核燃料循环第二章(授课)讲诉

1、第二章反响堆概述本章重点内容.各种基本概念、单位换算和相关计算。.链式反响及其临界理论，包括四因子公式含义、在反响堆中如 何实现和控制裂变链式反响等。.反响堆的类型和基本组成，特别需了解生产堆、核动力堆在组 成和机构上的不同特点等。如前所述，核燃料循环是以反响堆为中心，分为前段和后段，因而反响堆 是核燃料循环的中心环节。反响堆按中子速度或按用途、慢化剂、冷却剂、 燃料的种类及燃料的布置形式等的不同，具有不同的类型。而反响堆的类型 决定了核燃料的种类、形态和燃料在反响堆中的工作状况。因而，反响堆的 类型与核燃料循环有密切的关系。2.1反响堆内的核反响核反响概述中子不带电，容易同原子核发生核反响。

2、核反响的类型，随不同的核素而异，而且与入射中子的能量有很大关系。我们把发生某种核反 应的概率（即可能性），用称为核截面。的数值来衡量，其单位是靶（恩）（bam, b）, lb=1024cm2 （10-28m2）o反响堆内最重要的核反响有散射、俘获、裂变等：（1）散射（n,n）反响是中子与原子核碰撞的结果，仅使中子运动的方向和速度 改变，中子未被靶核所吸收，其发生概率用散射截面。s表示。这是指一种弹 性散射，对热中子堆工作极其重要，快中子就是靠弹性散射来慢化成热中子。（2）辐射俘获（n,y）反响。如果靶核吸收中子后并不分裂，而形成新的原子核显然，这是描述反响堆整体性质的一个参数，它适用于各种型式

3、的反响堆, 故具有普遍意义。从上述定义容易看出:当k=l时，堆内中子数目保持动态平衡，链式反响得以稳定进行，在每秒钟内发生恒定的裂变数，每次裂变放出200MeV的能量，意味着反响堆功 率在一定的水平上维持不变。这时的反响堆被称为处于临界状态；当kl时，裂变中子一代比一代多，链式反响发散，意味着反响堆功率不 断增长。这时的反响堆被称为处于超临界状态，如反响堆启动和提升功率时的状态;当kvl时，裂变中子一代比一代减少，链式反响收敛且不能维持，意味着 反响堆功率将逐渐减小，这时的反响堆被称为处于次临界状态，如反响堆 减功率和实际上等于零的停堆状态。中子增殖因数是反响堆最主要的特性参数。显然，裂变链式

4、反响只能在k 21时才能发生。虽然每次铀-235核裂变，平均都会产生2.42个中子，但不是所有的中子都 有机会再遇上铀235核，而且即使跟铀-235核发生碰撞，也不是每次碰撞都 引起核裂变，有（x/（l+a尸14.5%的中子被俘获损失，使可用的中子减少为2.07 个；系统中还有铀238和慢化剂材料，中子被其它核素吸收的可能性是很大 的；同时反响堆还要考虑中子的泄漏问题等。因此，实现k=l的自持链式反 应，并不是那么容易，而是需要一定的条件。事实上，系统中各种可能的核 反响互相竞争，发生哪种核反响的机会全看核截面（。）的大小。正如上所述, 截面是某种核素的一个原子核与一个中子发生某种核反响的概率

5、，可称为微 观截面。而常把oXN的乘积，作为单位体积内某种核素的所有原子核与中子 发生某种核反响的概率，叫做宏观截面E,其单位为cm。此处N=pNa/A （单位为原子数/日屋），式中p是该核素的质量密度（单位为g/cm3）, Na为阿伏加 德罗常数=6.023义1。23（单位为mol）,A是该核素的原子量（单位为gmolj）。 那么在中子通量密度（p的作用下，各种核反响（散射、辐射俘获或裂变）的反 应率R可写成：R=E（p 次数/（cms）上述每次铀-235核裂变产生的2.42个中子经俘获损失，使可用的中子减少 为2.07个后，至少还需有一个中子再被一个铀235核素吸收以维持链式反响, 剩下容

6、许泄漏或被其它材料吸收而损失的中子数只有1.07个，裕量是不大的。为了满足堆内kl的要求，必须尽可能减少中子的消耗和损失。泄漏到 堆外的中子数在全部中子中所占的比例，对于给定的堆结构而言，取决于堆 芯（即燃料装载区）的大小。堆芯体积越大，泄漏的所占的比重越小。假定 反响堆堆芯的尺寸是无限大，那么可不必考虑中子的泄漏问题，从而可使问题 得到简化。此时的中子增殖因数称为无限增殖因数，并用k表示；而相对地, 把有限系统的中子增殖因数L用kefT表示。可把有限系统的中子增殖因数称 为有效中子增殖因数，并写成下式：keff= k oo Y式中Y就是中子不泄漏概率，正如以上所述，keo是假设Y=1即系统为

7、无限大 时（此时的泄漏等于零）的中子增殖因数。它完全取决于系统工程内部的组 成和布置，也就是中子被核燃料和其它材料吸收的相对份额，而与系统的几 何形状及尺寸无关。对于一个有限大小的系统，Y恒小于1,因此k8必须大 于1才能维持链式反响。显然，k8大于1越多，容许泄漏出去的中子越多， 反响堆也可以做得越小。为了实现链式反响，需要把Y保持在1/1.08=0.926 以上。因此，天然铀石墨裸堆的临界尺寸一般均在5.5m以上。对于热中子反响堆，常把k-写成四个因子的乘积，以简化计算和便于分析,称为四因子公式:koo=T*p*/式中：n为次级中子数，w为快中子增殖因子，p为逃脱共振吸收几率，/为 热中子

