大学课件《核工业概论》讲稿（3）核反应堆

1、核工业概论,李全伟 国防科技学院,目录,课程安排：16 /32学时-8/16周 第一讲 绪论（核工业基础知识） 第二讲 铀的生产与加工 第三讲 核反应堆 第四讲 核电站 第五讲 核燃料后处理 第六讲 核废物的处理 第七讲 核废物的处置 第八讲 辐射防护,第三讲 核反应堆,内容提要 3.1核反应堆（原子能工业第2、3、4章） 3.1核裂变反应及其条件 3.2反应堆的控制和保护 3.3核燃料转换、增殖和循环 3.4反应堆的类型,核反应堆组成示意图,第三讲 核反应堆,主要原理：人工方法控制链式反应使原子核能和平利用的设备。 主要技术：利用减速剂（慢化剂）将裂变的快中子减速为热中子。 主要组成部分：堆芯、中子反射层、冷却系统、控制系统。,华盛顿州汉福特的钚工厂：B反应堆,广东的核电反应堆群,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,反应堆内的核反应（p26） 散射（n，n）反应，辐射俘获（n，）反应，裂变（n，f）反应等。 铀核裂变反应方程 把发生某种核反应的概率称为核截面，单位是（bam，1b10-24cm2 ）。,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,裂变中子：以铀-235为例，在

2、中子能量0.1MeV的高能区，只有1-2b；而在中子能量0.1eV的热能区，可达到400500b以上。 热中子通常是指能量0.1eV的慢中子，或专指能量为0.0253eV、速度等于2200m/s（相当于室温20）的慢中子。,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,动能高于大约1MeV的快中子能使铀-238原子核发生裂变。当铀-238核碰上较低能量的中子时，不发生裂变而会发生俘获，俘获截面以表示。俘获反应通式： AX1nA1XA1X 铀-238核的俘获产物铀-239经过两次衰变后生成易裂变核素钚-239。,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,裂变反应(p27) 裂变反应通式： 235U921n0A1F1Z1A2F2Z21n0能量 式中 ：代表每次裂变放出的中子数 Z1Z292 A1A22351236 由于静电斥力，两块碎片将向相反方向飞开。,自持链式反应示意图,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,裂变中子(p28) 瞬发中子：能量分布0.0510MeV内，平均能量约2MeV，相当于20000km/s的速度，是快中子。 缓发中子：0.65%的中子随着裂变碎片的逐步衰变而

3、放射出来，在裂变瞬间后将持续几分钟。能量分布在250560keV范围内。 裂变核素吸收1个中子的中子产额 /（1） 每次裂变的中子产额，对热中子铀-235 2.42。 俘获裂变比（/f ）。 2.07。,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,裂变产物(p28) 铀-235的热中子裂变方式在40种以上，生成的初级裂变产物（裂变碎片）在80种以上。 裂变碎片具有很大动能，最大的达到98MeV，由于它们的重量和电荷也很大，所以在介质中的射程很短，在UO2中约为0.014mm。,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,裂变碎片含中子偏多，其中子/质子比（NZ）远超过稳定范围，所以它们几乎全部呈放射性。 裂变产物中存在着200多种放射性同位素，大部分除了放出粒子外，还放出射线（属于缓发）。少数裂变碎片如溴-87和碘-137等，在衰变过程中还放出中子，这便是缓发中子。,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,裂变产物中的某些核素如氙-135和钐-149具有很大的热中子吸收截面，它们将消耗堆内很多的中子，称为核毒物。 有些裂变产物有较长的半衰期和很强的放射性，给乏燃料的贮存、运输、处理

4、和最终处置带来一系列特殊的困难和问题，以发展核能中必须充分考虑对待和妥善解决。,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,裂变释放的能量(p30) 如果把裂变产物衰变过程放出的能量包括在内，每次铀-235核裂变释放的总能量大约是200MeV。 将式中各核素的质量代入可得裂变过程放出的能量为： 能量通常以碎片动能、裂变中子动能、粒子辐射能等形式放出。,核子的平均给合能随质量数的变化,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,1kg铀-235全部裂变，它放出的能量超过2500t优质煤完全燃烧时释放的能量。 在一座电功率为1000MW的反应堆中，铀-235的消耗率为3.69kg/d，如果换用煤，将需要约9000t/d标准煤。,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,自持链式反应的条件(p31) 临界质量：铀核吸收并引起了裂变的中子，在它本身消亡的同时，能产生新的一代中子，我们把系统中某一代中子数对于上一代中子数之比，称为中子增殖因数k。 k1时，功率不断增长 k1时，功率维持不变 k1时，停堆状态,纯铀-235球形裸堆的中子平衡图,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,为实现自

