裂变反应堆的工作原理

裂变反应堆的工作原理

为了深入讨论与核能有关的技术和发展趋势,我们必须对核电站所基于的原理--核反应堆中子物理、反应堆热工水力学、反应堆控制和反应堆安全等方面的基本知识,有一个初步的了解。

一、反应堆中子物理

（－）中子与原子核的相互作用

在反应堆的心脏____堆芯中，大量的中子在飞行，不断与各种原子核发生碰撞。碰撞的结果，或是中子被散射、改变了自己的速度和飞行方向；或中子被原子核吸收。如果中子是被铀－235这类核燃料吸收，就可能使其裂变。下面我们较详细地进行介绍。

1．散射反应 中子与原子核发生散射反应时，中子改变了飞行方向和飞行速度。能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会逐步减少，这种过程称为中子的慢化。散射反应有两种不同的机制。一种称为弹性散射。在弹性散射前后，中子——原子核体系的能量和动量都是守恒的。任何能量的中子都可以与原子核发生弹性散射。另一种称为非弹性散射。中子与原子核发生非弹性散射，实际上包括两个过程。首先是中子被原子核吸收，形成一个复合核。但这个复合核不是处于稳定的基态，而是处于激发态。很快它就会又放出一个中子，并且放出γ射线，回到稳定的基态。非弹性散射的反应式如下：

n X X n X A Z A Z A Z

10

**110)()(+→→++ γ+↓→X A Z 并非所有能量的中子都能与原子核发生非弹性散射。中子能量必须超过一个阈值，非弹性散射才能发生。对于铀－238原子核，中子能量要高于45千电子伏，才能与之发生非弹性散射。非弹性散射的结果也是使中子的能量降低。在热中子反应堆中，中子慢化主要依靠弹性散射。在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子通过与铀－238的非弹性散射，能量也会有所降低。

2．俘获反应 亦称为（n ，γ）反应。它是最常见的核反应。中子被原子核吸收后，形成一种新核素（是原核素的同位素），并放出γ射线。它的一般反应式如下：

γ+→→+++)()(1*110X X n X A Z

A Z A

Z 反应堆内重要的俘获反应有:

这就是在反应堆中将铀－238转化为核燃料钚－239的过程。类似的反应还有：

这就是将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料铀－233的过程。

3．裂变反应 核裂变是堆内最重要的核反应。铀－233、铀-235、钚－239和钚－241等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的概率更大，通常被称为易裂变核素。而钍－232、铀－238等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为可裂变同位素。目前热中子反应堆内主要采用铀－235作核燃料。铀裂变时一般产生1 0

1

两个中等质量的核，叫做裂变碎片；同时发出平均2．5个中子，还释放出约200兆电子伏的能量。裂变时放出的平均中子数不是一个常数，随轰击铀核的中子能量而异。此外还应指出，铀－235核吸收中子后并不一定发生裂变，也可能发生俘获反应生成铀－236。因此反应堆中的铀－235有一部分并不能用来产生能量，而是白白浪费掉了。

在堆中还会发生其他一些中子核反应，如吸收中子后放出α粒子的（n ，α）反应、吸收中子后放出质子的（n ，p ）反应等。这里就不一一列举了。

（二）核反应截面和核反应率

上面我们列举了几种重要的中子核反应，但这些反应发生的概率有多大？必须进行定量的

研究和描述。核反应截面就是定量描述中子与

原子核发生反应的概率的物理量。

1．微观截面 假定有一束平行中子，其强度为I （即在单位时间内通过垂直于中子飞行

方向的单位面积上有I 个中子），该中子束垂直打在一个薄靶上，靶面积为1平方厘米，厚度为?x 厘米，靶内单位体积（1立方厘米）中的原子核数是N 。在靶后某一距离处放一个中子探测器，见图1-2-1。由于中子在穿过靶的过程中会与靶核发生吸收或散射反应（散射后中子改变飞行方向，探测器测不到了），从而使靶后探测器测到的中子束强度I ’要比I 小。那么?I=I －I ’就等于与靶核发生作用的中子数。实验表明：?I 与入射中子束强度I 、靶厚度?x 、靶的核密度N 成正比。即有

X NI I ?=?σ (1.2.1)

式中的σ是比例系数，称为“徽观截面”。显然 X N I I X IN I ??=??=/σ (1.2.2)

上式中分子上的△I ／I 表示平行中子束中的中子与靶原子核发生作用的概率，分母上的N △x 表示的是靶中的原子核数（注意靶核面积为1平方厘米）。因此，微观截面σ是表示中子与单个靶核发生相互作用的概率大小的一种度量。它的量纲是面积。通常采用“靶”作为微观截面的单位，1靶＝10224cm -。

为了区分各种不同的核反应，要给微观截面σ带上不同的下标。通常用下标s 、e 、in 、f 、r 、a 、t 分别表示散射、弹性散射、非弹性散射、裂变俘获、非裂变俘获、吸收和总的作用截面。各截面之间有如下关系： σs ＝σe ＋σin σa ＝σr ＋σf ＋σn.p ＋σn.α＋…… σt ＝σs ＋σa

微观截面一般由实验测得，无法测量的用理论方法算出。

2．宏观截面 前已述，微观截面描述的是中子与单个原子核发生相互作用的几率，但工程实践上要处理的是中子与大量原子核发生反应的问题。所以又引入一个新的物理量：宏观截面，符号为Σ。宏观截面的定义是：

Σ＝N σ （1.2.3）

即核密度与该核的微观截面的乘积。核密度可用下式计算，它是单位体积中该核的数目：

0N A N ρ=

(1.2.4) 其中ρ是物质的密度（克／厘米3），A 是该物质的原子质量数，Ｎｏ是阿佛加德罗常数。Ｎ的常用单位是个／cm 3。

I △X I ' 图1-2-1 平行中子束穿过薄靶后的衰减 探测器

从宏观截面的定义可知，它是中子与单位体积中所有原子核发生相互作用的概率的一种度量。从定义可知，宏观截面的量纲是长度的倒数。常用1／cm 为单位。

从（1.2.2）式可知

∑??==X I

I N /σ

分子上的量是中子在介质中穿行Δx 距离后与原子核发生相互作用的概率，除以距离Δx 后表示的就是中子在介质中穿行单位距离时与介质原子核发生相互作用的概率的一种度量。举例说，某种材料的宏观吸收截面Σa ＝0．25／cm ，那么中子在其中穿过1cm ，被该材料的原子核吸收的机会就是0．25。

3．平均自由程 我们把宏观截面的倒数定义为平均自由程，记为λ。

λ＝1/Σ

显然，平均自由程表示的是中子在介质中运动时，平均要走多长路程才与介质的原子核发生一次相互作用。仍以上面的数字为例。某材料的Σa ＝0．25／cm ，中子在该材料中穿行1cm ，被该材料的核吸收掉的机会是0．25，那么平均要在该介质中穿过4 cm ，才会发生一次吸收反应，即中子在该材料中的平均吸收自由程λa ＝1／Σa ＝4cm 。

4．中子通量与核反应率密度 为了从宏观上描述中子核反应的强度，我们定义一个物理量——核反应率密度，它是单位时间内在单位体积中发生的核反应的次数。核反应率密度一般用符号R 表示。显然，R 既与介质中的中子数目有关，也与介质的宏观截面有关。为了导出R 的表达式，我们还需要定义另外一个重要的物理量：中子通量。中子通量Φ的定义如下：

Φ＝ n V （1. 2．5）

其中n 是中子密度，即单位体积中的中子数目，v 是中子飞行的速度。由此可见，中子通量是单位体积中所有中子在单位时间内飞行的总路程。利用中子通量和宏观截面，就可以用下式来计算反应率密度。

R ＝ΦΣ （1．2. 6）

因为上式可写成R ＝Φ/λ，量Φ是单位体积内的中子在单位时间内飞过的总路程，而平均每飞行λ路程就会发生一次核反应，两者之商显然就是单位体积内的中子在单位时间发生核反应的次数了。这个公式是非常有用的。例如我们已经知道了堆芯中核燃料的浓度和分布，就可以算出堆芯的宏观裂变截面Σf ；如果还知道了堆芯的中子通量φ，就可利用上式计算出每秒钟在每立方厘米堆芯体积

内发生多少次裂变反

应，进而可以算出堆

芯的发热强度等。总

之，这个公式使我们

可以从宏观上了解核

反应的强度。

5．截面随中子能

量变化的规律 核截

面的数值决定于入射

中子的能量和靶核的

性质。对许多核素，

考察其反应截面随入

射中子能量E 变化的

特性，可以发现大体

上存在三个区域。首先是低能区（一般指

E<1 电子伏），在该能区吸收截面σa 随中子能量的减小而逐渐增大，大致与中子的速度成

图1-2-2 铀-238的总截面

反比，故这个区域亦称为吸收截面的1／v 区。接着是中能区(1电子伏

电子伏），在此能区内许多重元素核的截面出现了许多峰值。图1-2-2 上显示了铀-238在中能区上的一系列峰值。这些峰一般称为共振峰。在E>10千电子伏以后的区域，称为快中子区，那里的截面一般都很小，通常小于10靶，而且截面随能量的变化也趋于平滑。