8、利用因子。下面分别说明这四个因数的含义。（1）次级中子数nn即是易裂变核素俘获一个热中子时产生的快中子的平均数。由于不是所 有被核燃料吸收的热中子都能引起核分裂，故（v为一次核裂变产生的中 子数），通常把”叫做次级中子数。纯核素的T值可用下式计算：T1=V（O/Oa）式中口为热中子裂变截面，6为热中子总吸收截面。通过实验测定的几种易裂变核素的。八小、“、V值见表2-1。对于235U和238U同位素的混合物，b/2525 用,2V280a25 十 n 。28N 25式中：V25代表235U 一次核裂变产生的中子数；N25和N28分别代表235U和238U在同位素混合物中的原子数；小25和小28分

9、别代表235U和238JJ的总吸收截面；。/25代表235U的裂变截面。如对天然铀而言：N28100-0.72 138N250.72而 0/25=582.2 b, Oa25=680.8b, oa28=2.70b,故:=2.42 x582.2680.8 + 138x2.7= 1.34很显然，对于浓缩铀燃料将会得到比天然铀更大的11值。（2）快中子增殖因子由于238U在快中子作用下也会发生核裂变（裂变阈能量大约为LIMeV）, 结果使快中子数增加。由各种能量中子引起的裂变而产生的快中子总数与仅由 热中子裂变而产生的快中子数之比，称为快中子增殖因子，并以表示。按定 义，E的值恒大于lo一 一 _ 1

10、 4 3 2 o o o O 1 11 n 11 (3) +玄源筌三二姿U （）.40.1.2 16铀棒半径，cm图2-2非均匀堆与铀棒半径的关系当反响堆燃料元件的排列间距大时，只 有同一释热元件内产生的快中子才能引起 该元件内238u核的分裂（中子跑出该元件外 将被慢化剂减速），因此值只与释热元件 的尺寸有关。图22示出了这种情况下值 与圆柱形铀棒半径的关系。假设慢化剂与释热元件是紧密配置的话，那么未完全减速而从慢化剂返回释 热元件的快中子也能显著地引起238U核的分裂而使值增大。均匀堆慢化剂 和燃料的体积比一般都很大，因而快中子增殖因子实际上接近等于lo Tfg的 乘积代表核燃料吸收一个热

11、中子引起分裂而得到的快中子总数。（3）逃脱共振吸收几率 pq。同粒创10-2 10-110 101 162 103 104 105 io6 1C7 中子能II, eV图23 2381；的全截面随中子能量而变化的示意图快中子在减速为热中子的过程中，要经 过几个相当于238U共振吸收的能值（见图 2-3）而可能有一局部中子为238U核所吸收, 它们并不引起核分裂。其余的中子那么逐渐被 减速到热能。最后减速为热中子的总数和快 中子总数（这里没有考虑中子泄漏）的比值 即称为逃脱共振吸收几率，以p表示之。由此可见，核燃料因吸收一个中子而产生的新的热中子数即等于rr&p。显然p值首先是与慢化剂中核燃料的浓

12、度有关的：活性区中238U越少，即 慢化剂中核燃料的浓度越小，那么逃脱共振吸收几率越大。在极端情况下，假设 活性区只由慢化剂组成时，p=l；而当活性区仅有核燃料组成时，p值接近于0o实际上在用天然铀作燃料的反响堆内，p值一般在0850.95范围内。&)L0,故有可能用选定成分的介质来制作有限尺寸的活性区。实际上对有限尺寸的反响堆，由于不可防止地存在中子的泄漏，因而keff 不可能等于k=,而只能是ke产k-Y。Y称为中子不泄漏几率。这里被吸收的中子数 一被吸收的中子数+泄漏的中子数由于中子的泄漏与反响堆活性区的外表积成正比，而堆内产生的中子数与 活性区的体积成正比，因此中子的相对泄漏就与活性区

13、的外表积与其体积之 比成正比（如果反响堆无反射层）。这一比例不仅与反响堆活性区的结构和尺 寸有关，而且与其几何形状有关。如在体积一定的各种几何形状中，由于球 形具有最小的外表积，故对于某一确定的燃料和慢化剂而言，当反响堆为球 形时不泄漏几率最大。符合keff=l的活性区尺寸即称之为临界尺寸。临界尺寸恰好能保证裂变链 式反响的发生和继续，但为了补偿中毒和其他不利效应以及用于堆功率的调 节，有必要保存一定的后备反响性，因此往往是把反响堆活性区做成超临界 状态，即是使活性区尺寸超过临界尺寸。使用中子反射层是减少中子泄漏并缩小活性区临界尺寸的有效措施之一。 反射层即是用一定材料包覆反响堆活性区，并能将

14、中子散射回反响堆内的物 体。对热中子反响堆而言，最好的反射层材料应是原子量最小而又不明显吸 收热中子的元素，如重水、皱（或其氧化物）和石墨等。反射层减少了中子的泄漏，即是相对地增加了活性区的尺寸，通常把由反 射层所代替的活性区局部的量，叫做反射层节省（增量）。采用富集燃料，也可减少活性区的临界尺寸。表2.3列出了核燃料富集度（加浓度）和心的对应关系。表23铀富集度和koo的关系235U的含量，%0.7212510100次级中子数(11)1.341.501.741.932.012.08koo1.081.241.501.691.781.92显然，k-越大越有利于临界尺寸的减小。对于一定型式的反响堆

15、，其临界尺寸可能在相当大的范围内变化。表2-4 列出了各种不同类型反响堆的临界质量和堆芯大小。表列数据仅仅说明了数 量级的大小，因为反响堆的尺寸还会受到燃料与慢化剂装料量的比率以及各 种中子毒物的影响。表2-4各种反响堆的大小堆型用途燃料富集度 %(235U)临界质量 kg(235u)燃料装料量 103kg(铀)慢化剂数量 103kg堆芯尺寸m天然铀石墨堆动力天然250-2500250-25001200-250012-14天然铀重水堆动力天然35-7030-90100-3004-6低浓铀石墨堆动力2-2.590015010009低浓铀重水堆原型动力1-210-2015-4040-1503-5低

