反应堆发展历史共66页
核 反 应 堆.doc
核反应堆1. 核反应堆及其组成核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能—热能转换的装置。
核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。
1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。
反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。
堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。
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0.711％，另外两种同位素Ｕ-238和Ｕ-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。
另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料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。
燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。
控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。
控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。
吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。
冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。
慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。
反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。
它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。
屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及γ剂量。
辐射监测系统：该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。
2. 反应堆的结构形式和分类反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。
反应堆发展历史
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核反应堆热工分析
2、发现天然放射性
1896年，法国物理学家贝克勒尔发现了铀 法国物理学家贝克勒尔发现了铀(U) 放射现象。1903年获诺贝尔奖
3、发现电子
1906年，由于汤姆逊 由于汤姆逊 对电子研究的重要贡 献而被授予诺贝尔物 理奖。
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核反应堆热工分析
1979年美国三哩岛（TMI）事故 1986年 前苏切尔诺贝利事故 这个阶段，核能仍在持续增长，而且是各种能源中增长速度最快的 而且是各种能源中增长速度最快的。同时在 法国，日本，韩国，中国等国家，这个阶段仍坚持发展核电 这个阶段仍坚持发展核电。
本世纪初：美国、德国等国家重新修正自己的核电方针 德国等国家重新修正自己的核电方针，布 什政府提出了核电复苏计划，发展中国家也在积极准备筹建 发展中国家也在积极准备筹建 核电站，核能在本世纪必将大放异彩 核能在本世纪必将大放异彩。
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核反应堆热工分析
世界核能发展状况
核能的优点：
1
污染小：
不排放大量烟尘、 二氧化硫、二氧化 碳和固体废渣 放射性小于火电站
2
需要燃料少： 需要燃料少
每一公斤铀235, 每一公斤铀 经过全部裂变后, 经过全部裂变后 释放出来的能量 是相当于 2,400 ～2,700 吨标准 煤，缓解大量运 缓解大量运 输压力
核反应堆基本工作原理
核燃料，冷却剂，慢化剂，反射层 反射层，控制材料。。。。。。
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核反应堆热工分析
世界第一座反应堆
1942年，费米发明第一座核反应堆 费米发明第一座核反应堆。
芝加哥一号 0.5W
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反应堆堆型简介66页PPT
反应堆堆型简介
46、法律有权打破平静。——马·格林 47、在一千磅法律里，没有一盎司仁 爱。— —英国
48、法律一多，公正就少。——托·富 勒 49、犯罪总是以惩罚相补偿；只有处 罚才能的保护 。—— 威·厄尔
