【毕业论文】各种反应堆的原理.doc

各种反应堆的原理 热堆的概念中了打入铀一235的原于核以后，原了核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原 了核，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 了和其它射线 这些中了再打入别的铀一235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新 的中了和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应 利用原了核反应原理建造的反 应堆需将裂变时释放岀的中子减速后，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，这种中了被称为热中了堆内主要rfl热中了引起裂变的反应堆叫做热中 了反应堆（简称热堆） 热中了反应堆，它是用慢化剂把快中了速度降低，使Z成为热中 了（或称慢中了），再利用热中了来进行链式反应的一种装置由于热中了更容易引起铀一235 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索而乂吸收中 子少的物质，如重水、彼、石墨、水等热中子堆--般祁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 反丿应堆必须川冷却剂把裂变能带岀堆 芯冷却剂也是吸收中了很少的物质热中了堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二 氧化碳和氨气。

核电站的内部它通常由一冋路系统和二冋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，由一冋路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽因此，桀 个一冋路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统为了确保安全，整个一冋 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部不会影 响安全由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二冋路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基木 相同轻水堆——压水堆电站H从核电站问世以来，在T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，热中了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冋路系统与二冋路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系 统该核电站的原理流稈为：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300V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T计的传热管，把热量传给管外的二冋路水, 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，这样来冋循环，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 送冋熬汽发生器这就是二冋路循环系统 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I•米的圆筒形大钢売，所川的钢材耐高温高压、耐 腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的在容器的顶部设置有控制棒驱 动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动 堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间它是燃料组件构成的正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原了锅炉”燃烧的基木 单元这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2〜4%的铀一235,呈小圆柱形，直径为9. 3 毫米把这种芯块装在两端密封的钻合金包壳管中，成为一根长约4米、育径约10毫米的燃 料元件棒把200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件毎个堆芯一 般由121个到193个纟R件纟R成这样，一座压水堆所需燃料棒几力根，二氧化铀芯块1千多 刀块堆芯此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）控制棒用银踞镉 材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒养不多。

把 多根控制棒纽成棒束型，用来控制反丿应堆核反应的快慢如果反应堆发生故障，立即把足够 多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反丿应堆运行的安全轻水堆一一沸水堆电站沸水堆核电站沸水堆核电站工作流稈是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升 的过程中，从燃料棒那里得到了热最，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器 和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电 沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是 把蒸汽和水滴分开、防|上水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏沸水堆所用的燃料和燃料组 件与压水堆相同沸腾水既作慢化剂又作冷却剂 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285°C的蒸汽，并育接被引入 汽轮机所以，沸水堆只有一个冋路，省去了容易发生汕漏的蒸汽发生器，因而显得很简单 总Z,轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也 比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻 水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。

此外，轻水堆对天然铀的利用率低 如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上 从维修來看，压水堆因为一冋路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修而沸水堆是堆 内产生的蒸汽肓接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与 维修都比压水堆要麻烦一些重水堆核电站重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种压力壳式的冷却剂只用重水，它 的内部结构材料比压力管式少，但中了经济性好，生成新燃料杯一239的净产量比较高这 种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力売比同样功率的压水堆 要大得多，因此单堆功率最大只能做到30 JjT bC. 因为管式重水堆的冷却剂不受限制,可用重水、轻水、气体或有机化合物它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中 了损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连 续换料，可省去补偿燃耗的控制棒 压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆这两种堆的结构大致相同 （1）重水慢化，重水冷却堆核电站这种反应堆的反应堆容器不承受压力重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器 管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。

在容器管中,放有诰合金制的压力管用天然二氧化 铀制成的芯块，被装到燃料棒的鉛合金包売管中，然麻再纽成短棒束型燃料元件棒束元件 就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来冋滑动在反应堆的两端，各设置有 一闻遥控定位的装卸料札可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件 这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料像压水堆那样，为 了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下这样，流过压力管的高温（约 300°C）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二冋路的轻水，以产 生蒸汽，带动汽轮发电机组发电 （2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的加拿大所设计的重水慢化重水 冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置 的它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过稈中，引起沸腾，所产生的蒸汽 育接送进汽轮机，并带动发电机 因为轻水比重水吸收中了多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀一235或钵一239。