16、浓铀轻水堆动力2-330-4050-1502-5高浓铀石墨堆试验9045-7kg501高浓铀重水堆试验903-7kg0.1-10.5-1高浓铀轻水堆试验10-901-3.54-8kg0.4-1快中子堆原型动力20-30700kg（钵）300kg（钵）1-1.5反响堆的临界控制反响堆的临界控制实际上就是反响堆的反响性的控制。.反响堆的反响性和后备反响性 为了起动反响堆和把功率提高到需要的 水平，须使keffl。当功率到达规定水平时，再调节到并保持keff=l。停堆时 须使keff。在设计反响堆时必须考虑到这种调节keff的可能性，不能把反响 堆做得正好等于临界大小。而是要把反响堆设计成具有一定的

17、后备反响性。反响堆的反响性是表征链式裂变反响介质或系统偏离临界的程度，用表示 之。其定义如下：p= (k-1) /k式中k实际上是keff,为简便起见，其下标就省略了。在临界状态下，k=l,反响性为零。在超临界状态下，kl,反响性0。 在次临界状态下，k 1,反响性l时，中子一代比一代增多，中子数和裂变率将按指 数规律上升。令no为初始中子数，Ak=k-l为某一代中子的增长比率，/为系 统内每一代中子的平均寿命（s）,那么t秒后系统内的中子数将到达：n= n（）e（Ak,圾令 U=T,称作反响堆周期，它是中子数或堆功率增加到e （约=2.718）倍 所需的时间，秒。那么上式可写成：n= noe

18、t/T每一代中子寿命I包括核裂变时间、快中子的慢化时间和热中子被吸收前 在系统内的扩散时间。核裂变可以认为是瞬间的，在一个热中子裂变系统内, 慢化时间只有O.OOOOLO.OOOls,而扩散时间约需O.OOOLO.OOls,后者占支配地 位，所以每代中子寿命/约等于热中子扩散的时间0.001 So在一个纯235u的快中子裂变系统内，每代中子寿命甚至可短到10*s的数值。即使在一个热中子裂变系统内，中子也会每秒再生一千代。只要k略大于1,比方说取1.005,相当于周期T=0.2s (Z=0.001s),就会使中子数增长速率(n/no)等于5=150倍/s。反响性微小的变化就会造成堆功率如此快地上

19、升，似乎反响堆变得难以控制,这不是既长又重的控制棒的缓慢动作所能对付得了的。幸好事实不是这样简单。在235U核裂变时，并不是所有的下一代中子一齐释放，而是有大约0.65%的中子平均要延迟13秒才释放出来。这些延迟释放的中子叫做缓发中子。一般情况下，只要把k限制在1.0065以下，光靠瞬发中子缺乏以使k到达1。在这种情况下缓发中子起着决定作用，它把每代中子的平均寿命I从0.001s延长到大约0.ls(相当于13x0.0065)。这样一来，上述的热中子裂变系统的功率上升速率，就不是e5=150倍/s,而是每秒5%,即eQ5H.05倍/s；反响堆周期T也不是0.2s,而是20s,这样反响堆就完全可以

20、控制了。对于快中子裂变系统，缓发中子同样起缓慢作用。通常把缓发中子在全部裂变中子中所占的份额，用少代表。缓发中子的特性及其对每代中子平均寿命的影响列于表2-3。表23热中子裂变系统中缓发中子的特性及其对每代中子平均寿命的影响易裂变核素233U235U239Pli缓发中子份额印)0.00270.00650.0021缓发中子平均寿命，S17.912.714.7不包括缓发中子的每代中子的平均寿命，S10-4-103104-10-3104-10-3包括缓发中子的每代中子的平均寿命，S0.0480.0830.031反响性,=或标志着反响堆处于瞬发临界(prompt critical)状态。要注意的 是，

21、如果中子增殖因子k2l+,缓发中子便失去控制作用，每代中子寿命变 得相对地极短，堆功率会急剧上升而无法控制。这种p 的瞬发超临界（prompt supercritical）状态，在运行中必须绝对防止。有许多研究试验堆把 最大后备反响性做得V即限制Ak，0.005,以排除瞬发临界的可能性。动力 堆那么应注意使调节棒所吸纳的后备反响性v,以确保反响堆在整根棒提出的 情况下也不会到达瞬发临界。然而，应当说明，即使一个反响堆进入瞬发超临界状态，仍大不同于原子 弹。以为反响堆会像原子弹那样爆炸，是错误的概念。因为在没有外力约束的 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，

22、整个系统便会很快落到次临界（kvl）状态。所以，绝不会发生接近于核 爆炸甚至化学炸药爆炸那样的事件，但可能发生一回路的蒸汽爆炸和大面积的 放射性污染。迄今最严重的核电厂事故一1986年苏联切尔诺贝利核电厂事故证 明了这一点。2.3 反响堆的类型和组成反响堆的类型反响堆可从多种不同的着眼点分类。如表2-4所示，反响堆可按用途、中子 能量、核燃料布置和类型、慢化剂和冷却剂种类等不同角度分类。按表24中 的特征，可有几百种不同组合方式，但只有几十种是可实现的，经过约六十年 的研究和开发，迄今获得成功的或在继续开展的堆型不过十几种，其中商业上 获得成功的陆上发电堆不过六七种，推进动力堆成功的暂限于海上

23、，主要使 用压水堆。发电用动力堆已集中于压水堆、沸水堆、压力管式重水堆（CANDU）、 高温气冷堆、快中子增殖堆等少数几种具有经济竞争力或潜力的堆型。下面简 述几种重要的反响堆分类方法及其相应特点。（1）按用途分类的反响堆从应用的角度看，可把反响堆按用途分为动力堆、生产堆、研究试验堆和特殊用途堆等四大类。动力堆主要用于核能发电、供热和作为推进动力。目前世界各国正在大力建造的各种类型的动力反响堆。生产堆主要用于生产易裂变材料239Pli和/或产前3H。在上世纪50-60年代，美、苏等国为生产军用钵,大批建造这种类型的反响堆，但到了 70年代末期，军用钵的储量已到达相当表24反响堆的分类分类方法名

