核岛知识介绍

1、核岛知识介绍核岛知识介绍浙江火电三门核电项目质保部浙江火电三门核电项目质保部浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部内容 核反应基本原理 核反应相关因素 核反应堆基本结构 常见核反应堆类型 核岛系统介绍浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应基本原理 原子结构原子结构 万物是由原子、分子构成，每一种万物是由原子、分子构成，每一种原子对应一种化学元素。目前，原子对应一种化学元素。目前，人们已知一百多种元素人们已知一百多种元素，原子是，原子是由原子核和电子构成。原子核由由原子核和电子构成。原子核由质子和中子构成，质子和中子构成，电子带负电荷电子

2、带负电荷, ,原子核带正电原子核带正电, ,原子核的质量远超原子核的质量远超过核外电子的总质量，原子的质过核外电子的总质量，原子的质量中心与原子核的质量中心非常量中心与原子核的质量中心非常接近。原子核的限度只有几十飞接近。原子核的限度只有几十飞米米(1fm=10-15m=10-13cm)，而密度，而密度高达高达108t.cm-3 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部原子核结构原子核结构l 原子核由质子和中子组成的原子核由质子和中子组成的 。中子为中性粒子，质子为带有单位正中子为中性粒子，质子为带有单位正电荷的粒子电荷的粒子.l 任何一个原子核都可以由符号任何一个原子

3、核都可以由符号AZXN表示，表示，N是核内中子数，是核内中子数，Z是核内是核内质子数或电荷数，质子数或电荷数，A是核内的核子数或核的质量数，是核内的核子数或核的质量数，X是该原子核对是该原子核对应的元素符号。事实上，只要元素符号应的元素符号。事实上，只要元素符号X确定后，该元素的电荷数就确定后，该元素的电荷数就已经确定，所以符号已经确定，所以符号A XN足以表示一个特定的核。足以表示一个特定的核。l 中子数和质子数都相同的原子核称为一种核素。具有相同原子序数但中子数和质子数都相同的原子核称为一种核素。具有相同原子序数但质量数不同的核素称为某元素的质量数不同的核素称为某元素的同位素同位素。16O

4、,17O,18O的天然丰度比是的天然丰度比是：99.756%、0.039%、0.205%。寿命较长的激发态原子核称为基态原寿命较长的激发态原子核称为基态原子核的同质异能素或同核异能素。同质异能素所处的能态又称同质异子核的同质异能素或同核异能素。同质异能素所处的能态又称同质异能态，如：能态，如：87mSr，87Sr。 水水H2O (氢同位素氢同位素氕，氘，氚氕，氘，氚 H D T 重水重水 D2O 氧化氘氧化氘)l 根据原子核的稳定性，可以把核素分为稳定的核素和不稳定的放射性根据原子核的稳定性，可以把核素分为稳定的核素和不稳定的放射性核素。原子核的稳定性与核内质子数和中子数之间的比例存在密切的核

5、素。原子核的稳定性与核内质子数和中子数之间的比例存在密切的关系。关系。 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部原子核与原子能 E=mc2称为质能关系式，称为质能关系式， 也就是质能联系定律也就是质能联系定律 。 原子核的质量亏损为组成原子核的质子和中子的质量与该原子原子核的质量亏损为组成原子核的质子和中子的质量与该原子核的质量之差。从原子核的质量亏损的定义可以明确的看出，核的质量之差。从原子核的质量亏损的定义可以明确的看出，所有的核都存在质量亏损，即所有的核都存在质量亏损，即m m（Z,AZ,A）00。m m（Z,AZ,A）=Zm=Zmp p+(A-Z)m+(A-Z)

6、mn n-m(Z,A-m(Z,A) ) ，其中，其中 m m（Z,AZ,A）为电荷数为、为电荷数为、质量数为的原子核的质量质量数为的原子核的质量 。 既然原子核的质量亏损既然原子核的质量亏损m m（Z,AZ,A）00 ，由质能关系式，那么，由质能关系式，那么相应能量的减少就是相应能量的减少就是 E=mcmc2 2 00 。这表明核子结合成原子。这表明核子结合成原子核时，会释放出能量，这个能量称之为结合能。核时，会释放出能量，这个能量称之为结合能。 一个中子和一个质子组成氘核时，会释放一部分能量一个中子和一个质子组成氘核时，会释放一部分能量2.225MeV, 这就是氘的结合能。它已为精确的实验测

7、量所证明。这就是氘的结合能。它已为精确的实验测量所证明。实验还证实了它的逆过程：当有能量为实验还证实了它的逆过程：当有能量为2.225MeV的光子照射的光子照射氘核时氘核时, 氘核将一分为两氘核将一分为两, 飞出质子和中子。飞出质子和中子。 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部原子核与原子能 当结合能小的核变成结合能大的核，即当结合得比当结合能小的核变成结合能大的核，即当结合得比较松的核变到结合得紧的核，就会释放能量。较松的核变到结合得紧的核，就会释放能量。 从比结合能曲线可以看出从比结合能曲线可以看出,有两个途径可以获得能量：有两个途径可以获得能量： 重核裂变，即

