關(guān)于核反應(yīng)堆的物理原理

關(guān)于核反應(yīng)堆的物理原理

說到反應(yīng)，你可能不為人所知。大亞灣、秦山早已是我們耳熟能詳?shù)拿?燃料棒、控制棒、一回路、二回路這些名詞你可能也聽說過一些,核電站、核潛艇都是電視節(jié)目里的?？?當然,還有令人不愉快的一些事故,都與核反應(yīng)堆有密切的關(guān)系。但這并不是核反應(yīng)堆的全部,除了這些,它還有很多我們不熟悉的方面。下面,我們就從它的物理原理談起。一、中日核反應(yīng)的概率/靶中原子數(shù)目的量綱分析中子是組成原子核的核子之一,對外顯電中性,其靜止質(zhì)量中子與原子核的相互作用主要有散射和吸收兩種。散射分為彈性散射與非彈性散射,在核反應(yīng)堆中為中子從高能到低能的慢化主要是靠彈性散射來完成的;吸收又分為俘獲、核裂變等形式,其中核裂變在核反應(yīng)堆中是我們最關(guān)心的問題。微觀截面(MicroscopicCrossSection)σ=(ΔI/I)/(NΔX)=中子與原子核發(fā)生核反應(yīng)的概率/靶中的原子核數(shù)目,它是中子與單個原子核發(fā)生相互作用的概率的一種度量,其量綱為靶恩(cm2)我們一般用不同的下標來區(qū)分不同核反應(yīng)的微觀截面,具體內(nèi)容見下表:它們之間的相互關(guān)系:宏觀截面(MacroscopicCrossSection)∑=Nσ,是中子與單位體積中的原子核發(fā)生相互作用(核反應(yīng))概率的一種度量。其中N是核密度,即單位體積中的原子核數(shù)目?！频牧烤V:長度的倒數(shù)(cm-1)對于宏觀截面,也有類似于微觀截面的分類以及相互關(guān)系。平均自由程(MeanFreePath)λ=1/∑表示的是中子在介質(zhì)中運動時,平均要走多長路程才會與介質(zhì)原子核發(fā)生一次相互作用。同樣的,對于平均自由程也有類似于微觀截面的分類以及相互關(guān)系。中子通量密度(NeutronFlux)φ=nv,表示單位體積中的中子在單位時間內(nèi)走過的總路程。φ的量綱為中子/cm2·s核反應(yīng)率密度(NuclearReactionRate)R=φ/A=φ∑,定義為單位體積內(nèi)單位時間內(nèi)發(fā)生的核反應(yīng)次數(shù)。二、鏈式嬗變反應(yīng)的原理求解堆芯內(nèi)部的中子通量密度是反應(yīng)堆物理中很重要的課題,這里我們只討論最簡單的單速,即認為中子的能量都具有相同的能量。上式表示,中子密度的變化取決于S、L、A。經(jīng)過復(fù)雜的偏微分方程運算,可得中子擴散方程為:若中子能量密度不隨時間變化,則方程為D▽2Φ(r)-∑αΦ(r)+S(r)=0,稱為穩(wěn)態(tài)單速中子擴散方程,雖然它僅適用于單能中子,但其他的中子擴散方程都是基于它加上控制條件推導出來的。下面給出幾種源的求解結(jié)果,具體的計算過程請大家參閱有關(guān)的技術(shù)文獻。無限介質(zhì)內(nèi)點源的情況:S為中子源強度,L為中子擴散長度無限介質(zhì)內(nèi)無限平面源的情況:有了中子通量密度后,堆芯內(nèi)各部分的功率問題就容易解決了。