24、称和特征A.用途A1动力堆，用于发电、供热和作为推进动力，有陆上发电堆、供热堆、 发电供热两用堆、舰船推进用堆、飞机推进用堆、火箭推进用堆等A2生产堆，有生产裂变燃料239Pli和（或）3JJ的核燃料生产堆、同位素 生产堆、生产发电两用堆等A3研究试验堆，有研究堆、零功率堆、材料试验堆、高通量试验堆、脉 冲试验堆 中子源堆等A4特殊用途、堆，如腐料改性堆、食品辐照堆、医疗辐照堆等B.中子能量B1热中子堆，其中裂变反响主要由热中子（能量约为0.0253eV）引起B2中能中子堆，其中裂变反响主要由超热中子（能量约为0.2eVlkeV）引 起B3快中子堆，其中裂变反响主要由快中子（能量超过OJMeV

25、）引起C.核燃料和慢 化剂布置 （限于热中子堆 和中能中子堆）C1均匀堆，其中核燃料和慢化剂均匀混合（如铀化合物溶解热中子堆和中 能中子堆或悬浮在慢化剂中，形成溶液或浆液）C2非均匀堆，其中固体或液体核燃料（如熔盐）同慢化剂不相混合D.核燃料D1天然铀（限于热中子堆）D2低富集铀，或UPu混合氧化物（MOX）反响堆D3高富集铀反响堆D4以钵加转换原料为燃料、可实现U-Pu燃料循环的钵堆（有快中子增 殖堆、先进热中子堆等堆型）D5以裂变燃料加Th为燃料、可实现Th-U燃料循环的牡堆（有轻水增殖 堆、熔盐增殖堆、重水堆、高温气冷堆等堆型）E.慢化剂E1石墨堆E2重水堆，其中坎杜（CANDU）型为压

26、力管式天然铀重水堆E3轻水堆，包括压水堆和沸水堆E4氢化错反响堆F.冷却剂F1气冷堆，可用空气、CO2. He、水蒸汽等冷却剂，如重水气冷堆、石 墨气冷堆、高温气冷堆、气冷快中子堆等F2液冷堆，可用水、重水、有机溶液等冷却剂，如石墨水冷堆、沸水冷 却石墨堆、沸水冷却重水堆、有机液冷却重水堆等F3液态金属冷却堆，可用钠、KNa合金、铅、BiPb合金等冷却剂，如 石墨钠冷堆、钠冷快中子堆等G.核燃料转换 性能G1燃烧堆（无明显的核燃料转换）G2转换堆（有显著的核燃料转换，但转换比小于1）G3增殖堆（核燃料转换比大于1）,包括快中子增殖堆和热中子增殖堆H.新堆型开发H1实验堆H2原型堆阶段H3商业示

27、范（验证）堆I.结构型式（不详尽，仅列 举常见者）11重水堆，有压力容器式和压力管式之分12钠冷快堆，有池式与环路式之分13高温气冷堆，有球床式与柱床式之分14轻水型研究试验堆，有游泳池式、水罐式与池内罐式之分J.空间位置J1陆上固定式反响堆J2陆上可移动式或可拆装式反响堆J3海上浮动式反响堆J4空间反响堆规模，因此这些国家也不再开展这类反响堆了。研究试验堆主要用作强中子源 和从事物理、材料及生物等方面的试验研究工作；也可为反响堆工程设计提供 数据或兼用于生产放射性核素。不同用途的反响堆对工艺参数的要求大不一样，如研究试验堆主要要求有 较高的中子通量；生产堆最重要的是有大的转换比；而动力堆那么

28、要求有较高的 热功率和燃料辐照深度。由此进而对反响堆的结构和燃料体系提出了不同的要 求。如对生产堆而言，堆结构和燃料体系的选择应尽可能满足提高转换比的需 要，因而世界各国普遍采用天然铀石墨反响堆来进行钵的生产；但对于动力堆, 为了加深燃耗和增大功率，目前各国采用以低浓铀为燃料的轻水堆（包括压水 堆和沸水堆）。（2）按中子能量分类的反响堆各种堆型最基本的区别在于中子能量，而且从反响堆中进行核反响机理看, 按中子能量来划分反响堆的类型更易接触核反响的实质。热中子堆一裂变反响主要由能量小于O.leV的热中子引起。主要优点：由于热中子引起裂变的概率特别大，可能使用天然铀为燃料（最小临界质 量约为220

29、0kg）；如果使用富集铀为燃料，临界质量相当小（在纯铀-235的情况下，最小临界质量只有580g）；较易控制和较平安可靠;设计的自由度大，对慢化剂、冷却剂以及核燃料的选择余地都比拟大，技 术难关较少。主要缺点：一般不能增殖；主要利用核燃料中的易裂变组分铀235,并且由于慢化剂和其它材料对热中子的伴生吸收显著，使得燃料转换比及轴-238的利用率低。快中子堆一裂变反响主要由能量大于约O.lMeV的快中子引起。主要优点：没有慢化剂的伴生吸收，冷却剂、结构材料和裂变产物对快中子的吸收也 非常小，使总的中子损失大大降低，反响堆可做得更加紧凑；能增殖易裂变材料；能比热中子堆更有效地利用从热中子堆中产生的工

30、业钵，以及从销毁核武 器中卸出的军用钵；能有效地把高放废物中的长寿命铜系核素和裂变产物裂变或瘦变成为短寿命核素。主要缺点：由于快中子引发裂变的截面比热中子小得多，故必须使用高富集铀或钵作为裂变燃料；临界质量大，所以初装料量大；堆芯体积小，热流密度高，需克服较大的传热困难；冷却剂采用不会使中子慢化的液态钠，它的化学性质活泼，感生放射性强,使得系统和设备复杂，增加技术难度；铅冷或氮冷快堆有良好的开展前景, 但有待开发；控制问题比拟复杂。中能中子堆一裂变反响主要由能量为leVlOkeV的中能中子引起。在用铀233为裂变燃料的情况下，有可能在欠慢化的轻水堆中到达L0L1.02 的微小增殖比，实现以牡代

