此二回路系统和设备同常规蒸汽动力装置一样没有放射性,所以不需屏蔽。 液态金属反应堆由反应堆、一回路、中间回路、二回路和推进轴系所组成。 液态金属堆用石墨和铍作慢化剂,用中能中子维持链式反应,其优点是燃料的消耗比热中子反应堆低。早期的载热剂采用熔融的金属如钠、钾、铋、铅及其合金。 在一回路中用熔融金属钠循环载热,运行压力只有5~7大气压,就可获得较高的温度,装置效率较高。一回路主泵采用电磁泵,由于没有转动部件,故可靠性高。 中间回路采用钠、钾作载热剂。一回路向中间回路传热是通过中间热交换器,中间回路将反应堆的热量再通过蒸汽发生器传给二回路,在蒸汽发生器中产生过热蒸汽(由饱和蒸汽进一步加热而得)。 液态金属堆的缺点是核燃料的初装量相对较多。金属钠吸收中子蜕变为钠-21,半衰期约为15小时,并生成发射高能γ的钠同位素,所以一回路的设备和管道都要屏蔽。为防止液态的金属钠在管道和设备内凝结,反应堆停堆后还需保温和加热。此外,金属钠具有强烈的腐蚀性,与水会发生剧烈反应,可能会引起爆炸和火灾。 气冷反应堆气冷堆是用气体作为载热剂的反应堆,一般使用的载热剂有He、N2、CO2。因为这几种气体制取很容易,且化学性质稳定。其中He的载热效率较高,它不吸收中子,无感生放射性,不与结构材料发生化学反应,传热性能良好。此外,它还有较高的转换比和较深的燃耗。 气冷堆推进装置的循环系统有两种形式:单回路循环系统和双回路循环系统。在单回路循环系统中,封闭的He回路作为一回路,蒸汽回路作为二回路。 比如,一个功率为24.3MW的船用单回路He冷却反应堆燃气轮机推进装置,它是由一个He冷却高温反应堆和一台双轴燃气轮机组成。高压燃气轮机作为压气机的

核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本

课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称:核反应堆热工分析课程设计 题目:利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系:核科学与工程学院 班级:实践核1101班 学号:1111440306 学生:佳 指导教师:王胜飞 设计周数:1周 成绩:

日期:2014 年 6 月19 日

一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计,尤其是对动力堆,最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行,并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化,要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏,甚至在最严重的工况下,也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前,首先要了解并确定的前提为: (1)根据所设计堆的用途和特殊要求(如尺寸、重量等的限制)选定堆型,确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类; (2)反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围; (3)燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围; (4)二回路对一回路冷却剂热工参数的要求; (5)冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时,为了保证反应堆运行安全可靠,针对不同的堆型,预先规定了热工设计必须遵守的要求,这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则,一般有以下几点: (1)燃料元件芯块最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度; (2)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界; (3)必须保证正常运行工况下燃料元件和堆构件得到充分冷却;在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热; (4)在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中,不发生流动不稳定性。 在热工设计中,通常是通过平均通道(平均管)可以估算堆芯的总功率,而热通道(热管)则是堆芯中轴向功率最高的通道,通过它确定堆芯功率的上限,热点是堆芯中温度最高的点,代表堆芯热量密度最大的点,通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识,树立正确的设计思想,培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计,达到以下目的: 1、深入理解压水堆热工设计准则; 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道(平均管)、热通道(热管)、热点等在反应堆设计中的应用; 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数:烧毁比DNBR,最小烧毁比MDNBR,燃料元件中心温度及其最高温度,包壳表面温度及其最高温度等; 4、求出体现反应堆先进性的主要参数:堆芯流量功率比,堆芯功率密度,燃料元件平均热流密度(热通量),最大热流密度,冷却剂平均流速,冷却剂出口温度等; 5、掌握压降的计算;

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

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。

压水堆核电站工作原理简介

压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备,是产生核能的源泉。在压水反应堆中,能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中,核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间(10-14s)的极不稳定激化核阶段,然后开裂成两个主要碎片,同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素,如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质,它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说,目前已发现的裂变碎片有80多种,这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中,俘获1个中子会产生2~3个中子,只要其中有1个能碰上裂变核,并引起裂变就可以使裂变继续进行下去,称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损,根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系,质量的亏损相当于系统的能量变化,即ΔE=Δmc2。对铀-235来说,每次裂变释放出的能量大约为200Mev(1兆电子伏=1.6×10-13焦耳)。这些能量除了极少数(约2%)随裂变产物泄露出反应堆外,其余(约98%)全部在燃料元件内转化成热能,由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂,用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆,由下至上流动,吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆,流进蒸汽发生器,通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水,使二回路水变成蒸汽,而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复,形成一个封闭的吸热和放热的循环过程,构成一个密闭的循环回路,称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量,从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功,将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中,从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水,大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器,在这里进行汽水分离,并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功,从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低

