核反應堆和核電站1

三.核反應堆和核電站1.熱中子堆和快中子堆2.熱中子堆的基本組成3.反應堆實現自持鏈式反應的臨界條件4.核電站5.核電站作為一種新能源的特點6.核裂變彈（原子彈）7.加強彈、氫彈和中子彈8.受控熱核反應1熱中子堆和快中子堆什么是熱中子？

20°C下，E0.025eV,v2200米/秒，裂變中子能量大部分在1~2MeV范圍；中子通過和介質中原子核碰撞，逐步“慢化”，直到能量和介質中的熱運動達到平衡，變成“熱中子”。熱中子和物質原子核的作用“截面”比快中子的大。（所謂“截面”就是當單位面積上每秒鐘有一個粒子打來時，引起反應的“有效面積”，即“概率”。）原因：1）1/v

律；2）共振效應。主要由熱（快）中子起作用的核反應堆，叫做熱（快）中子堆。由于熱中子堆所需的核燃料（鈾或钚）較少，并且較易控制，所以現在核電站使用的反應堆大都是熱中子堆?？熘凶佣研枰b進更多的核燃料，但可利用來增殖钚，加深核燃料的利用率。原子彈。2熱中子堆的基本組成熱中子堆中釋放能量的核芯部分稱為“堆芯”；整個堆芯（連同周圍的“反射層”）密封在“壓力容器”中；容器外是“屏蔽層”和“安全殼”。堆芯中裝有：

1）核燃料：低濃縮鈾，235U占3%左右（天然鈾中，235U僅占約0.7%,其余~99.3%是不能由熱中子引起裂變的238U；但238U吸收中子變成239U后，經過兩次b-衰變，可變成易裂變的239Pu）。2）慢化劑：為使裂變中子慢化成熱中子，需要用質子數小的物質（如水，重水，石墨等）組成慢化劑；因為中子與質量越小的核相碰，損失的動能越大，因而慢化的效果越好。隨著所使用的慢化劑，反應堆可分為水堆、重水堆、石墨堆等類型。3）冷卻劑：水、重水或氦。4）結構材料5）調節(jié)控制系統(tǒng)（Cd，B）壓水堆核電站示意圖3反應堆實現自持鏈式反應的臨界條件設：1）h=235U,每吸收1個中子所放出裂變中子的平均數；2）P=中子不從反應堆中泄露出去的概率；3）q=反應堆中中子被235U吸收而不被其他物質吸收的概率=中子利用效率；反應堆尺寸越大，P越大（越接近與1），堆中其它物質（特別是容易吸收中子的物質）越少，q越大（越接近于1）。反應堆的有效增殖系數：ke=hPq=k

P，

k

=hq，是無窮大系統(tǒng)（P=1）中的增殖系數。4）臨界條件：ke=1，鏈式反應平穩(wěn)自持。次臨界：ke<1，功率下降；超臨界：ke>1，功率上升。5）臨界狀態(tài)、臨界尺寸、臨界質量可證明：臨界尺寸

L為中子徙動長度臨界體積臨界質量，r是堆中物質的平均密度。6）1942年12月2日，在費米領導下，美國芝加哥大學建成了世界上第一座人工核反應堆。世界第一座核反應堆

（天然鈾52噸、高純石墨1000多噸，總重1400噸）4核電站核電站的核心裝置是提供核能的反應堆，堆中釋放的能量要利用載熱流體（水、氦氣、液態(tài)金屬）通過第一回路帶到熱交換器，再通過熱交換器，加熱工作物質，由第二回路送到渦輪發(fā)電機。1954年，在庫爾恰托夫的主持下，蘇聯建成了世界上第一座核電站——奧布靈斯克5MW石墨水冷堆核電站。從此人類進入了核電時代。這種類型的核電站目前只在原蘇聯和東歐少數國家使用。1957年，美國的希平港壓水堆核電站投入運行，這種核電站安全性能較好，目前世界各國的核電站有70%以上屬于這種類型。我國投入運行的秦山核電站、廣東大亞灣核電站、在建的秦山二期、嶺澳、田灣核電站也是。秦山核電站1960年，美國的德累斯頓沸水堆核電站投入運行，它主要由沸水堆本體、蒸汽給水系統(tǒng)和其它輔助系統(tǒng)組成。目前這種類型的核電站所占比例僅次于壓水堆核電站，我國目前沒有這種類型的核電站。1968年，加拿大角坎杜堆核電站運行，它由重水堆本體、一次冷卻回路、二次回路及其它輔助系統(tǒng)組成。目前，這種類型核電站所站比例排在第三位，我國在建的秦山三期核電站即屬這種類型。1974年，法國建成了“鳳凰”示范