8、一个重核分裂成两个中等质量的核；重核裂变，即一个重核分裂成两个中等质量的核； 轻核聚变，即两个轻核融合为一个较重质量的核。轻核聚变，即两个轻核融合为一个较重质量的核。 人们依靠人们依靠重核裂变重核裂变的原理制造出的原理制造出原子反应堆原子反应堆与与原子原子 弹弹，依靠，依靠轻核聚变轻核聚变的原理制造出的原理制造出氢弹氢弹和人们正在探和人们正在探索的索的可控聚变反应可控聚变反应。 所谓所谓原子能原子能，主要是指原子核结合能发生变化时释，主要是指原子核结合能发生变化时释放的能量。放的能量。 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应 核反应是由以一定能量的入射粒子轰击靶

9、核的方式引起的。入射粒子可核反应是由以一定能量的入射粒子轰击靶核的方式引起的。入射粒子可以是质子、中子、光子、电子、各种介子以及原子核等。当入射粒子与以是质子、中子、光子、电子、各种介子以及原子核等。当入射粒子与核距离接近到核距离接近到fm(10-15m)时，两者之间的相互作用就会引起原子核的各种时，两者之间的相互作用就会引起原子核的各种变化，因而，核反应是产生不稳定核的最重要的手段。变化，因而，核反应是产生不稳定核的最重要的手段。 核反应实际上研究两类问题：一是研究在能量、动量等守恒的前提下，核反应实际上研究两类问题：一是研究在能量、动量等守恒的前提下，核反应能否发生。二是研究参加反应的各粒

10、子间的相互作用机制并进而核反应能否发生。二是研究参加反应的各粒子间的相互作用机制并进而研究核反应发生的概率的大小。研究核反应发生的概率的大小。 核反应可表示为核反应可表示为 ： a + A b + B 或或 A (a, b) B。 a, A, b和和B分别代表入射粒子、靶核、出射轻粒子和剩余核。分别代表入射粒子、靶核、出射轻粒子和剩余核。 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应 中子核反应：中子与核作用时中子核反应：中子与核作用时, 由于不存在库仑势垒由于不存在库仑势垒, 能量很低的慢中子就能引起核反应能量很低的慢中子就能引起核反应, 其中其中最重要最重要的是的

11、是热热中子辐射俘获中子辐射俘获（n，） ，很多重要的人工放射性核素，很多重要的人工放射性核素使用（使用（n，）反应制备的）反应制备的 。 核反应的反应能定义为反应前后系统动能的变化量核反应的反应能定义为反应前后系统动能的变化量 。 对核反应对核反应a + A b + B，反应能，反应能Q=mcmc2 2，式中，式中m m为为反应前后的质量亏损。同样，可以用相应粒子的原子反应前后的质量亏损。同样，可以用相应粒子的原子质量表示反应能质量表示反应能Q=(Ma+MA )c2 - (Mb+MB )c2 。浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核裂变 诱发裂变中，诱发裂变中，中子

12、诱发裂变中子诱发裂变是最重要的、也是研究最是最重要的、也是研究最多的诱发裂变。由于中子与靶核没有库仑势垒，能量多的诱发裂变。由于中子与靶核没有库仑势垒，能量很低的很低的中子中子就可就可进入核内进入核内使其激发而使其激发而发生裂变发生裂变。裂变。裂变过程又有过程又有中子发射中子发射，可能形成，可能形成链式反应链式反应，这也是中子，这也是中子诱发裂变受到关注的原因。以诱发裂变受到关注的原因。以235U(n,f)反应为例，反应为例， 热热中子中子(即即入射中子能量为入射中子能量为0.0253eV)即可产生诱发裂变即可产生诱发裂变: n+ 235U236U*X+Y+n。 235U吸收一个热中子每次吸收

13、一个热中子每次裂变平均放出的裂变能约为裂变平均放出的裂变能约为195MeV。 热热中子核裂变：仍以中子核裂变：仍以235U为例为例 ，其中热中子动能，其中热中子动能Tn=0.0253eV，所以，复合核的激发能为，所以，复合核的激发能为E*=BnX=6.545MeV，它大于，它大于236U的位垒高度的位垒高度Eb=5.9MeV,所以，热中子即可诱发裂变。此外，所以，热中子即可诱发裂变。此外，233U和和239Pu(钚钚)也能由热中子引起裂变，这些核称为易裂也能由热中子引起裂变，这些核称为易裂变核。变核。 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核裂变 阈能核裂变：以阈能核

14、裂变：以238U为例，为例， 若仍以若仍以热中子热中子轰击，轰击，239U*的激发能为的激发能为E*=BnX=4.806MeV ， 但但239U的位垒高度的位垒高度Eb=6.2MeV，这说明裂变核的激发能比其裂变位垒高度低这说明裂变核的激发能比其裂变位垒高度低,不容易发不容易发生裂变。生裂变。 但是如果入射的不是热中子，而是入射但是如果入射的不是热中子，而是入射En=Tn1.4MeV1.4MeV的的快中子快中子时，时， 则则239U*的能量状态提高到势垒顶部，就的能量状态提高到势垒顶部，就可以立即产生裂变。因此可以立即产生裂变。因此En=1.4MeV就是就是238U产生诱产生诱发裂变的阈能。除