铀－235、钚－239

和铀－233等易裂变核的

裂变截面随中子能量的

变化规律可分为三个能区来讨论。在低能区其裂变截面σf 随中子能量减小而增加，且σf 值很大。例如当中子能

量E ＝0．0253电子伏

时，铀－235的σf ≈5

83靶，钚－239的σf ＝744靶。因此在热中子反

应堆内的核裂变反应基

本上都是发生在低能

区。对中能区的中子，铀－235核的裂变截面出现共振峰，共振能量延伸至千电子伏。在千电子伏至几兆电子伏的能区内，裂变截面降低到只有几靶。铀－235核在上述三个能区的裂变截面曲线见图1-2-3。

反应堆分析中常用到另

一个量，就是燃料核每吸收

一个中子后平均放出的中子

数，称为有效裂变中子数，

用η表示。η值与中子能量

的关系见图1-2-4。

为了对各种燃料核的裂

变截面的大小有比较明确的

概念，在表1-2-1中列出了

有关数据。其中的ν表示一

个燃料核裂变时放出的平均

中子数。 （三）中子的慢化

上面介绍了核燃料的微

观裂变截面f σ随中子能量

变化的规律。以铀－235核

为例，当中子能量很低时

（例如 E ＝0．0253电子

伏），其裂变截面f σ高达5

82靶；但当中子能量较高时

（例如 E ＝1兆电子伏），f σ仅为1～2靶。两者相差几百倍。由此可见低能中子引发燃料核裂变的“能力”大大高于高能中子，就是说，建造一个图1-2-3 铀－235核在三个能区的裂变截面曲线 中子能量，ev

裂变截面

(b) 图1-2-4 η和中子能量的关系

用低能中子引发裂变的核反应堆，要比建造用高能中子引发核裂变的反应堆容易得多。然而，核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达到2兆电子伏，最大能量可达10兆电

子伏。所以要建造低能中子引发裂变的反应堆，一定要设法让中子的能量降下来，也就是使中子的速度减慢下来。中子能量（速度）减低的过程称为中子慢化，它可以通过向堆中放置慢化剂、让中子与慢化剂核发生散射反应来实现。

1．慢化能力与慢化比 经验告诉我们，一个运动着的小球如果和一个质量比它大得多的物体碰撞，碰撞后小球的能量不会有太多的损失；如果小球与质量较小的物体碰撞，自身的能量损失就很显著。中子与原子核散射的情况也是如此。那末中子与核碰撞一次最多可以损失多少能量呢？分析表明对于弹性散射，可能的最大能量损失是)1(max

α-=?E E 。其中E 是散

射前中子的能量，α由核的质量数A 决定， 2)11(+-=A A α 如,1=A E E =?=max ,0α，即中子与氢核碰撞时，有可能碰一次就损失全部能量。而中

子与铀－238发生一次碰撞，可损失的最大能量约为碰撞前能量的2％。可见必须采用轻元素来作慢化剂。反应堆中常用的慢化剂有水(氢）、重水（氘）和石墨（碳）等。在反应堆物理中，常用“慢化能力”和“慢化比”这两个量来衡量慢化剂的优劣。

慢化能力的定义是S ∑ξ，其中S ∑是慢化剂的宏观散射截面，ξ则称为平均对数能降， 即E E '-=ln ln ξ（其中 E 和 E ’分别是中子散射前后的能量）。ξ反映了每次散射碰撞后中子损失能量的多少。S ∑越大，说明中子与慢化剂发生散射的机会越多；ξ越大则说明每次散射中子损失能量越多。两者相乘，反映了慢化剂慢化中子的能力。然而，仅用慢化能力还不能全面反映一种材料是否适合作为慢化剂、或是否具有优良的慢化性能。我们知道，任何一种核，除能散射中子外，也会吸收中子。如果其吸收截面a ∑过大，会引起堆内中子的过多损失而不适合作为慢化剂。鉴于此，另外定义一个量a S ∑∑/ξ，称为慢化比。

显然这个物理量才比较全面地反映了慢化剂的优劣。好的慢化剂不仅应该具有较大的慢化能力、还应该具有大的慢化比。在几种常用慢化剂中，水的慢化能力最强，故用水作慢化剂的反应堆芯体积可以做得较小。但水的慢化比最小，这是因为它的吸收截面较大，所以水堆必须用浓缩铀作燃料。重水和石墨的慢化比都比较大，因为它们的吸收截面很小。因此重水堆和石墨堆都可以采用天然铀作核燃料。但是这两种物质的慢化能力比水要小得多，故重水堆和石墨堆（尤其是后者）的堆芯体积要比轻水堆大得多。

2．逃脱共振吸收几率 裂变放出的高能中子（亦称快中子）在慢化到低能的过程中，必然会经过中能阶段。我们已知道，反应堆中使用的铀燃料中含有大量的铀－238核，而铀－238核的吸收截面在中能区（1－1000电子伏）有一系列高蜂（称为共振吸收峰，简称共振峰）。例如它的第一共振峰位于能量6．67电子伏处，吸收截面高达7000靶。因此中子在慢σa ,b

U

化到这一个能区时，必然有一部分要被铀－238核所吸收，其余的中子继续慢化。在慢化过程中逃脱共振吸收的中子份额就称为逃跑共振吸收几率，一般用P 来表示。

逃脱共振吸收后的中子继续通过散射慢化。但中子的速度能否最后慢化到零呢？这是不可能的。我们知道，堆芯内各种材料（介质）的原子核都是处在不停地热运动状态。只要温度不降到绝对零度，核的热运动是不会停止的。因此当中子的速度降低到一定程度后，就与周围介质中的核处于热平衡状态了。虽然中子还可不断与核发生散射，但从宏观上讲中子的能量已不能再降低了，慢化过程也就结束了。与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时热中子的最可几速度是2200米／秒，相应的能量是0．0253电子伏。当周围介质温度升高时热中子的能量也随之增加。

3．慢化时间和扩散时间 裂变中子慢化为热中子，需经历与慢化剂核的多次碰撞。假设将能量为2兆电子伏的中子慢化到1电子伏，那么中子必须与水中的氢原子核平均碰撞18次。如改用石墨，则必须与碳原子核平均碰撞115次。但慢化所需时间是很短的。对于水，裂变中子

在水中慢化为热中子，只需经过约6×10-6秒；如在石墨中慢化，慢化时间大约是1.4×10-4秒。

裂变中子慢化为热中子后，还会继续在介质中进行扩散，直至被吸收。

热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间。在常见的慢化剂中，热中子的扩散时间一般在210-—410-秒。前面已提及快中子的慢化时间约为106-～104-秒。因此扩散过程要比慢化过程慢得多。

快中子的慢化时间和热中子的扩散时间越长，则中子在介质中慢化和扩散时越容易泄漏出去。

（四）反应堆临界条件

链式裂变反应是反应堆的物理基础。有了上面的知识准备，现在我们就可以来讨论链式反应自续进行的条件了。当一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出2．4个中子，即第二代中子数目要比第一代多。粗粗看来链式反应自续下去似乎是不成问题的，但实际情况并非如此。下面以热中子反应堆为例加以讨论。热堆的堆芯是由核燃料、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避免要有一部分被非裂变材料吸收。此外还有一部分中子要从堆芯中泄漏出去。即使是被裂变材料吸收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。所以下一代中子数不一定比上一代多，必须具体进行分析。

1．有效增殖系数 反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数 K 来表示。它的定义是：对给定系统，新生一代的中子数和产生它们的直属上一代的中子数之比，即

K=新生一代中子数/直属上一代中子数

但实际上我们无法去区别堆内中子们所属的代，所以这个定义无法用于定量计算。其实从中子平衡关系来定义 K 更加方便，即定义

K=系统内中子的产生率/系统内中子的消失（吸收＋泄漏）率

只要知道了系统的宏观截面和中子通量，上式中的产生率、吸收率等，都可以很容易地计算出来。

若堆芯的有效增殖系数K 恰好等于1，则堆芯内中子的产生率恰好等于中子的消失率。这样在堆芯内进行的链式裂变反应将以恒定的速率不断进行下去，也就是说链式反应过程处于稳定状态。这时反应堆的状态称为临界状态。若有效增殖系数 K 小于1，则堆芯内中子数目将随时间而不断减少，链式反应不能自己延续下去。此时反应堆的状态称为次临界状态。若有效增值系数 K 大于1，则堆芯内的中子数目将随时间而不断地增加，我们称这种状态为超临界状态。

显然有效增殖系数 K 与堆芯系统的材料成分和结构（例如易裂变核素的富集度、燃料—慢化剂的比例等）有关。同时也与堆的尺寸和形状有关。当反应堆尺寸为无限大时，中子的泄

漏损失便等于零，此时增殖系数将只与系统的材料成份和结构布置有关。通常我们把无限大介质的增殖系数称为无限介质增殖系数，用∞K 表示。显然∞K 可以表示成

∞K =系统内中子的产生率/系统内中子的吸收率

对于实际的有限大小的反应堆，中子的泄漏是不可避免的。假定中子不泄漏几率为L P ，其定义是：

L P =系统内中子的吸收率/[系统内中子的吸收率＋系统内中子的泄漏率]

