核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)

绪论

一、课程简介及要求

1

课程简介

本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。

本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知

识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构

和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，

核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应

堆工程有一个较全面的了解。

为从事与核反应堆工程有关的。

工作打下知识基础

绪论

3 课程特点：

多学科知识基础；内容涵盖面广；

涉及反应堆物理，核反应堆热工，反

应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。

内容多，知识面广。

4 教学方式：讲课＋自学

目录

1第一章核裂变能

2第二章核反应堆物理基本知识

3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料)

4 第四章反应堆燃料系统

5 反应堆热量导出

6 反应堆安全

7 各种核动力反应堆系统

绪论

2 课程要求及考核办法

大学物理、核物理、传热学、热力学，流体

力学等方面有一定的基础。

成绩：平时作业记录, ~20%

作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完

备,书写工整; 按时，每周交上周作业。

期末测验: ~80%。

绪论

5 教科书及参考书：

教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学

出版社等，2004，8。

面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业

学生。

参考书：

Nuclear Reactor Engineering ，one

&

ke,Third edition ,1986.

有中译本。

内容丰富，面广，96万字。

核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能

出版社

原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。

内容丰富，86万字

第一章核裂变能

1.1

核能基础

1.2

核裂变

1.3

核裂变反应堆

1.4

反应堆的发展史

1.5

我国的核反应堆工程发展成就

1

引言

在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代

意义的事件。这一事件为一种全新的能源—原子能—

的利用开辟了前景。

核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出

的成就之一。核能的利用中，核电的发展相当迅速，

核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能

源。

核电占世界装机容量17％。

此外，核动力舰船、核供热站、核能海水淡化、

空间核动力（卫星，宇宙飞船）、研究堆

1.1 核能基础

1.1.1 原子结构和同位素

（1）原子核组成

①原子核由质子（p）和中子（n）组成，中子不带

电。质子带正电，相当于氢原子核，电量为e。

②中子和质子统称为核子。

③质量数=核子数，一般用A表示。

④电荷数为Z的原子核含有Z个质子，Z即核电荷数。

核电荷数Z同时表示：

原子序数，核内质子数，核的电荷数，核外电子数。

⑤可见核中的中子数为:A –Z。

1.1 核能基础

1.1.1 原子结构和同位素

（3）核素

①核素（nuclide）

具有相同质子数Z和中子数N的一类原子核。

②同位素（isotope）

质子数Z相同、中子数N不同的核素。

1.1 核能基础

1.1.1

原子结构和同位素

1.1.2

核的结合能

1.1.3

核的稳定性

1.1.4

放射性

1.1 核能基础

1.1.1 原子结构和同位素

(2)摩尔，原子质量单位:

Na：阿佛加德罗常数，Na=

6.022142×10

23

一摩尔（mole）元素包含Na个原子。

一个原子的质量很小，用原子质量单位u表示。

1u=(C原子质量)

1

12

12

质子质量为1.007276u，中子质量为，电子质

1.008665u

量仅为0.000549u，所以整个原子质量几乎就是质子和

中子的质量。

1u=1.661×10

-27

kg

1.1核能基础

1.1.1 原子结构和同位素

(4)核燃料的同位素：

铀在自然界至少存在着三种同位素形式，质

量数分别为和

234（0.0055%），235（0.720%）

238（99.274%）。能直接用于裂变能的，主

要是铀-235。铀-234在矿石中的比例很小，

在实际应用中可以忽略。

钍的原子序数为90，它在自然界中几乎只存

在一种核素，质量数为232。其他同位素的比

例微不足道。

2

1.1 核能基础

1.1.2 核的结合能

（1）质量亏损

原子核质量<核内质子质量＋核内中子质量>

组成某一原子核的核子质量之和与该原子核质量

之差，称为该原子核的质量亏损.

