反应堆堆芯材料对核反应的影响
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。
1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。
2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。
目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。
同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。
2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。
GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。
2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。
3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。
核弹与核反应堆的原理与发展1
核弹与核反应堆的原理与发展摘要：核弹是指利用爆炸性核反应释放出的巨大能量对目标造成杀伤破坏作用的武器。
爆炸性核反应是利用能自持快速进行的原子核裂变或聚变反应，瞬间释放出巨大能量产生的核反应爆炸而形成巨大杀伤破坏效应。
核反应堆(Nuclear Reactor)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。
核弹的用途分为战术核弹、战略核弹和战区核武器，而核能则在推进动力和功能等方面起重要作用。
关键词：核弹核反应堆裂变聚变核武器供能引言:核能可谓一把双刃剑，利弊共存，推进人类科技发展的同时，也对人类生存环境造成了一定的威胁，更好的掌握其原理，规范其发展，才能为人类谋福利。
正文：一、核弹核弹头的基本结构：不管核武器样式多么繁多，核弹头的基本构造通常由壳体、核装药和热核装药、引爆控制系统（引信）和电源等组成。
其中壳体用于盛装核弹的各种装置并能防止其机械损坏。
在弹道导弹核弹头壳体外壳还涂有特殊涂料或隔热层，以防弹头再入大气层时受高速气动加热使弹头壳体及内部装置因过热而烧毁。
核装药和热核装药，由裂变和聚变材料构成，以氢弹为例：核装药（裂变装药）置于由普通炸药构成的球形装药的中央部位，在球形装药外面四周安装了许多电雷管。
引信传来的敏感信号通过引爆控制系统产生的高压电起爆各电雷管，使普通炸药以“枪法”或“内爆法”使裂变材料迅即达到最大超临界质量而实施核裂变爆炸，并使爆炸产生的部分辐射能量转换用以加热和点燃（高能中子的轰击）热核装药产生聚变反应，形成整个氢弹的核爆炸。
引控系统是保证核弹到达预定炸点时发出起爆核装药指令并可靠起爆的装置。
电源是给弹头各组件提供能源的小型一次性使用的蓄电池，在导弹发射准备时激活蓄电池，导弹发射起飞时才能用弹上蓄电池供电。
核弹的分类及其原理：核弹可分为原子弹、氢弹、氢铀弹、特殊性能核武器（如中子弹、核同质异能武器、反物质武器等）1．原子弹原子弹主要是利用核裂变释放出来的巨大能量来起杀伤作用的一种武器。
反应堆本体结构
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（一）反应堆堆芯
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反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特
殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
运行和事故工况下快速控制 反应性的手段。下面看一下 17 17型燃料组件的棒束型 控制棒组件的结构图。
大约1/3的燃料组件的控制棒
导向管是为控制棒组件占据的。
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2、控制棒组件
控制棒：由星型支架和吸收剂棒组成。
以连接饼为中心呈辐射状有16根连接
翼片，每个翼片上装有一个或两个指 状物，每个指状物带有一根吸收棒。 通过螺纹固定，然后用销钉紧固，这 些吸收剂棒可插入对应燃料组件24根
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(a)燃料芯块
芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
块）冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体，直径 为8-9毫米，直径与高度之比为1：1.5。
（大亚湾采用直径8.192mm，高度13.5mm）
每一片芯块的两面呈浅碟形，以减小燃料芯块
因热膨胀和辐照肿胀引起的变形。
一根燃料棒内装有271个燃料芯块。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。
组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14，
