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核电基础知识

核电基础知识

第一节反应堆物理基础

一．原子和原子核

1．原子的差不多概念

世界上任何物质差不多上由原子组成的。

原子是进行化学反应的最小单位。

电子

质子

中子

图1-1原子结构示意图

原子是由质量相对较大、体积较小位于原子中心的原子核和绕其高速运转的轨道电子组成。

在所有稳固原子中，轨道电子数等于核内质子数，原子作为一个整体是不带电的。

当原子得到或失去电子，便会得到或失去负电荷。

呈负电性或正电性的原子称为离子。

2．原子核的差不多概念

原子核由A个核子组成（A是核内的核子数，又称质量数），其中有Z个带有正电荷的质子（Z是原子序数，即原子核中质子的数量）和N个（N表示核内中子数，N=A-Z）电中性的中子。

任何一个原子核X都可用符号

来表示，例如，

2，

8，

146等等。

实际上，只要简写为

，它已足以代表一个特定的核素。

原子、原子核、质子、中子、电子等微观粒子的质量专门小，不方便用克或千克作其质量的单位。

一样用原子质量单位（u）来表示微观粒子的质量。

对原子来说确实是原子量。

1u是一个碳-12原子质量的十二分之一即1.66056×10-27Kg。

质子的静止质量为1.007276u，中子的静止质量为1.008665u，电子的静止质量为0.00054858u。

一个质量数为A的原子其原子量近似为A。

原子核带正电，电荷量为＋Ze。

原子核周围的电子是按一定规律分层排列的，层之间具有能量的差别。

质子和中子在结合成原子核的过程中要缺失一部分质量（质量亏损），这部分质量以能量的形式（E=△mc2）开释出来。

反之，要使原子核内质子中子分开，必须施加与之相等的能量，此能量叫结合能。

由于能量和质量有内在的联系，在原子物理学中，经常用能量来表示其质量，如1u对应的能量为931.5MeV。

二．原子核的放射性

原子核内具有特定数目的质子和中子并处于同一能态的一类原子称为核素。

某种元素有多少种同位素就有多少种核素。

核素有的稳固，有的不稳固。

不稳固的原子核，总是自发地以开释出粒子（α、β、n）或γ光子的形式开释能量以逐步达到稳固状态，那个过程称为衰变。

在衰变过程中放出粒子和光子的现象叫放射性。

具有放射性的核素叫放射性核素。

原子序数大于84的核素都有放射性。

所有的由一个或多个放射性核素构成的物质叫放射源。

三．核裂变

裂变现象的发觉，引起了人们极大的注意。

这不仅是因为在裂变过程中开释出庞大的能量，而且在裂变过程中都相伴着中子的发射。

这些中子将使裂变自动地连续下去，形成链式反映，从而使原子能大规模利用成为可能。

在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变，而在外来粒子轰击下，原子核才发生裂变的现象成为诱发裂变。

1．自发裂变

自发裂变的一样表达式

在自发裂变刚发生的瞬时满足如下的关系：

A=A1＋A2；Z=Z1+Z2，即粒子数守恒。

其中，A1、A2和Z1、Z2分别为裂变产物的质量数和电荷数。

自发裂变能Qf,s=TY1（Z1,A1）+TY2（Z2,A2）

由能量守恒能够导出：

Qf,s=m（Z,A）C2-[m（Z1,A1）+m（Z2,A2）]C2

和

Qf,s=B（Z1,A1）+B（Z2,A2）-B（Z,A）

自发裂变发生的条件：

Qf,s>0，即两裂片的结合能大于裂变核的结合能。

2．诱发裂变

能够发生自发裂变的核素不多，大量的裂变过程是诱发裂变，即当具有一定能量的某粒子α轰击靶核A时，形成复合核。

复合核一样处于激发态，其激发能超过它的裂变位高垒高度时，那么核裂变就会赶忙发生。

诱发裂变中，中子诱发裂变是最重要的。

这是由于中子与靶核没有库仑势垒，能量专门低的中子就能够进入核内使其激发而发生裂变。

裂变过程又有中子发射，能够形成链式反应。

第二节核动力厂反应堆

一．核反应堆的差不多工作原理

自续链式裂变反应是核反应堆的物理基础。

当一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出2.5个中子，即第二代中子数目要比第一代多。

粗粗看起来链式反应自续下去是不成问题的，但实际情形并非如此。

下面以热中子反应堆为例加以讨论。

热堆的堆芯由燃料、慢化剂、冷却剂及各种结构材料组成的，因此堆芯中的中子不可幸免的有一部分被非裂变材料吸取。

此外，还有一部分中子要从堆芯泄漏出去。

即使是被裂变材料吸取的中子也只有一部分能引发裂变、产生下一代中子，其余的引发俘获反应，不产生中子，因此，下一代中子数不一定比上一代多。

核反应堆内链式反应自续进行的条件能够方便的用有效增殖系数K来表示。

它的定义是：

K=（系统内中子的产生率）/（系统内中子的消逝率）

系统内中子的消逝率＝系统内中子的吸取率＋系统内中子的泄漏率

只要明白了系统的宏观截面和中子通量，中子的产生率和吸取率就能够运算出来。

若堆芯的有效增殖系数K=1，则堆芯内中子的产生率等于中子的消逝率，堆芯内的链式反应将以恒定的速率不断进行下去，也确实是说链式反应过程处于稳固状态，现在反应堆的状态称为临界状态。

