注册核安全工程师-核安全综合知识【03】核反应堆与核动力厂

考试大纲要求：了解核反应堆的主要类型以及核动力厂使用的其他核反应堆堆型；国内外新型压水反应堆（AP1000、CAP1400、EPR、华龙一号等）；研究堆的基本概念、应用领域以及国内外典型研究堆；反应堆及核动力装置的功率控制、核反应堆保护系统。熟悉压水堆核电厂的基本特点、系统及设备组成。

• • 《核安全综合知识》备考笔记【03】
  • 绘图：花漾春天 软件：MindMaster 书籍：《核安全综合知识》，环境保护部核与辐射安全中心编写
• • 第三章 核反应堆与核动力厂
  • 考试内容
  • • 了解核反应堆的主要类型以及核动力厂使用的其他核反应堆堆型；国内外新型压水反应堆（AP1000、CAP1400、EPR、华龙一号等）；研究堆的基本概念、应用领域以及国内外典型研究堆；反应堆及核动力装置的功率控制、核反应堆保护系统。
    • 熟悉压水堆核电厂的基本特点、系统及设备组成。
  • 第一节 核反应堆的主要类型
  • • 按功能分类
      • 研究用反应堆
        • 研究中子特性，进而对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究
      • 生产堆
        • 主要是生产新的易裂变核素 233U、239Pu 和各种不同用途的同位素
      • 动力堆
        • 军用动力堆
          • 核动力航空母舰、核潜艇、核动力巡洋舰等
        • 民用动力堆
          • 核动力厂、民用核动力船、航天核动力推进装置、核动力水下潜器和水下工作站等
        • 特殊用途堆
          • 供热堆、海水淡化堆、制氨堆等
    • 按中子能谱分类
      • 按裂变反应的中子能量
      • 快中子堆
        • 裂变是由快中子(平均能量0.1MeV 以上)引起的，因此堆内不能存有中子慢化剂材料
      • 中能中子堆
        • 中能中子堆中存有一定数量的慢化剂，裂变主要是中能中子引起的。
      • 快中子堆或中能中子堆中，堆内都必须使用富集度较高的核燃料。
      • 热中子堆
        • 裂变是由热中子引起的，堆内必须有足够的慢化剂。天然铀、低富集铀燃料、233U/239Pu都可用作热中子堆的核燃料。世界上已建的堆绝大多数属于这种类型。
    • 按照慢化剂分类
      • 慢化剂是使中子减速从快中子变为热中子的物质
      • 轻水堆
        • 现在大量建造的压水堆、沸水堆，都是用轻水 (H2O)作为慢化剂。轻水中所含氢的原子核是慢化能力最强的原子核。轻水作慢化剂的反应堆，其单位体积可产生的发热功率(功率密度)很高，特别适用于核动力舰船。
        • 以轻水作为慢化剂的反应堆也有一些局限
          • 冷却剂同时也是慢化剂的轻水 (H2O)，必须运行在高温条件下。
          • 轻水慢化剂本身具有较强的热中子吸收，这导致轻水堆无法采用天然铀，而必须采用一定富集度的低富集铀作核燃料。
          • 轻水在中子照射下会产生放射性，增加了对屏蔽防护的要求。
      • 重水堆
        • 重水(D2O)是所有慢化剂中中子吸收最弱的材料，同时它的慢化能力却很好，因此不仅可用作慢化剂，而且使这种反应堆可用天然铀作核燃料。
      • 石墨慢化反应堆
        • 世界上第一批反应堆大都采用石墨作慢化剂，包括 1942年12月1日由美国科学家费米领导在芝加哥大学运动场看台下面建立了世界上第一个反应堆。高强度、高密度、耐辐照、耐高温的石墨直到今天，依然在高温气冷堆中扮演着不可替代的角色。
      • 铍或铍化合物堆
    • 按照冷却剂分类
      • 冷却剂是载带堆内产生的核裂变能到堆外热力系统的工作介质
      • 气冷堆
        • 包括 CO2冷却和 He 气冷却反应堆
      • 液体冷却堆
        • 包括轻水冷却的压水堆和沸水堆、重水冷却的重水反应堆、用有机化合物冷却的液体冷却堆
      • 熔盐堆
        • 熔盐冷却
      • 液态金属冷却堆
        • 主要有钠、钠-钾合金、冷、冷、铅合金等冷却的反应堆
    • 按照核燃料分类
      • 按照核燃料中 235U 等易裂变核素的加浓程度即富集度进行分类
      • 分成天然铀燃料堆、低富集铀燃料堆、高富集铀燃料堆几种类型。
    • 普遍应用的5种堆型
      • 压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)
  • 第二节 压水堆核电厂
  • • 压水堆的基本特点