《核反应堆热工分析》复习资料大全

第一章绪论(简答) 1. 核反应堆分类: 按中子能谱分快中子堆、热中子堆 按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆 按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点: 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点:第一是省掉了一个回路,因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度,沸水堆只需加压到约72个大气压,比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点: 6.重水堆优缺点:优点: ●中子利用率高(主要由于D吸收中子截面远低于H) ●废料中含235U极低,废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)

缺点: ●重水初装量大,价格昂贵 ●燃耗线(8000~10000兆瓦日/T(铀)为压水堆1/3) ●为减少一回路泄漏(因补D2O昂贵)对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点:优点: ●高温,高效率(750~850℃,热效率40%) ●高转换比,高热耗值(由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨,而石墨吸收中子截面小。转换比0.85,燃耗10万兆瓦日/T(铀)) ●安全性高(反应堆负温度系数大,堆芯热容量大,温度上升缓慢,采取安全措施裕量大) ●环境污染小(采用氦气作冷却剂,一回路放射性剂量较低,由于热孝率高排出废热少)●有综合利用的广阔前景(如果进一步提高氦气温度~900℃时可直接推动气轮机;~1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50%;~1000-1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化) ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点:优点: ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B+2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu (消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu )●堆芯无慢化材料、结构材料,冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点: ●快中子裂变截面小,需用高浓铀(达~33%) ●对冷却剂要求苛刻,既要传热好又不能慢化中子,Na是首选材料,Na是活泼金属,遇水会发生剧烈化学反应,因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数 第二章堆芯材料选择和热物性(简答) 1.固体核燃料的5点性能要求:教材14页 2.常见的核燃料:金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料,必须综合考虑的7个因素:包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好

核反应堆工程---复习参考题-资料讲解

核反应堆工程复习参考题 1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么? 沸水堆采用一个回路,压水堆有两个回路;沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备,故控制棒需从堆芯底部向上插入,控制棒为十字形控制棒,压水堆为棒束型控制棒,从堆芯顶部进入堆芯;沸水堆具有较低的运行压力(约为70个大气压),冷却水在堆内以汽液形式存在,压水堆一回路压力通常达150个大气压,冷却水不产生沸腾。 2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理? 沸水堆(Boiling Water Reactor)字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆,其工作原理为:冷却水从反应堆底部流进堆芯,对燃料棒进行冷却,带走裂变产生的热能,冷却水温度升高并逐渐气化,最终形成蒸汽和水的混合物,经过汽水分离器和蒸汽干燥器,利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。 压水堆(Pressurized Water Reactor)字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆,其工作原理为:主泵将120~160个大气压的一回路冷却水送入堆芯,把核燃料放出的热能带出堆芯,而后进入蒸汽发生器,通过传热管把热量传给二回路水,使其沸腾并产生蒸汽;一回路冷却水温度下降,进入堆芯,完成一回路水循环;二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电,再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器,完成二回路水循环。 3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低,哪种堆型对燃料的燃尽性更 好? 因为卸料燃耗较浅,用重水(D2O,D为氘)作慢化剂,其热中子吸收截面约

为轻水(H2O)的1/700,慢化中子能力不如后者,需要更多的碰撞次数,可直接利用天然铀作核燃料。 4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点? 优:快中子堆没有慢化剂,所以体积小,功率密度高。 缺:快中子堆必须有较高的核燃料富集度,初装量也大。快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高,快中子辐照通量率大,对材料要求苛刻。平均寿命比热中子堆短,控制困难。 5、压水堆堆芯中水主要起什么作用? 作冷却剂和慢化剂。 6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点? 优:能在不高的压力下得到较高的出口温度,可提高电站二回路蒸汽温度,从而提高热效率。 缺:镁合金包壳不能承受高温,限制了二氧化碳气体出口温度,限制了反应堆热工性能的进一步提高。 7、什么是原子核的结合能及比结合能,如何计算? 结合能:是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量,ΔE=ΔmC2 定义:是原子核的结合能与该原子核的核子数之比(ΔE/A) 8、什么是核反应截面,分哪几类,其物理意义是什么? 如果某种物质受到中子的作用,则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度,以及该物质中核的数目和性质。“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度

相关文档
最新文档