中子入射至核反應(yīng)堆內(nèi),與一個鈾核發(fā)生核反應(yīng),經(jīng)過復(fù)雜的內(nèi)部過程,最終鈾核裂變?yōu)閮蓚€碎片,同時放出幾個中子(如圖1)。核反應(yīng)發(fā)生前粒子的總質(zhì)量要大于核反應(yīng)發(fā)生后粒子的總質(zhì)量,根據(jù)愛因斯坦著名的質(zhì)能公式E=mc2,所虧損的質(zhì)量全部轉(zhuǎn)化為能量,絕大部分以熱量的形式釋放,少部分以輻射的形式逃逸,不要小看這一點點的質(zhì)量虧損,與光速的平方相乘后將是一個巨大的能量數(shù)值,下面是一些常用的基本數(shù)值:每個鈾235核裂變大約釋放200MeV(兆電子伏特1eV=1.60×10-19J)能量每秒312億次裂變相當1瓦的功率釋放1兆瓦日(MWD)的能量,需要消耗約1.24克鈾235。查閱參數(shù)手冊可以算出,1.24g鈾235裂變所釋放的裂變能,約相當于3000千克優(yōu)質(zhì)煤燃燒所釋放出的能量。鈾235裂變能的效率是非常高的。如果每次裂變反應(yīng)產(chǎn)生中子的數(shù)目大于引起核裂變所消耗中子的數(shù)目,那么在少數(shù)的原子核中引起了核裂變反應(yīng)以后,就有可能不依靠外界的作用而使裂變反應(yīng)不斷地進行下去。這樣的裂變反應(yīng)稱作自續(xù)的鏈式裂變反應(yīng),實現(xiàn)自續(xù)鏈式裂變反應(yīng)的條件是:當一個裂變核俘獲一個中子產(chǎn)生裂變以后,新產(chǎn)生的中子中,平均至少應(yīng)該再有一個中子去引起另外一個核的裂變。實際過程中,鈾235核每吸收一個中子,平均放出2.07個中子,減去被其他材料吸收的和泄漏出去的中子,應(yīng)該使其大于1。反應(yīng)堆內(nèi)的自續(xù)鏈式反應(yīng)的條件可以很方便地用有效增殖系數(shù)k來表示k=系統(tǒng)內(nèi)中子的總產(chǎn)生率/系統(tǒng)內(nèi)中子的總消失率若內(nèi)部的有效增殖系數(shù)k恰好等于1,則系統(tǒng)內(nèi)中子的總產(chǎn)生率便恰好等于中子的總消失率。這樣,在系統(tǒng)內(nèi)已進行的鏈式裂變反應(yīng),將以恒定的速率不斷進行下去,也就是說,鏈式裂變反應(yīng)過程處于穩(wěn)態(tài)。這種系統(tǒng)稱為臨界系統(tǒng)。若有效增殖系數(shù)k小于1,這時系統(tǒng)內(nèi)中子數(shù)目將隨時間而不斷衰減,鏈式裂變反應(yīng)則是非自續(xù)的。這種系統(tǒng)便稱為次臨界系統(tǒng)。若有效增殖系數(shù)k大于1,則系統(tǒng)內(nèi)的中子數(shù)目將隨時間而不斷地增加,我們稱這種系統(tǒng)為超臨界系統(tǒng)。實際過程中的k值是穩(wěn)定在1附近的,但也不是一成不變的。當k>1時,如果中子發(fā)生核反應(yīng)后立即放出所有中子,照這樣一級級傳遞下去,中子的數(shù)量是以指數(shù)級增長的,幾秒鐘之后核反應(yīng)就會以不可控的形式發(fā)展下去,就像核武器那樣,我們沒有足夠的時間來控制。