31、铀。（3）按燃料布置型式分类的反响堆从核燃料后处理的角度看，按堆芯燃料布置型式，把反响堆划分为均匀和 非均匀两大类更有实际意义。对此两种类型反响堆的辐照材料有完全不同的后 处理方式。对均匀堆而言，多为流体性燃料，一般可采用连续后处理方式，进 而大大简化了处理流程。而对非均匀堆，燃料通常以固体燃料元件方式装卸， 只能是分批进行后处理。由于多方面的原因，目前广泛使用和建造的反响堆多 数仍属非均匀堆，均匀堆还只是处于试验阶段。反响堆本体的组成和结构尽管反响堆种类繁多，具体结构上有较大差异，但总体结构上均可分为反 应堆本体和回路系统两局部。由于压水堆在世界各国得到广泛应用，设计和运 行方面的经验已相当

32、成熟；它们的总体结构也已基本定型，其主要部件均已标 准化和系列化。下面就以常用于发电的压水堆为例，分别描述反响堆这两局部 的组成和结构。一般说来，反响堆的本体由堆芯（活性区）、堆内构件、反响堆压力壳及控 制棒驱动机构等几局部组成。(一)堆芯(活性区)堆芯是反响堆的核心局部，是实现可控制核裂变链式反响的区域，它主要 由核燃料组件、慢化剂、冷却剂、控制棒组件及中子源等组成。以下仅就与燃 料辐照过程中关系较密切的局部作一简述。1.核燃料反响堆所用的核燃料型式随堆型而异，主要有以下几种：(1)金属型燃料金属铀的热导率较高，密度大、易于加工。金属铀的密度大(18.6g/cm3), 这是一个很大的优点。在

33、天然铀石墨堆或重水生产堆中，只有天然铀具有足够 高的密度以到达临界。但它在较深燃耗下的辐照稳定性和较高温度水中的耐腐 蚀性很差，使现代动力堆不能使用金属铀。此外，金属铀有三种不同的同素异 形体，称为, 0和Y相铀，各具有不同的结晶构造。这三个相的相互转变温 度分别在66CTC和770左右。由于在这些转变点，铀的假设干性质，特别是密 度，会发生急剧的变化，故在堆内不允许有相的转变。因此，66(FC成为金属 铀燃料使用温度的上限。而实际上工作温度超过40(rc时，会产生不能容许的 肿胀而使包壳破坏。肿胀的主要原因是裂变气体以气泡的形式积聚在金属晶格 内。在铀中加入微量合金元素如铝、铁、硅、锡等，可

34、以减轻这种辐射肿胀。 但即使采取了各种措施，金属铀的辐照稳定性仍是很差的。这就是后来广泛采 用陶瓷燃料，特别是烧结二氧化铀的主要原因。铀与错、钳、铜和铝等许多金属组成合金，具有良好的机械性能、抗腐蚀性能外，还有熔点高，热导率高和便于轧制成型等许多优点。(2)陶瓷燃料陶瓷燃料是指铀、钵等的氧化物或碳化物，通过粉末冶金的方法经压制烧 结而成的一种耐高温陶瓷体燃料。陶瓷燃料的种类很多，比拟常见的有(U、Pu)O2, (U, Pu)C2 或(U, Pu)C, (U, Th)O2 等。与金属燃料相比，陶瓷燃料的优点是：D熔点高；2)热稳定性和辐照稳 定性好，有利于加深燃耗；3)有良好的化学稳定性。与包壳

35、和冷却剂材料的 相容性也较好。然而，陶瓷燃料的突出缺点是热导率低。UO2是一种黑褐色陶瓷材料，理论密度为10.96g/cm3(作为比拟：铀为19.12 g/cnA 碳化铀UC为13.61 g/ciiP),其氧铀比可为超化学计量值(O/U 2)或亚 化学计量值(O/U239pu与上类似，如果堆内装有牡，232Th的辐射俘获产物233Th经过两次0衰变 会生成易裂变核素233口如下式所示：2 荔 Th+：nf 2如+丫以上两种核反响作为核燃料增殖的基础，对于充分利用铀、牡资源是非常 重要的。由裂变过程产生的中子称为裂变中子（fission neutron）o裂变中子分为瞬发中子和缓发中子。瞬发中子

36、:对235U核裂变过程中放出的中子,99.3%以上都是在IO，s（10fs, 百万亿分子一秒）的裂变瞬间释放出来的，这样的中子叫瞬发中子，它们的 能量分布在0.0510MeV范围内，平均能量约为2 MeV,相当于20000 km/s 的速度，是属于快中子。堆芯有效高度，m2.9燃料总装载量（UO2）, kg4.08X104附注：1.组件排列：15X15 = 225,燃料棒204根、导向管20根、测量管1根.组件外形尺寸：199.3义199.3义3500 mm.组件铀重：4.08X1044-121 = 337.2 kg UO2 = 297.2 kgU （初始 235u 为 3%）.燃料总装载量：

37、4.08X104kg =411UO2 =36tU图2-7秦山核电站堆芯结构示意图1 一控制棒驱动机构2一堆内温度测量装置3压紧部件 4一吊篮部件5一堆芯上板6一控制棒组件7压力壳材料辐照监督管8压力壳9一燃料组件10堆芯下板11-流*分配板12一吊篮底板13一堆内中子通量测量装置.堆内构件反响堆的堆内构件大体可分为三局部，即堆芯下支承组件、堆芯上支承组件及堆内测量装置（参见图2-7）。堆内构件的功能主要是：1）固定燃料组件、承受堆芯重量，防止在运行中移动；2）保持燃料组件的对位和燃料组件与控制棒组件之间的对中，以及保证控制棒的正常运动；3）分割堆内冷却剂液流，引导冷却剂按规定的路线流动，及时导