      • 以法国标准900MW压水堆核电(大亚湾核电厂)作为主要对象予以介绍。
      • 压水堆核动力厂采用低富集铀作核燃料，燃料芯块中 235U的富集度约为 3%~5%。
      • 核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。
      • 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。
      • 一二百个燃料组件拼装成压水堆的堆芯。堆芯宏观上为圆柱形。
      • 压水堆的冷却剂是轻水。轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂。
      • 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一般在290℃左右，出口水温 330℃左右，堆内压力15.5MPa
    • 压水堆核电厂的优点
      • 结构紧凑，堆芯的功率密度大。在相同功率下压水堆比其他堆型的体积小。
      • 经济上基建费用较低、建设周期较短。
    • 压水堆核电厂的缺点
      • 必须采用高压的压力容器。
      • 必须采用有一定富集度的核燃料。
    • AP1000
      • 在美国三哩岛事故后，在原来压水堆技术基础上，开发更安全、更经济的先进轻水堆核电技术，形成了非能动安全的先进压水堆 AP1000 和下一代欧洲压水堆 EPR，满足了《核动力厂用户要求》文件对下一代核动力厂的要求。
    • 压水堆反应堆本体
      • 核燃料组件和堆芯
        • 压水堆核动力厂的反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等部分组成。堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的位置。
        • 燃料组件由燃料元件(也称燃料棒)、定位格和组件骨架等部件组成。压水堆的燃料组件通常由 16x16、17x17 和 18x18 等正方形排列的燃料元件组成。其燃料元件活性区部分的高度目前主要有 3.66 m (12 英尺) 和4.27 (14 英尺) 两种。
        • 3.66m活性区高度的每根燃料元件中装有271 块二氧化燃料块，每个燃料芯块直径约8.2mm，高13.5mm
        • 在燃料元件呈17x17 正方形排列的组件中有 289 个位置，其中264个(265个)位置由燃料元件占据。剩下位置留给安放控制棒或中子通量测量管道用。
      • 反应堆压力容器
        • 反应堆压力容器是压水堆核电厂中最关键的设备之一，支承和包容堆芯和堆内构件，是反应堆冷却系统压力边界最重要的部件。
        • 反应堆压力容器工作在高压 (155MPa左右)，高温含硼酸水介质环境和放射性辐照的条件下，寿命不少于40年。
      • 堆内构件
        • 下部支承构件
        • 上部承构件
        • 堆芯仪表支承结构
        • 功能
          • 支承和固定燃料组件，承受堆芯重量
          • 确保控制棒的对中和导向
          • 引导冷却剂流入和流出燃料组件，合理分配流量
          • 为压力容器提供热屏蔽，减少中子和y射线的照射
          • 为堆芯内仪表提供导向和支承
      • 反应堆换料
        • 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，称之为首次换料
        • 这以后，每年换料一次。每次换料只需装卸 1/3 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。
      • 堆内流动组织
        • 作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形下降段，再从底部下腔室进入堆芯。
        • 冷却水通过堆芯带出核反应堆内热量，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。
        • 冷却剂在压力容器流动时，有一部分没有用来冷却燃料元件，此称为旁路流量。应该尽可能减少旁路流量。
    • 一回路系统及其主要设备
      • 反应堆冷却剂系统 （RCP）
        • 冷却系统
        • 压力调节系统
        • 超压保护系统
        • 一回路 压力边界