不泄漏几率L P 主要取决于反应堆芯部的大小

和几何形状。一般说来，芯部越大，不泄漏几率也

越大。显然

K ＝∞K L P （1.2.7）

根据上述讨论，立即可以得出反应堆能维持自续链式裂变反应的条件是 K ＝∞

K L P ＝1 （1.2.8） 上述条件称为反应堆的临界条件。显然，欲

使堆达到临界，∞K 必须大于1，因为L P 总是小于

1的。对一个由特定材料组成和布置的系统，如果

它的∞K >1，那么总可以通过调节堆芯的大小，找

到一个合适的堆芯尺寸，即找到一个合适的不泄漏

几率L P ，使得K ＝1，即使反应堆处于临界状态。

这时反应堆芯部的大小称为临界尺寸（或临界体

积），在临界情况下反应堆所装载的核燃料量叫做

临界质量。

2．热中子反应堆内的中子循环 为了进一步

分析K 与哪些因素有关，我们要讨论热中子反应

堆内的中子循环过程。所谓中子循环就是指裂变中

子经过慢化成为热中子、热中子击中燃料核引发裂

变又放出裂变中子这一不断循环的过程。仔细说

来，热中子反应堆内的中子循环过程包括了若干过

程。首先是快中子倍增过程。部分裂变中子由于能

量较高（高于铀－238的裂变阈能）可引起一些铀

－238核裂变。这一过程可用一个称为快中子倍增

系数ε的量来描述。ε的定义是：由一个初始裂变

中子所得到的、慢化到铀－238裂变阈能以下的平

均中子数。

快中子在慢化过程中，要经过共振能区（1～

1000电子伏），而铀－238在该能区有许多共振

峰。因此当中子慢化到该能区时，必然有一部分中

子被吸收（一般称为共振吸收）而损失掉。前面我

们已讲到，可以用一个称为逃脱共振几率的因子来

描述这种过程。逃脱共振几率P 的定义是慢化过程

中逃脱共振吸收的中子所占的份额。 逃脱了共振吸收的中子被慢化成热中子，热中子在扩散过程中被堆芯的各种材料吸收，其5

中一部分被核燃料吸收。我们定义一个称为热中子利用系数的因子来描述被核燃料吸收的热中子所占的份额。热中子利用系数记为f ，f=燃料吸收的热中子数/被吸收的全部热中子数分母中包括被燃料、慢化剂、冷却剂和结构材料等所有物质吸收的热中子数。

燃料吸收了热中子，很大可能要发生裂变，但也有较小的可能不发生裂变，例如铀－235吸收一个热中子后也可能发生（n ，r ）反应。故燃料每吸收一个热中子引起裂变的概率是a f ∑∑/，其中f ∑和a ∑分别是燃料的裂变和吸收截面。我们定义一个称为有效裂变中子数的因子来反映这种影响。它的定义是：燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。它的记号是η。

上述讨论中尚未考虑中子泄漏的影响。实际上在快中子慢化和热中子扩散过程中都有一部分中子会泄出堆外。可以定义快中子不泄漏几率和热中子不泄漏几率这两个量（分别记为Ps 和Pd ）来加以描述。图1-2-5示意地描述了热中子反应堆内的中子循环过程。假设在某一代开始时有n 个裂变中子，这n 个中子被有效慢化前，由于能引发铀－238裂变，快中子数目将增至n ε个。这些中子继续慢化，但由于共振吸收将损失一部分，只有n εp 个中子能逃脱共振吸收而慢化成热中子。如果考虑到中子泄漏的损失，那么被吸收的热中子数目将只有n εpPsPd 个，被燃料吸收的中子将只有n εpfPsPd 个，其余热中子被其他材料吸收。燃料吸收这些热中子后发生裂变重新放出新一代的裂变中子。由于燃料每吸收一个热中子可产生η个裂变中子，因而新的裂变中子数目等于n εpf ηPsPd 。根据有效增殖系数的定义，即可知道： K=L P K n

PsPd pf n ∞=ηε 其中L P ＝PsPd ，因而ηεpf K =∞。这个关于∞K 的公式称为四因子公式，上面那个关于K 的公式称为六因子公式。它们对于热中子反应堆内中子循环过程给出了形象、清晰的描述，对于我们分析反应堆中各种物理现象极有帮助。

(五) 核燃料的消耗、转化与增殖

达到临界的反应堆可以实现自续链式反应，不断地释放出裂变能。这一过程也是核燃料的消耗过程。然而，由于堆内存在大量中子和铀－238原子核，通过铀－238对中子的俘获，新燃料钚－239原子核将被生产出来。如果反应堆中新生产出来的燃料的量超过了它所消耗的核燃料，那么这种反应堆就称为增殖堆。显然，利用增殖堆就可以源源不断地把本来不适合作核燃料的铀－238转化为核燃料，实现对铀资源的充分利用。下面我们简单讨论一下核反应堆内核燃料的消耗速率和燃烧深度问题、核燃料转化过程中的转化比问题以及在什么条件下可以实现核燃料的增殖。

1．燃耗和燃耗深度 产生核能需要消耗核燃料。一个铀-235核裂变可以释放出200兆电子伏的能量，相当于3．2×1011

-焦耳。因此1兆瓦的功率相当于每秒钟有3．12×1016个铀－235核裂变，每日有2．7O ×1021个铀－235核裂变，相当于1．05克铀－235。这就是说反应堆

每发出1兆瓦日的能量需要1．05克铀-235裂变。考虑到在裂变的同时必然有一部分铀－235由于发生(n ，γ）反应而浪费掉 (对铀－235，其=f

σ587靶，=r σ101靶），因此发出1兆瓦

日的能量实际上要消耗的铀－235为

1．05×(f σ＋r σ）／f σ＝1.05×（587＋101）／587≈1．24克

记住这个数据是非常有用的，可以使我们能很快地估算出核反应堆需消耗燃料的数量。例如清华大学5兆瓦低温核供热堆，如果满功率供热一天，消耗铀-235仅需6克。电功率30万千

瓦的秦山核电厂，每天消耗的铀－235大约是1．1公斤。如果考虑在运行过程中产生的钚也能为产生能量做出部分贡献，那么铀－235的消耗量还会更小一点。

堆中的核燃料能否全部燃烧完呢？是不能的。有两个因素影响着核燃料的燃耗深度。首先，随着可裂变核的消耗，反应堆的有效增殖系数 K会不断下降。当 K降到 1以下时，堆就不能达到临界了，当然也不能再燃烧了。第二，反应堆运行时，燃料元件处于高温、高压、强中子辐照条件下，元件包壳会受到一定损伤。为防止包壳破损导致的放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中放置的时间是受到严格控制的。由于上述两个因素的影响，在元件中尚剩有不少铀－235（以及运行中生成的钚－239）时，就不得不换料了。反应堆中核燃料燃烧的充分程度常采用燃耗深度这一物理量来衡量。在动力堆中，它被定义为堆芯中每吨铀放出的能量，其单位是兆瓦日／吨铀。需注意的是,这里指的铀包括铀－235和铀－238，并非只是铀－235。

2．核燃料的转化和增殖目前的商用、军用动力堆都是采用铀－235作核燃料的。天然铀中大量存在的铀－238并不能作为核燃料来使用，因为热中子不能使其裂变，快中子虽然能引起铀－238核裂变，但裂变截面太小。幸好，铀－238俘获中子后可以变成易裂变同位素钚－239。反应堆内的强中子场为铀－238转换成核燃料提供了良好条件。为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量，记为CR，其定义是:

CR=易裂变核的平均生成率/易裂变核的平均消耗率

如果此量大于1，它也被称为增殖比，记为BR。

假设有N个易裂变核消耗掉了，则会生成N·CR个新的易裂变核；这N·CR个核消耗掉后，又会有N·(CR2)个易裂变核产生。如此继续下去。显然在CR＜1的情况下，最后被利用的易裂变的总量为：

N＋N·CR＋N·（CR2)＋N·（CR3)＋…＝N／（1一CR）大多数现代轻水堆的转化比CR≈0．6，高温气冷堆具有较高的转化比，其CR≈0．8，因此有时被称为先进转化堆。对于轻水堆，由于CR≈0．6，故最终被利用的易裂变核约为原来的2．5倍。天然铀中仅含有约0．7％的铀－235，如果仅采用轻水堆，则最多只能利用0．7％×2．5＝1．75％的铀资源。若CR＝1，则每消耗一个易裂变核，便可以产生出一个新的易裂变核。此时，可转换材料（铀－238等）可以在反应堆内不断转换为易裂变材料，达到自给自足，无需给反应堆供应新的易裂变材料了。当然，最吸引人的是CR＞1的情况。这时候反应堆内产生的易裂变核比消耗掉的还要多，除了自给自足，还可以拿出一些易裂变材料供应其他的核反应堆使用。能使CR＞1的反应堆称为增殖堆。毫无疑问，只有发展增殖堆才能充分地利用大自然赐给人类的宝贵的铀（还有钍）资源。

3．实现增殖的途径下面我们进一步讨论核燃料转换（增殖）过程中各个因素的影响和实现增殖的条件。易裂变核每吸收一个中子所产生的有效裂变中子数为η，显然，除了为维持链式反应所必须的一个中子以及被其他材抖（不包括燃料和可转换材料）所吸收和泄漏损失以外，剩余的中子被可转换材料吸收而用于转换过程。因此根据中子平衡和CR的定义，有