15、发裂变的阈能。除238U外，还有外，还有232Th等，称为不易裂等，称为不易裂变核变核(或可裂变核或可裂变核)。 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核裂变浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部原子核链式反应 原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂变，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应 。 1千克铀-235的全部核的裂变将产生20,000兆瓦小时的能量(足以让20兆瓦的发电站运转1,000小时)，与燃烧300万吨煤释放的能量一样多 。浙江省火电建设

16、公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部原子核链式反应核裂变： 23592U(铀原子)+1N0(中子)X1(碎片)+X2(碎片)+2.431N0(中子)+E其中，E200 MeV，裂变能是在燃料元件内释放出来的，平均值 2.431N099.35瞬发中子+0.65缓发中子， 5左右的裂变能是在慢化剂中释放出来的，不足5的裂变能是在反射层和热屏蔽层中释放出来的。AP100O核电厂堆芯功率为3400MW， NSSS输出热功率为3415MW，其中有15MW是主泵的贡献浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部几个概念 慢化慢化 快中子通过碰撞减缓为中能中子、热中子的过程

17、快中子通过碰撞减缓为中能中子、热中子的过程 慢化剂慢化剂 核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热中子或中能核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为中能中子或热中子用来将快中子能量减少，使之慢化成为中能中子或热中子的物质的物质 。 冷却剂冷却剂 带载堆内产生的核裂变能到堆外热力系统的工作介质。带载堆内产生的核裂变能到堆外热力系统的工作介质。 氙毒氙毒135Xe 核裂变的中间产物，具有极强的中子吸收能力核裂变的中间产物，具有极强的中子吸收能力浙江省火电建

18、设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部中子核反应反应性控制中子的中子的慢化慢化核燃料原子核裂变时放出的中子平均能量达到核燃料原子核裂变时放出的中子平均能量达到2MeV，最大能量可，最大能量可达达10MeV反应堆常用的慢化剂：轻水、重水、石墨和铍反应堆常用的慢化剂：轻水、重水、石墨和铍轻水轻水慢化慢化能力大，慢化比小，必须用浓缩铀建反应堆，堆芯体积小能力大，慢化比小，必须用浓缩铀建反应堆，堆芯体积小重水、石墨慢化能力比轻水小，慢化比大，可用天然铀建临界反应重水、石墨慢化能力比轻水小，慢化比大，可用天然铀建临界反应堆，反应堆体积比轻水堆大得多堆，反应堆体积比轻水堆大得多U238共振吸

19、收中能中子，逃脱共振吸收几率共振吸收中能中子，逃脱共振吸收几率与慢化介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子与慢化介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子20 oC， v=2200m/s, E=0.0253eV2MeV的裂变中子，慢化到的裂变中子，慢化到1eV，平均与水碰撞，平均与水碰撞18次次慢化所需要的时间称为慢化时间，对水慢化所需要的时间称为慢化时间，对水6x10-6s热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间，在常热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间，在常见的慢化剂中，见的慢化剂中， 10-4 10-2s浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项

20、目部中子核反应反应性控制 反应堆临界条件反应堆临界条件 一个燃料核俘获一个燃料核俘获一个中子一个中子产生裂变后，平均可放出产生裂变后，平均可放出2.5个中子个中子，可能实现链式反应自持可能实现链式反应自持 核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数数K有效有效来表示，来表示， K有效有效=(系统内中子的系统内中子的产生率产生率)/(系统内中子的系统内中子的消失率消失率) 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吸收率+泄漏率泄漏率 链式裂变反应堆的链式裂变反应堆的临界条件是临界条件是K有效有效=1

21、核反应堆处于临界状态时堆芯部的大小称为临界尺寸或临界体核反应堆处于临界状态时堆芯部的大小称为临界尺寸或临界体积；所装载的和燃料量叫做积；所装载的和燃料量叫做临界质量临界质量。 K有效有效与堆芯材料、尺寸和形状有关与堆芯材料、尺寸和形状有关 中子循环中子循环：裂变中子经过慢化成为热中子、热中子击中核燃料：裂变中子经过慢化成为热中子、热中子击中核燃料引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程，包括快中子倍引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程，包括快中子倍增过程、部分裂变中子由于能量高，可引起一些增过程、部分裂变中子由于能量高，可引起一些U8裂变；部裂变；部分共振吸收，部分逃脱共振吸收被慢化成热中

22、子，热中子被各分共振吸收，部分逃脱共振吸收被慢化成热中子，热中子被各种堆芯材料吸收，被核燃料吸收的大部分要引起裂变；种堆芯材料吸收，被核燃料吸收的大部分要引起裂变；浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部中子核反应反应性控制反应堆运行过程中，由于燃料消耗和裂变产物的不断积累，反应性就不反应堆运行过程中，由于燃料消耗和裂变产物的不断积累，反应性就不断减弱，此外，功率变化也会引起反应型变化，所以反应堆实际的初始断减弱，此外，功率变化也会引起反应型变化，所以反应堆实际的初始装载量必须比维持临界所需量大，使得反应堆寿命初期具有足够的剩余装载量必须比维持临界所需量大，使得反应堆寿