原子核

原子核质

质子

中子

量质

Δm(Z, A)=Z(m(p))+(A−Z)m(n)−m(Z, A)

量亏损

质量

质量

实际计算中常用氢原子质量M(H)和M(Z, A)：

Δm(Z, A) = Z m(H) + (A−Z)m(n)−(Z, A)

Ｍ

原子质量亏损

氢原子质量1.007825u

中子质量

原子质量

1.1 核能基础

1.1.2 核的结合能

(2)相对论相关

④质能等价实例

一个原子质量单位u对应的静止能量:

E=mc=1.6605387×10×(2.99792458×10)=1.492418×10J

2−2782−10

用电子伏特单位表示：

E==931.4940MeV→E=931.49Mev

1.492418×10J

−10

1.60217646×10J/MeV

−13

电子的静止能（质）量：Ee = 0.511 MeV

质子的静止能（质）量：Ep = 938.272 MeV

中子的静止能（质）量：En= 939.565 MeV

1.1 核能基础

1.1.2 核的结合能

（4）比结合能（续）

原子核由质子和中子组成。质子间存在静电斥力，为什么还能结

合在一起？核子之间还存在巨大的引力，它克服质子之间的静电

斥力而把核子集聚在一起，这种核力(短程引力作用范围10

－15

m)

比质子之间的静电斥力大很多，二者之差即是使核子结合在一起

的力，与之相应的能量称为核的结合能。核力另一个特征是核力

的作用与核子的性质无关，即中子与中子，中子与质子，质子与

质子间的核力大致相等。

由于原子内存在结合能，若把原子核拆成自由核子，需要消耗与

结合能相等的能量克服核力。

原子核的结合能与其核子数之比，称为平均结合能或比结合能。

比结合能可看作对把原子核拆成自由核子，对每个核子所做的功。

比结合能越大，原子核结合得越紧，稳定性好；比结合能越小，

原子核结合得越松，稳定性差。

1.1 核能基础

1.1.2 核的结合能

(2)相对论相关

①相对论给出，物体质量随运动状态变化而变化。运

动物体的质量与静止时的质量关系：

m0为静

有效（相对

m=m1−(vc)

2

论）质量

0

止质量

②质量和能量都是物质的属性。任何具有一定质量的

物体都与一定的能量相联系：

E=mc

2

质能联

系方程

③如果物体质量发生变化，能量也发生相应的变化:

ΔE=Δmc

2

1.1 核能基础

1.1.2 核的结合能

（Binding Energy）

（3）结合能：

由自由核子组成原子核时所释放出的

能量.（由质量亏损和质能联系方程计算出）.

如果给出的核的质量亏损用原子质量单位表

示，则将它乘以149.2或931.5便可得到以PJ(微微焦

耳)或Mev表示的相应结合能.(1Mev=0.1602PJ)

（4）比结合能：每个核子的平均结合能，它是总结合

能（B.E）除以该核中的核子数，也就是除以质量数

A. 这个平均结合能又称为比结合能.

B.E./ A=931.5 [1.007825Z+1.008665（A-Z)-M] /A

1.1 核能基础

1.1.2 核的结合能

（

4）比结合能

例题1.1 确定铀-235每个核子的结合能。铀的原子序

数为92，铀-235的同位素质量为235.0439。

解：

B.E./ A=931.5 [1.007825Z+1.008665（A-Z)-M] /A

于是，对于铀-235：

B.E./A

=931[(1.007825×92)+(1.008665×143)-235.0439]/235

=7.59Mev

=1.21PJ

此即铀-235每个核子的结合能

3

1.1 核能基础1.1 核能基础

1.1.2 核的结合能1.1.2 核的结合能

（4）比结合能（4）比结合能

用例题1.1的方法得到以每个核子的Mev

数表示的各种核素的结合能值，作为质量数

的函数绘制出比结合能曲线（见下页）。由

图形发现，大多数点落在或接近于一条曲线。

1.1 核能基础

利用核能思路，通过最轻核的聚合(聚变)或高质

量核的分裂(裂变)应该可以获得能量。

利用轻核聚变获取能量的装置称聚变装置。

通过中子轰击重核，使之分裂为比结合能较大的

原子核获取能量的堆称裂变堆。

利用快中子轰击重核产生裂变能的堆称为快中子

堆；

利用热中子轰击重核产生裂变能的堆称为热中子

堆；

稳定核素分布

对于轻核(A<40)范围：

稳定线近似为直线，中质

子比(N/Z)=1

。

稳定

线

对于A>40核范围：

稳定线逐渐向N >Z的区域

N=Z

偏离，中质比>1

。

Z为中等数值时N/Z ~ 1.4,

锡(Z=50,N=70)