CR＝（η一1）－A－L＋F（ν－1）

其中A，L和F分别是相对于易裂变核每吸收一个中子时其他材料吸收的中子数、泄漏的中子数和可转变材料的裂变数。ν是可转换材料核每次裂变放出的平均中子数。

从上式可以看出，转化比（增殖比）与η、A、F和L等因素有关。其中最重要的是η。只有当η＞1，反应堆才有可能实现转化。而要实现增殖，必须要求η＞2，这是因为还要考虑有泄漏损失L和其他材料的吸收损失A。在图1-2-4中已给出了三种易裂变核素的η值随能量的变化。从图中可看出，铀－235和钚－239这两种材料对于热中子其η值略大于2，这样的η值尚不足以补偿其他材料的吸收和堆芯中子泄漏的损失，因而不可能实现增殖。但是对于铀－23 3情况就有所不同。因为对于热中子，铀－233的η值比铀－235和钚－239明显要大－些。因此只要精心设计，也可以实现以铀－233为燃料的铀—钍循环的热中子增殖堆，不过其增殖比只

能达到一点零几。过去己设计过采用铀－233为燃料、钍－232为转换材料的热中子熔盐增殖堆和热中子轻水增殖堆两种堆型，并进行了一系列试验，但尚未达到工程上可行和成熟阶段。

当中子能量很高时（E>0.1兆电子伏），铀－235和钚－239的η值比2大得多，尤其是钚－239的η更大。因此对于以铀－235或钚－239作燃料的反应堆、只有当裂变主要是在快中子能区（E>0.1兆电子伏）内发生时才能实现增殖，这种反应堆通常称为快中子反应堆。快堆内中子平均能量越高，η就越大，增殖性能就越好。以钚－239作为燃料的快堆具有非常优良的增殖性能，其增殖比可以达到1．2。

世界上许多国家都在进行快中子增殖堆的研究开发。当前的主流堆型是采用液态金属钠作为冷却剂的钠冷快堆。法国在快堆技术上处于世界领先地位。

（六）缓发中子的作用和反应堆控制

从前面的讨论中我们已知道，当反应堆的 K＝1时，它才能稳定地运行。如 K＞1，反应堆的功率就会不断上升；如 K<1，堆功率就要不断下降直到链式反应停止。但是把反应堆设计成 K＝1也有问题。K＝1的反应堆理论上能稳定运行，实际上由于核燃料的消耗等原因，它的K 很快就会降到 1以下，无法继续运行了。因此反应堆的 K值必须设计成大于1，同时又采用某些手段（可控制的）使反应堆的 K等于1以便稳定运行。随着燃料的消耗，K要降低，这时可采用某种手段（如拔出部分控制捧），使K仍保持为1。这就是反应堆的控制问题。在讨论反应堆控制和安全分析时我们要用一个称为反应性的量，其记号为ρ。ρ的定义是

ρ＝（K－1）/K

显然反应性ρ描述的是反应堆偏离临界的程度，其物理本质与有效增殖系数K是一样的。当ρ＜0时反应堆处于次临界；当ρ＝0时正好临界；当ρ＞0时则是超临界。

在使用K和ρ这类抽象概念时，我们一定要记住，它们是由堆芯的材料成份、尺寸、温度等因素决定的。当这些因素发生改变时，反应堆的反应性ρ也会相应变化。当我们用某种方式使反应堆的ρ增大时，就说我们向堆中如入了正反应性；如果我们设法使反应堆的ρ减小时，就说是向堆中加入了负反应性。似乎反应性是一种可以添加的物质。但这只是一种方便的说法而已。我们心中一定要十分清楚，要控制（增大或减小）反应性，就必须改变堆的成份或状态。

1．反应性控制方法我们已熟知，反应堆的反应性是由堆内中子的产生、吸收和泄漏之间的相互关系决定的，因此无论是改变中子的产生率、吸收率和泄漏率，都可用于控制反应性。但是，在实际运用中，用改变堆内中子吸收率的方法来控制反应性最为方便。用吸收中子能力强的材料制成的可在堆内方便地上下运动的控制捧就是最常见的控制反应性的手段。控制棒插入堆芯，加大了中子的吸收率，可使反应性下降；控制捧拔出堆芯，则可使反应性上升。在压水堆中还采用调节慢化剂水中硼（一种强烈吸收中子的材料）浓度的方法来控制反应性。增大硼浓度使反应性下降，减少硼浓度使反应性上升。

在反应堆控制中经常使用两个术语。一个是过剩反应性，它是指堆内没有任何控制毒物（用来控制反应堆的强吸收材料）时反应堆的反应性。过剩反应性也称为后备反应性。另一个术语是控制毒物的反应性价值。它是指某一控制毒物投入堆内时所引起的反应性变化量。例如某根控制捧插入堆芯可使堆的反应性减少0.005，则说该控制棒的反应性价值是0.005。任何一个实际反应堆都必须有后备反应性才能运行，而在运行时必须采用控制毒物将后备反应性抵消。当后备反应性逐渐减少时（由燃料消耗、裂变产物积累等因素引起），则相应地减少控制毒物的数量。这样就可以使反应堆在相当长一段时间内能够稳定地运行。

2．反应性温度系数上面我们讨论了随着堆芯的燃耗和中毒而引起的反应性变化和如何控制及补偿反应性变化的问题。事实上引起反应性变化的原因是多种多样的。例如在开堆、停堆或升降功率时，反应堆的温度都会发生变化。即使在反应堆稳定功率运行时，内外的各种

微扰也会使堆芯的温度波动。堆芯温度的变化会导致反应性的变化，这种效应称为反应性的温度效应。

为什么堆芯温度的变化会引起反应性变化呢？因为堆内热中子能量的高低与温度直接有关，因而各种材料的核截面的大小也与温度有关。我们知道，堆芯的有效增殖系数K 和反应性ρ实际上主要就是由堆芯材料的核截面所决定的，所以温度的变化会导致反应性的变化就很容易理解了。我们把堆芯温度变化一度（开）时所引起的反应性变化称为反应性温度系数，以T α表示：

T α=T ??/ρ

式中ρ是反应性，T 是堆芯温度。 如果温度系数是正的，那么当微扰使堆芯温度升高时就会引入正反应性，使堆的功率随之升高。功率的升高又会导致温度升高和反应性进一步增大。这样反应堆功率将不断上升。如不采取措施、就会损坏反应堆。反之，如果微扰使反应堆温度下降时，反应性也随之下降，堆功率也下降，导致堆温度和反应性进一步下降。这样功率将继续下降直至停堆。显然，如果反应堆的温度系数是正的，它就具有内在的不稳定性，因而是不安全的。

具有负温度系数的反应堆，与上述情况正好相反。这时温度的升高将导致反应性的减小，反应堆的功率也随之减小，反应堆的温度也就会逐渐回落到它的正常值。同理，当堆温度下降时，会导致反应性的增大，反应堆的功率也随之增大，使反应堆的温度逐渐回升到正常值。因此，具有负温度系数的反应堆具有内在的稳定性和安全性。显然在反应堆设计中应该保证其温度系数是负的。

上面的讨论中，我们比较笼统地使用了“反应堆温度”这一说法。事实上，反应堆堆芯中的燃料、慢化剂的温度是不一样的。燃料温度变化引起反应性变化的机理，与冷却剂温度变化引起反应性变化的机理也是不一样的，必须分别加以讨论。

燃料温度变化一度（开）所引起的反应性变化称为燃料温度系数。为什么燃料温度变化会引起反应性的变化呢？因为燃料中含有大量铀－238。我们已知铀-238在中能区有一系列强的吸收共振峰。当燃料温度升高时，铀－238的共振峰的宽度将显著增大（见图1-2-6），导致更多中子被共振峰吸收，使得逃脱共振几率p 的值下降，因而反应性下降。燃料温度系数一般都是负的，它对温度变化的响应很快，十分有利于反应堆的安全。但是，它的绝对值较小。

慢化剂温度变化一度（开）时所引起的反应性变化称为慢化剂温度系数。慢化剂温度的变化为什么会影响反应性呢？我们以压水堆为例加以讨论。当慢化剂水温度升高时，水的密度下降，使得堆芯中慢化剂的量有所减少。慢化剂的减少导致中子慢化不充分，这会使逃脱共振吸收几率 p 的值下降。另一方面，由于慢化剂数量的减少，燃料可以吸引到更多的中子，使得热中子利用系数

f 的值增大。前一效

果使反应性减小，

是负效应；后一效

果使反应性增大，

是正效应。在反应堆设计中一定要使负效应起主导作

用，保证堆的慢化

剂温度系数是负

的。由于反应堆内

的热量主要在燃料中产生。然后再传给慢化剂，因此慢化剂的温度效应相 图1-2-6 铀-238核在6.67电子伏处共振俘获截面随温度变化 13.24

r σ (靶)