幸好,裂變中子是有這么一小部分,大約占百分之一的緩發(fā)中子,是在裂變碎片的衰變過程中發(fā)射出來的,與其他瞬時發(fā)射的中子相比,它們有一段時間延遲,可以將指數(shù)增長的周期延長許多倍,這幾十分鐘的延遲足以讓我們應(yīng)付增長的中子,這時,我們可以在核反應(yīng)堆中投入吸收中子的材料,將中子的數(shù)量降下來,反應(yīng)堆的功率也隨之而降低。三、國外堆場的試驗設(shè)備核反應(yīng)堆究竟有多少種呢?這可不是個容易說清楚的問題,根據(jù)不同的分類準則會得出不同的結(jié)果:這么多種類的反應(yīng)堆,在這里不可能一一介紹,下面介紹一些有代表性的核反應(yīng)堆堆型,有壓水反應(yīng)堆、沸水反應(yīng)堆、重水反應(yīng)堆和先進輕水堆,其余的堆型都和它們類似。首先是壓水反應(yīng)堆(如圖2),目前世界上所有的商業(yè)堆,基本上都是利用核裂變熱使水沸騰以產(chǎn)生蒸汽的系統(tǒng)。壓水堆的結(jié)構(gòu)實際上與火電站的內(nèi)核很相似,只是提供動力的原料不同。壓水堆的熱效率不高,僅為33%左右。壓水堆的堆芯近似為圓柱形。一般的高度約為4.2米,直徑約3.4米。它由約40000根左右的燃料棒組成。每約200根左右的棒組合成一個燃料組件,組件的橫截面為正方形,邊長約為0.2米。燃料是3%濃縮鈾235的二氧化鈾,做成圓柱形芯塊,典型的尺寸是長15mm、直徑約9.4mm。芯塊用陶瓷工藝制造,包括粉末狀物質(zhì)的燒結(jié)和壓縮。燃料芯塊堆疊在鋯合金管中,此鋯合金管稱為包殼。壓水堆主要回路有一回路和二回路。一回路就是燃料冷卻回路。一回路的水將燃料產(chǎn)生的熱量傳送到蒸汽發(fā)生器中,一般有二至四條獨立的蒸汽發(fā)生器環(huán)路互相并聯(lián)。一個反應(yīng)堆都有一臺穩(wěn)壓器使一回路的水壓維持穩(wěn)定。在蒸汽發(fā)生器中,熱能從一回路傳到二回路。二回路包括一臺汽輪發(fā)電機組、一個汽輪機旁路、一個向大氣排汽的系統(tǒng)、一個凝汽器、數(shù)臺凝結(jié)水泵、一臺凝結(jié)水加熱裝置、一個蒸汽發(fā)生器的給水回路、一個事故給水回路,還包括三個蒸汽發(fā)生器與汽輪機之間的蒸汽連結(jié)管路。反應(yīng)堆被一個鋼制“堆芯吊籃”或“圍筒”所包圍,并被支撐在一個壁厚為200～230mm的圓柱形壓力容器中,壓力容器可以高達13.7m,內(nèi)徑為4.6m,它是能承受高壓的。反應(yīng)堆壓力容器中充滿作為冷卻劑、慢化劑和反射層的水。水的壓力保持在15.5MPa下,以防止在堆芯中沸騰,水在這個壓力下的沸點是345℃。加熱以后典型的水溫是329℃左右。加熱后的水通過一個熱交換器時釋放一部分熱用于產(chǎn)生蒸汽,然后被抽回到反應(yīng)堆容器中。水從比堆芯略高的位置進入容器,并且通過堆芯吊籃和容器壁之間的叫做“下降段”的環(huán)形區(qū)域向下流動。到達堆芯底部后,水反向流動,向上流過堆芯,從而將裂變熱帶出。世界上第一臺沸水反應(yīng)堆核電站機組是美國德累斯頓原子能發(fā)電站1號機組(BWR-1)于1960年開始運行。沸水堆與壓水堆相比較,主要差別在于沸水堆允許在堆芯中形成蒸汽(如圖3)。與壓水堆一樣,沸水堆的堆芯也是由40000根左右裝有低濃鈾-235二氧化鈾燃料芯塊的鋯合金包殼燃料棒組成。燃料棒組件每個正方截面包含62根。燃料塊比壓水堆要大,長約18mm、直徑約10.6mm。除燃料棒大外,棒間間隙也大。