反应堆工程概论 (3)绪论

1、反应堆工程概论专业 ： 核类相关专业 学时： 32学时考核方式： 考试主讲教师: 左 国 平E_Mail : 123 1930年法国物理学家玻特（Bothe)用Be观测到比硬射线传透本领更大的射线，称Be辐射。 1932年约里奥居里夫妇重复了这一实验，他们惊奇地发现，这种硬射线的能量大大超过了天然放射性物质发射的射线的能量。同时他们还发现，用这种射线去轰击石蜡，竟能从石蜡中打出质子来。约里奥居里夫妇把这种现象解释为一种康普顿效应。4 1932年，英国物理学家查德威克发现了中子。 查德威克很快重做了粒子轰击铍上面的实验。再用铍产生的射线轰击氢、氮，结果打出了氢核和氮核。由此，他断定这种射线不可能

2、是射线。因为射线不具备将从原子中打出质子所需要的动量。他认为，只有假定从铍中放出的射线是一种质量跟质子差不多的中性粒子，才能解释。 1935年获诺贝尔物理学奖5核裂变 1938年，德国物理学家哈恩发现核裂变现象。 哈恩和斯特拉斯曼发现铁核受快中子轰击会发生裂变，由于发现核裂变，哈恩获得1944年诺贝尔化学奖。6 1905年,爱因斯坦在他的著名的相对论中列出了质量和能量相互转换的关系: 这一公式表明，少量的质量可以转换为十分巨大的能量，揭示了核能来源的物理规律71938 年，德国物理化学家哈恩和施特拉斯曼发现了铀235 的裂变现象，即：这个能量来源于原子核内核子的结合能，它恰好相等于核裂变时的质

3、量亏损。这一发现，使核能的利用走向现实。核裂变链式反应图8聚变能 几个轻核相互结合起来变成中等质量核，同样该过程中的核子将继续发生一部分质量亏损，变成能量放出。9如刚好1个，稳定运行核反应堆如果不断飞速增加，不加控制原子弹10反应堆内的核反应 重核元素（如铀-235 U-235）到中子轰击后，发生裂变： 一个核一次裂变放出200 Mev的能量一公斤的U-235部裂变放出的能量与2700吨标准煤相当11世界第一座反应堆12 1945年建成了生产239Pu的反应堆，同时建成了铀浓缩工厂，并于同年生产了称为胖子、瘦子、小男孩三颗原子弹，先后于1945年8月6日和9日投放在日本广岛和长崎。美国投放在日

4、本广岛的原子弹爆炸情况13 我国通过自力更生，大力协同，于1964年10月16日成功地爆炸了我国第一颗原子弹，打破了西方大国的核垄断和核讹诈。14 经过两年零八个月，于1967年6月17日又成功地爆炸了第一颗氢弹，从此使我国进入了世界核大国行列，大大增强了我国防力量，提高了国际地位。15核能和平利用世界能源状况及其特点16矿石能源的污染问题1718全世界和我国目前的能源结构（2000年统计数据） 1920未来我国能源需求预测2020年，我国一次能源需需求求值在2533亿吨标煤之间，均值是29亿吨标煤煤炭：2129亿吨石油：4.04.5亿吨天然气：16002000亿立方米发电装机容量：8.69.

5、5亿千瓦 2050年要达到目前中等发达国家水平，人均能源消耗应达3 .0吨标煤以上，能源需求总量约为50亿吨标煤煤炭:占50%以下，年产35亿吨，相当于目前全世界界产产量量的的80%石油：2020年达到2亿吨的高峰，之后逐年下降，2050年约1.2亿吨天然气:估计约2000亿m3水电:400GW核电:340GW，相当于目前全世界核电的装机容量全部常规能源供应只相当于33亿吨标煤21世界核能发展状况核能的优点：22世界核电发展的几个阶段 19461965年，实验示范阶段美国继1955年建成世界第一艘核潜艇后，于1957年、1960年先后建成了60Mw和200Mw核电厂。与此同时，前苏联也与195