二．核反应堆的要紧类型

目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好进展前景的，要紧有压水堆（PWR），沸水堆（BWR），重水堆（PHWR），高温气冷堆（HTGR）和快中子堆。

下表是5种核反应堆的差不多特点：

堆型

中子谱

慢化剂

冷却剂

燃料形状

燃料富集度

压水堆

热中子

H2O

H2O

UO2

3%左右

沸水堆

热中子

H2O

H2O

UO2

3%左右

重水堆

热中子

D2O

D2O

UO2

天然铀或稍加浓缩

高温气冷堆

热中子

石墨

氦气

（Th，U）O2或UC

7%-20%

快堆

快中子

无

液态钠

（U，Pu）O2

15%-20%

下表为世界核电机组类型统计表（截止到2006年1月25日）

1．压水堆（PWR）

压水堆最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。

四十多年来，这种堆芯得到了专门大的进展，通过一系列的重大改进，差不多成为技术上最先进的一种堆型。

压水堆核电站采纳稍加浓缩的铀作为核燃料，燃料芯块中U-235的富集度约3％。

核燃料是高温烧结的圆柱型二氧化铀陶瓷燃块。

柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件。

几百个组件拼装成压水堆的堆芯。

压水堆的冷却剂是轻水。

轻水不仅价格廉价，而且具有良好的热传输性能。

因此在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也作为冷却剂。

轻水的明显缺点是沸点低，而要使热力系统有较高的热能传输效率，必须提高冷却剂的系统压力使其处于液压状态。

因此压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

压水堆冷却剂入口水温在300℃左右，堆内压力15.5MPa。

下图为压水堆的热力系统示意图。

压水堆核电站的最显著的特点是结构紧凑，堆芯的功率密度大。

由于水中的氢原子核与中子相当，每次碰撞时，中子缺失的能量最多。

因此，在各种慢化剂中，水的慢化能力最强。

同时水也是良好的冷却剂，它比热大，导热系数高，在堆内不易被活化，不容易腐蚀不锈钢、锆等结构材料。

因此用水作慢化剂和冷却剂。

压水堆核电站另一个特点是基建费用低、建设周期短。

压水堆核电站的要紧缺点是两个：

第一，由于水的沸点低，必须采纳高压的压力容器，导致压力容器的制造难度和制造费用的提高。

第二，必须采纳有一定富集度的核燃料。

2．沸水堆

在压水堆核电站中，一回路的冷却剂通过堆芯时被加热，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。

那么可不能够让水在堆内沸腾产生蒸汽呢。

沸水堆正是为回答那个问题而衍生出来的。

下图是沸水堆的示意图：

与压水堆相比，沸水堆有以下几个优点：

●直截了当循环。

核反应堆产生的蒸汽直截了当引入汽轮机，推动汽轮发电机组发电。

这是沸水堆与压水堆最大的区别。

沸水堆核电站省去一个回路，不再需要稳压器和蒸汽发生器。

●工作压力能够降低。

获得与压水堆同样的温度，只需加压到7MPa左右。

●堆芯显现空泡。

沸水堆堆内有气泡。

运行体会的积存说明，在任何工况下慢化剂空泡系数均为负值，空泡的负反馈是沸水堆的固有特性，它使反应堆更加稳固。

与压水堆相比，沸水堆有以下几个缺点：

●辐射防护和废物处理较复杂。

●功率密度比压水堆小。

水沸腾后密度降低，慢化能力减弱。

3．重水堆

重水堆是指用重水（D2O）作慢化剂的反应堆。

按结构分，重水堆能够分为压力管式和压力壳式。

采纳压力管式时，冷却剂能够与慢化剂相同也能够不同。

压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。

压力壳式只有立式，冷却剂与慢化剂相同。

重水堆核电站的要紧特点是：

●能够采纳天然铀作为核燃料。

重水的慢化能力仅次于轻水，但吸取热中子的几率要比轻水低两百多倍，能够直截了当使用天然铀作为核燃料。

●比轻水堆更节约铀。

约比轻水堆节约20％。

●能够不停堆更换核燃料。

●重水堆的功率密度低，同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大10倍左右。

●重水费用昂贵，约占重水堆基建投资的1/6以上。

4．高温气冷堆

高温气冷堆是以气体作为冷却剂的气冷堆。

高温气冷堆有专门宽敞的进展前景，但在技术上还没有到达成熟的时期。

