核动力工程与辐射科学（上3b）.ppt

核动力工程与辐射科学,（上）,匡 波 bkuang@ 上海交通大学 核科学与工程学院 2012年,第三章 核电站与反应堆 (B),3.4 核能发电原理,“反应堆”- “Pile”, - Reactor,世界第一座链式核裂变装置是费米在美国芝加哥大学的足球场西看台下建造的，慢化材料采用了石墨，核裂变材料被放在其中，由于石墨被堆成一个堆，故称为“反应堆” 实际上应该称为又称为“原子锅炉”，或“原子炉”第一个反应堆 “Pile”,核电厂的反应堆 Reactor “原子锅炉”,,能 量 转 换,机械能,核能,电能,蒸汽的动能（热能）,核电厂中的能量转换与转递,核能如何转变成热能,蒸汽热能如何转化成电能,蒸汽在汽轮机中作功,3.3 核裂变反应堆原理,核裂变反应堆原理,反应堆,反应堆容器,核电站,维持自持链式核裂变反应的条件 易裂变材料fissile material  中子neutron  临界 critical 易裂变材料 fissile material 燃料棒 fuel rod 中子 neutron 中子源  裂变产生的中子 慢化剂 moderator 使中子慢化的材料 冷却剂 coolant 从核燃料“取热”并带走热量的介质 中子吸收材料 neutron absorbing material 控制中子数量的材料 反射层 reflector 防止中子泄漏的材料 反应堆是如何被控制的?,,维持自持链式裂变反应的条件,发生裂变的条件 易裂变材料（235U / 239Pu / 233U） 中子 维持裂变的条件－临界 影响裂变速率的因素 中子：热中子、快中子 裂变材料的“浓度”（富集度） 周围材料吸收中子的能力,维持裂变的条件－临界,临界：产生的中子数=被吸收的中子数,,,临界质量：能使得反应堆达到临界的燃料装载方式,裂变、吸收、泄漏,反应堆内的中子,来源 中子源，仅用于启堆时；裂变，产生中子。

中子的利用 热中子：热中子反应堆（热堆） 快中子：快中子增殖堆（快堆） 中子的慢化 慢化剂 中子的吸收 裂变； 结构材料； 冷却剂； 泄漏； 控制材料中 子 源,作用 用于提高反应堆启动时的中子通量密度水平，以使源量程核测量仪器能可靠地测出中子通量密度水平，并保证反应堆安全启动 组成 中子源组件(包括初级源和次级源)； 初级源材料为Po-Be源或Cf源，会自发地发射出中子，用于反应堆首次启动； 次级源棒由不锈钢包壳、Sb-Be源芯块和上下端塞组成； Sb-Be源是一种稳定源材料，它在反应堆运行期间吸收中子而活化，随后释放出中子，这样，在反应堆低中子通量密度期间(如换料后启动时)起中子源作用裂变产生的中子,快中子（ 0.1MeV）,99.3% 瞬发中子,0.65% 缓发中子,,,裂变后百万分之一秒左右放出； 能量约在1  2MeV范围内，速度为14000  20000 km / s,,,慢中子 ( 0.1eV),,,裂变后几分钟的时间内逐渐释放出来 平均能量约在0.5MeV左右,易发生裂变的中子－热中子,快中子 Fast neutron,慢中子,,,慢化剂,慢化剂 moderator,轻水、重水、石墨等,常用慢化剂,用于使中子减速的材料称为慢化剂,H2O,D2O,核电站常用的0.025eV慢中子，又称为热中子(thermal neutron),碰撞,减速,1～2MeV,0.025eV,石墨,易裂变材料 fissile materials,在任意能量的中子作用下发生核裂变反应，这些核素称为易裂变核素： 铀-235 铀-233 钚-239 钚-241 在天然铀中， 铀-235只占约0.72% 铀-238约99.28%,鈣铀云母,铜铀云母,慢化剂 moderator,作用 通过碰撞使高能中子慢化（减速），主要通过弹性散射反应来实现 提高裂变发生概率 选择慢化剂的基本条件 散射截面（概率）大 吸收截面（概率）小，即不易俘获中子 常用材料 普通水、重水、石墨等,功能 流过燃料表面，带走核裂变产生的热量（输热） 同时使核燃料棒得到冷却（换热） 选择冷却剂的基本条件 传热性能好 吸收中子能力小 价廉 最好可以兼作慢化剂：慢化功能好 种类选择标准 水：普通水（轻水堆） 、重水（重水堆） 液态金属： 液态金属钠、钠-钾合金、 铅-铋合金（快堆） 气体：二氧化碳、氦气（石墨气冷堆、高温气冷堆）,冷却剂 coolant,中子吸收材料 neutron absorbing material,功能 吸收多余的中子 调节功率 停堆 选择吸收材料的基本条件 吸收中子能力大 调节能力强 种类 控制棒：银-铟-镉合金； 可燃毒物：三氧化二钆、硼玻璃等； 可溶毒物：硼酸。