6、4、1964年分别建成了5Mw核电厂、265Mw核电厂。2319661980年，高速发展阶段 20世纪五、六十年代，世界石油供应充足、油价低廉，促进资本主义国家经济飞速发展，一次能源和电力消耗量每十年翻一番。各国工业界石油供应不上，另一方面随着核技术发展，核电显示出优越的经济性，所以美、苏、日、西欧制定了庞大的核电规划。2419812000年，滞缓发展阶段 1973和1979年世界上发生了两次石油危机，石油价格暴涨，促使各国经济发展速度迅速减缓，对能源的需求大大降低，所以第一次石油危机刺激了核电发展，但后两次石油危机却使核电深受挫伤。 对核电经济性过分乐观，以及核电技术还不够成熟。电力公司对复

7、杂项目的管理缺乏经验、供货延误、劳资纠纷、公众接受程度等影响。 1979年3月美国三里岛（Three Mile Island-2）核电厂事故。1986年4月前苏联切尔诺贝利Chernobyl- 核电厂事故对核电产生了深远的不利影响。25世界核电容量增长情况年份核电当年装机容量/Gw电力当前装机容量/Gw核电容量占电力容量份额1950137019601.25430.2197016.511501.41980135.020806.51990325.9279511.72000351.3324510.826世界核能发展趋势27 中共中央最近通过的十一五国家发展计划中提出：以大型高效机组为重点优化发展煤电

8、，在保护生态基础上有序开发水电，积极发展核电，加强电网建设，扩大西电东送规模。并且提出核电厂建设的国产化是顺利发展我国核电的关键。 到2020年，我国核电发电量达4000万千瓦，占全国发电总量由现在的1.2提高到4。同时还要再建1700万千瓦。目前我国已有和正在准备建设的核电站有21台机组（已运行9台，正在建设12台）。中国核能发展281.中国核电发展现状(1) 中国的核电发展经历了2个阶段第一阶段，从1985年建造秦山核电厂开始到1994年大亚湾核电站2台机组发电，花了10年时间建成了2个核电厂，3台机组，总装机容量为210万kW。第二阶段，从1996年建造秦山二期开始，陆续建设了秦山三期、

9、岭澳一期及田湾等核电厂。第二阶段共建设4个核电厂，8台核电机组，总装机容量为700万kW。中国核电发展概况(1)291.中国核电发展现状(2)到2007年，已有11台机组、900万kW装机容量投入运行,占全国电力装机总量的2%左右。2007年中国大陆核电的发电量505亿kW.h，上网电量470多亿kW.h。但在广东、浙江两省，核电上网电量已占当地总发电量的13%以上，核电成为当地电力结构的重要支柱。30 核电站名称 所属集团装机容量(MWe) 堆 型 投运时间秦山一期中核总1x300PWR1991大亚湾中广核2x900PWR1994秦山二期中核总2x600PWR2002和2004秦山三期中核总

10、2x700CANDU2002和2003岭澳一期中广核2x900PWR2002和2003田湾中核总2x1000PWR2006和2007目前已投入运行的核电站:31 核电站名称 所属集团装机容量(MWe) 堆 型 计划投运时间秦山二期扩建中核总2x600PWR2011岭澳二期中广核2x900PWR2010红沿河中广中电4x1000PWR2012秦山一期扩建中核总2x1000PWR2012三门中核总2x1200PWR2013海阳中电投2x1200PWR2014宁德中广核2x1000PWR2012阳江中广核2x1000PWR2013福清中核总2x1000PWR2013石岛湾华能1200高温气冷2013

11、目前在建的核电站:32中国核电发展规划(1)国务院审议通过的核电中长期发展规划(2005-2020)预计，到2020年，我国的核电装机容量将从现在的900万千瓦达到4000万千瓦。4000万千瓦的容量意味着还需要新开工建设30台左右的百万千瓦级核电机组，核电建设将在这15年的时间里翻二番。 33在广东粤东(田尾厂址)地区，浙江浙西地区、湖北、江西、湖南等地都开展了核电厂址普选工作，进一步增加了核电厂址储备。 除沿海厂址外，湖北、江西、湖南、吉林、安徽、河南、重庆、四川、甘肃等内陆省(区、市)也不同程度地开展了核电厂址前期工作，这些厂址要根据核电厂址的要求、依照核电发展规划，严格复核审定，按照核

12、电发展的要求陆续开展工作。 34核电厂基本工作原理 利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成。35压水堆核电厂原理图36核电站满功率运行时主要参数 主冷却剂系统平均温度302C 主冷却剂系统压力 15.2MPa 堆芯出口冷却剂温度 320C 燃料芯块最高温度 1880C 主冷却剂流量 2*14000T/H 主蒸汽流量 2*1070T/H 主蒸汽压力 5.4MPa 发电机功率 300MW371.1 核反应堆分类按