Z~90N/Z～1.6

时，。如

Pb-208(Z=82)N/Z＝

，

同

位

1.54

。

素

质量数较小

的核，每个

核子的结合

能相对较

低，随质量

数的增加而

增加，在质

量数约为50

到75的范围

内，达到一

核素的比结合能曲线

个约8Mev的

（比结合能对质量数A作图）

最大值；然

后平稳下降。

1.1.3核的稳定性

1.1 核能基础

对于大约280种已知的稳定核素，若以它们每

个核内的中子数为纵坐标，以相应的质子数为

横坐标画图，则得到一系列的点。下图中，对

角线（红线）的点表示中子数和质子数相等。

可看到，在许多低质量数的稳定核中，中子数

和质子数是相等或接近相等的。即：中子-质子

数比恰好等于1或稍稍大于1。

随质量数（原子序数）增加，只有当一个核所

包含的中子数多于质子数的时候，它才是稳定

的。这样，对于原子序数大于80的那些最重的

稳定核，中子-质子数比增加到1.5左右。

1.1 核能基础

1.1.4放射性

是指元素从不稳定的原子核自发地放出射

线，（如α射线、β射线、γ射线等）而衰

变形成稳定的元素而停止放射（衰变产

物），这种现象称为放射性。

4

衰变率和半衰期

任一给定的核素，每个核单位时间内的衰变几率。

T时刻核数N衰变率为：

，

−=N

dN

dt

λ

(2.3)

λ

放射性核素的衰变常数。

从任意选定的零时刻到t时刻积分，有：

−=dt

∫∫

Nt

dN

(2.4)

N0

0

N

λ

N=Ne

t−

0

λ

（2.6）

衰变率由衰变常数和核数决定。

衰变率和半衰期

衰变率也称作样品的放射性强度，A,单位是1/s.

初始放射性强度

A=N

00

λ

t时刻放射性强度

A=N=Ne=Ae

λλ

−−

λλ

tt

00

(2.8)

1.2 核裂变

1.2.1链式核反应（nuclear chain reaction）

我们已经知道，一个中子如果击中一个铀原子

核，可能引起铀原子核裂变，铀原子核裂变时

会放出2或3个中子。这些中子又会引起更多铀

原子核裂变…这就是所谓链式反应。

核反应产物之一能引起同类的反应，从而使该

反应能链式地进行的核反应。

衰变率和半衰期

半衰期：放射性核素数目衰减到一半所需要的时间。

N=Ne

−t

λ

(2.6)

0

N1

==e=e

−t

λ

−T

λ

1/2

N2

0

T==

1/2

ln20.6931

（2.11）

λλ

半衰期与衰变常数成反比。n个

半衰期后，母核数减少到

1

2

n

平均寿命

同一种放射性核样品存在的全部母核的平均生存时间。

τ

=tN(t)dt=edttN

11

∞∞

λ

t−

NN

00

∫∫

00

0

(2.12)

=tedt=

∫

∞

−t

λ

1

0

λ

平均寿命等于衰变常数的倒数。

5

1.2核裂变

1.2.3 临界质量：

不是所有裂变中产生的中子都能用于维

持裂变链的。一些中子会损失于非裂变反

应，一些中子会从裂变系统中逃走。中子

由于逃出几何边界而损失的份额可以通过

增大易裂变物质尺寸（质量）的办法来减

少。维持裂变链所需要的易裂变物质的最

小数量叫做临界质量。

1.2核裂变

1.2.4 裂变过程

某些原子序数高的核吸收了一个中子后形成

激发复合核。裂变发生时，这个复合核分裂成

两个（在少数情况下，可分裂成三个或更多个）

质量为同一量级的碎片。通常伴随着发射中子

及γ射线。慢中子很少引起对称性裂变，大多

数慢中子裂变中，两个碎片的质量比约为2：

3。

1.2 核裂变

1.2.

