认识实习实习报告

西南科技大学核工程与核技术专业认识实习实习汇报专业班级：核工1502作者姓名：石晓钟作者学号：5118115月

TOC\f\h\z\t"样式11,1,样式12,2,样式23,3"一、摘要。 3二、关键词。 3三、正文。 4（一）实习目的。 4（二）有关背景。 41.核能。 42.中国工程物理研究院。 53.中国绵阳研究堆（CMRR）。 6（三）实习时间。 7（四）实习地点。 7（五）实习手段。 7（六）实习过程。 71.核反应堆。 92.重水堆。 93.核燃料和控制棒。 94.慢化剂和冷却剂。 115.外压力壳。 126.屏蔽层。 13四、实习总结。 13五、结束语。 14参照文献。 15

一、摘要。5月11日上午，在带队教师吕会议的指导下，我们核工程与核技术专业级的全体同学前去中国工程物理研究院核物理与化学研究所完毕了专业认识实习。核能（或称原子能）是通过核反应从原子核释放的能量，可通过核裂变、核聚变和核衰变三种核反应之一释放。核能有巨大威力并且地球上蕴藏着数量可观的铀、钍等裂变资源，假如把它们的裂变能充足运用，可以满足人类上千年的能源需求。因此，核能具有巨大的应用价值和开发价值，而要将核能转换成能为我们所能直接运用的能量，需要借助以核反应堆为中心枢纽的核能转换装置。化石燃料也许在此后的几种世纪内被消耗殆尽，在核能、风能、水能、太阳能、地热和潮汐等能源当中，核能是目前比较成熟并已在工业上大规模应用的新型能源，不仅有单位体积能量大的长处，并且资源丰富。核动力反应堆使用的重要领域是船用核动力和核电站。核反应堆分三种类型，压水堆、沸水堆和重水堆，在带队教师的讲解下，我们参观考察了一种重水堆的模型，中国绵阳研究堆(CMRR)——在线辐照产氚/提氚试验研究平台。在实习过程中，我们理解了核反应堆以及重水堆的工作原理，参观了重水堆中活性区的核燃料、慢化剂、冷却剂和控制棒以及重水堆中的反射层、外压力壳和屏蔽层，对核工程与核技术专业有了更直观和更深入的认识。中子与一种铀核发生核反应，铀核裂变为两个碎片，同步放出几种中子，释放出巨大的能量，而重水堆则是以天然铀为核燃料，以重水为慢化剂和冷却剂，用循环水(或其他物质)带走热量防止反应堆因过热烧毁，导出的热量可以使水变成水蒸气，推进汽轮机发电，将控制棒插入具有核燃料的堆芯可以使核反应停止。同步，作为国防科技工业的后备军，我们也需要严格遵守国防科技工业安全保密“六条规定”。二、关键词。重水堆活性区反射层外压力壳屏蔽层核燃料慢化剂冷却剂控制棒三、正文。（一）实习目的。邓小平曾经说过：“实践才是检查真理的原则。”在大一和大二的第一学期，我们所学习的课程大多都是书本上的基础理论知识，虽然我们有诸多同学都加入了导师的试验室，参与了他们的科研项目，不过我们对自己核工程与核技术专业的认识还并不够直观和深入。因此，我们不能都成为只会纸上谈兵的赵括，要学以致用，通过核工程与核技术专业认识实习这门课程，在实习单位参观考察并且聆听带队教师的讲解，我们能对核工程与核技术专业有更直观和更深入的认识，从而能为自己在后来对专业知识更深入的学习奠定更结实的基础。（二）有关背景。1.核能。核能（或称原子能）是通过核反应从原子核释放的能量，符合阿尔伯特·爱因斯坦的质能方程E=mc²，其中E=能量，m=质量，c=光速。核能可通过三种核反应之一释放：1.核裂变，较重的原子核分裂释放结合能。2.核聚变，较轻的原子核聚合在一起释放结合能。3.核衰变，原子核自发衰变过程中释放能量。核能有巨大威力。1公斤铀原子核所有裂变释放出来的能量，约等于2700吨原则煤燃烧时所放出的化学能。一座100万千瓦的核电站，每年只需25吨至30吨低浓度铀核燃料，运送这些核燃料只需10辆卡车；而相似功率的煤电站，每年则需要300多万吨原煤，运送这些煤炭，要1000列火车。核聚变反应释放的能量则更巨大。据测算1公斤煤只能使一列火车开动8米；一公斤裂变原料可使一列火车开动4万公里；而1公斤聚变原料可以使一列火车行驶40万公里，相称于地球到月球的距离。地球上蕴藏着数量可观的铀、钍等裂变资源，假如把它们的裂变能充足运用，可以满足人类上千年的能源需求。在大海里，还蕴藏着不少于20万亿吨核聚变资源——氢的同位元素氘，假如可控核聚变在二十一世纪前期变为现实，这些氘的聚变能将可顶几万亿亿吨煤，能满足人类百亿年的能源需求。