什么是核反应堆?

[拼音]：hefanyingdui

[外文]：nuclear reactor

核电站中进行可控自持链式裂变反应以产生热能的装置。裂变反应堆利用可裂变的重元素（如铀-235、铀-233和钚-239），在中子的作用下，形成可控自持链式裂变反应，释放能量。典型的反应方程式如下：

世界上第一座裂变反应堆于1942年12月2日在芝加哥大学达到临界。那是一座以天然铀为燃料、石墨为慢化剂的实验性反应堆。第一座原型生产堆于1943年11月建成并投入运行。1954年6月27日，苏联建成世界上第一座核电站，采用天然铀石墨慢化压力管式水冷反应堆，电功率为5000千瓦。1961年7月，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站，电功率为28.5万千瓦（初期设计值）。到80年代，裂变反应堆已成为世界上最重要的替代能源。

核反应堆按用途可分为：舰船推进、发电、供热的动力堆，生产裂变材料钚或氚的生产堆，做材料和燃料辐照试验用的试验堆等；按结构可分为：均匀堆、半均匀堆、非均匀堆、固体燃料堆、液体燃料堆、游泳池式堆、壳式加压型反应堆、压力管式加压型反应堆等；按中心能谱可分为：热中子堆、快中子堆、中能中子堆和谱移堆;按冷却剂可以分为:轻水堆、重水堆、压水（重水）堆、沸水（重水）堆、气冷堆、液态金属冷却堆等；按慢化剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨堆等；按燃料增殖性可分为：增殖堆和非增殖堆。核电站应用最普遍的是压水堆。

裂变反应堆系统的一般组成是：核燃料元件、控制棒及其驱动机构、慢化剂、冷却剂以及堆内结构部件构成的堆心。堆心连同包容它的反应堆容器称为反应堆(见图）。

通常所说的反应堆实际多指反应堆系统或反应堆装置。反应堆系统还包括主冷却回路管道、主冷却泵（或鼓风机）、蒸发器（或热交换器）以及进一步冷却或利用热能的二次回路。

在反应堆中受中子作用产生核裂变反应并释放中子和热量的一种材料。作为燃料“烧掉”的是 3种可裂变核素铀-233、铀-235和钚-239中的一种或其混合物。直到80年代，广泛使用的核燃料是铀。天然铀中含铀-235只有0.71％，需通过扩散、离心、激光等方法将天然铀中的铀-235和铀-238分离，提供铀-235含量比天然铀比例更高的浓缩的铀燃料。另两种可裂变核素是在反应堆中人工生产的。核燃料的应用形式有作为固体燃料的纯金属、合金、化合物（特别是钠的氧化物和碳化物）以及作为液体燃料的水溶液、液态金属溶液和悬浮物。对固体燃料来说，为了包容裂变产物和防止核燃料的氧化和腐蚀，采用金属或石墨包壳将燃料包覆起来。这种燃料称为芯体。一组用合金包覆的燃料元件（形式可为棒状、片状和环状）可装配成组件，元件之间的定位部件称为定位架。目前运行的压水堆、沸水堆、重水堆都采用这种燃料组件。用石墨包覆的核燃料颗粒与石墨混合，压制成球形或棱柱形燃料元件，可用于高温气冷堆。锆与金属铀的合金经氢化，形成铀氢锆元件，用不锈钢管包覆，可作为一种特殊试验堆（TRCA，实际是半均匀堆）的燃料元件。

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，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为中子或中能中子的物质。选择慢化剂要考虑许多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和尽可能低的中子俘获截面；其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，既使不是，在设计中两者也是紧密相关的。应用最多的固体慢化剂是石墨，其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能，小的中子俘获截面和价廉。石墨是迄今发现的可以采用天然铀为燃料的两种慢化剂之一；另一种是重水。其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看，重水是更好的慢化剂，并且因其是液体，可兼做冷却剂，主要缺点是价格较贵，系统设计需有严格的密封要求。轻水是应用最广泛的慢化剂，虽然它的慢化性能不如重水，但价格便宜。重水和轻水有共同的缺点，即产生辐照分解，出现氢、氧的积累和复合。

在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料（如铪、镝等）在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和尺寸变化（肿胀）。银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。

压水堆中采用棒束控制，控制材料制成棒状，每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在17×17的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的反应性，紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止）。

由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆心带走热量并传给二回路中的工质，使蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。

理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。液态钠(主要用于快中子堆)和钠钾合金（主要用于空间动力堆）具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点，但是它的热特性不好。重水是好的冷却剂和慢化剂，但价格昂贵。气体冷却剂（如二氧化碳、氦）具有许多优点，但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高。有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低，主要缺点是辐照分解率较大。应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。

为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。

对γ射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好，但价格较高；铅的优点是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属便宜，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，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆心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，通常含硼，有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下，常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。

参考文章

史前核反应堆之谜素材

欢迎分享，转载请注明来源：内存溢出

原文地址: http://outofmemory.cn/bake/4623639.html