2

反应堆(reactor):

能维持可控自持（续）链式核裂变反

应，释放出核裂变能的装置。

1.2核裂变

1.2.3 临界质量（续）：

一座反应堆所需要的易裂变物质的临界

质量取决于各种条件，尽管对于任何一个特

定的反应堆系统，它总是有一个确定的值。

例如，铀-235的临界质量可在1kg到多于

200kg的范围内变动，前者是含90%左右易裂

变同位素的铀盐溶液系统的临界质量，后者

是嵌入石墨基体内的30000kg天然铀中所含

的铀-235质量。

达到临界相应的系统尺寸称临界尺寸。

1.2核裂变

1.2.4 裂变过程（续）

裂变反应中释放中子的现象可解释如下：

在一个铀235俘获了一个中子后形成的复合核

铀236内，中子、质子比将近为1.57；因此，

当这个核裂变成质量数大致在95到140范围

内的两部分时，这两个瞬时产物内的中子-质

子比值大于中等质量核的稳定性所要求的值。

因此，只要这些裂变中产生的核具有足够的

激发能，他们就会放出中子以求更加稳定。

6

1.2核裂变

1.2.4 裂变过程（续）

裂变反应释放其他射线可解释如下：

以上述方式放出的实际中子数很少，不足以

使生成的裂变碎片具有稳定性。大部分裂变

碎片的中子-质子比仍然太高，因此，它们是

放射性的，并且发生负衰变。平均来说，

β

裂变碎片在形成稳定核之前大约要经过四级

放射性衰变。由裂变碎片以及它们的各种衰

变产物组成的复杂的高放射性混合体统称为

裂变产物。

1.2.5裂变能（续）

每次裂变能量的近似分布(Mev)

裂变碎片的动能

168

瞬发r射线能量

7

裂变中子的动能

6

裂变产物放出的

8

贝塔射线能量

裂变产物放出的

7

r射线能量

中微子能量

12

1.3 核裂变反应堆

1.3.1 核反应堆的一般特点

（2）热中子堆

释放的快中子；当他们穿过介质时，与同介质各种核

发生碰撞，丧失大量动能，成为1eV以下的慢中子；

最后，他们的平均动能可能降低到同介质原子的动能

差不多的程度，由于这个时候的动能取决于温度，所

以叫做热能。能量降低到这种程度的中子叫热中子。

常温下，热中子的平均能量小于0.04eV.

主要靠热中子裂变获取能量的反应堆为热中子堆，下

面讨论主要针对热中子堆。

1.2核裂变

1.2.5裂变能

单个铀-235（或类似的）核的裂变伴随释放200Mev以上的

能量。与燃烧一个碳原子放出的4ev能量相比较，铀裂变产

生的能量相当于同样质量的碳燃烧所产生能量的三百万倍。

裂变总能量中，80%为裂变碎片的动能，并且立即表现为热

能形式。90%在堆内，5%在反射层、5%在屏蔽层内。

其中：可利用能，约200MeV（除中微子能量之外）。

可利用能量，97%在燃料内，不到1%在屏蔽层内，其余在

冷却剂和结构材料中。

确切点说，每次裂变的可利用能因堆型而异，铀-235

200MeV。

1.3 核裂变反应堆

1.3.1 核反应堆的一般特点

（1）快中子堆

内，平均具有2MeV 能量，称快中子；当反应堆堆芯

中子刚刚被释放时，能量分布在(0.05～10)MeV范围

中低质量元素受到限制时，则大部分裂变由能量约

0.1MeV的快中子引起。

要慢化剂，有害吸收少.中子俘获产生的易裂变物质有

快中子堆必须包含足够比例的易裂变核素。堆内不需

可能多于所消耗的易裂变物质，这种反应堆叫做增殖

堆。

1.3 核裂变反应堆

1.3.1 核反应堆的一般特点

热中子反应堆的要素：

燃料：易裂变核素，实现自持核裂变反应，通常还含有可转换

物质；

慢化剂：使裂变生成的快中子减速，慢化的热中子；

冷却剂：带走裂变热；

反射层：将许多已经逃出堆芯的中子散射回来，以减

少中子的损失.