更可贵的是核聚变反应中几乎不存在放射性污染。聚变能称得上是未来的理想能源。因此，人类已把处理资源问题的但愿，寄托在核能这个能源世界未来的巨人身上了。REF_Hlk\r\h[1]因此，核能具有巨大的应用价值和开发价值，而要将核能转换成能为我们所能直接运用的能量，需要借助核能转化妆置，而核反应堆则是核能转化妆置的中心枢纽。2.中国工程物理研究院。中国工程物理研究院（简称中物院，原简称九院）创立于1958年，是国家计划单列的我国唯一的核武器研制生产单位，是以发展国防尖端科学技术为主的集理论、试验、设计、生产为一体的综合性研究院。中物院主体座落于四川省绵阳市科学城，在北京、上海、成都、深圳等地设有科研分支机构或办事机构。中物院于1958年在北京建院，经历了三次基地变迁；1962年开始从北京迁往青海221厂核武器研制基地；1969年迁往四川“九〇二地区”；1990年开始向绵阳科学城调整搬迁，实行相对集中，同年中物院管理体制调整为国家计划单列的相对独立的科研事业单位。中物院名称先后使用过二机部九局、北京第九研究所、二机部第九研究设计院（开始简称九院）、中国人民解放军第九研究院、核工业部第九研究院、核工业第九研究院等，1985年国家正式同意使用“中国工程物理研究院”的名称。中物院设有科研机构、技术保障等单位，重要从事冲击波与爆轰物理、核物理、等离子体与激光技术、工程与材料科学、电子学与光电子学、化学与化工、计算机与计算数学等学科领域的研究及应用，是专业门类齐全、先进设备与技术保障能力相配套的大型科研生产基地。中物院既有在职职工约23000人，其中专业技术人员近1万人，技能人员近9000人。“两弹一星功勋奖章”获得者于敏、王淦昌、邓稼先、朱光亚、陈能宽、周光召、郭永怀、程开甲、彭桓武等杰出科学家都曾担任过我院的重要领导职务。既有中国科学院院士11人，中国工程院院士11人。中物院设有硕士部，在有关学科具有一级和二级学科博士授予权。有物理、数学、核科学与技术、力学等博士后科研流动站（其中核科学与技术和数学流动站为全国优秀博士后流动站）。REF_Ref\r\h[2]3.中国绵阳研究堆（CMRR）。中国绵阳研究堆(CMRR)从属于中国工程物理研究院，功率20MW，位于四川省绵阳市的核物理与化学研究所NP厂区，通过国家验收，9月冷源正式投入使用。实测用于中子散射试验的热中子通量2.4×1014n/cm2˙s，冷中子通量109n/cm2˙s。首期建设的6台中子散射谱仪和2台中子成像装置，经以来的系列带中子束热调试工作已经所有投入使用。分别为：高辨别中子衍射仪、中子应力分析谱仪、高压中子衍射仪、中子小角散射谱仪、飞行时间极化中子反射谱仪、冷中子三轴谱仪和冷/热中子成像装置，实测综合性能指标均达国际主流行列，部分属国际先进。同步高/低温、高压、力学拉伸和磁场等原位环境加载设备也已初步具有。二期建设的热中子三轴谱仪、中子超小角散射谱仪和中子标定测试束线等已得到国家立项支持，计划于开始实行。一期建设的中子散射谱仪对国内科研领域的推进作用和效益已初显。目前已为北京大学、中国科学院金属所、北京科技大学、中科院高能所、北京航空材料研究院、上海交通大学、中山大学和山东大学等顾客单位提供了试验服务，部提成果已刊登于《ActaMater.》等国际刊物。REF_Ref\r\h[3]（三）实习时间。5月11日上午（四）实习地点。中国工程物理研究院核物理与化学研究所（五）实习手段。参观考察和聆听带队老师的讲解（六）实习过程。伴随工业技术的飞速发展和人类文明的进步，地球上有限的化石能源在加速地消耗。据预言家们估计，化石燃料也许在此后的几种世纪内被消耗殆尽。除这些化石燃料外，自然界里尚有核能、风能、水能、太阳能、地热和潮汐等。在这些能源当中，核能是目前比较成熟并已在工业上大规模应用的新型能源。核能不仅有单位体积能量大的长处，并且资源丰富，据初步估计，地球上已勘探到的铀矿和钍矿资源其能量相称于有机燃料的20倍。核动力反应堆使用的一种重要领域是船用核动力，包括潜艇核动力和航空母舰的核动力。由于核动力具有不依赖空气工作的特点，它作为水下潜艇和潜器的动力有其特殊的长处，因此核反应堆出世以来较早的是被用在核潜艇上。核潜艇与常规潜艇相比具有水下续航力强、噪声小和可靠性好等突出长处，因此世界上的几种核大国都相继建造了大批的核潜艇。