重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀由于重水慢化性能好，吸收中了少，这不仅可 右•接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采 用低浓度铀，可节省天然铀38%o在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小此外， 重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改川另一种核燃料它的主要缺点是，体积比轻水堆 大建造费用高，重水昂贵，发电成木也比较高石墨气冷堆核电站所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氨气）作为冷却剂的反应堆这种堆经历了三 个发展阶段，产生了三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆 （1）夭然铀石墨气冷堆核电站天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化 碳作冷却剂的反应堆这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型z—,是在军用钵生 产堆的基础上发展起来的，早在1956年英国就建造了净功率为45兆瓦的核电站因为它是 用镁合金作燃料包売的，英国人又把它称为镁诺克斯堆 该堆的堆芯大致为圆柱形，是rh很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道以便使 冷却剂流过将热量带出去从堆芯出来的热气体，在蒸汽发生器中将热量传给二冋路的水， 从而产生蒸汽。

这些冷却气体借助循环冋路冋到堆芯蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机, 带动汽轮发电机组发电这就是夭然铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理 这种堆的主要优点是用天然铀作燃料，其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高，天然铀消耗量 远远大于其他堆现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站 （2）改进型气冷堆核电站 改讲世气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起來的设计的H的是改进蒸汽条 件，提高气体冷却剂的最大允许温度这种堆，石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核 燃料用的是低浓度铀（铀一235的浓度为2-3%）,出口温度可达670°C它的蒸汽条件达到了 新型火电站的标准，其热效率也可与之相比 这种堆被称为第二代气冷堆，英国建造了这种堆，由于存在不少工程技术问题，对其经济性多年來争论不休，得不岀定论，所以前途 暗淡 （3）高温气冷堆高温气冷堆被称为第三代气冷堆，它是石墨作为慢化剂，氨气作为冷却剂的堆 这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的稈度因为在这种反应堆中，采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并用了恰性的氨气作冷却剂，这样,就把 气体的温度提高到750V以上同时，由于结构材料石墨吸收中子少，从而加深了燃耗。

另 外，由于颗粒状燃料的表面积大、氨气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性能, 提高了功率密度这样，高温气冷堆成为一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型 它的简单工作过程是，氨气冷却剂流过燃料体Z间，变成了高温气体；高温气体通过蒸汽发生器 产生蒸汽，蒸汽带动汽轮发电机发电 高温气冷堆有特殊的优点：由于氨气是悄性气体,因而它不能被活化，在高温下也不腐蚀设备和管道；由于石墨的热容量大，所以发生事故时 不会引起温度的迅速增加；由于川混凝十•做成压力売，这样，反应堆没有突然破裂的危险， 大大增加了安全性；由于热效率达到40%以上，这样高的热效率减少了热污染 高温气冷堆有可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现氢还原炼铁、石油和天然气 裂解、煤的气化等新丁•艺，开辟综合利用核能的新途径但是高温气冷堆技术较复杂 快堆概念尽管利用热中了反应堆可以得到巨大的核能，但是，在天然铀中，仅有0. 714%的铀同位 素——铀一235,能够在热中了的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀同素——铀 -238却不能在热中子的作用下发生裂变反应 但铀一238在吸收中了后，经过几次核衰变，可以变成另一种可裂变的核材料环一239。

在热中子反应堆中，产生的钎一239的 数量不足以抵偿消耗的铀一235只有利用快中子来维持链式反应，使新产生的可裂变材料多 于消耗的裂变材料这种主要由快中了来引起裂变链式反应的反应堆，叫做快中了反应堆（简 称快堆）快堆中常用的核燃料是钵一239,而环一239发生裂变时放出来的快中了会被装在 反应区周用的铀一238吸收，又变成钎一239这就是说。