反应堆内装载的核燃料足够产生一年所需的能量，如何控制这些核燃料不是在短时间内全部裂变，而是在一段时间（如：一年、18个月）内逐渐发生裂变呢？,反射层 reflector,功能 将许多逃出堆芯的中子散射回来，以减少中子漏失 使用反射层可以降低易裂变核素的临界质量 选择反射层材料的基本条件 中子散射能力大 种类 反射层可以使用和慢化剂同样的物质 在许多商用反应堆中，用水作慢化剂和反射层兼作冷却剂,反应堆是如何被控制的,核燃料的点火 中子源启动，发出自由中子，引发链式反应 反应堆的停止 大量的中子被可裂变材料以外的材料吸收掉后，链式反应就不能延续 反应性控制（功率调节） 反应性控制是指控制反应堆偏离临界的程度,3.4 反应堆的类型,反应堆的类型, 分类的方法 按能量产生的原理分：裂变堆、聚变堆； 按冷却剂种类分：轻水堆、重水堆、气冷堆、液态金属堆、熔盐堆等； 按慢化剂种类分：轻水堆、重水堆、石墨堆； 按引起裂变的中子能量分：热（中子）堆、快（中子）堆； 按系统设计的先进性分：第一代、第二代、第三代、第四代反应堆； 按反应堆的用途分：商用电站堆、试验堆、同位素生产堆、军用堆、海水淡化堆、供热堆、陆上堆、船用堆、增殖堆。

常见反应堆类型, 热中子反应堆（0.025～0.1eV） 轻水堆 Light Water Reactor (LWR) 压水堆 Pressurized Water Reactor (PWR) 沸水堆 Boiling Water Reactor (BWR) 石墨慢化轻水冷却堆（石墨水冷堆）RBMK 重水堆 Heavy Water Reactor 气冷堆 Gas-Cooled Reactor, GCR (石墨气冷堆) 快中子增殖堆（＞1MeV）Fast Breeder Reactor (FBR) 钠冷快堆； 铅冷快堆； 气冷快堆已有的动力反应堆类型,水冷堆特点： 慢化能力强，传热性能好() 电厂热能参数低 (x),气冷堆特点： 电厂热能参数高() 慢化能力弱，传热性能差(x),快堆特点： 燃料利用率高() 电厂热能参数高() 技术成熟性较差 (x),3.5 反应堆基本结构, 核电站巡游 堆芯 核燃料组件 控制棒组件和驱动机构 反应堆压力容器和堆内构件 反应堆冷却剂系统,核电站巡游,,蒸汽发生器,反应堆,汽轮机,安全壳,（压水堆）核电站厂房,压水堆的组成, 压水堆本体结构  堆芯  堆内构件  压力容器  控制棒驱动机构  反应堆冷却剂系统,堆芯的特征, 堆芯形状  圆柱形  方形, 堆芯布置  立式  卧式, 冷却剂流道  管束型（eg. PWR/BWR）  排管型（eg. CANDU）  多孔介质型（eg. HTGR）, 燃料组件  排列形式：正方形、三角形  数量： 15 15 、17 17、88 等。