          • 包括压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器等设备及相关管路组成整个一回路冷却剂系统
          • 控制棒驱动机构的压力外壳也属于一回路压力边界。
          • 边界内所有的设备是安全等级、质量等级和抗震等级最高的设备，是安全等级一级、质量保证等级一级和抗震一类的设备。
      • 蒸汽发生器
        • 蒸汽发生器是压水堆核电厂一、二回路的枢纽，将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧，产生蒸汽推动汽轮机作功。
        • 管板和倒置U 形管是冷却剂压力边界的组成部分。
        • 蒸汽发生器传热管数量大、传热面积占一回路承压边界面积的 80%左右，传热管壁一般为1~1.2mmn。
        • 蒸汽发生器种类
          • 按二回路工质在蒸汽发生器中流动方式划分
            • 自然循环蒸汽发生器
            • 直流(强迫循环)蒸汽发生器
            • 蒸汽发生器种类
          • 按传热管形状划分
            • U 形管蒸汽发生器
            • 直管蒸汽发生器
            • 螺旋管蒸汽发生器
          • 按设备的安放方式
            • 立式蒸汽发生器
            • 卧式蒸汽发生器
          • 按设备的结构特点
            • 带预热器蒸汽发生器
            • 不带预热器的蒸汽发生器
        • 压水堆核动力厂中的蒸汽发生器主要有三种
          • 立式U形管蒸汽发生器
          • 卧式蒸汽发生器
          • 立式直流蒸汽发生器
      • 主循环泵
        • 反应堆冷却剂泵(简称主泵)是一回路系统的重要设备，是压水堆核动力厂的最关键设备之一。
        • 功能是使冷却剂升压，克服冷却剂流动阻力损失，从而把反应堆中产生的热能输送至蒸汽发生器，以产生驱动汽轮机做功的蒸汽。
        • 对核电厂主泵的要求
          • 长期无人维护下安全可靠运行
          • 结构简单，方便维修
          • 能提供足够大的转动惯量
          • 过流部件表面材料耐腐蚀
          • 带放射性的冷却剂泄漏小
        • 主泵分类
          • 全密封泵
            • 优点
              • 密封性能好，运行安全可靠
              • 全密封泵长期在核动力舰艇上使用
            • 局限性
              • 效率相对较低(比轴封泵低10%~20%)，屏蔽电动机造价昂贵
              • 容量小，不宜安装飞轮，因而转动惯量小，维修不便。
          • 轴封泵
            • 采用常规的鼠笼式感应电机，成本降低，效率提高，比屏蔽泵效率高 10%~20%
            • 电机部分可以装一只很重的飞轮，提高了泵的惰转性能，从而提高了全厂断电事故时反应堆的安全性
            • 通过轴密封技术能够严格控制泄漏量
            • 维修方便，轴密封结构的更换仅需10个小时左右
      • 稳压器
        • 在反应堆压力容器出口和蒸汽发生器之间的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上部空间，利用蒸汽的弹性来维持核反应堆内冷却剂的稳定压力。
        • 基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾或超压。
          • 压力控制：稳态运行时，维持一回路恒定压力 (15.5 MPa)，防止堆冷却剂汽化
          • 系统瞬态时，将压力变化限制在允许值以内，避免紧急停堆
          • 事故时，防止一回路系统超压，维护一回路的完整性，即在压力超过安全阀闻值时安全阀开启，蒸汽排放到卸压箱。
          • 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿反应堆冷却剂系统容积变化
          • 在启动时使反应堆冷却剂系统升压，停堆时使反应堆冷却剂系统降压
    • 安全壳
      • 压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在安全壳内，称之为核岛。