由于核能的单位体积释热量大、使用时间长，因此对于功率大、燃料消耗量多的航空母舰也是一种很理想的动力源。根据原子核裂变产生的能量计算，1kg的235U完全裂变所产生的能量大概相称于2800t原则煤完全燃烧，或2100t燃油完全燃烧所产生的能量值。因此在大型航空母舰上用核动力取代常规动力可以大大减少燃料的携带量，提高舰艇的续航能力。核动力反应堆应用的另一种重要领域是核电站，自第一座核电站问世以来的50年里，核电站的发展速度很快，目前全世界31个国家和地区有438座核电站在运行，核电站已积累了5000多堆年的运行经验。从总的发展趋势来看，在此后的30~50年内，还会有更多的国家和地区建造核电站，核电站的发电总量将到达世界总发电量的35%以上。核电站数年的运行经验证明，核能是一种清洁、经济、安全的能源。核电站在工作过程中不会向大气排放SO2和CO2等有害气体，可以防止产生温室效应，假如所有用核能替代化石燃料发电，可以改善大气污染问题。由于核电技术不停完善，诸多部件都采用了原则化生产，因此其成本和造价随之减少，在核电站发展的初期阶段，人们就比较重视核电站的安全问题，从而也促使工程技术人员在核电站的设计和建造过程中一直对安全问题十分重视。REF_Ref\r\h[4]核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能运用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。严格来说，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般状况下仅指裂变堆。反应堆的类型诸多，但它重要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层构成。活性区又由核燃料，慢化剂，冷却剂和控制棒等构成。目前用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是最具竞争力的堆型（约占61%），沸水堆占一定比例（约占24%），重水堆用的较少（约占5%）。REF_Ref\r\h[5]在带队教师的讲解下，我们参观考察了一种重水堆的模型，中国绵阳研究堆(CMRR)——在线辐照产氚/提氚试验研究平台。1.核反应堆。其一，我们理解了核反应堆的工作原理。中子人射至核反应堆内，与一种铀核发生核反应，通过复杂的内部过程，最终铀核裂变为两个碎片，同步放出几种中子。核反应发生前粒子的总质量要不小于核反应发生后粒子的总质量，根据爱因斯坦著名的质能公式E=mc2，所亏损的质量所有转化为能量，绝大部分以热量的形式释放，少部分以辐射的形式逃逸，不要小看这一点点的质量亏损，与光速的平方相乘后将是一种巨大的能量数值。假如每次裂变反应产生中子的数目不小于引起核裂变所消耗中子的数目，那么在少数的原子核中引起了核裂变反应后来，就有也许不依托外界的作用而使裂变反应不停地进行下去。这样的裂变反应称作自续的链式裂变反应，实现自续链式裂变反应的条件是：当一种裂变核俘获一种中子产生裂变后来，新产生的中子中，平均至少应当再有一种中子去引起此外一种核的裂变。REF_Ref\r\h[6]链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能防止反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推进汽轮机发电。REF_Ref\r\h[5]2.重水堆。其二，我们理解了重水堆的工作原理。重水堆按其构造形式可分为压力容器式和压力管式两种。压力容器式重水堆的构造类似压水堆，只不过慢化剂和冷却剂都是重水。压力容器式重水堆的堆内构造材料比压力管式的少，中子经济性好，可到达很高的转换比。但压力容器式天然铀重水堆的最大功率受到厚壁容器制造能力的限制。压力管式重水堆只有压力管承受高压，而容器不承受高压，因此其功率不受容器制造能力的限制。压力管式的重水堆用重水作慢化剂，冷却剂可以是重水、轻水或有机化合物。REF_Ref\r\h[4]3.核燃料和控制棒。其三，我们参观了重水堆中活性区的核燃料和控制棒。