 作用  核裂变链式反应的区域,,压水堆本体结构,控制棒驱动机构,堆 芯,堆芯(活性区),功能 反应堆的心脏 产生自持链式核裂变反应 以热能形式释放裂变能 组成 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成，通常还含有可转变核素； 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有； 控制材料：控制中子数： 控制棒组件； 可燃毒物； 可溶毒物 冷却剂：吸收热量，并带出堆芯 中子源组件：,中子源组件的作用：反应堆点火之用，以缩短反应堆启动时间，并确保启动安全,压水堆堆芯,反应堆的组成,燃料芯块,控制棒,燃料组件,安置核材料的物体—燃料棒； 冷却燃料棒和带走能量的载体—冷却剂； 使中子慢化的物体—慢化剂； 控制中子数量，即控制功率的物体—控制棒燃料组件,燃料芯块,功能 含裂变材料的混合物体 燃料的铀-235含量 低浓缩铀 ：铀-235的富集度为2~5％ （压水堆) 天然铀：铀-235的富集度为0.72％（重水堆） 中等浓缩铀：铀-235的富集度为12~30％ （快堆) (钚：由铀-238吸收中子产生) 芯块材料和结构材料 金属铀 铀混合物粉末烧结成的二氧化铀陶瓷芯块（PWR等） 陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料（HTGR） 铀、钚混合氧化物燃料（MOX燃料）,每个陶瓷芯块为直径约1cm，高度约1cm圆柱体,,压水堆燃料, 裂变物质：U235  燃料富集度： 2~5%, 物理形态：UO2陶瓷,核燃料,压水堆燃料组件,燃料棒的排列 15×15 或 17×17,棒束长: 约3~4m 燃料棒的排列：15×15或17×17,燃料元件与燃料组件,燃料元件,燃料组件,堆芯燃料布置,快堆,堆内构件 Internals,作用： 承载、定位、分隔/导向流体。

 组成： 上部组件（压紧组件）； 下部组件（吊兰组件）压力容器 Pressure Vessel, 用于放置堆芯及对内构件；  防止放射性物质外逸的承压设备；  在核电站的寿期中一般“永不更换” 功能 控制反应堆中的中子数； 调节功率； 终止核裂变反应  控制材料类型 控制棒  银-铟-镉合金材料，可移动 硼酸溶液 —— 化学补偿控制  通过改变溶于冷却剂中硼酸浓度来补偿慢的反应性变化控制棒组件,,,控制棒驱动机构 Control Rod Drive Mechanism, CRDM,作用 使控制棒上下运动或保持在某一高度的机电结构 类型 磁力提升式（核电站） 磁阻马达式（潜艇） 组成 驱动杆部件 钩爪部件 耐压壳部件 磁轭部件 棒位指示部件,控制棒组件及控制棒驱动机构,控制棒驱动机构,,控制棒组件,功能和要求 控制反应堆中的中子数量； 控制中子数量的材料叫做控制材料或称中子吸收体，被放在燃料棒束之间； 使用吸收中子能力很大的材料； 调节功率； 终止核裂变反应 控制材料类型 控制棒 银-铟-镉合金材料，可移动 可燃毒物 固定在堆内 用于在反应堆装料初期吸收中子 硼酸溶液 可缓慢地调节中子的浓度,控制棒与控制材料,控制棒驱动机构,,功能 流过燃料表面，带走核裂变产生的热量 同时使核燃料棒得到冷却 通过换热器（蒸汽发生器，SG）将热量传个其他回路 名称 反应堆冷却剂系统 reactor coolant system(RCS) 核蒸汽供应系统 nuclear steam supply system(NSSS) 一回路系统 primary system 组成 冷却剂 coolant 冷却剂管道 coolant pipe 反应堆冷却剂泵 reactor coolant pump 蒸汽发生器 Steam Generator 稳压器 Pressurizer 能量传递形式 双回路系统 压水堆核电厂：一回路系统高温高压水（输热系统）、二回路蒸汽动力循环 直接循环系统 沸水堆核电厂：通过堆芯的冷却剂蒸发，直接产生蒸汽 三回路系统 快堆：一回路系统液态钠、中间回路系统液态钠、二回路蒸汽产生系统,反应堆冷却剂系统 Reactor Coolant System,其它反应堆堆芯,CANDU 堆（重水堆）,重水堆堆芯 Core of CANDU Reactor,CANDU堆燃料棒组件,棒束长: 约50cm 直径约: 10cm,BWR（沸水堆）,沸水反应堆堆芯,Core of BWR,压力管式石墨慢化沸水反应堆（RBMK） （与切尔诺贝利核电站同类型）。