23、命初期具有足够的剩余反应性，以便在反应堆运行时补偿上述效应引起的反应性损失，因此必反应性，以便在反应堆运行时补偿上述效应引起的反应性损失，因此必须引入负反应性，可以用以补偿长期运行所需的剩余反应性，也可以调须引入负反应性，可以用以补偿长期运行所需的剩余反应性，也可以调节反应堆功率以及作为停堆的控制手段。节反应堆功率以及作为停堆的控制手段。三种反应性控制：三种反应性控制：1。紧急停堆控制。紧急停堆控制 异常状况时使反应堆停闭异常状况时使反应堆停闭2。功率控制。功率控制 按照要求补偿负荷变化、温度变化、功按照要求补偿负荷变化、温度变化、功率变更引起的反应变化率变更引起的反应变化 3。补偿控制。补偿

24、控制 控制补偿燃耗、裂变产物积累所需的剩余控制补偿燃耗、裂变产物积累所需的剩余反应性。反应性。浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部中子核反应反应性控制 反应性控制的控制元件：控制棒：补偿棒、调节棒、安全棒 用于吸收中子，控制反应性（镉、铟、硼）可燃毒物：初始加载燃料时加载用于吸收中子，补偿剩余反应性，比燃料更快“烧”完（硼硅酸盐）可溶毒物：溶于冷却剂中可吸收中子，用于进行化学补偿控制。（硼酸）浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部中子核反应反应性控制 核燃料的消耗、转化与增殖 达到临界的反应堆可以实现自续链式反应，不断释放出裂变能。这一过程

25、也是核燃料消耗的过程 生产核能需要消耗核燃料，1U5裂变可释放出200MeV的能量， 1MW的功率3.12x1016个U5核裂变，1MW的能量需要1.05gU5核裂变，实际消耗约1.23g 电功率30万千瓦的秦山核电厂，每天消耗的U5大约1.1kg。考虑运行中U8转换部分Pu9，实际消化U5还要少一些浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部中子核反应反应性控制核反应堆内存在大量核反应堆内存在大量U8，通过，通过U8对中子的俘获，新燃料对中子的俘获，新燃料Pu9原子核将被产生。如果反应堆中新生产的燃料量超过了它所消原子核将被产生。如果反应堆中新生产的燃料量超过了它所消耗的

26、核燃料，那么这种反应堆就称为耗的核燃料，那么这种反应堆就称为增殖堆增殖堆目前的商用、军用动力堆都是采用铀目前的商用、军用动力堆都是采用铀235作核燃料的。天然铀中作核燃料的。天然铀中大量存在的铀大量存在的铀238并不能作为核燃料来使用，因为热中子不能使并不能作为核燃料来使用，因为热中子不能使其裂变。快中子虽然能引起铀其裂变。快中子虽然能引起铀238核裂变，但裂变截面太小。幸核裂变，但裂变截面太小。幸好，铀好，铀238俘获中子后可以变成易裂变同位素钚俘获中子后可以变成易裂变同位素钚239。反应堆。反应堆内的强中子场为铀内的强中子场为铀238转换成核燃料提供了良好条件。转换成核燃料提供了良好条件。

27、为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为为转化比的量转化比的量CR=易裂变核的平均生成率易裂变核的平均生成率/易裂变核的平均消易裂变核的平均消耗率，耗率，CR1称增殖堆，用称增殖堆，用BR表示，表示，Pu9燃料的快堆燃料的快堆BR可达可达1.2大多数现代轻水堆的转化比大多数现代轻水堆的转化比 0.6，高温气冷堆具有较高的转化比，高温气冷堆具有较高的转化比，其其 0.8，因此有时被称为先进转化堆。，因此有时被称为先进转化堆。浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆的主要类型核反应堆的主要类型 （1）

28、按照功能分类）按照功能分类 按用途分有三类：研究试验研究试验堆堆，生产堆生产堆，动力堆动力堆。 （2）按照按照中子能谱中子能谱分类分类 按照激发核燃料裂变的中子能量的高低，可将核反应堆分为快中子堆、快中子堆、中能中子堆和热中子堆。中能中子堆和热中子堆。 快中子堆，裂变是由平均能量约为快中子堆，裂变是由平均能量约为0.25MeV的高能中子的高能中子引起的，引起的，堆内堆内不能存有中子慢化剂不能存有中子慢化剂材料材料 中能中子堆，中能中子堆，堆中存在一些慢化剂堆中存在一些慢化剂，裂变主要是由，裂变主要是由中能中子中能中子引引起的起的 热中子堆，裂变是由平均能量约为热中子堆，裂变是由平均能量约为0.

29、07eV的低能中子的低能中子引起的，引起的，堆内必须有足够的慢化剂堆内必须有足够的慢化剂 快中子堆和中能中子堆必须使用加浓的核燃料；天然铀、稍加快中子堆和中能中子堆必须使用加浓的核燃料；天然铀、稍加浓铀燃料、浓铀燃料、 233U，239Pu都可用作热中子堆的核燃料都可用作热中子堆的核燃料 世界上已建成的堆绝大多数属于热中子堆世界上已建成的堆绝大多数属于热中子堆浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆类型核反应堆类型 （3）按照按照慢化剂慢化剂分类分类:轻水堆、重水堆、石墨慢化反应堆等。 轻水堆，堆内中子慢化剂材料为轻水堆，堆内中子慢化剂材料为轻水轻水，现在世界上