重水堆使用的核燃料是天然铀，把它做成UO2芯块后放在锆合金包壳内构成外径为13.08mm、长度为49.5cm的元件棒，再由37根元件棒构成直径为10.2cm、长度约50cm的燃料元件束。堆芯由380根带燃料元件束的压力管排列而成，每根压力管内首尾相接地装有10~12个燃料元件束。为了防止热量从高温高压的重水冷却剂中传出来，在每根压力管外设置一同心套管，在此两管的环状空间中充有CO2作为绝缘层，从而使大型卧式圆柱排管容器中的重水慢化剂温度低于60℃。[4]核燃料（nuclearfuel），可在核反应堆中通过核裂变或核聚变产生实用核能的材料。重核的裂变和轻核的聚变是获得实用铀棒核能的两种重要方式。铀235、铀238和钚239是能发生核裂变的核燃料，又称裂变核燃料。其中铀235存在于自然界，而铀233、钚239则是钍232和铀238吸取中子后分别形成的人工核素。从广义上说，钍232和铀238也是核燃料。氘和氚是能发生核聚变的核燃料，又称聚变核燃料。氘存在于自然界，氚是锂6吸取中子后形成的人工核素。核燃料在核反应堆中“燃烧”时产生的能量远不小于化石燃料，1公斤铀235完全裂变时产生的能量约相称于2500吨煤。REF_Ref\r\h[7]控制棒设置在反应堆上部，穿过大型卧式圆柱排管容器插入压力管束间隙的慢化剂中，反应性的调整既可用控制棒也可用变化慢化剂液位的措施来进行。需紧急停堆时，可将控制棒迅速插入堆芯，并打开排管容器底部的大口径排水阀，把重水慢化剂迅速排人重水倾泻槽或向慢化剂内喷注硼酸钆溶液以减少反应性。由于用天然铀作燃料所能到达的燃耗较小，因此需要频繁地换料。[4]控制棒是由硼和镉等易于吸取中子的材料制成的。核反应压力容器外有一套机械装置可以操纵控制棒。控制棒完全插入反应中心时，可以吸取大量中子，以制止裂变链式反应的进行。假如把控制棒拔出一点，反应堆就开始运转，链式反应的速度到达一定的稳定值；假如想增长反应堆释放的能量，只需将控制棒再抽出一点，这样被吸取的中子减少，有更多的中子参与裂变反应。要停止链式反应的进行，将控制棒完全插入核反应中心吸取掉大部分中子即可。根据核反应堆的工作原理，假如变化堆内的中子数和中子密度，就可以变化核反应的剧烈程度，从而变化核反应堆的功率。核潜艇是用控制棒和化学控制两条途径来控制核反应堆反应速度的，从而使核潜艇做到快慢自如。按照这一原理问题就简朴了，若想使核反应堆停堆，只需将控制棒完全插入堆芯中即可。这样，由于控制棒吸取了大量中子，堆芯就会由于中子数量局限性而使裂变反应难认为继，核反应自然就会减弱或停止运行了。同步，为了防止核反应堆发生爆炸，核潜艇的控制棒在紧急状况下可以迅速插入堆芯底部，使核反应堆停堆，此情景在许多电影“大片”中均有演示。例如，当冷却系统出现问题后，堆芯的温度就会由于不能迅速冷却而升高，这样，就很也许使核反应堆熔化，甚至爆炸。为此，核潜艇反应堆舱内设有温控系统，当反应堆冷却剂的温度超过容许值时，温控系统将信号传给控制棒驱动机构，控制棒便会在几秒钟内迅速插入堆芯底部，使核反应堆停堆。停堆后的核反应堆逐渐冷却，自然就不会发生爆炸了。REF_Ref\r\h[8]4.慢化剂和冷却剂。其四，我们参观了重水堆中活性区的慢化剂和冷却剂。重水的化学性质靠近于轻水，但物理性质有所不一样，在中子吸取截面上相差较大。重水是由一种氧原子和两个氘原子构成的化合物(D20)，D（氘）是H（氢）的同位素。重水是很好的慢化剂，与轻水(H20)相比，它的热中子吸取截面约为轻水的1/700。重水具有与轻水相近的优良热物理性能，是很好的冷却剂。不过作为核反应堆的慢化剂和冷却剂，重水的纯度必须等于和不小于99.75%。中子在重水慢化剂中的伴生吸取损失很小，因此重水堆能有效地运用天然铀，可以从每吨天然铀中获取较多的能量。从重水堆中卸出的燃料烧得较透，乏燃料可以储存起来，等到快中子增殖堆需要时再提取其中的钚，使燃料循环大大简化。重水堆中需要的天然铀量最小，生成的钚一部分在堆内参与裂变而烧掉，其他的包括在乏燃料中。重水堆单位能量的净钚产量高于除了天然铀石墨堆外的其他热中子反应堆，约为压水堆的两倍。重水堆的压力管把重水冷却剂和重水慢化剂分开。压力管内流过高温高压(温度约300℃，压力约10MPa)重水作为冷却剂，压力管外是处在低压状态下的慢化剂，盛装慢化剂的大型卧式圆柱形容器称为排管容器。排管容器设计成卧式的目的是便于设备布置及换料维修。