控制材料：中子吸收体，控制反应堆。

燃料包复材料：隔离燃料与冷却剂

堆芯内结构材料;

7

1.3 核裂变反应堆

1.3.1 核反应堆的一般特点

（1）燃料

反应堆最核心的部分是堆芯，大部分裂变能在其中以热能形式

释出。堆芯内含有核燃料，核燃料由易裂变物质组成，通常还

含有可转换物质。此外，堆芯内还有慢化剂和冷却剂。

易裂变（核素）物质：任何能量的中子都能引起裂变；U-233,

U-235,Pu-239

可裂变物质（核素）：足够快(能量足够高)的中子可以引起裂

变，U-238，Th-232

由于U-238，Th-232可分别转变为Pu-239和U-233，他们也称为

可转换核素。

燃料的形态可以是金属、合金、氧化物，碳化物等

1.3 核裂变反应堆

1.3.1 核反应堆的一般特点

（3）反射层

反射层包围的进行链式反应的空间（称作堆

芯，又叫活性区）。

堆芯周围有一层中子反射层，反射层的材料在

很大程度上取决于反应堆内中子的能量分布。

反射层的作用是将许多已经逃出堆芯的中子散

射回来，以减少中子的损失。因此，利用反射

层可以降低易裂变核素的临界质量。

1.3 核裂变反应堆

1.3.1 核反应堆的一般特点

（5）

控制材料

数); 而裂变率由中子密度即单位体积内的中子数所决

释热率正比于核裂变率(即单位时间单位体积裂变次

定。

于是，只要改变堆芯内的中子密度，便可以实现对反应堆的控

制。包括起动、在任何功率水平下的运行以及停堆。

这些过程一般通过一些中子吸收材料棒的运动来实现。这些棒

称为控制棒，棒内的材料吸收中子能力强，称之为中子毒物。

通过插入或移出控制棒来减小或增大中子密度。

还有一些实验反应堆，（尤其是快中子堆）是通过移动部分堆

芯或反射层来实现控制的；它让一些中子逃逸以降低中子密度。

1.3 核裂变反应堆

1.3.1 核反应堆的一般特点

(2) 慢化剂：

对于热中子堆，还必须有一种慢化剂存在。

最好的慢化剂是那些由质量数低、不易

俘获中子的元素所组成的物质；

例如普通水、重水、铍、氧化铍和碳（石

墨）。燃料和慢化剂的相对数量和性质决

定了引起裂变的大部分中子的能量。

1.3 核裂变反应堆

1.3.1 核反应堆的一般特点

(4) 冷却剂

反应堆堆芯中由于裂变而产生的能量由适当

的冷却剂循环流动带出。

曾被用作冷却剂的有轻水、重水，液态金属

(钠、或钠-钾合金等），某些有机物，以及

空气、二氧化碳和氦等气体。

8

1.3 核裂变反应堆

1.3.1 核反应堆的一般特点

(6) 包复材料

隔离燃料与冷却剂。

轻水堆的燃料包复材料为锆－4合金。要求

吸收中子少；耐腐蚀；耐辐照；强度高等优

点。

高温气冷堆的燃料包复材料为热解碳。

1.3 核裂变反应堆

1.3.1 核反应堆的一般特点

(7) 结构材料

实际堆芯中，除上述要素外，还有保持堆芯

几何及冷却剂流道所必须的结构材料。

1.3 核裂变反应堆

1.3.2 反应堆的类型（续）

几种主要动力反应堆的基本特征：

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HOHO UO3%左右

222

沸水堆热中子HHOO UO3%左右

(CANDU)热中子D重水堆O UODO天然铀

222

222

石墨沸水堆热中子石墨HO U O2%左右

气冷堆热中子石墨CO铀合金天然铀

22

高温气冷堆热中子石墨氦气（Th,U）OUC 7%~20%或90%

2

钠冷快堆快中子无液态钠(U,Pu) O15%~20%

2

2

二、核反应堆的分类

1.3.2 反应堆的类型

1、按用途分类：

实验堆、生产堆、动力堆，和研究试验堆。

2、按中子能量分类：

热中子堆、中能中子堆、快中子堆

3、按核燃料分类

固体燃料反应堆、液体燃料反应堆

4、按慢化剂和冷却剂分类

轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆

它们各具特色，结构千姿百态，几种主要反应堆

的基本特征见下表。

反应堆的基本特征

气冷堆高温气冷堆重水堆

先进气冷重水有机

堆冷却堆

燃料类型

UUOThC+UCUOUO

合金

22222

浓缩

天然

U2% UU

235235

93% U

天然

0.7-2%

235

U

包覆

Mg

合金

不锈钢石墨锆锆

慢化剂石墨石墨石墨

DODO

22

冷却剂

COCOHeDOTerphenyl

222

控制材料

BBBCBCBC

444

9

压水堆沸水堆

液体金属

快增殖

气冷快增殖熔盐增殖

燃料类型

UOUOPuO+UOPuO+UO

222222

LiF+BeF+

2

ThF+UF

44

71.7%,

16%, 12%,

浓缩

3.3% U2.6% U0.3%

235235

20%, 80% 20%, 80%

(UO)(UO)