30、大量建造的，现在世界上大量建造的动力堆，动力堆，PWR和和BWR都是轻水堆都是轻水堆 重水堆，堆内中子慢化剂材料为重水堆，堆内中子慢化剂材料为重水重水，吸收中子最少，慢化能，吸收中子最少，慢化能力却很好，可用天然铀（例如：力却很好，可用天然铀（例如：CANDU） 石墨慢化堆，世界第一批反应堆大都采用石墨慢化堆，世界第一批反应堆大都采用石墨石墨作慢化剂。高强作慢化剂。高强度、高密度、耐辐照、耐高温的石墨直到今天，依然在高温气度、高密度、耐辐照、耐高温的石墨直到今天，依然在高温气冷堆中扮演不可替代的角色冷堆中扮演不可替代的角色 轻水做慢化剂也有局限轻水做慢化剂也有局限 冷却剂和慢化剂都是轻水，要提

31、高热效率，必须提高冷却剂温度冷却剂和慢化剂都是轻水，要提高热效率，必须提高冷却剂温度和压力（存在沸腾传热临界热流密度问题）和压力（存在沸腾传热临界热流密度问题） 轻水对中子有较强的吸收，导致轻水堆必须采用加浓铀轻水对中子有较强的吸收，导致轻水堆必须采用加浓铀 轻水在中子照射下会产生放射性，增加堆屏蔽防护的要求轻水在中子照射下会产生放射性，增加堆屏蔽防护的要求浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆类型 （4）按照按照冷却剂冷却剂分类分类: 气冷反应堆包括CO2冷却和He气冷却；轻水冷却反应堆主要包括压水堆和沸水堆；还有重水冷却的重水反应堆；液态金属冷却的主要有钠

32、冷、铋冷、锂冷、铅铋合金冷却反应堆等。 （5）按照核燃料分类按照核燃料分类:分成天然铀燃料堆、稍加浓铀燃料堆、加浓铀燃料堆几种类型。 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，主要有压压水堆（水堆（PWR）、沸水堆（）、沸水堆（BWR）、重水堆）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆）和快中子堆（LMFBR）等五种堆型）等五种堆型浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆类型堆型堆型 中子谱中子谱 慢化剂慢化剂 冷却剂冷却剂 燃料形态燃料形态 燃料富集度燃料富集度压水堆压水堆 热中子热中子 H2O

33、H2O UO2 3%左右左右沸水堆沸水堆 热中子热中子 H2O H2O UO2 3%左右左右重水堆重水堆 热中子热中子 D2O D2O UO2 天然铀或稍加浓铀天然铀或稍加浓铀高温气冷堆高温气冷堆 热中子热中子 石墨石墨 氦气氦气 （Th,U）O2或或UC 720%或或90%钠冷快堆钠冷快堆 快中子快中子 无无 液态钠液态钠 （U,Pu）O2 1520%浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部反应堆类型 一、一、 压水堆压水堆 压水堆冷却剂入口水温一般在压水堆冷却剂入口水温一般在300 oC左右，出口左右，出口水温水温330 oC左右，堆内压力左右，堆内压力15.5 M

34、Pa。大亚湾和。大亚湾和秦山核电厂就是压水堆核电厂。秦山核电厂就是压水堆核电厂。 在压水堆核电厂中，一回路的冷却剂通过堆芯时在压水堆核电厂中，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。的水使之沸腾产生蒸汽。 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部反应堆类型压水堆浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆类型沸水堆 二、二、 沸水堆沸水堆 冷却剂自下而上流经堆芯后大约有冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14（重量）被变成蒸（重量）被变成蒸汽。为了得到干燥的蒸

35、汽，堆芯上方设置了汽汽。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽水分离水分离器和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒器和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒只好从堆芯下方插入。只好从堆芯下方插入。 沸水堆的冷却剂循环流程的特点是堆芯内具有一个冷却剂沸水堆的冷却剂循环流程的特点是堆芯内具有一个冷却剂再循环系统。流经堆芯的水仅有部分变成水蒸汽，其余的再循环系统。流经堆芯的水仅有部分变成水蒸汽，其余的水必须再循环。从圆筒区的下端抽出一部分水由再循环泵水必须再循环。从圆筒区的下端抽出一部分水由再循环泵将其唧送入喷射泵。大多数沸水堆都设置两台再循环泵，将其唧送入喷射泵。大多数沸水堆都设置

36、两台再循环泵，每台泵通过个联箱给每台泵通过个联箱给 1012台喷射泵提供台喷射泵提供“驱动流驱动流”，带动其余的水进行再循环。冷却剂的再循环流量取决于向带动其余的水进行再循环。冷却剂的再循环流量取决于向喷射泵注水率，后者可由再循环泵的转速来控制。喷射泵注水率，后者可由再循环泵的转速来控制。浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆类型沸水堆蒸汽给水浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆类型沸水堆浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆类型重水堆 三、重水堆三、重水堆 加拿大设计建造的加拿大设计建造的