对于燃料温度效应有一滞后。但是慢化剂温度系数的绝对值比较大，因此它在堆安全中也起着很重要的作用。

除了温度系数，反应堆物理中还定义了其他一些反应性系数。常用的有反应性空泡系数和反应性功率系数。

（七） 反应堆动力学问题

当反应堆偏离临界时（当K ≠1或者说≠ρ0时），堆内的中子水平将发生变化。那么变化的速度如何呢？在反应堆物理中，常常把堆的中子水平上升 e 倍所需的时间称为反应堆的周期，记为T 。显然反应堆的周期是与反应性ρ有关的。ρ越大，T 越小，即中子水平增长越快。下面我们结合中子循环来加以估算。快中子产生后经历慢化和扩散过程后被燃料吸收引起裂变又产生快中子，故一代中子的寿命 λ大致上等于快中子慢化时间加上热中子扩散时间。对于热中子反应堆，λ＝10

4-～103-秒；对于快堆，710-=λ~510-秒。设某堆的有效增殖系数 K ＝1.OO1（相当于001.0=ρ），中子寿命410-=λ秒。开始堆内中子密度为n 0，经过一代时间 λ后，中子密度将从n 变为 kn ，变化了（k －1）n ，故中子密度的变化率为：

n k dt dn λ

)1(-= 其解为

t k e n n λ10-=

把 k 和 λ的值代 入，并取t ＝1秒，则可算出，1秒钟后堆内中子水平将上升22000倍。ρ＝0．001并不是一个很大的正反应性，反应堆只是稍微超临界，堆内中子水平增长得如此之快，反应堆似乎是很难控制的了。幸好实际情况并非如此。核燃料发生裂变时，并非所有中子都是同时放出来的。大部分中子在裂变瞬间放出，称为瞬发中子。很少一部分中子是在裂变碎片衰变时才放出的。例如裂片r B -89 经过 β衰变变为激发态的87-r K （半衰期约55秒），87-r K 在极短时间内放出一个中子变成86-r K 。这种由裂变产物放出的中子由于出世比较迟，故称为缓发中子。而87-r B 这一类裂变碎片则称为缓发中子先驱核。在堆中这类先驱核有几十种之多，其半衰期有长有短。缓发中子的总量占全部中子的份额一般用字母β表示：对于以铀－235为燃料的反应堆，=β0.0065。缓发中子的存在，扯了链式反应速度的后腿。它使得堆内中子平均寿命大大增加。以上面那个例子来说，考虑缓发中子后，中子寿命平均要达到 0．1秒。这样，当k ＝1．001时，一秒钟后堆内中子水平的上升仅为百分之一。这种变化速度是十分容易控制的。

在实际的反应堆运行中，有严格的规程来限制正反应性的加入量，一般的ρ都是比β要小得多。一旦堆中的正反应性ρ达到或超过了β时，光依靠瞬发中子就可使堆达到临界或超临界。可想而知，此时堆内的中子水平将极快速地上升，使得任何控制系统都来不及动作，反应堆必烧毁无疑。这种危险的情况称为瞬发临界或瞬发超临界。

至此，我们已经将反应堆物理中的一些基本概念和基本规律作了介绍。利用这些知识，我们可以很好地理解核能工程中的许多具体做法的内在理由，也可以对许多问题进行初步的分析和计算。

二、 冷却剂与核能的传输

鉴于轻水堆在反应堆的发展中有着举足轻重的地位，我们在此结合两种类型的轻水堆——

压水堆和沸水堆，对冷却剂的流程、核能传输机理、反应堆的结构、核能传输系统及主要设备等做些介绍，以便对裂变反应堆和核能装置的工程实际有个全面的了解。

1．压水堆核电站

压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。其中铀－235的浓缩度约3％。燃料芯块－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约0．57毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件(见图1-2-7)。这种锆合金管称为燃料元件包壳。这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃料组件(见图1-2-8)。每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。一般是将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17×17的组件，中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的上部连成－体成为棒束。每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。控制棒在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。燃料组件外面不加装方形盒，以利于冷却剂的横向流动。加上端部构件，整个组件长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。

图1-2-9是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图；图1-2-10为压力容器的结构布置图。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。在压力容器顶部有控制棒的驱动机构。作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。一般入口水温300C ο，出口水温332C ο

，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。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。高温水从压力容器上部离开反应堆后，进入蒸汽发生器（见图1-2-11和图1-2-12）。

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器。稳压器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器上部产生蒸汽。利用蒸汽的弹性来保持堆内冷却水压力稳定。

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。包括压力容器、蒸汽发生器、泵、稳压器的整个系统，是一回路的压力边界。它们都安置在如图1-2-13的安全壳内，称之为核岛。

蒸汽发生器内有很多管子（见图1-2-14）。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，从而使二回路水变成280C ο左右的、6～7MPa 的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，－回路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。

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。冷凝水经过预热后，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。

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。

从1981年第一代杨基商用压水堆电站诞生以来，压水堆的发展和它的燃料元件一样，都经历了几代的改进。压水堆的单堆电功率，已由18．5万千瓦增加到130万千瓦，热能利用效率由28％提高到33％，堆芯功率密度由每升50千瓦提高到约100千瓦，燃料元件的燃耗也加深了三倍。为减少基

建投资和降低发电成本，目前－座反应堆只配一台汽轮机。所以随着反应堆功率的增加，汽轮机也越造越大。130万千瓦核电站的汽轮机长达40米，配上发电机，整个汽轮发电机组长56米。

压水堆初次装料后，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。这就要求压力容器的顶盖、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。

压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换的。一座90或130万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为3．99米和4．39米，壁厚0．2米和0．22米。重330吨和418吨，高13米以上。这么巨大的压力容器，它的加工和运输都是－个需要认真对待的问题。

一座这样的压水堆，一回路有三或四条并列的环路。除了压力容器外，主循环泵也是重要设备。每台主循环泵的冷却水流量为每小时两万多吨，泵的电机功率为五千到九千千瓦。泵的关键是保持轴密封，以免堆内带放射性的水外漏。核电站的循环泵除了密封要求严以外，还由于泵放在安全壳内，处于高温、高湿及γ射线辐射的环境下，要求电机的绝缘性能好。放置压力容器、泵、蒸汽发生器和稳压器的安全壳，直径可达四十米，高六七十米（见图1-2-13）。

到目前为止，核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、稳压器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。核电站的研究工作，主要是为了进一步提高其安全性和经济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后，一直是最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型。六十年代以来，压水堆一直吸引着越来越多的用户，是核动力市场上最畅销的“商品”。

2．沸水堆核电站

在对压水堆核电站有了基本了解之后，让我们再关心一下它的孪生姐妹一一沸水堆。

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。

沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。

典型的沸水堆堆芯和压力容器的内部结构及其燃料组件、燃料元件棒和控制棒示于图1-2-15中。堆芯内共有约800个燃料组件，每个组件为8×8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。

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——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。

沸水堆的冷却剂循环流程如图1-2-16所示。其特点是具有一个冷却剂再循环系统。流经堆芯的水仅有部分变成水蒸汽，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10－12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。

沸山堆还有其他一些特性这里不再一一介绍。在它的发展初期，人们认为其运行稳定性可能不如压水堆；由于它只有一个回路，放射性会直接进入汽轮机等设备，会使检修人员受到较大剂量照射；虽然取消了蒸汽发生器，但使堆内结构复杂化，经济上未必合算……。因此在过去几十年中，沸水堆的地位不如压水堆，在核电站中只占了三分之一。但随着沸水堆技术的不断改进，性能越来越好。尤其是先进沸水堆（ABWR）的建造这几年取得了很大进展，在经济性、安全性等方面有超过压水堆的趋势。例如，ABWR用置于压力容器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。

当然沸水堆与压水堆一样，也有热效率低、转化比低等缺点。

核电站工作原理

核电站工作原理 它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。 主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 注： 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂

国际热核聚变实验堆项目 《国际热核聚变实验反应堆计划》阅读答案

国际热核聚变实验堆项目《国际热核聚变实验反应堆计划》 阅读答案 【--营销计划】 国际热核聚变实验反应堆计划简称“国际热核计划”，俗称“人造太阳”计划，因为它的原理类似太阳发光发热，即在上亿摄氏度的超高温条件下，利用氢的同位素氘、氚的聚变反应释放出核能。氘和氚可以从海水中提取，核聚变反应不产生温室气体及核废料。由于原料取之不尽，以及不会危害环境，核聚变能源成为未来人类新能源的希望所在。 国际热核计划采用的是可控热核聚变能，它的研究分惯性约束和磁约束两种途径。惯性约束是利用超高强度的激光在极短时间内辐射靶板来产生聚变。磁约束是利用强磁场可以很好地约束带电粒子这个特性，构造一个特殊的磁容器，建成聚变反应堆，在其中将聚变材料加热至数亿摄氏度高温，实现聚变反应。20世纪下半叶，聚变能的研究取得了重大进展，磁约速研究大大领先于其他途径。科学家研究出一种类似于面包图形状的环形器，这种面包圈形状的装置被称作“托卡马克”。在这类装置上进行的物理实验取得了一个个令人鼓舞的进展，比如等离子体温度己达4.4亿摄氏度，脉冲聚变输出功率超过16兆瓦。这些成就表明：在这类装置上产生聚变能的可行性已被证实。