238238

22

(

233

UF)m/

4

o

包覆锆锆不锈钢不锈钢无

慢化剂

HOO

22

H

无无石墨

冷却剂

HOO

22

HNaHe

燃料

控制材料

Hf BCBC

或或或

44

Ag-In-CdBCBC

B

44

CBC

1010

44

同位素分离核材料核化学化工

高富集铀

核武器

钚

铀同位燃料元核反

低富

集铀

核燃料

素富集件制造

应堆

后处理

铀钚

核废物

天然铀

处理处置

铀矿冶炼永久贮存

军民两用的敏感技术，有关我国核大国地位及综合国力的高科技

1.4 反应堆的发展史

1.4.1 钚的生产

（2）钚-239生产堆

研究铀—石墨系统的最初目的是为了确定链式

反应究竟能否实现。但在工作中发现，中子链似乎

也能用来生产原子武器用的易裂变物质钚-239。为

此需要建造高功率运行的大反应堆，并在1942年初

就开始计划在美国华盛顿州的Hanford建造这样的

反应堆，以生产显著数量的钚-239。同时，研究需

要，在田纳西州的橡树岭建造了一座实验堆。第一

座Hanford反应堆于1944年9月达到临界。接着又在

Hanford建造了几座同类型的产钚反应堆，轻水冷

却。在南卡罗来纳州建造的新型生产堆用重水作慢

化剂，提高了铀-238转化为钚-239的效率。

1.3 核裂变反应堆

1.3.3 核燃料循环

（1）核燃料循环(Nuclear Fuel Cycle)：从燃料矿

石开采到使用后进行处理的全部过程。

①不同的核反应堆在核燃料循环上可能有不

同，但铀占最为主要的地位。

②压水堆为最主要堆型：

燃料UO

2

（U中U丰度为~3.0% ，比天然铀

235

中U的含量高：~0.711%）

235

（2）循环过程。

见下页图示。

1.4 反应堆的发展史

1.4.1 钚的生产

（1）反应堆的出现

1942年12月2日在美国芝加哥大学实现了世界上第

一个自持链式核裂变。40000kg的天然铀燃料做成

金属和氧化物的块状形式，分散在作为慢化剂和反

射层的385000kg的石墨基体中。当时裂变释热率仅

为2kw，周围空气就能为它提供足够的冷却。该堆

的结构是由石墨条逐层堆积而成的，铀装在石墨条

块的孔洞中。这种结构因此而得名“堆”，这个名字

一直保留了若干年，直到更好的术语“核反应堆”得

到通用为止。

1.4 反应堆的发展史

1.4.2实验用反应堆

直到20世纪50年代中期前后，几乎所有已

建造的反应堆（钚生产堆除外），全都是用于

物理研究的或者是为动力堆的设计提供数据的

实验装置。

最早的两种新型反应堆建成于1944年5月。一

种是：新墨西哥州的水锅炉反应堆，一种是位

于芝加哥附近的芝加哥三号（CP-3，第一座

重水慢化的反应堆）。水锅炉和CP-3为建造

研究用反应堆起到了模式堆的作用。

10

1.4 反应堆的发展史

1.4.2实验用反应堆

为研究反应堆材料的辐照效应。美国爱达荷州

的材料实验堆（MTR）于1952年3月运行。它

采用普通水作冷却剂和慢化剂，并起部分反射

层作用；燃料为“三明治”式平板结构，浓缩铀

铝合金组成，两边为铝包壳。

1950年在美国橡树岭建造了屏蔽试验反应

堆（BSR）。外号叫“游泳池”反应堆。这种设

计简单方便，被许多大学、实验室采用。

1.4 反应堆的发展史

1.4.3 实验快中子反应堆

第一个快中子反应堆于1946年11月在美国洛

斯阿拉莫斯实验室开始运行；其燃料是钚-239，

这是将钚-239用于反应堆中。冷却剂是汞，运行

功率为25kw。其目的在于证明由吸收快中子而

引起大部分裂变的受控核裂变是能够实现的。

第二个快中子反应堆是美国爱达荷州阿尔克的实

验性增殖反应堆（EBR-I），建成于1951年。它

使用液态金属（钠-钾合金）作为高温（350℃）

冷却剂。EBR-1的历史意义不仅在于它是第一

个证实了增殖的反应堆，而且在于它在1951年

12月第一次从核能发出了电力。

1.4 反应堆的发展史

1.4.4 生产动力用的反应堆

（1）压水堆。1953年3月在美国爱达荷州的阿

而科开始运行一座叫做STR-1型的潜艇模式堆并在

1953年5月31日以后生产了相当数量的电力。第一

艘核动力潜艇，美国的缸鱼号，于1955年1月开始

海洋试航。

由于取得了潜艇反应堆成功运行经验，位于宾夕法

尼亚州希平港的美国第一个中心核电厂的设计就采性能越来越好。

用了压水堆（PWR）。40多年过去了，这种堆型得

到很大发展，经过一系列的重大改进，已经成为技

术上最成熟的一种堆型。

1.4 反应堆的发展史

1.4.2实验用反应堆

由于加拿大对重水和天然铀的获取

方便。他们于1945年4月建成了零功

率实验反应堆，接着建造了NRX

（重水慢化，轻水冷却，圆柱形天

然铀金属燃料棒）反应堆。

1.4.3 实验快中子反应堆

EBR-II于1961年10月首次大临界，该堆采用液态钠为冷却剂。

建于美国密执安州的恩里科费米快中子增殖反应堆也是一个实验装

置。但当初打算将其建成一座商业发电的示范快堆。1963年8月开

始运行，运行中出现问题，于1966年关闭。

上述为第一代快中子反应堆，燃料和增殖转换区的铀都是金属形式

的.