37、CANDU堆是压力管卧式重水堆的典型堆是压力管卧式重水堆的典型代表。代表。54万千瓦的皮克灵核电厂，有万千瓦的皮克灵核电厂，有 390根压力管，压力根压力管，压力管内总共放了管内总共放了4680束燃料组件。每个燃料棒束内有束燃料组件。每个燃料棒束内有37根燃根燃料元件棒，因此这些燃料组件共由大约料元件棒，因此这些燃料组件共由大约17万根燃料元件棒万根燃料元件棒组成。压力管内冷却燃料组件用的高压重水，压力为组成。压力管内冷却燃料组件用的高压重水，压力为100个大气压，温度个大气压，温度300C。外套排管与重水排管容器是焊。外套排管与重水排管容器是焊在起的，重水慢化剂不加压，温度约在起的，重水慢化

38、剂不加压，温度约70C。裂变产生。裂变产生的中子在压力管内得不到充分慢化，主要在排管外慢化。的中子在压力管内得不到充分慢化，主要在排管外慢化。将慢化剂保持低温，除了可以避免高压，还可以减少铀将慢化剂保持低温，除了可以避免高压，还可以减少铀238对中子的共振吸收，有利于实现链式反应。对中子的共振吸收，有利于实现链式反应。 重水堆核电厂动力循环系统与压水堆核电厂相似。重水堆核电厂动力循环系统与压水堆核电厂相似。 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部CANDU 重水堆核电厂重水堆核电厂QHQCW浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部反应堆类型 四

39、、高温气冷堆四、高温气冷堆 高温气冷堆的核燃料是富集度为高温气冷堆的核燃料是富集度为90以上（也有的高温气冷堆采用中、低以上（也有的高温气冷堆采用中、低富集度）的二氧化铀或碳化铀（见图富集度）的二氧化铀或碳化铀（见图1-14高温气冷堆燃料元件）。首先将高温气冷堆燃料元件）。首先将二氧化铀或碳化铀制成直径小于一毫米的小球，其外部包裹着热解碳涂层二氧化铀或碳化铀制成直径小于一毫米的小球，其外部包裹着热解碳涂层和碳化硅涂层。将这种包敷颗粒燃料与石墨粉基体均匀混合之后，外面再和碳化硅涂层。将这种包敷颗粒燃料与石墨粉基体均匀混合之后，外面再包一些石墨粉，经复杂的工艺加工制成直径达包一些石墨粉，经复杂的工

40、艺加工制成直径达60毫米的球形燃料元件。由毫米的球形燃料元件。由于每颗包敷颗粒燃料小球有多层包壳，而且包敷颗粒燃料小球间有石墨包于每颗包敷颗粒燃料小球有多层包壳，而且包敷颗粒燃料小球间有石墨包围，所以这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。围，所以这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。高温气冷堆的冷却剂是氦气。球形元件重叠时，彼此间有空隙可供高温氦高温气冷堆的冷却剂是氦气。球形元件重叠时，彼此间有空隙可供高温氦气流过。在氦循环风机的驱动下，氦气不断通过堆芯将裂变热带出，进行气流过。在氦循环风机的驱动下，氦气不断通过堆芯将裂变热带出，进行闭式循环。氦气的压力一般为闭式循环。氦气的压力一般为4-9MPa。浙江省

41、火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部反应堆类型反应堆类型浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部高温气冷堆高温气冷堆氦气轮机直接发电系统图氦气轮机直接发电系统图浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部高温气冷堆反高温气冷堆反应堆本体应堆本体浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部反应堆类型快中子堆 快中子堆快中子堆 快中子反应堆，简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要快中子反应堆，简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆。以上的快中子引起的反应堆。

42、 快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。 钠冷快堆用金属钠作为冷却剂。钠冷快堆用金属钠作为冷却剂。 快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增快堆堆芯与一般的热中

43、子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分殖再生区两部分浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部快中子反应堆浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部快中子反应堆浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆的本体结构核反应堆的本体结构 与核电厂系统设备与核电厂系统设备 压水堆核电厂压水堆核电厂主要由核岛核岛和常规岛常规岛组成。 核岛核岛 压水堆核电厂核岛中的四大部件是堆芯、蒸汽发生器（简压水堆核电厂核岛中的四大部件是堆芯、蒸汽发生器（简称蒸发器）、稳压器和主泵。称蒸发器）、稳压器和主泵。 核岛中核岛中主要有压水堆本体、

44、一回路系统，以及为支持一回压水堆本体、一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。 常规岛常规岛 常规岛常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆的本体结构核反应堆的本体结构 与核电厂系统设备与核电厂系统设备核反应堆芯核反应堆芯内进行可控链式裂变反应过程中，核能转化为热能内进行可控链式裂变反应过程中，核能转化为热能一回路系统一回路系统是将反应堆内核裂变能量的导出、交换、转移。是将反应堆内核裂变能量的导出、交换、转移。化学和容

45、积控制系统化学和容积控制系统、主循环泵轴密封系统保证反应堆一回路系统、主循环泵轴密封系统保证反应堆一回路系统正常运行的系统；正常运行的系统；为核电厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：为核电厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：设备设备冷却水系统冷却水系统、停堆冷却系统停堆冷却系统在发生重大失水事故时保证核电厂反应堆和主厂房安全的系统有：在发生重大失水事故时保证核电厂反应堆和主厂房安全的系统有：安全注射系统安全注射系统、安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统有：控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统有：疏疏排水系统排水

46、系统、放射性废液处理系统放射性废液处理系统、废气净化处理系统废气净化处理系统、硼回收系统硼回收系统、取样分析系统取样分析系统一回路其他辅助系统：补给水系统、一回路其他辅助系统：补给水系统、乏燃料冷却及净化去污清洗系乏燃料冷却及净化去污清洗系统统浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部AP1000核岛主要工艺系统核岛主要工艺系统1.反应堆冷却系统一反应堆冷却系统一RCS 2.非能动堆芯冷却系统一非能动堆芯冷却系统一PXS3.非能动安全壳冷却系统一非能动安全壳冷却系统一PCS 4.化学容积控制系统一化学容积控制系统一CVS5.正常余热排出系统一正常余热排出系统一RXS 6.