5、持的链式反应，存在一个核燃料的最低限。为达到k1所需的最小的核燃料质量，叫做临界质量。相应的系统尺寸叫做临界尺寸。 临界质量或临界尺寸同系统的物质组成有关，纯铀-235球形祼堆，临界质量大约等于50Kg235U，祼球的临界直径大约等于16.8cm。 临界质量或临界尺寸又同系统的几何形状有关，球形系统具有最小的临界质量，反应堆做成圆柱形而使其高度大致等于直径。,临界质量示意图,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,临界安全：裂变材料在生产、加工、处理、贮存、运输过程中，需要防止裂变物质因浓度、质量、几何形状、周围物质等条件的结合，意外达到或超过临界状态，以致释放出大量的射线，造成严重的人员伤亡事故。 防止发生超临界事故的办法： （1）限制裂变物质的质量； （2）限制系统的尺寸； （3）对于液体系统，限制裂变物质的浓度，或添加吸收中子的核毒物，如镉棒和含硼溶液等。,第三讲 核反应堆 3.1核裂变反应及其条件,中子的慢化(p34) 把速度为20000km/s的裂变中子慢化为2200m/s的热中子，是减小临界质量并使低富集铀成为可用的核燃料的方法，慢化剂材料既要有效地慢化中子又要尽量少吸

6、收中子。 重水慢化剂的热中子堆具有最小的临界质量，轻水反应堆非采用低富集铀不可，动力堆中最常用的轻水慢化剂、价格低廉而又最容易得到。 采用重水或石墨慢化剂，可以同天然铀组成能维持链式反应的系统。,堆芯的蓝色辉光-切伦科夫辐射,反应堆系统的中子平衡(k),第三讲 核反应堆 3.2反应堆的控制和保护,反应堆的控制(p38) 反应性(k1)/k 后备反应性k（中子增殖因数裕量） 反应堆新装料时的最大后备反应性可从0.002到0.03，装料量从略大于临界质量直到是临界质量的好多倍。,动力堆最大后备反应性和装料量,第三讲 核反应堆 3.2反应堆的控制和保护,反应性的控制方法(p39) 用强吸收热中子的材料如镉、硼，制成控制棒插入堆芯，通过改变插入深度来改变热中子利用因数f，实现k的调整。 反应性控制的任务：控制后备反应性，控制毒物，适应负荷的变化，事故时能迅速停堆。 事故快速停堆：设置专门的安全棒。它具有超过最大后备反应性的吸收中子能力，事故时靠重力或其他外力在12s内自动快速插入堆芯，将链式反应中断。,控制棒驱动机构,第三讲 核反应堆 3.2反应堆的控制和保护,中子的增长(p41) 当中子增殖

7、因数k 1时，中子数将按指数规律上升： nn0et/T (T：反应堆周期，s） 在一个纯铀-235的快中子裂变系统内，每代中子寿命可达到10-8s的极短数值。即使在一个热中子裂变系统内，中子也会每秒再生1000代。 铀-235核裂变时，并不是所有的下一代中子一齐释放，只要把k限制在1.0065以下，光靠瞬发中子就不足以使k达到1。 一个瞬发超临界的反应堆，仍不同于原子弹，在没有外力约束的情况下，当功率上升产生大量热能时，热膨胀和机械解体会使核燃料迅速分散，系统会很快落到次临界（k1)的状态。,第三讲 核反应堆 3.2反应堆的控制和保护,反应性的变化(p42) 与温度相关的反应性变化（慢化剂、燃料、气泡） 与裂变产生的核毒物相关的反应性变化（氙中毒“碘坑”） 与燃料燃耗相关的反应性变化,第三讲 核反应堆 3.2反应堆的控制和保护,反应堆的保护(p45) 1000MW的反应堆运行3个月后，堆内积累的裂变产物的放射性总量，在停堆后30分钟测量，约为31020Bq，相当于8000t镭。 三道纵深防御的实体屏障： （1）燃料棒包壳 （2）一回路容器和管道 （3）安全壳或密封的厂房,岭澳核电站核岛

