核电基础知识

1、核电基础知识第一节反应堆物理基础一.原子和原子核1.原子的基本概念世界上任何物质都是由原子组成的。 原子是进行化学反应的最小单位。图1-1原子结构示意图O 电子 质子O 中子原子是由质量相对较 大、体积较小位于原子中心 的原子核和绕其高速运转 的轨道电子组成。在所有稳定原子中，轨道电子数等于核内质子数，原子作为一个整体是不带电的当原子得到或失去电子，便会得到或失去负电荷。 呈负电性或正电性的原子称为离子。2.原子核的基本概念原子核由A个核子组成（A是核内的核子数，又称质量数）其中有Z个带有正电荷的质子（Z是原子序数，即原子核中质子的数量）和N个（N表示核内中子数，N=A-Z）电中性的中子。A4

2、16任何一个原子核X都可用符号zXn来表示，例如，zHe2, 8。8,238A23982 U 146 等等。实际上，只要简写为 X ，它已足以代表一个特定 的核素。原子、原子核、质子、中子、电子等微观粒子的质量非常小， 不方便用克或千克作其质量的单位。一般用原子质量单位（u）来表示微观粒子的质量。对原子来说就是原子量。 1u 是一个碳 -12原子质量的十二分之一即 1.66056 X 10-27Kg。质子的静止质 量为1.007276U，中子的静止质量为 1.008665U，电子的静止质 量为0.00054858U。一个质量数为A的原子其原子量近似为 A。原子核带正电，电荷量为 Ze。原子核周

3、围的电子是按一定规律分层排列的， 层之间具有能 量的差别。质子和中子在结合成原子核的过程中要损失一部分质量 （质 量亏损）,这部分质量以能量的形式 *= mc2释放出来。反之， 要使原子核内质子中子分开， 必须施加与之相等的能量， 此能量 叫结合能。由于能量和质量有内在的联系，在原子物理学中，经常用能量来表示其质量，如 1u 对应的能量为 931.5MeV。原子核的放射性原子核内具有特定数目的质子和中子并处于同一能态的一 类原子称为核素。 某种元素有多少种同位素就有多少种核素。 核 素有的稳定，有的不稳定。不稳定的原子核，总是自发地以释放 出粒子（a、B、 n）或Y光子的形式释放能量以逐步达到

4、稳定 状态，这个过程称为衰变。在衰变过程中放出粒子和光子的现象叫放射性。具有放射性的核素叫放射性核素。原子序数大于 84 的核素 都有放射性。所有的由一个或多个放射性核素构成的物质叫放射源。三 核裂变裂变现象的发现，引起了人们极大的注意。这不仅是 因为在裂变过程中释放出巨大的能量， 而且在裂变过程中都伴随 着中子的发射。 这些中子将使裂变自动地继续下去， 形成链式反 映，从而使原子能大规模利用成为可能。在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象 叫自发裂变， 而在外来粒子轰击下， 原子核才发生裂变的现象成为诱发裂变。1 自发裂变自发裂变的一般表达式AXZZA11Y1 ZA22Y2在自发裂变

5、刚发生的瞬间满足如下的关系：A=A1 A2；Z=Z1+Z2即粒子数守恒。其中，A1、A2和Z1、Z2分别为裂变产物的质量数和电荷数。自发裂变能 Qf,s =T Y1(Z1,A1) +TY2(Z2,A2) 由能量守恒可以导出：Qf,s =m(Z,A)C 2-m(Z 1,A1)+m(Z2,A2)C 2和Q f,s =B(Z1,A1)+B(Z2,A2)-B(Z,A)自发裂变发生的条件： Qf,s > 0，即两裂片的结合能大于 裂变核的结合能。2 诱发裂变 能够发生自发裂变的核素不多，大量的裂变过程是诱发 裂变，即当具有一定能量的某粒子a轰击靶核A时，形成复合核。复合核一般处于激发态，其激发能超

6、过它的裂变位高 垒高度时，那么核裂变就会立即发生。诱发裂变中，中子诱发裂变是最重要的。这是由于中子 与靶核没有库仑势垒，能量很低的中子就可以进入核内使其 激发而发生裂变。裂变过程又有中子发射，可以形成链式反 应。第二节 核动力厂反应堆一 核反应堆的基本工作原理自续链式裂变反应是核反应堆的物理基础。 当一个燃 料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出 2.5 个中子， 即第二代中子数目要比第一代多。 粗粗看起来链式反应自 续下去是不成问题的，但实际情况并非如此。下面以热中 子反应堆为例加以讨论。热堆的堆芯由燃料、慢化剂、冷 却剂及各种结构材料组成的， 因此堆芯中的中子不可避免 的有一部分被非裂变材