47、6.设冷水系统一设冷水系统一CCSCCS，7.7.蒸汽发生器排污系统一蒸汽发生器排污系统一BDSBDS， 8.8.乏燃料池冷却系统一乏燃料池冷却系统一SFSSFS，9.9.一回路取样系统一一回路取样系统一PSSPSS， 10.10.液体废物系统一液体废物系统一WLSWLS，11.11.装换料系统一装换料系统一FHS FHS 12. 12.蒸汽发生器系统一蒸汽发生器系统一SGS SGS 13 .13 .主给水和启动给水系统一主给水和启动给水系统一FWSFWS 14 . 14 .安全壳系统一安全壳系统一CNSCNS15 .15 .安全壳泄漏率试验系统一安全壳泄漏率试验系统一VUS VUS 16 .

48、 16 .安全壳再循环冷却系统一安全壳再循环冷却系统一VCSVCS17 .17 .安全壳氢气控制系统安全壳氢气控制系统等等27272828个工艺系统个工艺系统浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部图图1-21 压水堆压力压水堆压力容器内结构示意图容器内结构示意图1234567891011121330292827262524232221201918171615141吊装耳环2封头3上支撑板4内部支撑凸缘5堆芯吊篮6上支撑柱7进口接管8堆芯上栅格板9围板10进出孔11堆芯下栅格板12径向支撑件13底部支撑板

49、14仪表管15堆芯支撑柱16流量混合板17热屏蔽18燃料组件19压力容器20围板径向支撑21出口接管22控制棒束23控制棒驱动杆24控制棒导向管25定位销26夹紧弹簧27控制棒套管28隔热套筒29仪表引线管30控制棒驱动机构浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部反应堆本体结构浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部反应堆压力容器 反应堆压力容器反应堆压力容器 筒体内径筒体内径3990mm，法兰外径，法兰外径4780mm，不锈钢堆，不锈钢堆焊层高度焊层高度5.59mm,筒体壁厚筒体壁厚203mm,总高总高12200mm，其，其基本特征是：基本特征

50、是：反应堆压力容器属于安全反应堆压力容器属于安全A级、抗震级、抗震I类设备；类设备； 设计压力：设计压力：17 MPa 设计温度：设计温度： 3430C 设计寿命：设计寿命：60年年 四个进口（四个进口（4560mm）、二个出口（）、二个出口（2787mm）和二个安注（和二个安注（2219mm），分别处在三个横截面上；），分别处在三个横截面上；浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部堆芯v 堆芯是反应堆的核心堆芯是反应堆的核心部分，核燃料在这里部分，核燃料在这里实现链式裂变反应，实现链式裂变反应，并将核能转

51、化为热能。并将核能转化为热能。此外，堆芯又是强放此外，堆芯又是强放射源。射源。v 压水堆堆芯由压水堆堆芯由核燃料核燃料组件组件、控制棒组件控制棒组件、固体可燃毒物组件固体可燃毒物组件、阻力塞组件阻力塞组件以及以及中子中子源组件源组件等组成。等组成。浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部燃料组件 燃料芯块 燃料棒 燃料组件浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部燃料组件 密封的燃料芯块和燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全密封的燃料芯块和燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障屏障。高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料块，直径约高温烧

52、结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料块，直径约8毫米，高毫米，高13毫米，毫米，称之为燃料芯块。称之为燃料芯块。燃料芯块中铀燃料芯块中铀-235的富集度约的富集度约3，个一个地重叠着放在外径约，个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约毫米，厚约0.57毫米的锆毫米的锆-4合金管内。合金管内。这种锆合金管称为燃料元件包壳。锆管两端有端塞，燃料芯块完全封这种锆合金管称为燃料元件包壳。锆管两端有端塞，燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成高度为闭在锆合金管内，构成高度为3米多细而长的燃料元件米多细而长的燃料元件。这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件见图这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件见图1

53、-20。一般一般是将燃料元件排列成是将燃料元件排列成1717的组件，的组件，其正方形横截面边长约其正方形横截面边长约20厘米。厘米。加上端部构件，整个燃料组件长约加上端部构件，整个燃料组件长约4米。燃料组件外面不加装方形盒，米。燃料组件外面不加装方形盒，即所谓开式栅格，以利于冷却剂的横向流动。即所谓开式栅格，以利于冷却剂的横向流动。浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部燃料组件堆芯含有堆芯含有157157根机械结构根机械结构相同的燃料组件（图相同的燃料组件（图2 27 7），及其相应的控制和），及其相应的控制和结构元件。结构元件。燃料组件的富集度范围燃料组件的富集度范