所以其直徑比壓水堆的大,約為4.8m,但其高度只有3.8m左右。一座電功率為1000MW的沸水反應(yīng)堆中的燃料總質(zhì)量約為150000kg左右。包圍堆芯的鋼圍筒一直延伸到水平面以上。沸水堆中的控制件具有十字形的橫截面,其四個葉片內(nèi)排列著許多內(nèi)裝碳化硼的不銹鋼立管?？刂圃娜~片在燃料棒組件之間的空隙中運動,一般是一個控制元件對應(yīng)四個燃料棒組件?？刂圃牡撞坎迦?而在壓水反應(yīng)堆中則是從頂部插入的。這種方式在沸水反應(yīng)堆中具有一定的好處,它可以使軸向發(fā)熱更加均勻,并可以使反應(yīng)堆容器的上部能作其他的用途。沸水反應(yīng)堆容器的內(nèi)徑約為6.4m,高約22m。為了使水在堆芯中發(fā)生受控沸騰,容器中的壓力保持在7.24MPa左右,因而容器壁的厚度比壓水堆中小一些,大約為170mm。以天然鈾作為燃料使得重水反應(yīng)堆對很多國家產(chǎn)生了吸引力。CANDU堆是重水反應(yīng)堆中的突出代表,這種反應(yīng)堆用的核燃料是用二氧化鈾壓制、燒結(jié)成的圓柱形天然鈾芯塊,密封成燃料元件單棒,再將37根燃料元件單棒焊到兩個端部支撐板上,組成柱形燃料棒束組件,元件單棒之間用定位隔塊使之相互隔開。反應(yīng)堆換料采用不停堆雙向推進法。遙控操作換料機上的活塞桿,將燃料束逆冷卻劑向流動方向推進,同時把乏燃料棒束從另一端卸入另一臺換料機。乏燃料運送到反應(yīng)堆廠房鄰近的水池內(nèi)貯存。標準化的CANDU堆本體包括:一個裝重水慣化劑的圓柱形不銹鋼排管容器;反應(yīng)堆控制機構(gòu);380根燃料管道組件(CANDU-6型)燃料管道組件貫穿排管容器,內(nèi)裝核燃料、重水冷卻劑和一根鋯-鈮合金壓力管。CANDU堆已經(jīng)發(fā)展得相當成熟,現(xiàn)在已有標準化設(shè)計的方案,這樣可以降低設(shè)計費用以及研制、試運行等的花費。在運行初期就獲得較高的利用率。中國向加拿大買的CANDU-6反應(yīng)堆其貯存池的容量可能按反應(yīng)堆運行8～10年的期限設(shè)計。新一代核電站的主導思想是利用先進電子技術(shù),大大簡化核電站的儀表和控制系統(tǒng)。目前核電站主控制室的儀表和控制系統(tǒng)是一個非常復(fù)雜的系統(tǒng),其電子技術(shù)停留在70年代的技術(shù)水平。而新一代核電站的主控制室突出了簡化的特點,主要包括一個簡潔的控制臺,幾臺微處理器和微機,并在墻上掛有顯示工廠運行工況和狀態(tài)的大屏幕顯示器。電子技術(shù)的飛速發(fā)展,大大提高了核電站的儀表和控制系統(tǒng)的水平。新一代核電站將使用最新的微機和微處理器技術(shù)、光纖和多路信號傳輸技術(shù)。計算機將代替操作員處理電站系統(tǒng)的有關(guān)數(shù)據(jù)。操作員可以獲得的信息量更多,而且計算機將以更方便用戶的方式提供這些數(shù)據(jù)。四、堆芯安全設(shè)計就像許多人擔心的那樣,運行中的反應(yīng)堆存在著放射性物質(zhì)的潛在風險。核反應(yīng)堆的設(shè)計、建造和運行過程中,必須堅持和確保安全第一的原則。反應(yīng)堆的安全功能包括反應(yīng)性的控制、確保堆芯冷卻、包容放射性物質(zhì)。