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71、既然我已经踏上这条道路，那么，任何东西都不应妨碍我沿着这条路走下去。——康德 72、家庭成为快乐的种子在外也不致成为障碍物但在旅行之际却是夜间的伴侣。——西塞罗 73、坚持意志伟大的事业需要始终不渝的精神。——伏尔泰 74、路漫漫其修道远，吾将上下而求索。——屈原 75、内外相应，言行相称。——韩非
快中子增殖反应堆及其发展史
快中子增殖反应堆及其发展史什么是快堆快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。
目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。
热堆消耗的主要核燃料是铀235。
铀有三种同位素，即铀-234、铀-235和铀-238。
其中的铀-234不会发生核裂变，铀-238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀-235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。
但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66%，其余绝大部分是铀-238，它占了99.2%。
为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。
这就相当于我们的煤饼厂里，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。
在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀-239，但铀-239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239亦可作为与铀-235相似的裂变原料。
基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。
解决铀矿资源枯竭问题快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。
钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。
苏联4代核反应堆详解：铅
苏联4代核反应堆详解：铅俄罗斯/前苏联从1952年开始研发潜艇核反应堆，以破冰船核反应堆为母型，发展了四代潜艇反应堆。
第一代潜艇反应堆BM-A主要解决了核动力与潜艇的适应性问题，母型为OK-150型破冰船反应堆，陆上模式堆为27/BM。
1957年正式投入使用。
第一代反应堆重点突破了堆芯冷却优化、中子控制、压水堆堆芯中子特征描述、铀-235裂变产物堆积、堆芯传热模型、堆芯自动控制等技术，但存在的最大问题在于一回路管道尺寸过大，反应堆易泄漏。
第二代反应堆BM-44重点解决了核动力系统可靠性问题，母型为OK-900型破冰船反应堆，1967年投入使用。
第二代反应堆的紧凑程度大幅优于第一代，主要的改进包括优化一回路中的管道排列，大幅降低体积和重量；改进堆芯监控、自动控制系统，实现汽轮发电机的自动化控制；将第一代反应堆使用的直流电制改为交流电制，降低了相关设备的体积。
第三代反应堆OK-650型借鉴了第二代反应堆BM-4的研发经验，重点解决了紧凑式布置和堆芯应急冷却、加大堆功率问题，母型为KLT-40型破冰船核反应堆，陆上模式堆为OK-650BK，装备“阿库拉”、“台风”、“奥斯卡”、“塞拉”级核潜艇，1980年投入使用。
第三代堆的技术特点，首先是实现了通用性、模块化设计，改变了反应堆内连接管道短而粗的情况，布置更加紧凑。
反应堆与蒸发器、反应堆与主泵间均釆用短动力套管连接，反应堆冷却系统包络成独立的单元，形成密闭的短循环回路。
同时配备整体组合式的直流蒸汽发生器。
此外，主泵耗电减少了5%。
第二，装备了无电池冷却系统，反应堆可在断电情况下自动进入工作状态，强化了堆芯应急冷却能力。
第三，采用脉冲式启动装置，可在任意功率下（包括临界状态）监视反应堆的运行状态，可快速响应堆芯故障、补偿蒸汽气体压力，防止泄露。
第三代反应堆功率密度为170MW/立方米,的发电机功率为3.2MW,另外还配备1台750kW油发电机。
第四代反应堆KTM-6型结构与第三代反应堆基本相同，为改进型紧凑型布置压水堆，1995年完成设计，装备于“亚森”级和“北风”级核潜艇。
反应堆核电站
蒸汽发生器
汽轮机
蒸汽
发电机
主要构造：
由核岛、常规岛及配套设施组成
核岛：主要包括反应堆和 蒸汽发生器
反应堆
常规岛：主要包括汽轮机和 发电机
水
泵
泵
水泥防护层 冷却剂
冷凝器
核电站与火力发电厂发电的异同 相同： 热能 汽化 蒸汽推动汽轮机 不同： 蒸汽产生的方法、“烧”的燃料
核电的优点：经济、干净、安全
火力发电
一、反应堆
裂变时的链式反应进行得很快，大约1S内就可以产生 1000代中子，在很短时间内放出大量核能。 必须让核能释放的速度听从于人们的意愿，进行控制， 这就是反应堆的功能。
概念：用人工方法控制核裂变链式反应速度并获得核能 的装置，叫做反应堆。