54、围是是2.35%-4.8%2.35%-4.8%。AP1000AP1000使用使用1414英寸活性长度的英寸活性长度的燃料组成燃料组成17171717正方形正方形阵列。阵列。一个燃料组件中的燃料一个燃料组件中的燃料棒总数是棒总数是264264根。燃料组根。燃料组件中间位置有供堆芯用件中间位置有供堆芯用仪器使用的导套管。燃仪器使用的导套管。燃料组件剩余的料组件剩余的2424个位置个位置装有导套管。装有导套管。这些导套管连接燃料组这些导套管连接燃料组件的上面和下面管嘴并件的上面和下面管嘴并且用来作为燃料格架的且用来作为燃料格架的提供支撑提供支撑浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核

55、电项目部控制棒组件 控制棒群组件分为两种：控制棒群组件分为两种：控制和停堆控制和停堆。 控制棒组是用来补偿在运行工况下由功率和温度变化控制棒组是用来补偿在运行工况下由功率和温度变化而引起的反应性。而引起的反应性。 控制棒控制棒满足两个核级设计准则。满足两个核级设计准则。 首先，总的反应性价值必须满足反应堆的要求。首先，总的反应性价值必须满足反应堆的要求。 其次，实际上，在运行工况下这些棒可能是部分的插入，总的其次，实际上，在运行工况下这些棒可能是部分的插入，总的功率峰因子最低应该确保功率能力。功率峰因子最低应该确保功率能力。停堆棒停堆棒用于反应堆停堆，又叫用于反应堆停堆，又叫黑棒黑棒 控制棒（

56、控制棒（control rod)和停堆棒和停堆棒(shutdown rod)应该提供足够的停堆裕量应该提供足够的停堆裕量。浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部控制棒控制棒 Control Rods 灰棒灰棒 Gray Rods 灰棒在结构上与控制棒非常相似在结构上与控制棒非常相似, ,也有也有2424根灰棒连接在中根灰棒连接在中心轴处，但是心轴处，但是2424根棒中的根棒中的1212根灰棒是不锈钢制成的，剩余根灰棒是不锈钢制成的，剩余的的1212根灰棒作为棒控组件，里面有直径较小的银根灰棒作为棒控组件，里面有直径较小的银- -铟铟- -铬合铬合金吸收体材料，其包壳是

57、不锈钢。金吸收体材料，其包壳是不锈钢。 灰棒这一术语指的是相对于由灰棒这一术语指的是相对于由2424根银根银- -铟铟- -铬棒组成的控制铬棒组成的控制棒组而言，降低了反应性价值。棒组而言，降低了反应性价值。 灰棒用于负荷跟踪和提供机械补偿来代替使用化学补偿灰棒用于负荷跟踪和提供机械补偿来代替使用化学补偿（硼）。在堆芯中有（硼）。在堆芯中有1616组灰棒组件。组灰棒组件。 灰棒组件是用于负荷跟踪和提供机械补偿来代替用改变可灰棒组件是用于负荷跟踪和提供机械补偿来代替用改变可溶硼浓度的方法，也就是化学补偿，一般使用灰棒就是为溶硼浓度的方法，也就是化学补偿，一般使用灰棒就是为了这个目的。了这个目的。

58、 AP1000AP1000使用了使用了5353组控制棒组件和组控制棒组件和1616组灰棒组件组灰棒组件浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部核反应堆中子源组件反应堆初始启动时，中子源提供足够的中子增殖，分为初级中子源和次级中子源。可燃毒物组件 由环状薄壁的氧化铝芯块组成，芯块中包含由碳化硼形式存在的10B材料。浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部压水堆三道安全屏障压水堆三道安全屏障浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部一回路冷却剂系统和设备一回路冷却剂系统和设备 压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压压力容器、蒸汽发

59、生器、主循环泵、稳压器及相关管路的整个冷却剂系统，有其特器及相关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界，称为一回路压力边界定的压力边界，称为一回路压力边界。 该压力边界构成了包容放射性物质的第二该压力边界构成了包容放射性物质的第二道安全屏障道安全屏障。 浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部一回路系统反应堆冷却系统 AP1000反应堆冷却剂系统用以在包括停堆与事反应堆冷却剂系统用以在包括停堆与事故在内的所有运行模式下有效移出反应堆热量故在内的所有运行模式下有效移出反应堆热量; 主回路系统由主回路系统由2个环路个环路组成，每个环路由组成，每个环路由1台台蒸汽蒸汽发生器

60、发生器、1条条热段主管道热段主管道、2个个冷段主管道冷段主管道和和2台台主泵主泵组成，另有组成，另有1台台稳压器稳压器连接到其中的一个环连接到其中的一个环路的热管段。形成独特的路的热管段。形成独特的“四进二出四进二出”环路布置。环路布置。 AP1000 蒸汽发生器为立式、倒蒸汽发生器为立式、倒U形管型，型号形管型，型号125，是，是75 的增容型。的增容型。 主泵采用无轴封泄漏的屏蔽泵，入口直接焊接在主泵采用无轴封泄漏的屏蔽泵，入口直接焊接在蒸汽发生器底部，出口连接到冷段主管道上。蒸汽发生器底部，出口连接到冷段主管道上。浙江省火电建设公司三门核电项目部浙江省火电建设公司三门核电项目部RCS系统