38、出堆芯热 量，并冷却堆内各个部件；4）起到对中子和丫射线的屏蔽作用，即减弱中子和丫射线对反响堆压力容 器的辐照及热效应，从而保护压力容器，延长使用寿命；5）引入、固定和安装堆内测量装置等。堆芯下支承组件也称吊篮部件，它主要由圆形不锈钢桶体、下栅板组件、 围板和幅板组件、热屏蔽组件、防断支承组件等构成，主要用于对中和固定 堆芯各个组件。如，图27中4、10、11、12等部件。堆芯上支承组件也称压紧部件，它位于吊篮部件上方，主要用于压住燃料 组件，防止因水力冲击而上下摇摆；此外，还用于对控制棒导向，以保证控 制棒在导向管内自由移动。如，图27中1、3、5等部件。堆内测量装置，主要是温度测量装置和中

39、子通量测量装置。温度测量装置主要用来测量燃料组件出口的温度分布，由此来监测反响堆 功率输出保证反响堆平安运行；测温用的热电偶（用不锈钢套保护）由堆顶插入固定在堆芯的栅板上。如图2-7中的2部件。中子通量（或Y射线）测量装置布置在反响堆底部，也用不锈钢密封套管,从反响堆底部一直插入到燃料组件中心通量测量管内。由通量测量，知道堆芯中裂变功率分布以及确定燃料的燃耗情况等。如图2-7中的13部件。.压力壳压力壳也称压力容器，压水堆的压力壳结构可参见图2-7中序号8部件。压力壳是放置堆芯和堆内构件，防止放射性物质外逸的圆柱桶形高压容 器，是防止核电站放射性物质泄漏的第二道屏障，它是反响堆的关键性部件 之

40、一。对压水堆，压力壳长期在高温（35（TC左右）、高压（L42xl（）7pa以上） 条件下工作，而且必须经受地震、旋风、反响堆运行事故以及内部和外部可 能对它带来的冲击，因此这种装置要严格按照压力容器的规范来设计和制造, 对其设计和制造必须提出严格的要求：高强度。要承受约20MPa的压力，通常用含镒、铝和镁的高昂强度低合 金钢或优质碳钢来制造。 耐高腐蚀性。为了防止运行时高温冷却剂对压力容器的腐蚀作用，对其 内壁一般需堆焊一层厚度4-6mm的304型不锈钢内衬。抗辐照。在高通量中子和高活度丫射线的强烈辐照下，压力容器将产生很 大的热应力并发生辐照脆化。因此，在设计时必须考虑适当的辐射屏蔽措施,

41、 其材料必须要耐40a的辐照而不脆化。各种反响堆压力壳的结构和尺寸差异较大，如表2-9所示。表29几种典型压水堆压力容器规格电功率，MW壁厚，mm内径，m高度，m重量，t3001753.3102206001903.8112809002004.012330秦山一期30万kW （300MW）核电站压力容器材料为A508JII钢，内衬6mm厚不锈钢层，桶体外径3740mm,壁厚175mm，总高10705mm,总重约 220to压力容器由壳体和顶盖两局部组成。壳体由圆柱形筒体、半球形底封头、接管和法兰等部件焊接而成；顶盖由半圆形上封头（包括控制棒驱动机构支承座）、法兰和其它附件等组焊而成。压力容器是庞

42、大的设备制造它需要用重型机械设备，如重型水压机（6000t以上）、重型立式车床（8m以上）、滚压 机、卷板机、热处理炉以及250-600t吊车等。反响堆回路系统的组成和结构回路系统在不同的反响堆中，其作用有所不同。对于生产堆或试验研究堆, 回路系统只把堆芯释放的热量带出堆外，一般不加利用；而对动力堆，回路 系统的作用那么是将堆内释热送出去作为动力能源加以利用，因而动力堆的回 路系统要比生产堆更为复杂。图2-8示出了我国第一座自行设计的核电站一浙 江省秦山核电站的回路系统图。图2-8秦山核电站回路系统图由此可见，动力堆装置通常由一回路系统（又称主回路系统）、二回路系 统以及其后的冷却回路所组成。

43、装置的一回路系统是由反响堆、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵（即冷却 剂主循环泵）和其它的辅助系统以及它们之间的管系所组成。一回路系统通 常由24条并联的各自独立的冷却剂环路组成。每条环路有一台主循环泵和一 台蒸汽发生器。几条环路共用一台稳压器。例如，秦山300MW核电站一回路 由两条并联环路组成，其压力为15.5MPa,冷却剂温度为302C,冷却剂流量 为2.0X104 t/h。为了防止冷却剂对设备和燃料组件的腐蚀以及杂质的中子活 化，对冷却剂质量有很高的要求，尤其是其中含氯（CD和含氧（02）量要 很低。反响堆和一回路主系统全部包容于由混凝土结构组成的平安壳内。流经堆 芯的冷却剂将堆内释放的热

44、量带到蒸汽发生器，在那里将热量传递给二回路 工质（循环水），并使它变成蒸汽（有时稍过热）。由蒸汽发生器出来的冷却 剂，由主循环泵唧送回堆芯，并维持其循环流动。因此一回路系统的功能是 冷却堆芯并带出热量。一回路的主要设备除反响堆外有：蒸汽发生器、稳压器、主循环泵。蒸汽发生器是采用间接循环的反响堆动力装置中把反响堆冷却剂从堆芯获 得的热能传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换设备。蒸汽发生器有多种形 式，大多数压水堆核电厂采用倒置u形传热管立式蒸汽发生器，即，反响堆 冷却剂在倒置U形传热管内流动；二次侧工质在管外预热、蒸发，产生的饱 和蒸汽经汽水别离器和干燥器，使其干度到达99.75%以上后送入二回路

45、。以泰山300MW核电站为例，其蒸汽发生器最大外径约3.8m,总高18m, 筒体厚度89mm，总重208t,其中有3000根U形管，产生的压力56MPa的 饱和蒸汽 1817-2020 t/ho稳压器是稳定和调节反响堆冷却剂系统工作压力的设备。在工作状态下， 稳压器内的工质（蒸汽和水）保持两相平衡的饱和状态。调节工质的温度即 能控制稳压器的压力。压水堆核电厂都采用电加热稳压器，它的功能是将一 回路系统运行时所需要的压力，防止一回路系统压力过高或过低，以防系统 及设备超压或冷却剂因压力过低而出现容积沸腾，防止燃料组件烧毁或烧伤。主循环泵是将冷却剂在反响堆和蒸汽发生器内循环流动的输送设备。为了 防