1942年，意大利科学 家费米领导了世界上 第一座反应堆的建造 和实验工作。
拓展： 中子的“再生率”
中子产生数—中子消耗数≥1
中子为什么会消耗掉？
1、铀块中杂质对中子的吸收 2、快中子打中铀238，不会引起裂变，从而使中子数减少
怎样才能使中子的“再生率”大于1？
1、选择核燃料（用纯铀235，而不要用铀238） 2、铀块的体积大于临界体积 3、减少杂质对中子的吸收（用纯铀235）
4、减慢中子的速度（快中子容易被铀238俘获而不发生裂变， 慢中子更容易被铀235俘获）
常用的慢速剂：水（H2O)、重水（D2O）、石墨
（不吸收或很少吸收中子的物质）
为什么能减速？
快中核电站
利用反应堆中的核燃料裂变放出的核能转变为电能的发电厂，叫做核电站。
核电站发电流程示意图
普通反应堆内部结构示意图
主要构造： 核燃料棒（铀棒）、控制棒（镉棒）、 减速剂（水）、防护层、冷却系统（水）
反应堆简介
可能有人要问，反应堆会不会像原子弹那样爆炸？这是不会的，其原因至少有三条：1）原子弹使用的核燃料中90%以上是易裂变的铀-235，而发电用反应堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂变的铀-235；2）反应堆
内装有由易吸收中子的材料制成的控制棒，通过调节控制棒的位置来控制核裂变反应的速度；3）冷却剂不断地把反应堆内核裂变反应产生的巨大热量带出，使反应堆内的温度控制在所需范围内。
三纲五伦
升水
三层交换技术
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可
能有人要问，反应堆会不会像原子弹那样爆炸？这是不会的，其原因至少有三条：1）原子弹使用的核燃料中90%以上是易裂变的铀-235，而发电用反应堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂变的铀-235；2）反应堆内装有由易吸收中子的材料制成的控制棒，通过调节控制棒的位置来控制核裂变反应的速度；3）冷却剂不断地把反应堆内核裂变反应产生的巨大热量带出，使反应堆内的温度控制在所需范围内。
原子能发电比常规发电的主要优点是：1）能量高度集中，燃料费用低廉，综合经济效益好。1公斤铀-235或钚-239提供的能量在理论上相当于2300吨无烟煤。在现阶段的实际应用中，1公斤天然铀可代替20—30吨煤。虽然原子能发电一次性基建投资较大，可是核燃料费用比煤和石油的费用便宜得多。所以，原子能发电的总成本已低于常规发电的总成本。2）因所需燃料数量少而不受运输和储存的限制。例如，一座100万千瓦的常规发电厂，一年需要烧掉300万吨煤，平均每天需要一艘万吨轮来运煤。而使用原子能发电，一年只需要30吨核燃料。3）污染环境较轻。原子能发电不向外排放CO、 SO2、 NOX 等有害气体和固体微粒，也不排放产生温室效应的二氧化碳。原子能发电站日常放射性废气和废液的排放量很小，周围居民由此受到的辐射剂量小于来自天然本底的1%。大量释放放射性物质的严重事故，则发生的概率极低，全世界10000堆年的运行历史中只发生过一次波及厂外的切尔诺贝利事故，它是运行人员违章操作和反应堆本身设计缺陷（缺乏必要的安全屏障）所造成的。大家可能听说过美国三里岛原子能发电站的事故，这次事故是由于人为失职和设备故障造成。由于反应堆有几道安全屏障，该事故中无一人死亡，80公里以内的200万人口中平均受到的辐射剂量还不及佩带一年夜光表受到的剂量。
核反应及其应用之反应堆
No.8
核聚变（Nuclear fusion）
指由质量小的原子， 主要是指氘或氚，在 一定条件下（如超高 温和高压），发生原 子核互相聚合作用， 生成新的质量更重的 原子核，并伴随着巨 大的能量释放的一种 核反应形式。
2021年6月23日8时7分
No.9
核聚变的两大优点
核聚变能可为人类提供“取之不尽用之不竭”的能源。 地球上仅在海水中就有45万亿吨氘，1升海水中所含的 氘，经过核聚变可提供相当于300升汽油燃烧后释放出 的能量。地球上蕴藏的核聚变能约为蕴藏的可进行核裂 变元素所能释出的全部核裂变能的1000万倍，可以说 是取之不竭的能源。至于氚，虽然自然界中不存在，但 靠中子同锂作用可以产生，而海水中也含有大量锂。
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。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。
在压水堆核电厂中，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。
2021年6月23日8时7分
No.15
压水堆优缺点
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。
压水堆核电站结构紧凑，堆芯功率密度大，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。
重水堆的功率密度低。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。
核电发展情矿简述