5．快中子堆

快堆，是堆芯中核燃料裂变反应要紧有平均能量为0.1MeV以上的快中子引起的反应堆。

快堆是一种增殖堆，从某种意义上来说，是一个既生产电能，又生产核燃料的反应堆。

三．压水堆核反应堆本体结构和主系统

压水堆核电站要紧由核岛和常规岛组成。

压水堆核电站核岛的四大部件是堆芯、蒸汽发生器、稳压器和主泵。

压水堆的核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块，称之为燃料芯块。

燃料芯块中铀-235的富集度约3％，一个一个地重叠的放在锆－4合金管内。

这种合金管称之为燃料元件包壳。

锆管两端由端塞，燃料芯块完全封闭在锆金属管内，构成细而长的燃料元件。

见图：

压水堆燃料元件棒。

密封的燃料元件构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。

这些燃料元件用定位隔架定位，组成燃料组件。

将一百多根燃料组件组装在一起，构成了压水堆的堆芯。

图：

压水堆燃料元件棒

图：

压水堆压力容器内结构图

由燃料组件组装成的堆芯放在一个专门大的压力容器内。

压水堆的最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换的。

操纵棒束由上部插入堆芯，在压力容器顶部有操纵棒束的驱动机构。

作为慢化剂和冷却剂的轻水，由压力容器侧面进来后，通过吊篮和压力容器之间的环形下降段，再从底部下腔室进入堆芯。

冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。

这些高温的堆芯冷却水从压力容器上部离开反应堆后，通过热管段，进入蒸汽发生器。

冷却剂从蒸发器的U形传热管内一次侧流出后，将热量传递给传热管外流淌的二次侧工质。

此后冷却剂流出蒸发器，通过回路中间管段流到主泵，通过主泵升压后，通过冷段又流到反应堆，形成封闭的冷却剂在其内往返循环的冷却剂回路系统（也称一回路系统）。

由于体积膨胀及其它缘故，在密闭回路内冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工况不稳固。

因此，在反应堆压力容器出口和蒸发器之间的一回路热管段安装有稳压器。

稳压器是一个高大的空心圆柱体。

下部为水，通过浸泡在饱和水下的电加热器产生蒸汽并浮升到稳压器的上部空间，利用蒸汽的弹性来坚持核反应堆冷却剂的稳固压力。

第三节AP1000的系统特点

1．AP1000概况

西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。

为了适应电力用户日益增长的电网规模，提高经济性方面的竞争力，西屋公司在AP600的基础上推出了AP1000。

2002年3月28日西屋公司向美国NRC提交了AP1000的认证申请。

A1000是一种双环路1000MW的压水堆核电机组，AP1000的设计完全建立在AP600已论证技术基础之上，是AP600的延伸，保持了AP600的差不多设计：

堆芯尺寸差不多不变，采纳非能动的安全系统，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。

2．AP1000的要紧设计参数

见表一

3．要紧系统设计特点

●反应堆系统

AP1000的堆芯由157个14英尺的Robust燃料组件构成，其名义热功率为3400MWt。

AP1000的堆芯设计差不多上保持了传统PWR堆芯设计的思想。

在堆芯构造、设计准则、分析方法以及运行爱护值的确定等方面，AP1000的设计完全遵循传统PWR的设计理念。

AP1000的燃料组件是由西屋公司在有实际运行体会的17×17XLRobust燃料组件的基础上结合一些通过验证的成熟技术设计形成。

改进设计后的燃料组件在热工水力和燃耗方面的性能得到进一步提高同时更便于修理。

关于可燃毒物西屋公司提供了IFBA和钆两种建议。

AP1000堆芯核设计依据与第二代压水堆差不多相同。

具备不调硼负荷跟随能力；从初始堆芯开始就实现18个月长燃料循环；设计工具先进；设计方法和设计内容与第二代压水堆，相比有一定改进；达到第三代压水堆的要求。

是世界上先进的堆芯核设计之一。

AP1000的堆芯热工水力设计采纳的是成熟的可靠的传统的设计思路和技术；西屋公司提供的堆芯功率、系统压力、冷却剂流量和温度等数据与堆芯DNBR裕量是相互自洽匹配的，这些数据是可信的；AP1000沿袭西屋的设计传统留有足够的堆芯DNBR裕量（19%）且满足URD关于15%的热工裕量的要求；AP1000降低一次侧温度为保证堆芯热工裕量带来了比较大的奉献但导致二次侧主蒸汽参数降低。