15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
优点：减少了堆芯内的结构材料； 冷却剂可充分交混，改善了燃料棒表面的冷却。
下面看一下17 17型燃料组件的总体图。
核反应堆技术及核能应用
核技术应用与辐射防护
图6-13 超临界水冷式反应堆发电示意图 核技术应用与辐射防护
（2）整合式快中子反应堆 20世纪80年代科学家建造、测试并评估了一个整合式 快中子反应堆，后在20世纪90年代由于克林顿政府的要求 而被弃置。这种反应堆会将用过的核燃料回收，因此只产 生很少的核废料。
核技术应用与辐射防护
核技术应用与辐射防护
图6-10 以石墨气冷反应堆为核 心的核电站
核技术应用与辐射防护
⑤快中子堆 采用钚或浓缩铀作燃料，不用慢化剂，根据冷却剂的不 同分为钠冷快堆和气冷快堆。中国实验快堆工程在2002年8 月15日实现主厂房顺利封顶，2009年6月预期达到临界， 2010年将并网发电。
图6-11 快中子堆结构原理 核技术应用与辐射防护
由于慢速中子更易引起铀-235 裂变，而裂变出来的中子是快速中 子，所以有些反应堆中要放入能使 中子速度减慢的材料，称为慢化剂， 一般慢化剂有水、重水、石墨等。
重 水 堆
核技术应用与辐射防护
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。 屏蔽系统： 反应堆周围设屏蔽层，减 弱中子及γ辐射剂量。 辐射监测系统：
核技术应用与辐射防护
切尔诺贝利核电站的石墨慢化压力管式沸水堆
核技术应用与辐射防护
③重水堆 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 建设了一座重水堆核电站。
核技术应用与辐射防护
（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。
石墨在核能领域的应用
石墨在核能领域的应用
石墨是一种具有特殊性质的材料，它在核能领域中有着广泛的应用。
石墨的高温稳定性、辐射抗性和导热性能使其成为核反应堆中的重要材料。
石墨在核反应堆中的应用主要是作为反应堆的中子减速剂。
中子是核反应堆中的重要粒子，它们的速度非常快，需要通过减速剂来减缓它们的速度，以便更容易与核燃料发生反应。
石墨的原子结构可以有效地减缓中子的速度，使其更容易与核燃料发生反应。
因此，石墨被广泛应用于核反应堆中，特别是在高温气冷堆和高温熔盐堆中。
石墨还可以用作核反应堆的结构材料。
石墨的高温稳定性和辐射抗性使其成为核反应堆中的理想结构材料。
在高温气冷堆和高温熔盐堆中，石墨被用作反应堆的反应堆芯、反应堆壳和反应堆堆盖等部件。
此外，石墨还可以用作核反应堆的热交换器和冷却器，以提高反应堆的热效率。
石墨还可以用作核燃料元件的包覆材料。
核燃料元件是核反应堆中的重要部件，它们需要被包覆在一种材料中，以防止核燃料的泄漏和辐射的泄漏。
石墨的高温稳定性和辐射抗性使其成为核燃料元件的理想包覆材料。
在高温气冷堆和高温熔盐堆中，石墨被广泛应用于核燃料元件的包覆中。
石墨在核能领域中的应用非常广泛，它的高温稳定性、辐射抗性和导热性能使其成为核反应堆中的重要材料。
随着核能技术的不断发展，石墨在核能领域中的应用也将不断扩大。
核反应堆的燃料性能与管理研究
核反应堆的燃料性能与管理研究核反应堆作为现代能源领域的重要组成部分，其燃料的性能和管理对于核能的安全、高效利用起着至关重要的作用。
首先，我们来了解一下核反应堆燃料的性能特点。
核燃料通常是由可裂变物质组成，如铀 235 或钚 239 。
这些物质在受到中子轰击时会发生链式裂变反应，释放出大量的能量。
核燃料的性能关键在于其裂变能力、能量释放效率以及半衰期等方面。
铀 235 是目前广泛使用的核燃料之一，其裂变截面较大，容易发生裂变反应，但在天然铀中的含量较低，需要通过浓缩等工艺提高其含量。
而钚 239 则通常是在反应堆中通过铀 238 吸收中子转化而来。
核燃料的性能还与其物理形态有关。
常见的核燃料形态包括金属燃料、陶瓷燃料和弥散型燃料等。
金属燃料具有良好的导热性能，但在高温下容易变形和肿胀。
陶瓷燃料则具有较高的熔点和热稳定性，但导热性能相对较差。
弥散型燃料则是将燃料颗粒分散在基体材料中，综合了两者的一些优点。
在核反应堆的运行过程中，燃料的性能会逐渐发生变化。
例如，随着裂变反应的进行，燃料中的可裂变物质会逐渐减少，同时会产生一些裂变产物，这些裂变产物会吸收中子，影响反应堆的反应性。
此外，燃料元件在长期的辐照和高温环境下，还可能会出现肿胀、破裂等问题，影响燃料的性能和安全性。
接下来，我们探讨一下核反应堆燃料的管理。
燃料管理的首要目标是确保反应堆的安全运行，同时尽可能提高燃料的利用率，降低核废料的产生量。
在燃料装载方面，需要根据反应堆的类型、功率和运行模式等因素，合理安排燃料元件在堆芯中的位置和分布。
通过优化燃料装载方案，可以实现反应堆反应性的均匀分布，减少局部热点的产生，提高反应堆的安全性和经济性。
燃料的换料策略也是燃料管理的重要环节。
常见的换料方式有定期换料和不定期换料。
定期换料是在预定的时间间隔内更换一定比例的燃料元件，这种方式操作相对简单，但可能会导致一些燃料未充分利用。
不定期换料则根据燃料的性能和反应堆的运行状况灵活调整换料时间和换料量，可以更好地提高燃料利用率，但对反应堆的监测和控制要求较高。