商用动力-增殖反应堆中，用二氧化铀和二氧化钚作燃料和转换区材

料。二氧化物的优点是，在中子作用下比金属稳定。从而在反应堆

中寿命更长，并且能够在更高的温度下工作。更下一代的快中子反

应堆可能在堆芯和转换区中都用碳化物（UC、PuC）以提高增殖效

率，因一个碳原子比两个氧原子所引起的中子慢化小。

1.4 反应堆的发展史

（2）沸水堆（BWR）。蒸汽由裂变热直接

加热堆芯中的水产生。几个实验沸水反应堆

（BORAX）于1953年在爱达荷启动。这以

后又在阿贡实验室建造了实验性沸水反应堆

（EBWR）。随着沸水堆技术的不断改进，

尤其是日本先进沸水堆（ABWR）的建造运

行，在经济性、安全性等方面有超过压水堆

的趋势。

11

1.4 反应堆的发展史1.4 反应堆的发展史

在美国，绝大多数运行或建造中的核电厂

不是采用压水堆就是采用沸水堆。

这主要是潜艇反应堆的成功运行和能够生

产浓集铀的结果。

鉴于高温气冷堆的潜在优越性

气作冷却剂、石墨作慢化剂的高温气冷堆于1967

，第一座以氦

年在宾夕法尼亚州的桃花谷开始商业运行。

1.4 反应堆的发展史1.4 反应堆的发展史

在加拿大，用重水作慢化剂，天然铀作燃

料的动力堆受到了注意，这主要是他们能

取得这些必要的物质的缘故。大体上由于

同样的原因，类似的反应堆也在其他国家

用于生产商业动力。

加拿大的天然铀重水堆，不需要浓缩铀技

术，是一条颇具特色的核能发展道路。

（我国秦山三期）

英国由于在温茨凯尔的空气冷却、石墨慢

化的产钚堆上取得了经验，从而产生了

1956年卡德豪尔两用（发电和产钚）堆的

设计。它以天然铀金属作燃料，石墨作慢

化剂，加压的二氧化碳气体作冷却剂。

在前苏联(OBNISK)，1954年运行的第一座

动力反应堆使用低浓缩燃料的水冷石墨慢

化装置。

另一个设计上类似的动力反应堆于1958年

在西伯利亚启动。从那以后，压水堆和其

它类似的反应堆在苏联也被用来发电。

12

1.5 我国的核反应堆工程发展成就

概述

我国的核反应堆事业也做过了漫长的发展道

路。首先发展的是生产堆，石墨慢化轻水冷

却，生产核武器的钚。其次是核动力潜艇。

民用核动力方面，91年自行设计建造的秦山

30万kWe投运，同时向巴基斯坦出口两台机

组。至今我国有11 台机组，8540MWe核电

装机容量。

我国还建成了若干试验研究堆。

1.5 我国的核反应堆工程发展成就

2 核动力潜艇

压水反于应堆动力潜艇70年代下水，成为我国

第一代

核动力潜艇

。

第二代核动力潜艇已今年初服役。

1.5

我国的核反应堆工程发展成就

4 高温气冷反应堆

•高温(反应)堆即高温气冷堆是第三代气冷堆，是一种

安全性、经济性好的新型核反应堆，它用氦气作冷却