为了点燃“人造太阳”，科学家将在法国南部的卡达拉舍建造一台规模庞大的设备：一个直径28米、高30米、由1000多万个零部件组成的大型圆柱体设备。假如成功的话，核聚变能源将具备重要的、无与伦比的优势。核聚变反应释放的能量大得超出人们的想象。形象地说，就是三瓶矿泉水就可以为一个4口之家提供一年的动力。不过，一些批评者却认为，核聚变反应堆其实并没有那么保险，还是存在放射性氢原子泄漏、污染环境的可能性。他们还认为，核聚变反应堆可以被怀有恶意的人滥用，用于生产核武器。支持者的反驳理由是核聚变发电站没有温室气体排放问题，也不会生成长久的、也就是半衰期很长的核废料。 不管怎样，世界上许多国家的政府对核聚变发电寄予厚望，愿意在今后30到40年的时间内投入100亿欧元左右的资金，进行“人造太阳”计划。 xx年1 1月2 1日，参加热核计划的7方代表在法国总统府正式签署了联合实验协定及相关文件，全面启动了世界瞩目的人类开发新能源的宏伟计划。在前两年，人们已经开始砍伐松林，为实验堆开辟地盘。按计划，xx年，热核实验反应堆将点燃它的第一把核聚变之火。随后，实验堆将运行15到20年。 5．下列各项中不是“核聚变能源成为未来人类新能源的希望所在”的理由的一项是

反应堆原理

核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的： 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。 热堆的概念：中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密 封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推

核电站的工作原理和结构

核电站的工作原理和结构 热堆的概念中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中

子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂 把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，

反应堆材料辐照损伤概述

反应堆材料辐照损伤概述 【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。 【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料 一、引言 随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。 关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。 二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤 1.燃料芯块的结构与辐照损伤 水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。 燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。 2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化 燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。而电子过程主要产生电离效应，其主要产物是电子-离子对。 燃料芯块在辐照过程中，将产生能量很高的裂变碎片，造成严重的辐照损伤，并伴有大量的原子重新分布，尤其是裂变产物中的氙和氪，产额高，又不溶于固体，在辐照缺陷的协同作用下形成气泡，造成肿胀。另外，固体裂变产物具有很强侵蚀作用，将使芯块发生应力腐蚀而开裂。 3.燃料芯块辐照损伤机理和宏观性能变化 （1）辐照肿胀 辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。燃料芯块中所使用的重要金属铀，其单晶体会显示出特殊的辐照生长现象。在辐照过程中，铀的晶体线度发生异常变化。引起燃料辐照肿胀的根本原因是裂变产物的积累。发生肿胀一方面是由于铀原子的固体裂变产物以金属、氧化物、盐类等形态与燃料相形成固溶体或作为夹杂物存在于燃料相中，裂变产物的总体积超过了裂变前裂变原子所占的体积（一般在2-3%），另一方面是由于在金属中形成了大量的裂变气泡

压水堆核电站工作原理简介

压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低

反应堆材料(题库)

１反应堆分类：按中子能量分按形势分按燃料分：按冷却剂慢化剂分：按用途分： ２压水堆的组成：3一回路系统：二回路系统内有 ４压水堆堆堆芯设计要求：５压水堆本体结构： 6.压水堆堆芯结构： ７燃料管理分区布置及富集度：1区：；2区；3区 可燃毒物组件的结构和作用： ８反应堆压力容器的作用９压力容器选材原则： １０反应堆压力容器压力容器本体结构：反应堆容器顶盖结构： １２压力容器失效形成延性断裂：脆性断裂：１３堆内结构的定义： １４堆内构件的主要功能：１５下部支撑结构的组成： １６热屏蔽的原因方法改进：１７上部支撑结构的作用和组成作用： １８核燃料组件结构：１９燃料元件棒组成：燃料芯块结构特点： ２０燃料芯块的氢脆效应原因：２１核燃料组件“骨架”结构： ２２控制棒组件：２３星型架： ２４控制棒组件的材料：黑棒（吸收剂棒）：灰棒（不锈钢棒）：黑棒束：灰棒束： ２４.１堆芯相关组件包括：每一种组件都包括： ２５中子源组件主要作用：初级中子源组件特点：次级中子源组件特点： ２６阻力塞组件作用：２７控制棒驱动机构组成： ２８控制棒驱动机构采用三线圈电磁步进式，其优点：弹棒事故： ２９控制棒驱动机构运行说明：提升：下降： ３０沸水堆结构特点（与压水堆相比）：３１沸水堆反应堆壳体内装有组件： ３２沸水堆控制棒的结构特点：３５ CANDU与 PWR堆芯设计差别： 33高温气冷堆的涂敷颗粒：ＢＩＳＯ颗粒：ＴＲＩＳＯ颗粒： ３６反应堆内辐照来源：３７γ射线与物质作用原理： ３８中子辐照损伤原理： 热中子与固体物质相互作用：快中子与固体物质相互作用： ３９什么是核燃料：核燃料的基本要求：常用的是固体燃料，包括：金属型燃料：陶瓷型燃料：４０慢化剂设计要求：常用类型：４１冷却剂的功用，性能要求：常用的液态冷却剂有 ４２结构材料分类： ４３比较几种包壳材料特点和应用领域： （铝镁及其合金）（锆合金）（不锈钢） ４４控制材料的要求：常用的控制材料是 1

反应堆材料实验报告

中国科学技术大学 核科学技术学院 反应堆材料实验课程 实验报告 实验名称：铁碳合金金相组织观察及硬度测试学生姓名： 学号： 专业班级： 指导老师：李远杰

一．实验目的 1.掌握金相样品的制备流程，可独立完成金相样品的制备； 2.了解淬火和回火热处理过程，并掌握RAFM钢回火态和淬火态的判断方法； 3.理解热处理对金属材料结构和性能的影响； 4.观察经淬火和回火的样品的表面晶格结构，并比较两者的不同。二．实验原理（主要阐述实验中相关过程的基本原理，如预磨和抛光的原理，腐蚀剂的选择，金相的判断，热处理原理，硬度测试原理等） 1.热处理原理 ⑴淬火：将钢加热到临界温度Ac3（亚共析钢）或Ac1（过共析钢）以上某一温度，保温一段时间，使之全部或部分奥氏体化，然后以大于临界冷却速度的冷速快冷到马氏体以下（或马氏体附近等温）进行马氏体（或贝氏体）转变的热处理工艺。 ⑵回火：将淬火钢加热到奥氏体转变温度以下，保温1到2小时后冷却的工艺。回火往往是与淬火相伴，并且是热处理的最后一道工序。经过回火，钢的组织趋于稳定，淬火钢的脆性降低，韧性与塑性提高，消除或者减少淬火应力，稳定钢的形状与尺寸，防止淬火零件变形和开裂，高温回火还可以改善切削加工性能。 ⑶过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）

图1 过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线） 过冷奥氏体（指加热保温后形成的奥氏体冷却到临界点Ar1以下时，尚未转变的奥氏体）等温转变动力学曲线是表示不同温度下过冷奥氏体转变量与转变时间关系的曲线。由于通常不需要了解某时刻转变量的多少，而比较注重转变的开始和结束时间，因此常常将这种曲线绘制成温度—时间曲线，简称C曲线。C曲线是过冷奥氏体转变的动力学图。从图中可以看出过冷奥氏体转变的组织和性能可以分为3个区：珠光体（由铁素体和渗碳体相间而成的片状或粒状混合物）型转变区(A1-550℃)、贝氏体（由铁素体和渗碳体组成的机械混合物，但不是层片状）型转变区(在240-550℃之间，其中又以350℃左右为界为上、下贝氏体两个转变区) 、马氏体（马氏体是碳在体心立方α-Fe 中的过饱和固溶体）型转变区(Ms-Mf) 。 2.预磨和抛光 预磨是指通关过表面预处理清除部件上的污物，消除严重氧化、