7、料吸收。此外，还有一部分中子要 从堆芯泄漏出去。 即使是被裂变材料吸收的中子也只有一 部分能引发裂变、 产生下一代中子， 其余的引发俘获反应， 不产生中子，因此，下一代中子数不一定比上一代多。核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便的用 有效增殖系数 K 来表示。它的定义是：K=（系统内中子的产生率）/ （系统内中子的消失率） 系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+系统内中子的泄漏率只要知道了系统的宏观截面和中子通量，中子的产生率和吸收率就可以计算出来。若堆芯的有效增殖系数 K=1，则堆芯内中子的产生率 等于中子的消失率，堆芯内的链式反应将以恒定的速率不 断进行下去，也就是说链式反应过程处于

8、稳定状态，此时 反应堆的状态称为临界状态。二.核反应堆的主要类型目前，在以发电为目的的核能动力领域， 世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆（ PWR,沸水堆（BWR,重水堆（PHW）高温气冷堆（HTGR和快中子堆。下表是5种核反应堆的基本特征:堆型中子谱慢化剂冷却剂燃料形态燃料富集度压水堆热中子H2OH2OUO23%左右沸水堆热中子H2OH2OUO23%左右重水堆热中子D2OD2OUO2天然铀或稍 加浓缩高温气冷堆热中子石墨氦气(Th, U)O2 或UC7%-20%快堆快中子无液态钠(U , Pu) O215%-20%下表为世界核电机组类型统计表（截止到2006年1月25日）种

9、类型式运行机组在建机组关闭机组机组数%容量MW (e)%机组数%机组数%石墨堆AGR148.683806.004.25143.6GCR822840LWGR167114041重水堆PHWR411 9.3209635.7729.21210.3快堆FBR30.710390.314.265.11 压水堆 (PWR) 压水堆最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。 四十多年来，这种堆芯得到了很大的发展，经过一系列的重 大改进，已经成为技术上最先进的一种堆型。压水堆核电站采用稍加浓缩的铀作为核燃料，燃料芯块 中 U-235 的富集度约 3。核燃料是高温烧结的圆柱型二氧化 铀陶瓷燃块。柱状燃料芯块被封装在

10、细长的锆合金包壳管中 构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件。 几百个组件拼装成压水堆的堆芯。压水堆的冷却剂是轻水。轻水不仅价格便宜，而且具有良好的热传输性能。所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也作为冷却剂。轻水的明显缺点是沸点低，而 要使热力系统有较高的热能传输效率，必须提高冷却剂的系 统压力使其处于液压状态。所以压水堆是一种使冷却剂处于 高压状态的轻水堆。压水堆冷却剂入口水温在 300 C左右，堆 内压力15.5MP&下图为压水堆的热力系统示意图。TurbineContainment structureControl rodsReactorcorePress

11、ure vessel、Steam generator®p p *7- - dGeneratorPump压水堆核电站的最显著的特点是结构紧凑，堆芯的功率 密度大。由于水中的氢原子核与中子相当，每次碰撞时，中子损失的能量最多。因此，在各种慢化剂中，水的慢化能力最强。同时水也是良好的冷却剂，它比热大，导热系数高，在堆内不易被活化，不容易腐蚀不锈钢、锆等结构材料。所以用水作慢化剂和冷却剂。压水堆核电站另一个特点是基建 费用低、建设周期短。压水堆核电站的主要缺点是两个：第一，由于水的沸点 低，必须采用高压的压力容器，导致压力容器的制造难度和 制造费用的提高。第二，必须采用有一定富集度的核燃料。

12、2 沸水堆在压水堆核电站中，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。那么可不可以让水在堆内沸腾产生蒸汽呢。沸水堆正是 为回答这个问题而衍生出来的。下图是沸水堆的示意图：反应堆与压水堆相比，沸水堆有以下几个优点：直接循环。核反应堆产生的蒸汽直接引入汽轮机， 推动汽轮发电机组发电。这是沸水堆与压水堆最大的区 别。沸水堆核电站省去一个回路，不再需要稳压器和蒸汽 发生器。工作压力可以降低。获得与压水堆同样的温度，只 需加压到7MPa左右。堆芯出现空泡。沸水堆堆内有气泡。运行经验的积 累表明，在任何工况下慢化剂空泡系数均为负值，空泡的 负反馈是沸水堆的固有特性，它使反应堆更加稳定。与压水堆相比，沸水堆有以下几个缺点：辐射防护和废物处理较复杂。功率密度比压水堆小。水沸腾后密度降低，慢化能力减弱。3 重水堆重水堆是指用重水（D20）作慢化剂的反应堆。按结构分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式。采用压力管式时，冷却剂可以与慢化剂相同也可以不同。压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。压力壳式只有立式，冷却剂与慢化剂相同