8、钢衬里施工,第三讲 核反应堆 3.2反应堆的控制和保护,事故后果：过高功率或缺乏冷却，导致燃料的烧毁、熔化甚至气化，导致系统压力升高逾限及管道和容器的破裂，大量内能的突然释放使安全壳内压力猝增（冲击波）可能导致安全壳的破坏。 功率监测：反应堆的功率同中子通量密度成正比，测量中子通量密度测量来监测反应堆的功率。,核反应堆本体,核反应堆堆芯,第三讲 核反应堆 3.2反应堆的控制和保护,主要事故：起动事故（控制棒太快或连续抽出） 失水事故（断电、泄漏失去冷却剂） 保护系统的功能：防止堆芯烧毁和减轻事故后果。 （1）限制反应堆功率水平； （2）降低堆内冷却剂压力； （3）保持堆内冷却剂装量； （4）排出堆芯余热； （5）隔离安全壳； （6）保持安全壳完整性； （7）限制放射性外逸；,压水堆事故停堆信号,（1）短周期保护（防止瞬发超临界） （2）反应堆超功率保护（防止燃料熔化） （3）反应堆功率增长过速保护（防止控制棒弹出等事件导致燃料烧毁） （4）反应堆进、出口水温过高保护（防止发生偏离泡核沸腾使燃料烧毁） （5）一回路冷却剂压力过低保护（防止失水事故） （6）一回路冷却剂流量过低及断流保护（

9、防止失流事故后燃料烧毁） （7）稳压器压力过高保护（防止一回路超压破坏）,压水堆事故停堆信号,（8）稳压器压力过低保护（防止系统汽化） （9）稳压器水位过高保护（防止一回路压和发生水锤） （10）二回路蒸汽流量过高保护（防止一回路过冷引入正反应性） （11）蒸汽发生器水位过低保护（防止失去二回路排热能力） （12）汽轮发电机组甩负荷保护（防止一回路热瞬变使温度和压力急剧升高） 控制棒插入时间 在反应堆保护系统出故障，或发生危及反应堆安全的外来事件（如地震、飞机坠落、人为破坏）时，可从控制室手动触发快速停堆。,第三讲 核反应堆 3.3核燃料转换、增殖和循环,核燃料的消耗(p53) 1MW热功率的反应堆每运行1日要1.23g235U，其中的1.05g消耗于裂变，0.18g俘获中子而转变为236U。 动力堆通常以装入堆内的单位质量核燃料所释放的能量作为燃耗深度B的量度，以MWd/kgU或MWd/tU计，目前压水堆已实现的成批组件平均卸料燃耗为3300045000MWd/tU。,第三讲 核反应堆 3.3核燃料转换、增殖和循环,核燃料的转换(p54) 裂变燃料：铀-235（唯一在自然界存在） 铀-233 钚-239 转换燃料：铀-238 钍-232,二氧化铀陶瓷芯块,第三讲 核反应堆 3.3核燃料转换、增殖和循环,铀-238俘获中子后，经过两次衰变，生成新的裂变燃料钚-239。 钚-239的产生是以装入堆内的铀-235的消耗为代价，故把这种过程称为核燃料的转换，把铀-238称为转换原料，把每消耗1个易变核（如铀-235）所生成的易裂变核（此处为钚-239）的数目，称为转换比C。当C1时则称为增殖比。,第三讲 核反应堆 3.3核燃料转换、增殖和循环,堆内存在的铀、钚核素可划分为三类： 易裂变核素235U，239Pu，241Pu 可转换核素238U，240Pu 中子毒物236U，242Pu等 239Pu在堆内的三种可能衰变途径：235U、 238Pu 、 241Am。 241Am具有很强的和X放射性，它会以458年的半衰期作衰变，或俘获中子生成242Am。,几种堆型的钚产量（等效

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