●反应堆冷却剂系统

AP1000反应堆冷却剂系统的要紧功能与传统压水堆核电站（如M310）的功能要求相同，因而两者的设计基准、要紧设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也差不多相同。

但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点。

Ø两台蒸汽发生器对称布置，系统管路由两个主冷却剂环路构成。

每个环路的冷端完全相同，并采纳了大半径弯管使管路流淌阻力降低，并为调剂冷热管不同的膨胀率提供柔韧性。

管子整体锻造，排除焊缝，既降低成本，也减少在役检查的工作量。

管路结构和材料的选择显著降低了管子的应力。

Ø主泵采纳屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在与主回路冷却剂相连通的承压壳中。

由于屏蔽泵没有轴封，使主回路成为一个“封闭的”系统，传统压水堆核电站中的轴封LOCA事件在AP1000设计中可不能发生。

另外，主泵直截了当安装在蒸汽发生器下封头上，可使泵与蒸汽发生器采纳同一个支撑，大大简化了支撑系统。

Ø与主回路相连的接口减少，压力边界的完整性得到更可靠的保证。

Ø在AP1000设计中，与主回路相连的系统要紧包括正常余热排出系统和化容系统。

这些系统与主回路间至少有两重的隔离设施，且主冷却剂压力边界限制在安全壳以内，降低了安全壳旁路风险。

Ø正常余热排出系统的设计压力高于传统设计，在安全壳以内的管道设计压力与主回路相同，在安全壳以外管道的极限承载能力不低于主回路运行压力。

Ø化容系统的换热器及净化设施移到安全壳内，实际上已构成主冷却剂系统的一部分，并由主泵提供驱动压头。

而包括补水泵等设备在内的其它部分位于安全壳外，正常运行时不需要连续运行，间歇期内与主回路隔离。

Ø在非能动专设安全设施中，一些管道的隔离阀不再是反应堆冷却剂系统的压力边界，这类阀门的误动作或隔离失效可不能危及到冷却剂压力边界的完整性，例如：

堆芯补水箱和非能动换热器的隔离阀。

ØAP1000压力边界隔离设施除了传统的高可靠性阀门外，如：

安全阀和前三级自动卸压阀，还采纳了高可靠性的无泄漏的隔离边界爆破阀（SquibValve）。

综上所述，AP1000反应堆冷却剂系统采纳了简化、安全和紧凑布置的设计，压力边界相关于传统压水堆核电站有所简化，冷却剂压力边界的完整性比传统设计更加可靠。

●非能动特性

AP1000设计与传统的压水堆设计相比的最大不同点在于AP1000使用非能动的安全系统来减缓设计工况中有可能发生的意外事故。

Ø安全功能的实现不依靠外界的电能或动力以及人员的操纵。

Ø依靠状态的变化、储能的开释或自主的动作来实现。

如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头。

Ø非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而且能够减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了安全性，还使核电厂成本降低。

非能动堆芯冷却系统

AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。

与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH值操纵的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。

Ø在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。

当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。

传热过程无需动力。

当IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，能够实现长时刻的堆芯冷却。

Ø安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的开释。

当正常上充水系统失效时，可应对小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全注射水箱和IRWST为堆芯提供冷却。

Ø依靠IRWST提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持埋住。

非能动安全壳冷却系统

AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的要紧功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。

Ø非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流淌。

由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。

Ø在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。

Ø当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。

由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。

非能动安全壳裂变产物去除系统

AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂变产物。

安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。

事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的开释。

绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。

非能动主控室可居留系统

失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，坚持工作人员能够连续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、外表间和直流设备室的非能动热阱。

对AP1000非能动安全系统的评判

AP1000非能动安全系统的设计满足NRC过去的和新近的准则要求，原理简单，系统简化。

非能动原理在实际中已有应用，如M310的中压安注箱和一回路的自然循环实际上确实是采纳非能动原理，因此能够说是通过验证的和成熟的技术。

并用PRA方法进行了定量分析

Ø在发生设计基准事故情形下，非能动专设安全系统考虑最严峻的单一故障，没有操作员动作和厂内外非安全相关电源的情形下能够保持安全停堆72小时。

Ø关于非能动安全壳冷却系统，西屋公司建立了一个全尺寸1/8部分安全壳试验装置，模拟LOCA事故后的工况，对冷却水的分配、浸湿份额、表面涂层和灰尘的阻碍、钢壳表面的清洁等各个方面进行了大量的试验。

验证非能动安全壳冷却系统具有足够的能力，满足执照申请的要求。

ØNRC在审查AP600时，对非能动安全系统差不多进行过详细审查。

对AP1000，NRC在这方面提出的问题较少；对提出的问题，西屋公司都进行了解答和澄清。

Ø西屋公司对AP600和AP1000的非能动专设安全系统都申请了专利。