排管容器中的慢化剂由一种慢化剂冷却系统进行冷却，带走中子慢化过程中产生的热量。反应堆的一回路系统分为左右两个相似的环路，对称布置每一种环路有两台蒸汽发生器和两台主泵并通过管道连接而成，每个环路带出反应堆二分之一热量。冷却剂的流程是：在左侧主泵唧送下重水冷却剂通过集流管分派到压力管左侧，从左边流入压力管，吸取燃料元件的裂变释热后从压力管右边流出，然后通过堆出口集流管进入右侧蒸汽发生器。在右侧蒸汽发生器中将热量传递给二回路的轻水，重水冷却剂在右侧蒸汽发生器流出后，在右侧主泵的唧送下从右边进入另一组压力管，在其中吸取燃料元件裂变的释热后从这些压力管的左边流出，经堆出口集流管进入左侧蒸汽发生器。重水的价格很贵，因此对重水必须很好地管理，防止和尽量减少泄漏。氘在堆内吸取了一种中子后生成放射性的氚。氚具有很强的放射性，氚化水和氚化蒸汽很轻易伴随重水或污染的大气进入人体，散布在人体内各处的水分中，使血液受到长期的辐照。重水经辐照产生氚的浓度随燃耗而增长，从反应堆系统中任何一种地方泄漏重水的液体或蒸汽都将会引起氚的泄出，这会对人体和周围环境导致放射性损坏。因此对于有泄漏的房间要用闭合通风系统使空气通过干燥器，以回收漏出的重水蒸气，回收的重水通过再富集后送回系统复用。REF_Ref\r\h[4]反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不停地在密闭的回路内循环，被称为一回路。REF_Ref\r\h[9]二回路系统的重要功用是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮发电机组做工，同步也提供蒸汽，为电站其他辅助设备使用。做完功的蒸汽在冷凝器中凝结成水，由凝结水系统将水打入蒸汽发生器。压水堆核电厂常规岛部分的二回路系统由一系列设备及系统构成，它与常规火力发电厂的对应部分相似，重要是将核蒸汽供应系统产生的热能转变为电能以及在停机或事故状况下，保证核蒸汽供应系统的冷却。REF_Ref\r\h[10]5.外压力壳。其五，我们参观了重水堆中的外压力壳。安顿核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。核电站所用的反应堆重要有轻水堆（压水堆及沸水堆）、重水堆、气冷堆及快堆等。由于压力容器包容了反应堆的活性区和其他必要设备，其构造形式随不一样堆型而异。反应堆压力容器位于反应堆厂房中心，设计时重要考虑一回路冷却剂的高压和高温，主管道断裂事故和地震等作用。由于压力容器所容纳的反应堆本体放射性极强，故在材质规定、制作、检查及在役检查等方面都比常规压力容器要严格得多。REF_Ref\r\h[11]6.屏蔽层。最终，我们参观了重水堆中的屏蔽层。反应堆运行时，有大量的中子和γ射线向四面辐射；停止运行时，裂变产物也向周围放出γ射线。为了防止周围的工作人员和公众受到这些放射性辐射的危害，并防止临近的构造材料受到放射性辐射损伤，在堆外构造设计中，必须在反应堆的四面设置屏蔽层。屏蔽层是核反应堆的基本构造构成部分（其他重要部分包括堆芯、反射层、控制棒和冷却剂）。设置屏蔽层要力争造价廉价并节省空间。对γ射线屏蔽，一般选择钢、铅、一般混凝土和重混凝土。钢的强度最佳，但价格较高；铅的长处是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属廉价，但密度较小，因而屏蔽层厚度比其他的都大。来自反应堆的γ射线强度很高，被屏蔽体吸取后会发热，因此紧靠反应堆的屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆芯和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，一般含硼，有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。一般设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类容许剂量水平如下，常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用一般混凝土或重混凝土。REF