13、中子能谱分 快中子堆 热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆) 重水堆 气冷堆 钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性 生产堆: 生产易裂变材料, 动力堆:发电,舰船推进动力38反应堆的类别和构成归类3940411 压水堆核电站424344454647484950515253545556工作原理： 核燃料 3.25低浓度铀 （U235） 秦山二期 冷却剂 H2O (压力15.5MPa ， 温度292.8327.2) 慢化剂 H2O (压力15.5MPa ， 温度292.8327.2) 秦山二期数据5758由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内。控制棒由上部插入堆芯。作为慢化剂和冷却剂的

14、水，由压力壳侧面进来后，经过吊篮和压力壳之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，就从堆芯上部流出压力壳。一般入口水温300，出口水温332，堆内压力15.5Mpa。一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。这些冷却水并不排出堆外，而是在封闭的回路内往复循环，并在循环过程中不断抽出部分水净化，净化后再返回一回路。堆芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件.59稳压器反应堆里的冷却剂，当温度由室温升到三百多摄氏度时，体积会有很大的膨胀。由于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施，在密闭回路内冷却剂的压力会波动，从而使

15、反应堆的运行工况不稳定。因此，在冷却剂的出口和蒸汽发生器之间有稳压罐。稳压罐是一个高大的空心圆柱体。下部为水，罐内采用电加热器在稳压罐上部产生蒸汽。利用蒸汽的弹性来保持堆内冷却水压力稳定。60核岛冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又回到反应堆。一回路循环泵又称主泵。包括压力壳、蒸汽发生器、泵、稳压罐及有关阀门的整个系统，是一回路的压力边界。它们都安置在安全壳内，称之为核岛。61蒸汽发生器蒸汽发生器内有很多管子。管子外为二回路的水。一回路的水流过蒸汽发生器管内时，将携带的热量尽可能多地交给二回路里的水，从而使二回路的水变成280左右的、67MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，回路

16、与二回路的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。62吊装中的蒸汽发生器63二回路从蒸汽发生器出来的高温蒸汽，通过高压汽轮机后，一部分变成了水滴。经过汽水分离器将水滴分离出来后，剩余的蒸汽又进入低压汽轮机继续膨胀，推动叶轮转动。从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用。于是在冷凝器里，让这些低压蒸汽变成水。冷凝水经过两组预热器后，又回到蒸汽发生器吸收一回路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温

17、蒸汽的过程。在这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器。两组预热器以汽轮机来的蒸汽为热源。64冷凝器与三回路冷却冷凝器用的水在三回路中循环。冷凝器实质上是二回路与三回路之间的热交换器。三回路是一个开式回路，利用它将汽轮机排出的乏汽的难以利用的余热带入江河湖海。在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触，只是通过冷凝器的管壁交换热量。三回路的用水量是很大的。一座100万千瓦的压水堆，三回路每小时要四十多万吨冷却水。三回路的水与一、二回路的冷却水一样，也需要加以净化，不过净化的要求没有一、二回路那么高。65换料压水

18、堆初次装料后，大约经过一两年要进行一次更换燃料组件的操作，我们称之为首次换料。这以后，就每年换料一次。每次换料只需装卸三分之的燃料组件。卸出的燃料组件，放在反应堆旁边的贮存水池内。早期的压水堆换料停堆四个月，现在换一次料最短可以两个星期。这就要求压力壳的顶盖、控制棒驱动机构，以及堆内屏蔽层组成为一个整体，顶盖可以下子打开，而不能象以前那样一个一个地松开顶盖上的巨大的螺栓。而且换料操作需要采用快速换料机构。换料时间的缩短，有利于核电站更好地为电力用户服务，缩短停电时间，提高利用效率。662 沸水堆在压水堆中，一回路的水通过堆芯时被加热，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

19、可不可以让水直接在堆内沸腾产生蒸汽呢？沸水堆正是在核潜艇用压水堆向核电站过渡时，为回答上述问题而衍生出来的。676869日本沸水堆核电厂图70工作原理： 核燃料 3.5低浓度铀 （U235） 冷却剂 H2O (压力7MPa ， 温度200300) 慢化剂 H2O (压力7MPa ， 温度200300) 71沸水堆特点1 压力低，压力容器厚度可以减薄，但堆内设备多，压力壳尺寸较大。2 沸水堆电站系统简单，回路少，布置紧凑。省去了SG，事故减少，效率提高。3 再循环系统4 运行灵活，控制棒功率控制，再循环流量控制，基本负荷和变动负荷5 燃料比功率校，燃料转载量大（50），总体投资大6 含有放射性的