核聚变反应堆的原理很简单

核聚变反应堆的原理很简单，只不过对于人类当前的技术水准，实现起来具有相当大的难度。 物质由分子构成，分子由原子构成，原子中的原子核又由质子和中子构成，原子核外包覆与质子数量相等的电子。质子带正电，中子不带电。电子受原子核中正电的吸引，在"轨道"上围绕原子核旋转。不同元素的电子、质子数量也不同，如氢和氢同位素只有1个质子和1个电子，铀是天然元素中最重的原子，有92个质子和92个电子。 核聚变是指由质量轻的原子（主要是指氢的同位素氘和氚）在超高温条件下，发生原子核互相聚合作用，生成较重的原子核（氦），并释放出巨大的能量。1千克氘全部聚变释放的能量相当11000吨煤炭。其实，利用轻核聚变原理，人类早已实现了氘氚核聚变---氢弹爆炸，但氢弹是不可控制的爆炸性核聚变，瞬间能量释放只能给人类带来灾难。如果能让核聚变反应按照人们的需要，长期持续释放，才能使核聚变发电，实现核聚变能的和平利用。 如果要实现核聚变发电，那么在核聚变反应堆中，第一步需要将作为反应体的氘-氚混合气体加热到等离子态，也就是温度足够高到使得电子能脱离原子核的束缚，让原子核能自由运动，这时才可能使裸露的原子核发生直接接触，这就需要达到大约10万摄氏度的高温。 第二步，由于所有原子核都带正电，按照"同性相斥"原理，两个原子核要聚到一起，必须克服强大的静电斥力。两个原子核之间靠得越近，静电产生的斥力就越大，只有当它们之间互相接近的距离达到大约万亿分之三毫米时，核力（强作用力）才会伸出强有力的手，把它们拉到一起，从而放出巨大的能量。 质量轻的原子核间静电斥力最小，也最容易发生聚变反应，所以核聚变物质一般选择氢的同位素氘和氚。氢是宇宙中最轻的元素，在自然界中存在的同位素有：氕、氘(重氢)、氚(超重氢)。在氢的同位素中，氘和氚之间的聚变最容易，氘和氘之间的聚变就困难些，氕和氕之间的聚变就更困难了。因此人们在考虑聚变时，先考虑氘、氚之间的聚变，后考虑氘、氘之间的聚变。重核元素如铁原子也能发生聚变反应，释放的能量也更多；但是以人类目前的科技水平，尚不足满足其聚变条件。 为了克服带正电子原子核之间的斥力，原子核需要以极快的速度运行，要使原子核达到这种运行状态，就需要继续加温，直至上亿摄氏度，使得布朗运动达到一个疯狂的水平，温度越高，原子核运动越快。以至于它们没有时间相互躲避。然后就简单了，氚的原子核和氘的原子核以极大的速度，赤裸裸地发生碰撞，结合成1个氦原子核，并放出1个中子和17。6兆电子伏特能量。 反应堆经过一段时间运行，内部反应体已经不需要外来能源的加热，核聚变的温度足够使得原子核继续发生聚变。这个过程只要将氦原子核和中子及时排除出反应堆，并及时将新的氚和氘的混合气输入到反应堆内，核聚变就能持续下去；核聚变产生的能量一小部分留在反应体内，维持链式反应，剩余大部分的能量可以通过热交换装置输出到反应堆外，驱动汽轮机发电。这就和传统核电站类似了。 核聚变消耗的燃料是世界上十分常见的元素--氘（也就是重氢）。氘在海水中的含量还是比较高的，只需要通过精馏法取得重水，然后再电解重水就能得到氘。新的问题出现了，仅仅有氘还是不够的，尽管氘-氘反应也是氢核聚变的主要形式，但我们人类现有条件下，

反应堆工概论整理

第一章反应堆简介 1. 反应堆概念 核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。 2. 反应堆的用途 生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆 实验堆：主要用于实验研究 动力堆：用于动力或直接发电的反应堆 3. 反应堆种类 按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等 其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础 1. 原子与原子核 92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数 2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸) 原子核带正电，半径为1213 10~10cm --， 其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u 3. 同位素及核素的表示符号 同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同 一个位置，丰度。例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。核素的表示A Z X。4. 原子核的能级状态，激发态 原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量 5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律 一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。 衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指 数规律进行的，即 0e t N Nλ-=

6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变 Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成） Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子 Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线 7. 衰变常数、半衰期、平均寿命 一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。 原子核衰变一半所需的平均时间1/2T 称为半衰期，1/20.693T λ= 。 平均寿命τ是指核数降为原来1/e 所需的时间，1/τλ= 8. 放射性活度及其单位 放射性活度：一定量放射性物质（核素）单位时间内发生的核衰变数 国际单位是贝克勒尔Bq ，专用单位为居里Ci ；11011;1 3.710Bq s Ci Bq -==? 9. 原子核内核子间的作用力 原子核内核子间的作用力（核力）是短程力，与电荷无关，具有饱和性，且与核子的自旋态有关 10. 结合能与比结合能 自由核子组成原子核所释放的能量称为原子核的结合能，原子核平均每个核子的结合能称为比结合能 11. 质量亏损 原子核质量与各单个核子质量和的差值即称为质量亏损M ?,2E Mc ?=?即为结合能 12. 裂变能与聚变能 重核裂变为若干中等核所释放的能量即为裂变能； 轻核结合成一个核过程中所释放的能量即为聚变能 13. 弹性散射 弹性散射：中子与靶核碰撞过程中，动能、动量守恒，靶核的能级状态没有改变的反 应。 碰撞后，中子的运动方向和能量都有所改变，中子从快中子到热中子的过程主要是依靠与轻核的弹性散射以损失能量实现 14. 非弹性散射 非弹性散射：类似于弹性散射，但是靶核的能级状态有所升高。常伴随靶核的γ衰变，高能中子与重核的散射反应主要是非弹性散射

反应堆结构与核燃料

第四章反应堆结构与核燃料 反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。 反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。参见图4.1。 图4.1 反应堆位置 - 35 -

- 36 - 图4.2 反应堆剖面图

- 37 - 图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分： ● 反应堆堆芯 ● 堆内构件 ● 反应堆压力容器和顶盖 ● 控制棒驱动机构 4.1 反应堆堆芯 4.1.1 堆芯布置 核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。 在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。 通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。 图4.3 堆芯分区布置（第一循环）

核电站的工作原理

核电站提供了世界上大约17%的电能。一些国家或地区对核电的依赖要比其他发电方式更高。例如，根据国际原子能机构提供的数据，在法国，大约75%的电是由核电站生产的。在美国，核电站共提供了大约15%的电能，但各州利用核电的情况并不统一。全世界共有超过400座核电站，而其中有超过100座在美国。 您了解核电站的工作原理以及核能的安全性吗？在这篇文章中，我们将为您介绍核反应堆和核电站的工作原理，并带您了解核裂变的原理以及核反应堆的内部情况。 铀是地球上一种相当普通的元素，在地球形成时就存在于这个行星中了。铀原本是在恒星中形成的。年老的恒星爆炸，其尘埃聚集起来形成了地球。铀-238 (U-238) 有一个非常长的半衰期（大于45亿年），因此现在它们仍然大量存在。铀-238占地球上所有铀的99%，铀-235 约占0.7%。铀-234是由铀-238衰变形成的，它更加稀少。（铀-238经过很多阶段的阿尔法和贝塔衰变才能转变为稳定的铅同位素，而铀-234是这条反应链上的一环。） 铀-235有一个奇特的特性让它既可以用于核能发电也可以用于制造核弹。铀-235和铀-238一样都是通过辐射阿尔法射线的方式衰变。铀-235同时也在一小部分时间中进行着自发裂变。然而，铀-235是少数能够发生诱发裂变的物质之一。如果一个自由中子撞击铀-235的原子核，它的原子核将会立即吸收这个中子而变得不稳定，并马上分解。请查看核辐射揭秘以了解全部细节。 核裂变 下面的动画演示了一个中子从上部接近铀-235的原子核。一旦原子核捕捉到中子，它马上分解为两个轻一些的原子，同时释放出两个或三个新的中子（中子的个数取决于铀-235原子分解的方式）。两个新的原子释放出伽马射线并稳定到新的状态。有三件事情让这个诱发裂变过程变得有趣： 铀-235原子捕捉一个正在穿过的中子的概率非常高。在正常工作的核反应堆中（称为临界状态），每次裂变释放出的中子都会导致另一次裂变的发生。 捕捉中子并发生分解的过程非常迅速，单位为皮秒（即1x10-12秒）。 当单个原子分解时，会有巨大的能量通过热和伽马辐射的形式释放出来。裂变生成的两个原子也能够释放贝塔和伽马射线。单个裂变反应之所以能释放出能量，是因为裂变产物和中子加在一起的质量比原来的铀-235原子的质量要小。方程E=mc2决定了质量差异转化为能量的比率。 单位约为200MeV（百万电子伏特）的能量被铀-235原子通过衰变释放出来（下面的公式将这些量转化为我们常见的单位，1eV=1.602x10-12尔格，1x107尔格=1焦耳，1焦耳=1瓦秒，而1BTU（热量单位）=1055焦耳）。这些可能看上去不是很多，但是一斤铀中有大量的铀原子。事实上，一斤高浓铀被用于为核潜艇或者核动力航母提供能量，这约等于380万升汽油能提供的能量。如果考虑到一斤铀的尺寸比一个棒球还小，而380万升的汽油却能够装满边长为15米（有五层楼高）的立方体，您就能对铀-235 所蕴含的能量有个概念了。 为使铀-235的这些特性得到发挥，铀样品必须得到浓缩，这样它就含有2-3% 或者更高浓度的铀-235。3%的浓度足够用于核电站。武器中的铀含有90%或更多的铀-235。 核电站内部 建造一个核反应堆需要浓度低一些的铀。通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。燃料组件通常被浸泡在压力容器中。容器中的水起冷却作用。为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。这意味着，如果没有其他设备，铀最终将会过热并熔化。 为防止这种情况出现，由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中。操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控

核反应堆类型简介

核反应堆类型简介 核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。 核反应堆分类有： 按时间分可以分为四代： 第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。 第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。 第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。 第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的

程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。 按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。 按反应堆慢化剂和冷却剂分： 轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂； 重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂； 石墨气冷堆；石墨液冷堆。 按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。 核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。 按用途分：将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等；生产放射性同位素的核反应堆；生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆；提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆；为发电而发生热量的核反应，称为发电堆；用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。 如此多的反应堆种类，意味着很多的人才空缺，让我感觉到核电事业亟待人才的加入，我决心努力学习，将来为我国核电事业作出一番贡献。