核反應(yīng)堆運行過程中,核燃料是在不斷消耗的,所以初始狀態(tài)下的燃料裝載量必須比臨界所需的量多得多,這樣一來,就需要對這些多出來的燃料進行一定的控制了。向堆芯插入中子吸收體是一種常見的辦法,控制棒、可燃的吸收中子的毒物、可溶解的吸收中子的毒物等等?？刂瓢羰怯芍凶游战孛孑^大的材料制成的,耐輻射、抗腐蝕、易于機械加工,性能良好,控制的控制能力要比核反應(yīng)堆的剩余功率能力大很多,全部插入堆芯后保證能停堆,一旦發(fā)現(xiàn)核芯功率上升過快,系統(tǒng)會自動將控制棒全部彈射入堆芯,確保萬無一失;可燃毒物在吸收中子的過程中,量會越來越少,所以稱其可燃,通常選用硼或釓制成小片彌散在堆芯中,在核反應(yīng)堆建成初期,量比較大,可以控制功率,在后期,基本上已燃燒完全,不影響反應(yīng)堆后期的使用;可溶毒物可以溶解在核反應(yīng)堆的冷卻劑中,分布均勻,便于控制。一旦反應(yīng)堆功率超過警戒線,系統(tǒng)會三管齊下,將危險消除。堆芯過熱會損壞燃料元件,必須導出核燃料的熱量,確保堆芯冷卻,核反應(yīng)堆系統(tǒng)的一回路冷卻劑在渡過反應(yīng)堆堆芯時受熱,在蒸汽發(fā)生器內(nèi)被冷卻;二回路側(cè)由正常的主給水系統(tǒng)或輔助給水系統(tǒng)供應(yīng)給水。當反應(yīng)堆失去正常冷卻時,蒸汽發(fā)生器的給水由給水系統(tǒng)提供,產(chǎn)生的蒸汽通過蒸汽旁路系統(tǒng)排入大氣,堆芯剩余發(fā)熱由余熱排出系統(tǒng)加以冷卻,或直接由反應(yīng)堆換料水池冷卻凈化系統(tǒng)來排出余熱。如果蒸汽管道破裂,安注系統(tǒng)將向堆芯注入含毒物的水,補償冷卻劑的裝量。為了避免放射性物質(zhì)擴散到環(huán)境中,核燃料與環(huán)境之間有多道屏障:反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng),穩(wěn)壓器安全閥,氫氣復(fù)合裝置、砂堆過濾器、碘過濾器及疏水系統(tǒng)等等。它們將放射性物質(zhì)與環(huán)境徹底隔絕,消除隱患。一旦發(fā)生異常事故,核反應(yīng)堆內(nèi)還有其他的安全措施,稱為專設(shè)安全設(shè)施。分為安全注射系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、安全殼系統(tǒng)。這些設(shè)施的設(shè)計余量遠遠大于正常的標準值,能承受極端事件的沖擊,比如說飛機的俯沖沖撞,大強度爆破,堆芯內(nèi)部超高溫熔融物,承受能力還是非常強的。當主冷卻劑回路管道發(fā)生破裂后,它能將大量冷卻水迅速注入堆芯,及時導出過剩的熱量,保證堆芯的安全。安全注射系統(tǒng)又分為高壓安全注射子系統(tǒng)、蓄壓安全注射子系統(tǒng)、低壓安全注射子系統(tǒng)。當上述主管道內(nèi)的給水系統(tǒng)不能正常工作時,系統(tǒng)會自動切換到輔助給水系統(tǒng)向堆芯供水。安全殼一般是一個密封的容器,有鋼板或混凝土、單層或雙層等多種形式,,典型的安全殼設(shè)計壓力為0.5MPa。在安全殼內(nèi)還有安全噴淋系統(tǒng),放射性物質(zhì)去除系統(tǒng)輔助降壓。