      • 安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物，既承受内压又承受外压的坚固建筑物。
      • 安全壳用于保证
        • 在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境的释放。
        • 承受外压以防安全壳外各种可能的冲击，对外部事(如飞机击、龙卷风) 进行防护。
        • 在正常运行期间，对反应堆冷却剂系统的放射性提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏，作为放射性物质与环境之间的第三道安全屏障。
      • 安全壳种类
        • 混凝土壳
          • 带密封钢衬的预应力混凝土安全壳
          • 双层安全壳
          • 负压安全壳，从几何形状上有圆柱形的和球形的
        • 钢壳
    • 一回路辅助系统
      • 保证反应堆和一回路系统正常运行的系统：化学和容积控制系统、硼和水补给系统、主循环泵轴密封水系统。
      • 为核动力厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统：设备冷却水系统重要厂用水系统、余热排出系统(也称为停堆冷却系统) 通风系统。
      • 在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的系统：安全注入系统安全壳喷淋系统。
      • 控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统：疏排水系统、放射性废液处理系统、废气净化处理系统、废物处理系统、硼回收系统、取样分析系统。
      • 一回路其他辅助系统：补给水系统、乏燃料池冷却及净化去污清洗系统等
    • 二回路系统
      • 常规岛
        • 分为汽轮机回路、循环冷却水系统和电气系统三部分。
      • 二回路
        • 汽轮机回路，也称为二回路系统，主要功用是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮发电机组做功发电和供电站其他辅助设备使用。
        • 由饱和蒸汽汽轮机发电机、汽水分离再热器，冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、循环水泵、中间汽水分离再热器和相应的阀门、管道等组成。
      • 三回路
        • 循环冷却水系统，亦称三回路。它向凝汽器提供冷却水，确保汽轮机凝汽器的有效冷却电气系统。
        • 主要设备为发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、辅助变压器、高压开关站和柴油发申机组等组成。
      • 电气系统
        • 循环冷却水系统，亦称三回路。它向凝汽器提供冷却水，确保汽轮机凝汽器的有效冷却电气系统。
        • 主要设备为发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、辅助变压器、高压开关站和柴油发申机组等组成。
      • 饱和蒸汽汽轮机组
        • 压水堆核动力厂的汽轮机与火电站汽轮机在原理上没有什么差别，都建立在朗肯循环基础之上的，只是由于反应堆冷却剂温度的限制只能产生压力较低的饱和蒸汽或微过热蒸汽。
      • 发电机组
        • 核电厂主发电机与火电站发电机不同点在于采用半速四级机组，这是核电广饱和蒸汽汽轮机所要求的。随着单机容量增大，定子和转子的尺寸和重量也相应增加。
      • 二回路辅助系统
        • 包括:主蒸汽排放系统、循环冷却水系统、汽轮机再热与抽气系统、凝结水给水系统、化学水处理系统、事故给水系统、蒸汽发生器排污系统、控制保护系统和润滑油系统等。
  • 第三节 核动力厂使用的其他核反应堆堆型
  • • 一、沸水堆
      • 沸水堆是以沸腾水为中子馒化剂和冷却剂，并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。和压水堆一样，采用轻水作慢化剂和冷却剂，低富集度铀作燃料，燃料形态仍为二氧化铀陶瓷芯块，钻合金作为包壳材料。
      • 特点
        • 本体由反应堆压力容器、堆芯、堆内构件、汽水分离器、干燥器、控制棒组件及喷射泵组成。
        • 堆芯结构和压水堆相似，由燃料组件组成，燃料棒束外有组件盒以隔离流道，每一个燃料组件装在一个元件盒内。
        • 燃料棒也是二氧化铀燃料芯块，以锆-2合金作包壳，内部充满氨气，端部加锆-2合金端塞。