聚变能和受控核聚变研究简史_江海燕

聚变能和受控核聚变研究简史 江海燕 (合肥工业大学理学院安徽230009) 储德林 (解放军炮兵学院基础部物理教研室合肥230031) 一、聚变能)))未来人类的理想能源 能源、信息和材料作为社会进步的三大支柱,是现代社会赖以生存和发展的基本条件。我国人口众多,能源需求旺盛,随着国民经济的发展,能源问题日益紧迫。至本世纪中叶,要使我国成为中等发达国家,则需要建立约每年38~45亿吨标准煤、电力装机容量15亿千瓦或者更大些的能源体系。在我国能源构成中,化石燃料所占份额极大,水力资源有限,其他如太阳能、风能、潮汐能、生物能等,只起到重要补充作用。众所周知,化石燃料所造成的环境污染,化工原料的浪费以及运输能力的消耗等都不容忽视;太阳能、生物能虽然符合环保标准,但限于目前技术水平,尚不能提供大规模商业用电;其他能源受到天气状况,地理位置等条件制约,均无法彻底解决能源问题。 科学家早就认识到,要解决人类的能源问题,必须依靠大规模发展核能。目前核能主要有两种形式:裂变能和聚变能。同样,裂变能也存在资源匮乏以及环境污染等问题,其发展也只能是核能利用的中间阶段。聚变能燃料取自海水中蕴藏量极高的氢同位素氘(每立方米海水中含有30克氘),1克氘完全燃烧可产生相当于8吨煤的能量。因此聚变能源是取之不尽、用之不竭的符合国际环保标准的清洁能源,是人类解决未来能源问题的根本途径之一。 核聚变的理论依据是,两个轻核在一定条件下聚合生成一个较重核,同时伴有质量亏损,根据爱因斯坦的质能方程,聚变过程将会释放出巨大的能量。反应条件是将一定密度的等离子体加热到足够高的温度,并且保持足够长的时间,使聚变反应得以进行。由于核聚变等离子体温度极高(达上亿度),任何实物容器都无法承受如此高的温度,因此必须采用特殊的方法将高温等离子体约束住。像太阳及其他恒星是靠巨大的引力约束住1000万~1500万摄氏度的等离子体来维持聚变反应,而地球上根本没有这么大的引力,只有通过把低密度的等离子体加热到更高的温度(1亿度以上),来引起聚变反应。通过人工方法约束等离子体主要有两种途径,即惯性约束和磁约束。 惯性约束是利用高功率密度的激光束或其他粒子束将内含氘氚燃料的微丸在极短的时间内压缩聚爆达到极高的密度,同时将氘氚离子加热到热核聚变反应温度,并在向心聚爆形成的等离子体飞散以前(即利用等离子体向内运动的惯性)产生足够的聚变反应,获得能量增益。磁约束是在一定的真空容器中,将氘氚燃料用特殊的加热方法加热到聚变反应温区(即1亿度以上)以点燃氘氚反应,利用特殊设计的/磁笼子0将这种高温等离子体稳定地约束在该真空容器内,使聚变反应能够稳定进行。围绕这种/磁笼子0的设计和建造,人类已经走过了半个多世纪艰苦的历程。 二、受控核聚变研究历程 上世纪30年代,在英国剑桥的卡文迪什实验室进行了人类历史上第一次核聚变实验,结果可想而知,著名的物理学家卢瑟福于1933年宣布:从原子中寻找能源无异于痴心妄想!然而随着第二次世界大战的结束和曼哈顿计划(原子弹爆炸)的成功实施,人们对原子物理和核聚变的兴趣与日俱增。1952年11月1日在西太平洋埃尼威托克岛秘密爆炸了一颗氢弹,爆炸中释放的巨大能量宣告人类终于成功地实现了核聚变。欣喜之余,科学家们设想能否将爆炸中瞬间释放的巨大能量缓慢地释放出来,以用于和平利用核能的目的呢?事实上,科学家们一直在为受控核聚变努力着。1951年阿根廷的科学家们声称实现了受控核聚变,尽管后来证明这个结论是错误的,但也为其他科学家提供了有益的经验。 这个时候,世界上许多国家都在秘密开展受控核聚变的相关研究。美国的物理学家斯必泽在普林斯顿大学等离子体物理实验室建造了磁约束装置仿星器;物理学家詹姆士#塔克在洛斯阿拉莫斯国家实验室建造了磁场箍缩装置;爱德华#泰勒在劳伦斯利弗莫尔实验室把氢弹研究扩展到惯性约束研究。在英国,聚变研究的大量工作是在大学里开展的,其中最主要的有位于哈维尔皇家学院的汤姆逊研究组和位于牛津大学的桑尼曼研究组,汤姆逊还发明了一项聚变堆专利。1952年物理学家库辛和沃尔建造了小型等离子体环形箍缩装置,后来又建造了规模较大的实验装置ZE TA,ZE TA是一种稳定的环形箍缩装置,于1954年开始使用,到1958年停止。ZETA # 17 # 16卷5期(总95期)

反应堆结构与材料重点

1反应堆分类：按中子能量分：快中子堆中能中子堆慢中子堆按形势分：非均匀堆均匀堆按燃料分：钍堆浓缩铀堆天然铀堆按冷却剂慢化剂分：熔盐堆有机堆沸水堆（轻水堆）压水堆重水堆石墨气冷堆石墨冷水堆按用途分：研究堆生产堆动力堆生产动力堆 2压水堆的组成：压水堆主要由核反应堆，一回路系统，二回路系统，其他辅助系统组成 3 PWR堆堆芯设计要求：堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性；有最佳的冷却剂流量分配和最小的流量阻力；有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；堆芯结构紧凑，换料操作简单便。 4 1，2回路厂房中设备系统一回路厂房也就是反应堆安全壳，为一个立式圆柱状半球型顶盖或球型建筑物内径约30-40米，高约为60-70米，内有反应堆，主循环泵，稳压器，汽发生器和相应的管道阀门以及其他辅助设备组成的一回路系统。二回路厂房与普通火电厂的汽轮机发电机组厂房相似，内有汽轮机发电机，凝汽器，凝结水泵，低压回水加热器，高压回水加热器，除氧器，给水泵，汽水分离再热器，主蒸汽管道有关的辅助设备组成的二 5 压水堆本体结构：堆芯，压力容器，堆内构件，堆芯组件和控制棒驱动机构组成 6 PWR堆芯结构：核燃料组件，控制棒组件，固体可燃毒物，固体中子源和阻力塞组件等。 7 可燃毒物组件的结构和作用：只用于第一燃料循环的全新堆芯，用于控制堆芯的初始反应性，功能是降低冷却剂水中的硼浓度，保持慢化剂负温度系数，可燃毒物棒为装在304 型不锈钢包壳管内的一根硼玻璃管(B2O3+SiO2)硼玻璃管在内径全长还用薄壁304型不锈钢管状内衬支撑，包壳管两端堵塞并施密封焊，内外包壳之间留有足够气隙空间，以容纳放出的氦气，限制其内压小于反应堆运行压力，将可燃毒物棒固定在压紧组件上就构成可燃毒物组件 8 压力容器原材原则：材料具备高度的完整性；具有适当的强度足够的韧性；导热性能好；便于加工制造，成本低廉；具有低的辐照敏感性 9 压力容器本体结构：上法兰，密封台肩，一节接管段，二节堆芯包容环段，一节过渡段，一只半球形下封头组成组成。 10 反应堆容器顶盖结构：由顶盖法兰和顶盖本体焊接而成，顶盖本体为板材热锻成型，上面焊有3只吊耳，一根排气管，一块金属支撑板，控制棒驱动机构管座，热电偶管座 11 压力容器失效形成:延性断裂：机械应力超过材料的屈服应力，承载段就开始塑性变形而后断裂；；；脆性断裂：压力容器加工过程会产生微裂纹和材质不均匀性，承载后裂纹端部应力增大并可能导致裂纹扩展，在适当条件下，裂纹会无限扩展形成断裂 12 堆内结构的定义结构功能：堆内构件是指装在反应堆容器内，除了以下结构之外的所有其他构件：燃料组件，棒束控制组件，及其传动轴，可燃毒物组件，中子源组件，阻力塞组件和堆内测量仪表。由下部支撑结构（包括热中子屏蔽），堆芯上部支撑结构（包括控制棒束导向管）和压紧弹簧组成。；；；；；；；；；；；；主要功能：为冷却剂提供流道；为压内容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射影响；为燃料组件提供支撑和压紧；固定监督用的辐照样品；为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提供堆内向导；平衡机械载荷和水力载荷；确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定温度 13 下部支撑结构的组成：堆芯吊篮组件（含堆芯支撑板）；热中子屏蔽；流量分配孔板；堆芯下栅格板；堆芯围板组件；堆芯二次支撑和测量通道。 14 热屏蔽的原因方法改进：在辐照最大区域加强中子辐照防护，热屏蔽由4块不锈钢板组成不连续的圆筒形，在反应堆中心铀的4个象限位置上（0° 90° 180° 270°）用螺钉连接在堆芯吊篮外壁上，热屏还支撑辐照样品监督管。 15上部支撑结构的作用和组成作用：将堆芯组件定位、压紧、防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯组件上移；组成控制棒驱动线的重要构件，保证控制棒对中，起导向作用，使控制棒