46、止带有高活度放射性的冷却剂泄漏，主泵轴封采用了多级高压密封结构。 整台主泵用不锈钢制成，采用立式单级离心式结构。为了保证反响堆和一回路系统的平安运行还设置了许多辅助系统。其主要 作用是保证反响堆和一回路系统能正常运行及调节，并为一些可能发生的重 大事故提供必要的平安保护及防止放射性物质扩散措施。一回路辅助系统包 括：化学和容积控制系统、硼回收系统、补给水系统、取样及分析系统、设 备冷却水系统、停堆冷却系统、平安注射系统、平安壳喷淋系统、主泵轴密 封水系统、去污清洗系统。装置的二回路系统由蒸汽发生器（二次侧）、汽轮机、发电机、冷凝器、冷凝水泵、给水预热器和给水泵等设备以及它们之间的管系所组成。蒸

47、汽发生器所产生的饱和蒸汽在汽轮机中将热能变为机械能，从而使发电机发出电 能或使舰船推进。二回路的这种功能与常规蒸汽动力装置相同。2.4 核燃料经堆内中子辐照后组成的变化核裂变反响在本章2.1节中已较详细地介绍了核裂变反响的基本材料。总之，核燃料 在堆内经中子辐照后，便发生一系列的变化。首先是通过核裂变链式反响， 使裂变材料不断地消耗而裂变产物不断地生成。以235U核裂变为例，当235U 的原子核一旦俘获了 一个中子后，所生成的复核非常不稳定，以致立即分裂 成为二个质量数不同、原子序数不同的裂变碎片，同时将有2-3个中子产生、 放出很大的能量以及放出射线。其反响过程可示为：292U+；n=t；X

48、+AY +v；n + Q + y式中，X和Y一裂变产物（碎片）Ai和A?一裂变碎片的质量数Zi和Z2一裂变碎片的电荷数或原子序数V一裂变过程中产生的次级中子数Q一裂变碎片与中子的动能Y一裂变过程中放出的射线上面的反响式仅描述了 235U裂变过程的一般情况，实际上铀核裂变的具体途径是多种多样的，分裂成质量数正好相等的两种碎片的几率很小，大约只 占0.01%,而大多数情况下，裂变产生的两个碎片的质量数之比约为3:2,因 此，大量235U分裂所产生的两组碎片，轻组和重组：轻组碎片一质量数由72-117 重组碎片一质量数由119-161其中生成率最大是质量数为95和139的碎片。由于多数裂变产物还要发

49、生连 续衰变，但其中大局部的半衰期很短，因此235U的裂变产物的化学组成主要 由 103Ru-103Rh. 106Ru-106Rh. 95Zr-95Nb, Tc. 137Cs. 3H, 147Pm 和 90Sr 等长 寿命的放射性核素以及一些稳定核素来决定。这些裂变产物的放射性给反响 堆和后处理工厂的设计和运行带来许多困难。例如，某些中子吸收截面很大 的裂变产物（中子毒物）在堆内的积累将直接对中子的平衡产生极其不利的 影响。这个问题在燃耗较浅的生产堆中，矛盾并不突出；但在辐照时间较长、 燃耗较深的动力堆中变得十分尖锐。其次，某些半衰期较长、产率较高的放 射性核素的积累，将使辐照燃料卸出后的贮存

50、、运输和后处理等过程复杂化。因而正确地计算各种辐照燃料中的裂变产物生成量，对于反响堆和后处理工 厂的设计与运行都具有重要意义。下面简要介绍几种计算辐照燃料中裂变产 物放射性的方法。三分裂变（termary）:生成三个核碎片而至少有两个碎片具有中等质量数的裂变现象。由1946年在法国工作的钱三强 和何泽慧首先发现。三分裂变的一种模式是除两个质量相近的重碎片外，第三个是一个轻带电粒子（a、煎、泉和 质子）或轻核（锂、钺、碳、氧等），称为伴随轻粒子的三分裂变。发射轻带电粒子的三分裂变概 率约为二分裂变概率的1/300,轻带电粒子主要在与碎片飞行方向成90方向出射。三分裂变的另一种模式是分裂成三个质量

51、上差不多的碎片，有时把这种三分裂变称为大三分裂 变。发生大三分裂变的概率不仅随入射炮弹能量而增加，而且随反响生成的复合核的裂变参数而增 加。400MeV4Ar轰击232Th的大三分裂变概率可以到达二分裂变概率的3%。这种裂变的机制目 前还没有完全研究清楚。裂变产物放射性计算方法1.代数计算法由于裂变产物多数都是放射性核素，因而裂变生成裂变产物的数量通常用其放射性活度来表征。(1)辐照燃料总放射性活度的估算反响堆在一定功率下，全部装料的总放射性活度A (Bq)可用下式近似表示:A=3.25xlQ10Px2x3式中，3.25X1O10相当于释放1J (焦)能量的裂变数P反响堆功率2每个235U核的

52、裂变碎片数 3一放射性衰变链组元平均数(2)单个裂变产物放射性活度的计算对于某一种裂变产物的放射性活度计算，在实际工作中经常遇到的情况有 两种。一种是裂变生成的短半衰期核素经衰变生成长半衰期的裂变产物，例如 %Br衰变生成9%1,其衰变链为：o八 6一3BB8一、 90Kr90 90gr 9。丫90Zr（稳定）1.4s33s2.74min28a61hdNsedtdNsedt在此为Br、90Kr . %Rb的含量均可忽略不计，那么上式可简化为:=Nb f y5r（90） - 2 - NS（90）J式中，NSr(90)一堆内积累的9%r原子核数 ySr(90)裂变时90Sr的产额(5.8 % )N