三哩島事故是一次典型的人為誤操作導致事故的案例。1979年3月28日,工作人員維修凈化給水的離子交換系統(tǒng),誤將隔離閥關(guān)閉,導致主汽輪機跳閘后冷卻劑流量不足,堆芯仍以滿功率運行,壓力持續(xù)上升,8秒后就自動緊急停堆,此時壓力達到穩(wěn)壓器泄壓閥關(guān)閉的值,但操作員未將其關(guān)閉,蒸汽發(fā)生器的水位開始下降,失水事故發(fā)生。二回路的水泵在這時應(yīng)該開啟,但操作人員在原來的例行試驗時忘記打開兩個隔離閥,導致水位繼續(xù)下降。事故發(fā)生兩分鐘后安全注射系統(tǒng)中的高壓安全注射子系統(tǒng)本應(yīng)起作用,操作人員錯誤判斷后將泵關(guān)閉,并又在73分鐘和100分鐘時兩次錯誤操作,將冷卻劑的三臺主泵關(guān)閉。至此,主回路系統(tǒng)全部中斷,堆芯嚴重損壞直至熔融。事故發(fā)生后15小時50分鐘,才補救恢復(fù)了冷卻系統(tǒng),一回路壓力穩(wěn)定在6.9～7.6MPa,事故結(jié)束。事故帶來的影響沒有事故本身那么嚴重,整個事故中無人傷亡,只有運行人員接受了略高劑量的輻射,但總劑量也只有3到4次X光透視的劑量。這樣的結(jié)果很大程度上要歸功于安全殼的功用,熔融物質(zhì)全部被包容在安全殼內(nèi)沒有泄漏,少量泄漏出的氣體經(jīng)過了輔助廠房,其中的絕大部分放射性物質(zhì)被過濾器所吸收。切爾諾貝利事故就沒有三哩島事故那么幸運了,1986年4月26日,位于前蘇聯(lián)、現(xiàn)烏克蘭境內(nèi)的切爾諾貝利核電廠4號機組,發(fā)生了核電歷史上最為嚴重的一次事故。該核電廠使用的核反應(yīng)堆沒有安全殼類的壓力容器,也沒有蒸汽發(fā)生器,在成本上和靈活度上很優(yōu)越,但正是這些優(yōu)越的地方,變成了致命的弱點。另外,堆芯的體積過大,功率振蕩的現(xiàn)象很嚴重。1986年4月25日,反應(yīng)堆例行試驗,低功率下的長時間運行使得堆的毒物相對過剩。26日1時,操作人員強制提出所有的控制棒保證試驗的順利進行,所提升的棒數(shù)已經(jīng)超出了運行規(guī)程的限制,反應(yīng)堆自身的停堆系統(tǒng)開始運行,但工作人員為了繼續(xù)試驗,強制切除了事故保護系統(tǒng),隨后又關(guān)閉了汽輪機入口截止閥,汽輪機被隔離。不多久,缺少了冷卻和慢化的反應(yīng)堆功率急劇上升。4秒內(nèi)功率爆漲了100倍,引發(fā)了蒸汽爆炸,放射性物質(zhì)外泄并引起了火災(zāi)?；馂?zāi)發(fā)生時,許多員工和消防隊員沖進現(xiàn)場救火,受到了大劑量的輻射。事故的結(jié)果是非常嚴重的,500多人住進了醫(yī)院,共有31人死亡。事故16小時后出動1700余輛機動車撤出13萬人,用石、鉛、混凝土等材料掩埋反應(yīng)堆,在堆的下部也構(gòu)建了防護層,防止污染地下水,電廠30千米內(nèi)土地上噴灑聚合物并用粘性薄膜覆蓋大地,出動飛機驅(qū)散雨云防止降雨污染地下水,對周邊的飲用水和食品進行檢查。從上面兩次大的事故來看,反應(yīng)堆確實是有可能發(fā)生嚴重的事故的,盡管概率很小。但如果外加安全殼,并有足夠的防護措施,損失和影響是可以減到最小,至少不會對環(huán)境和人員造成損傷。兩