发展历程1957年，世界第一座商用核电站——美国希平港（Shippinport)核电站并网发电，人类进入了和平利用核能的时代。
从世界核电发展历程来看，大致可分为四个阶段：实验示范阶段、高速发展阶段、减缓发展阶段以及开始复苏阶段。
点击图片进入下一页世界第一座商用核电站——美国Shippinport核电站1、实验示范阶段(1954-1965年)1954-1965年间世界共有38个机组投入运行，属于早期原型反应堆，即“第一代”核电站。
期间，1954年前苏联建成世界上第一座核电站—5MW实验性石墨沸水堆；1956年英国建成45MW原型天然铀石墨气冷堆核电站；1957年美国建成60MW原型压水堆核电站；1962年法国建成60MW天然铀石墨气冷堆；1962年加拿大建成25MW天然铀重水堆核电站。
法国PALUEL核电站2、高速发展阶段(1966-1980年)1966-1980年间世界共有242个机组投入运行，属于“第二代”核电站。
由于石油危机的影响以及被看好的核电经济性，核电得以高速发展。
期间，美国成批建造了500-1100MW的压水堆、沸水堆，并出口其他国家；前苏联建造了1000MW石墨堆和440MW、1000MW VVER型压水堆；日本、法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术；法国核电发电量增加了20.4倍，比例从3.7%增加到40%以上；日本核电发电量增加了21.8倍，比例从1.3%增加到20%。
美国三里岛核电站前苏联切尔诺贝利核电站3、减缓发展阶段(1981-2000年)1981-2000年间，由于1979年美国三里岛以及1986年前苏联切尔诺贝利核事故的发生，直接导致了世界核电的停滞，人们开始重新评估核电的安全性和经济性，为保证核电厂的安全，世界各国采取了增加更多安全设施、更严格审批制度等措施，以确保核电站的安全可靠。
4、开始复苏阶段(21世纪以来)21世纪以来，随着世界经济的复苏，以及越来越严重的能源、环境危机，促使核电作为清洁能源的优势又重新显现，同时经过多年的技术发展，核电的安全可靠性进一步提高，世界核电的发展开始进入复苏期，世界各国都制定了积极的核电发展规划。
反应堆介绍
热中子反应堆反应堆是指能够在受控下(所以不会发生原子弹那样爆炸)持续进行核裂变链式(连锁)反应的装置。
所以把它叫做“堆”，是因为世界上第一个核反应堆是用石墨块(用以控制反应速度) 和金属铀块(反应燃料)一层一层交替地“堆”起来而构成的。
后来，其他不用石墨的核反应装置，仍沿用这种叫法。
热中子反应堆是一种进行核裂变的反应堆。
目前，已经实用化的核反应堆有轻水堆和重水堆(重水是氢的同位素氘(重氢)同氧的化合物)之别。
目前使用的多为轻水堆。
在轻水堆中，水被兼作减速(和石墨一样起控制反应速度的作用)和冷却用。
轻水堆又可分为压水型和沸腾水型的，现在大多数核电站用的都是压水型的。
压水堆最初被用作核潜艇的动力。
它的冷却水分为一次系统和二次系统两部分。
一次系统的冷却水保持在约160气压这样的高压，所以加热到约325℃仍能保持为液体状态。
为了吸收核裂变中的中子，水中加入一点硼，用以调整核反应的速度。
一次冷却水直接同核袭变部分接触，将它产生的热量带走。
经由蒸气发生器进行热交换，使二次冷却水被加热至沸腾。
二次冷却水在60大气压下被加热到275℃，成为蒸气用以驱动发电用的汽轮机。
压水堆利用浓缩铀工厂提供的低浓度铀235作为核燃料。
铀235是铀的一种放射性同位素，是自然界中唯一存在的裂变核燃料。
裂变中产生的中子，或被燃料棒中铀238所吸收，或使铀235发生裂变，或逸出于燃料棒之外。
如中子速度快，则使铀235发生裂变的机会就小了，所以要用水(轻水或重水)和石墨作为减速材料，放在燃料棒四周，使中子速度减慢以有助于使铀235发生裂变。
减速后的中子能量最后都变为热能，为了把它运到外部，需要使用冷却材料(通常也用水)。
把含有硼等吸收中子物质的控制棒放在堆芯中，当它插入燃料中时，产生的中子数量达不到临界值，裂变无法连续进行下去。
当控制棒拔起来时，中子数目加多，通过连销反应，铀的裂变便可连续进行下去。
这种速度变慢的中子称为热中子，利用热中子使铀235裂变的核反应堆，称为热中子反应堆。
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61、辍学如磨刀之石，不见其损，日 有所亏 。 62、奇文共欣赞，疑义相与析。
63、暧暧远人村，依依墟里烟，狗吠 深巷中 ，鸡鸣 桑树颠 。 64、一生复能几，倏如流电惊。 65、少无适俗韵，性本爱丘山。
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ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
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71、既然我已经踏上这条道路，那么，任何东西都不应妨碍我沿着这条路走下去。——康德 72、家庭成为快乐的种子在外也不致成为障碍物但在旅行之际却是夜间的伴侣。——西塞罗 73、坚持意志伟大的事业需要始终不渝的精神。——伏尔泰 74、路漫漫其修道远，吾将上下而求索。——屈原 75、内外相应，言行相称。——韩非