20、蒸汽直接推动汽轮机作功，系统维修困难7 燃料元件尺寸大，元件棒间隙也大，堆芯直径大。8 控制棒设计和布置的独特性72堆芯结构典型的沸水堆堆芯内共有约800个燃料组件，每个组件为88正方排列、其中含有62根燃料元件和2根空的中央捧（水捧）。每一个燃料组件装在一个元件盒内。具有十字形横断面的控制捧安排在每一组四个组件的中央。 73冷却剂流经堆芯后大约有14（重量）被变成蒸汽。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽一水分离器和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒只好从堆芯下方插入。 结构74冷却剂循环流程流经堆芯的水有14变成水蒸汽，而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

21、将其唧送入喷射泵。大多数沸水堆都设置两台再循环泵，每台泵通过个联箱给1012台喷射泵提供“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喷射泵注水率，后者可由再循环泵的转速来控制。沸水堆的功率同再循环流率大体上成线性关系，调节再循环泵的转速即可在相当范围内改变沸水堆的功率，而不必移动控制棒。75先进沸水堆ABWR用置于压力壳内的再循环泵代替原先外置的再循环泵，大大提高了安全性。由于水处理技术的改进和广泛使用各种自动工具，ABWR检修时工作人员所受放射性剂量已大幅度降低。所有这一切使人们对于沸水堆已经刮目相看。 日本今后的核电计划都采用沸水堆，我国台湾省拟新建的电站也决定采用沸水堆

22、。当然沸水堆与压水堆一样，也有热效率低、转化比低等缺点。7677 重水堆的主要特点，是由重水的核特性决定的。二十吨天然水中含有三公斤重水。重水和天然水也就是轻水的热物理性能差不多，因此作为冷却剂时，都需要加压。但是，重水和轻水的核特性相差很大。这个差别主要表现在中子的慢化和吸收上。在目前常用的慢化剂中，重水的慢化能力仅次于轻水，可是重水最大优点是它的吸收热中子的几率比轻水要低两百多倍，使得重水的“慢化比”远高于其他慢化剂。 3、 重水堆7879 核燃料 ： 天然铀 （99.25%238U+0.75% 235U ） 慢化剂： D2O 冷却剂 ： D2O（压力容器式）或 H2O (压力管式) 工作

23、原理：80 由于重水吸收热中子的几率小，所以中子经济好。以重水慢化的反应堆，可以采用天然铀作为核燃料。从而使得建造重水堆的国家，不必建造浓缩铀厂。 由于重水吸收的中子少，所以重水慢化的反应堆，中子除了维持链式反应外，还有较多的剩余可以用来使铀238转变为钚239，使得重水堆不但能用天然铀实现链式反应，而且比轻水堆节约天然铀20。 81优点： 中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H） 废料中含235U极低，废料易处理 可将238U 转换成易裂变材料 238U + n 239Pu 239Pu + n A+B+n+Q(占能量一半)82缺点： 重水初装量大，价格昂贵 燃耗线（800010000兆

24、瓦日T（铀）为压水堆1/3） 为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高83由于重水堆比轻水堆更能充分利用天然铀资源， 又不需要依赖浓缩铀厂和后处理厂，所以印度、巴基斯坦、阿根廷、罗马尼亚等国家已先后引进加拿大的重水堆。我国的秦山核电站也从加拿大引进了两个重水堆核电机组，反映加拿大的这种重水堆技术已经相当成熟。核工业界人士认为，如果铀资源的价格上涨，重水堆在核动力市场上的竞争地位将会得到加强。 844、 高温气冷堆轻水和重水都是水。因此轻水堆和重水堆统称水堆或水冷堆。除了用水冷却外，还有用气体作为冷却剂的气冷堆。水的主要缺点是会发生由液体到蒸汽的相变，使导热性能突然变坏，造成核燃料熔