        • 堆芯有约 400~800 个燃料组件，燃料棒按 6x6、7x7、8x8 正方形排列，燃料棒的直径比压水堆的稍大一些。
      • 大多数沸水堆没置两台再循环泵，每台泵通过一个联箱给压力壳内堆芯下方外用 10~12 台喷射泵提供“驱动流”，带动其余的水进行再循环
      • 汽水分离器组件是由圆顶形底板、焊在底板上的许多立管以及每根立管顶部的三级汽水分离器组成的。
      • 干燥器组件由裙形圆筒和排列起来的干燥器组成。每个干燥器由多块波纹板与顶部和底部支承构件相连接成刚性装置。
      • 沸水堆的安全壳发展中除了最早期沸水堆核动力厂采用干式安全壳外，目前运行的大部分沸水堆核动力厂采用的是MarkⅠ、MarkⅡ和MarkⅢ型安全亮。
      • 一次安全壳
        • MarkⅠ、MarkⅡ主要由于阱和湿阱(抑压水池)组成，称为一次安全壳
        • 功能是：冷凝蒸汽和包容一回路失水事故时放出的裂变产物，使厂外辐照剂量不超标，并为相关安全设备提供热阱和水源。
      • 沸水堆与压水堆的比较
        • 与压水堆核电厂相比，沸水堆核动力厂有以下特点
        • 直接循环。核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机，推动汽轮发电机组发电，这是沸水堆核动力厂与压水堆核电厂的最大区别。沸水堆核动力厂省去一个回路，因而不再需要昂贵的、压水堆中易出事故的蒸汽发生器和稳压器，减少大量回路设备。
        • 工作压力可以降低。堆芯工作压力由压水堆的 15MPa 左右下降到沸水堆的 7MPa左右。沸水堆的工作压力虽比压水堆低，但产生的蒸汽温度和压力比压水堆系统的要高，从而提高了热力系统的效率。堆芯工作压力的降低也使系统得到极大简化，从而显著地降低投资。
        • 堆芯出现空泡。与压水堆相比，沸水堆最大的特点是堆内有气泡，堆芯处于两相流动状态。设计好了，空泡系数可以使反应堆运行更稳定，并白动展平径向功率分布，从而具有较好的控制调节性能等。
        • 控制棒。压水堆中在燃料组件内有棒束形式的控制棒。而沸水堆燃料组件内无控制棒，但有水棒，可以增加慢化能力。
        • 在反应性控制需求量和控制手段上，压水堆与沸水堆也不尽相同。在压水堆中总控制量大，在沸水堆中总反应性控制量比压水堆小。
        • 在一回路水总量和压力控制方面，压水堆通过稳压器和化容系统实现，而沸水堆是控制给水流量和通过卸压阀实现。
        • 在功率调节方面，在沸水堆核动力厂可以利用空泡的负反应性效应，即可以通过控制冷却剂流量来改变反应堆功率。
      • 沸水堆的缺点
        • 辐射防护和废物处理较复杂。
        • 功率密度比压水堆小。
    • 二、重水堆
      • 基本特点
        • 重水堆是指用重水作慢化剂的反应堆，是核动力厂中发展较早的反应堆堆型之一。
        • 重水堆按其结构形式可以分为压力管式和压力壳式两类。目前建得最多的是压力管式重水堆。
        • 重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似，是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷块，这种芯块也是放在密封的外径约为十几毫米、长约 500mm的锆合金包壳管内，构成棒状元件。
        • 由37~43根数目不等的燃料元件棒组成长约500mm，外径为100mm左右的燃料棒束组件
        • 反应堆的堆芯是由几百根装有燃料棒束组件的压力管排列而成。重水堆压力管水平放置每个压力管内有 10~12个燃料棒速组件，构成水平方向尺度达6m的活性区。
        • 压力管是承受高压重水冲刷的重要部件，是重水堆设计制造的关键设备。
        • 重水堆核动力厂动力循环系统与压水堆核动力厂相似。一回路系统一般分别为两个相同的循环回路，一个设在反应堆的左侧，另一个设在反应堆的右侧，对称布置。每一个循环回路由2~6个蒸汽发生器和2~8台循环泵组成。
      • 重水堆与轻水堆的比较
        • 差别是由重水的核特性及重水堆的特殊结构所决定的。
        • 重水堆核动力厂可以采用天然铀作为核燃料。以重水慢化的反应堆，可以采用天然铀作为核燃料。从而使得建造重水堆的国家，不必建造同位素分离的浓缩铀厂
        • 与轻水堆核动力厂相比，重水堆核动力厂更节约天然铀。
        • 可以不停堆更换核燃料。压力管卧式重水堆的设计，使不停堆换料得以实现。
        • 重水堆的功率密度低。
        • 重水费用占基建投资比重大。
    • 三、高温气冷堆（HTGR)