53、t堆内现有可裂变物质的原子核数POSr的夕衰变常数-裂变物质的微观裂变截 堆内中子通量如前所述，在一定堆功率下，裂变速度是一定的，故近似有:NtOt（p=F （次裂变/秒）=3.25xlOloP47Vs 尸（90）-=3.25 xlOIop ydt引入初条件t=0, NSr（90）=0,求特解（在t=T时刻）得:N= 3.25x1。bW那么放射性活度（Bq）A = AN = 3.25 x 10,0PySr（90） （1-）此式可推广应用于所有相同的情况。在另一种情况下，即母体的半衰期较长，其衰变子体的放射性活度可用下式计算:式计算:坐=4乂-4凶dt 11如在衰变链）黝即33（稳定）中，令序号

54、1代表MOBA, 2代表MOLa,将上式积分，并引入初始条件t=0, N=0,那么在T时刻n?=4版n?=4版14 （%2 4）力2（4 ）按放射性活度计算（Bq）= 3.25x1010 PyZ A?-+ 4（4 4） 4（4 4）=3.25 X1 o10 Pfl _ -!Z4 彳2缓发中子：另有0.65%的中子（约16个中子）是随着特定裂变碎片在B衰变过程中逐步衰变而放射出来的，由于这种中子发射具有长达秒量级以上的半衰期（在裂变瞬间后将持续几分钟之久），这样的中子叫缓发中子，它们的能量分布在250-560keV范围内，低于瞬发中子的能量。缓发中子能延长每一代中子的寿命、提高裂变系统的功率上升

55、速率、增加反响堆周期等对反响 堆的控制起着重要影响。由于复合核的分裂方式多种多样，每次分裂释放出中子的数目可从1个到 7个。对于大量的核裂变反响，在一定的入射中子能量下，某种易裂变核素每 次裂变的中子产额即产生的平均中子数v （包括瞬发中子和缓发中子）却是一 定的，虽然不会是整数。对于热中子引起235U裂变的情况下，v=2.42o在核反响中，鉴于存在着吸收而不发生裂变的可能性，我们把易裂变核素 每吸收一个中子所产生的次级中子数称为小 那么n=vof/（o/+oY）= v/（l+a）对于热中子被235u吸收的情况下,n=2.07o表2表示三种易裂变核素的一些核常数。表2三种易裂变核素的一些核常数

56、易裂变核素233U235U239Pli对于热中子（能量为0.025eV）每次裂变的中子产额V2.492.422.87裂变截面Gf, b531582743辐射俘获截面5, b47.798.6269俘获裂变比a=oY/of0.090.1690.362每次吸收的中子产额n2.282.072.11对于快中子（能量为2 MeV）每次裂变的中子产额V2.682.653.18裂变截面o/, b1.931.281.95辐射俘获截面5, b0.040.060.04俘获裂变比a0.020.050.02每次吸收的中子产额n2.632.523.12由此我们可以推得Nfo f6yf N】f N2fNif链中任意核素Ni

57、的量（在T时刻）i1 _ 44TN, =4% A- 1 x3.25xlOloPy=koi4 =i1 _ b一卯=狎24T5X1。 4 n（J以上的计算都是对反响堆内某一核素的总放射性而言的。假设要求计算比活 度是很简单的，只要把式中堆总功率P用比功率代替就行了。又假设欲得每克某裂变产物的放射性活度，那么依据基本衰变公式即可得到:,6.02 x 1023 x 0.693/n / 、A =赤（Bq1 g）MT2式中，M放射性核素的质量数T1/2放射性核素的半衰期（s）2.查表计算法上面给出的两组公式可用于大多数摔变链的成员作近似计算，但还有不少 衰变链的成员数目较多，有的衰变链还有分支现象，有的产

58、额不是集中在头 一个核素，这样就要进行大量更为繁琐的计算工作。虽然现在可以用电子计 算机代替手工计算，但实际应用中仍感到不方便。因此对于一般的辐照条件, 已经按照上述计算原理，由苏联HTTyceB最早编制出了实用的各主要裂变产 物在不同辐照和冷却条件下的组成数据表（统称为y手册），可供选用。表2-9 列出的是其中的丫总表。表列数据是235U裂变得到的混合裂变碎片的Y放射性活度（单位是克镭当 量/kg （金属）与辐照时间T的关系，反响堆比功率为W/g。使用该表时要注意两点：首先是因为反响堆比功率为iw/g,即相当于IMW/t (U),如给出反响堆比功率为：PMW/t(U),那么表中数据还得乘以P

59、。其次，表中丫放射性比活度以克镭当量/kg(金属)表示，但工厂中通常用每吨金 属的克镭当量数表示Y放射性比活度，这时表中数据还需乘上1000倍。【例2-1反响堆比功率为5.5MW/t(天然铀)，试求3.2t铀燃料经辐照150d、冷却120d后的总丫放射性活度。【解】 查表方法为：在丫总表上查T=150d、t=120d所对应的数据为18.1 克镭当量/kg(U),那么It辐照天然铀的丫放射性比活度为18.1x103=1.81x104克 镭当量/t(U)。因为反响堆比功率为5.5MW/t(U),燃料总量为3.2t,所以总的Y放射性比活度为1.81x104x5.5x3.2=3.2x105克镭当量。从

60、丫总表中还可看出以下几点：1)冷却时间为0d到10d时，两者的Y放射性比活度值有很大的差异，这是 由于在这10d中短寿命放射性核素大量衰变的结果。2)随着辐照时间的加长，短寿命裂变产物的丫放射性活度在总的y放射性活度中占的比例逐渐减少，这说明长寿命裂变产物在辐照过程中逐渐积累。3)随着辐照时间的加长，总放射性活度的增长趋势越来越缓慢，辐照时间大于720d后可以认为总放射性活度到达饱和，这是生成的裂变产物等于衰变掉 的，即到达了放射性平衡。除了丫总表以外,还可查各个长寿命裂变产物Y放射性比活度的y分表(见 表2-10)o分表比拟复杂，辐照时间从10d到720d不等，冷却时间从0d到1800d 不