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。
反应堆结构-2
2.反应堆压力容器
压力容器属于在核电站寿期内不更 换的设备，在运行中压力容器被中 子活化后具有强放射性，无法对其 进行近距离检查和维修，因此电站 堆压力容器使用寿命要求不少于40 年。
2.反应堆压力容器
2.2 压力容器选材原则
材料应具有高度的完整性
保证材质纯度 很好的渗透性、小的偏析 成分和性能的均匀性 很好的可焊性
用于将压力容器的重量传 递到基础上
进口管嘴与吊篮配合形成 冷管段通道
出口管嘴与吊篮开孔配合 形成热管段通道
2.反应堆压力容器
2.5.4 过渡段及下封头Bottom Torus/ Lower Dome
过渡段把半球形的下封头 和容器的筒体段联接起来。 由热轧钢板锻压成半球形 封头。 下封头上装有50根因科镍 导向套管，为堆内中子通 量测量系统提供导向。 利用部分穿透焊工艺将导 向套管焊在下封头内。
吊篮上法兰端面上有螺孔，
供堆内构件吊具与吊篮组 件连接用，当压力容器进 行在役检查或新堆内构件 装入压力容器时，用吊具 将其由压力容器吊至存放 架存放或吊入压力容器内。
(2)热屏蔽(Segmented Neutron Shield)
热屏蔽的布置：由四块不锈钢 板组合成不连续的圆筒形，在 反应堆中心轴的四个象限位置 上，直接用螺钉连接在堆芯吊 篮外壁上。 作用：虽然堆芯吊篮的厚度已 能为压力容器提供对堆芯快中 子的辐照防护，而借助热屏蔽 可在辐照最大区域(距压力容 器壁最近的堆芯四角)加强这 种防护。
2.反应堆压力容器
2.5.2 密封结构-0型环(O Ring or Gasket)
为了确保安全运行，防止放射性冷却剂外泄，在压 力容器顶盖和筒体法兰连接处设置有内外两道同心 的“O”形环进行密封。 “O”形密封环由不锈钢管或镍基合金管制成。
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反应堆堆芯材料对核反应的影响
核反应是指原子核发生变化的过程，其中核反应堆是利用核能进
行能量转换的重要设备。
而核反应堆的堆芯材料对核反应的影响至关
重要。
本文将从堆芯材料的选择、性能要求以及对核反应的影响等方
面进行探讨。
一、堆芯材料的选择
核反应堆的堆芯材料选择需要考虑多个因素，包括热力学性质、
辐照损伤、冷却剂相容性、机械性能等。
常见的堆芯材料包括铀、钚、铀铌合金、铀钛合金等。
1. 铀：铀是最常用的堆芯材料之一，其具有较高的熔点和密度，
能够提供足够的中子吸收截面，使得核反应堆能够稳定运行。
然而，
铀的辐照损伤较大，容易产生裂纹和变形，需要进行定期更换。
2. 钚：钚是另一种常用的堆芯材料，具有较高的裂变截面，能够
产生更多的中子，从而提高核反应的效率。
然而，钚的辐照损伤也较大，且具有较高的放射性，需要进行特殊的处理和管理。
3. 铀铌合金：铀铌合金具有较高的熔点和机械性能，能够承受较
高的温度和压力。
同时，铀铌合金的中子吸收截面较小，能够减少中
子的吸收损失，提高核反应的效率。
4. 铀钛合金：铀钛合金具有较高的熔点和机械性能，能够承受较高的温度和压力。
与铀铌合金相比，铀钛合金的中子吸收截面更小，能够进一步提高核反应的效率。
二、堆芯材料的性能要求
堆芯材料的性能要求主要包括热力学性质、辐照损伤、冷却剂相容性和机械性能等。
1. 热力学性质：堆芯材料需要具有较高的熔点和热导率，能够承受高温和高压的环境。
同时，堆芯材料的热膨胀系数应与冷却剂相匹配，以避免热应力引起的损伤。
2. 辐照损伤：堆芯材料在核反应中会受到辐照损伤，包括位移损伤和辐射损伤。
位移损伤会导致晶格缺陷的形成，辐射损伤会导致材料的物理性质发生变化。
因此，堆芯材料需要具有较好的辐照稳定性和抗辐射损伤能力。
3. 冷却剂相容性：堆芯材料需要与冷却剂相容，能够在高温和高压的环境下保持稳定。
同时，堆芯材料的化学反应性应尽量小，以避免与冷却剂发生不良反应。
4. 机械性能：堆芯材料需要具有较好的机械性能，能够承受高温和高压的环境。
同时，堆芯材料的强度和韧性应满足设计要求，以确保核反应堆的安全运行。
三、堆芯材料对核反应的影响
堆芯材料对核反应有着直接的影响，主要体现在以下几个方面：
1. 中子吸收截面：堆芯材料的中子吸收截面决定了核反应的效率。
中子吸收截面越大，材料对中子的吸收越多，核反应的效率越低。
因此，堆芯材料的选择需要考虑中子吸收截面的大小，以提高核反应的
效率。
2. 中子散射：堆芯材料的中子散射截面决定了中子的传输和扩散。
中子散射截面越大，材料对中子的散射越多，中子的传输和扩散越困难，核反应的效率越低。
因此，堆芯材料的选择需要考虑中子散射截
面的大小，以提高核反应的效率。
3. 热释放：堆芯材料的热释放决定了核反应堆的功率输出。
热释
放越大，核反应堆的功率输出越高。
因此，堆芯材料的选择需要考虑
热释放的大小，以满足核反应堆的功率需求。
综上所述，核反应堆的堆芯材料对核反应有着重要的影响。
堆芯
材料的选择需要考虑多个因素，包括热力学性质、辐照损伤、冷却剂
相容性和机械性能等。
同时，堆芯材料的性能要求需要满足核反应堆
的设计要求。
通过合理选择堆芯材料，可以提高核反应的效率和安全性，实现核能的可持续利用。