25、化、放射性外逸的事故。气体的主要优点是不会发生相变。但是气体的密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大。为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压。 85球床型高温气冷堆核电站：86柱床型高温气冷堆核电站：87工作原理： 核燃料 25% 235U(行状为直径几百微米的陶瓷 颗粒，外面涂敷三层或四层热解碳或碳化硅保护核燃料及其裂变产物不外泄漏)冷却剂 氦气（加热到750850送进气轮机或通入二回路水，使水变成水蒸汽送入气轮机）慢化剂 石墨（C） 88优点： 高温，高效率（750850，热效率40） 高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，

26、 燃耗10万兆瓦日/T（铀） 安全性高 （反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大）89 环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少） 有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度 900时可直接推动气轮机；1000时可直接推动气轮机热热效率大于50；10001200时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） 高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件90高温气冷堆的发展过程虽然遇到种种挫折，碰到多种难题，目前比较一致的看法是，高温气冷堆如果不在直接循环和高温供热上 取得技术突破，要想在市场上与水冷堆竞争是很困难的。但是，人们并没有否定它的

27、发展前途。它所具有的其他堆型无法代替的优点，使它在下世纪的能源结构中具有特殊的地位。因此，在高温气冷堆值得继续研究这一点上，核工程专家的意见分歧不大。高温气冷堆依然在吸引着人们去探索。 915、 钠冷快堆按引发裂变的中子能量，可将反应堆分为热中子反应堆和快中子反应堆，简称热堆和快堆。 快堆装入足够的核燃料后，由于维持链式反应后剩余的中子多，所以只要添加铀238，由铀238转化成的钚239，除能满足链式反应的继续消耗外，还有较多剩余。热堆核电站是消耗核燃料生产电能的工厂，快堆核电站则是可以同时生产核燃料和电能的工厂。预计到下世纪初期，快堆将逐渐在反应堆中占主导地位。快堆是当前反应堆发展的方向。

28、92中国快堆在建设中9394工作原理： 核燃料 （238U+33% 239U 或238U+33% 235U ） 慢化剂 金属钠（液态） 冷却剂 无 95核燃料的增殖在快堆中由于没有慢化剂，再加上堆内结构材料、冷却剂及各种裂变产物对快中子的吸收几率很小，因此中子由于寄生俘获造成的浪费少。此外，Pu239裂变放出的中子多，U238裂变的几率也大，所以除了维持自身链式反应外，还可以剩余1.2到1.3个中子，用来使U238转变为Pu239。因而在快堆内，只要添加U238，每烧掉一个Pu239原子核，除了可以维持链式反应，放出大量裂变能外，还可以产生1.2到1.3个Pu239。这就是说，在快堆内只要添加

29、铀238，核燃料就越烧越多，这种情况称为核燃料的增殖。因此快堆又称增殖堆或快中子增殖反应堆。 96增殖比增殖比=产生的核燃料的原子核数 / 消耗的核燃料的原子核数 在快堆中，增殖比可达1.2到1.3。在重水堆和轻水堆中，相应的比值分别接近0.8到0.6，由于它们小于1，所以不叫增殖比，人们称之为转换比。 97倍增时间由于快堆中钚一239能增殖，如果我们通过后处理，将快堆增殖的核燃料不断提取出来，则快堆电站每过一段时间，它所得到的钚一239，还可以装备一座规模相同的快堆电站。这段时间，称为倍增时间。经过一段倍增时间，一座快地会变成两座快堆，再经过一段倍增时间，这两座快堆就变成四座。按照目前的情况

30、，快堆的倍增时间是三十多年。也就是说，只要有足够的铀238，每过三十多年，快堆电站就可以翻一番。98快堆的功率密度高，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，这就要求载热效率高、慢化作用小的冷却剂。目前考虑的冷却剂主要有两种：金属钠和氦气。根据冷却剂的种类，可以将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。七十年代初，不少核工程专家试图将高温气冷堆作为向气冷快堆过渡的跳板，目前由于高温气冷堆的推迟而搁浅。世界上现有的、正在建造的和计划建造的，都是钠冷快堆。99冷却剂快堆的功率密度高，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，这就要求载热效率高、慢化作用小的冷却剂。目前考虑的冷却剂主要有两种：金属钠和氦气。根据冷却剂的种类，可以将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。七十年代初，不少核工程专家试图将高温气冷堆作为向气冷快堆过渡的跳板，目前由于高温气冷堆的推迟而搁浅。世界上现有的、正在