剂，石墨作慢化材料，采用包覆颗粒燃料和石墨构成

的球形燃料元件，并采用全陶瓷的堆芯结构材料。高

温气冷堆发电效率很高，并可用于煤的液化和气化、

稠油热采、制氢等，在未来的能源系统中具有广阔的

应用前景，对于改善环境、实现可持续发展具有重要

意义。

•高温气冷堆的核燃料，是富集度为90%以上的二氧化

铀或碳化铀。

•清华大学10MWt投入运行，拟在山东建200MWe.

1.5. 我国的核反应堆工程发展成就

1 生产堆：生产核燃料，铀－238变为钚－239，

作为核武器的装料。

烧铀－235，将铀－238变为钚－239，经化学分离

得到钚－239。为保证纯度，限制钚－240生成，

燃耗不能太深。

我国生产堆石墨慢化水冷，金工艺管属铀燃料，铝

合金包壳。60年苏联专家撤走，困难的情况下，

核纯石墨，不锈钢阀门，泵制造，终于在66年投

产。75年达到额定生产能力，并建成第二座。

1.5. 我国的核反应堆工程发展成就

3核电发展

2020年，我国核电占当时装机容量的4%(36000MW)

我国大陆:现有11台机组，总装机容量约8540 MWe.

在运行：秦山一期，300MW；(91.12)

秦山二期1、2号，600MW*2；

秦山三期1、2号，720 MW *2

大亚湾900MW*2；岭澳900MW*2运行.

记录良好；田湾1000 MW×2。

在建设中：岭澳二期，900MW*2;秦山二期扩建600MW*2，

辽宁红沿河1000 MW×2,福清，AP1000

1000MW×2,三门,方家山。

2020年拟建的电厂厂址选址已经基本落实。

10 MW高温气冷堆外景

13

高温气冷堆示范电厂厂址

5MW低温核供热试验堆

1.5

我国的核反应堆工程发展成就

5 钠冷试验快堆

快堆采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作

冷却剂，不用慢化剂。快堆装入足够的核燃料后，

由于维持链式裂变反应后剩余的中子多，所以只要

添加238U，由238U转化成为的239Pu，除能满足

链式裂变反应的继续消耗外，还有较多剩余。

率CR>1称增值比，CR<1称转化比比，

CR=易裂变核的平均生成率/易裂变核的平均消耗

，

快堆增殖比达到1.2~1.3;在轻水堆中,转化比为.6。

在快堆内只要添加238U，核燃料就越烧越多，这

种情况称为核燃料的增殖。这是快堆的主要优点。

我国与俄罗斯合作的钠冷试验快堆在401建设中。

1.5

我国的核反应堆工程发展成就

1.5.6 其它反应堆

高通量堆

重水实验堆

游泳池式堆

微型堆

脉冲堆

低温供热堆

各堆具体描述参考“原子能工业”一书

The end

14