      • 发展史
        • 气体作冷却剂的主要优点是不会发生相变，但也存在缺点，气体的密度较低，导热能力差，循环时消耗的功率大。为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压运行。
        • 早期第一代气冷堆是天然铀石墨气冷堆。石墨为慢化剂，二氧化碳气体为冷却剂，金属天然铀为燃料，镁诺克斯(Magnox)合金为燃料棒的包壳材料。
        • 改进型气冷堆(AGR)是第二代气冷堆。它仍然用石墨作慢化剂和二氧化碳作冷却剂。为了提高冷却剂的温度，元件包壳改用不锈钢，并采用了 2%富集铀的二氧化铀陶瓷燃料，二氧化碳温度由 400℃提高到 670℃。
        • 第三代气冷堆即高温气冷堆，是改进型气冷堆的进一步发展。高温气冷堆是国际上公认的安全性好、发电效率高、用途广的先进核反应堆堆型。
        • 高温气冷堆的燃料元件有两种，一种是与压水堆相似的棱柱形的，另一种是球形的，使用这两种元件的高温气冷堆分别称为棱柱形高温气冷堆和球床高温气冷堆。
      • 国内发展
        • 清华大学核能技术设计研究院从20世纪70年代开始进行高温气冷堆和相关技术的研究，1992年开始设计 10MW的高温气冷实验堆(HTR-10)，这是国家高技术发展计划能源领域中的一个重点项。
        • 10MW 高温气冷实验堆是世界上建成的第一座具有非能动安全的模块式球床高温气冷堆。2008 年2月，国务院常务会议讨论批准了高温气冷堆核动力厂重大专项实施方案。根据专项实施方案，将在山东石岛湾建设规模为20万千瓦级的模块式高温气冷堆核动力厂示范工程(简称 HTR-PM)。
      • 模块式高温气冷堆与压水堆的比较
        • 模块式高温气冷堆根据“非能动安全性”原则进行热工设计，使得在事故停堆后，堆芯的冷却不需要专设余热排出系统，燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆压力壳，再经压力壳的热辐射传给反应堆外舱室混凝土墙表面的堆腔冷却器，堆腔冷却器是设置在一回路舱室混凝土墙上的冷却水管，管内的水经加热后完全依靠自然循环将热量载到上部的空气冷却器，最终将热量散到周围环境中去。
        • 模块式高温气冷堆堆芯直径较小，平均功率密度也较低，这种非能动余热排出系统的设计可以保证在极端的事故条件下，即在堆芯冷却剂完全流失、主传热系统的功能完全丧失的条件下，保证堆芯燃料元件的最高温度不超过 1600 C的设计限值，远低于其包覆颗粒燃料的破损温度 2100C。这种非能动的余热排出系统排除了模块式高温气冷堆堆芯熔化事故的可能性，使之具有非能动的安全特性。一回路舱室是阻止放射性外泄的第四道屏障。
        • 模块式高温气冷堆采取纵深防御的安全原则，设置了阻止放射性外泄的四道屏障。全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅包覆层，是阻止放射性外泄的第一道屏障。球形燃料元件外层的石墨包壳，是阻止放射性外泄的第二道屏障。由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳和连接这两个压力壳的热气导管压力壳组成的一回路压力边界，是阻止放射性外泄的第三道屏障。
        • 可以不停堆更换核燃料。压力管卧式重水堆的设计，使不停堆换料得以实现。
        • 重水堆的功率密度低。
        • 重水费用占基建投资比重大。
      • 模块式高温气冷堆应用
        • 高效发电
          • 高温气冷堆氨气冷却剂的出口温度可以高达950℃，由于冷却剂的出口温度高，高温气冷堆用来发电其效率比较高。
          • 蒸汽循环方式，由氨气冷却剂通过直流蒸发器加热二次侧的水，产生 530℃的高温蒸汽，推动蒸汽气轮机发电，发电效率可达 40%左右。
          • 氨气循环方式，堆芯出口的氨气直接进入氨气气轮机做功，然后经压缩机压缩和回热器回热后又回到堆芯形成循环，其效率可高达 50%，环境污染小，即排放到大气环境的热量少，高放射性废料也少。
        • 高温供热
          • 能提供900~950℃的高温工艺热和540℃以下各种蒸汽
          • 冶炼钢铁和有色金属
          • 煤的气化（加氢气化工艺，蒸汽煤气化工艺）
          • 氨和用醇生产
          • 油页岩干馏、稠油注蒸汽开采、石油精炼
          • 热化学裂解水生产氢
          • 向轻纺、海水淡化、区域供热等需要低温工艺热的部门提供供热
        • 生产液态燃料
          • 进行煤的气化和液化，生产清洁的、易于运输的、热值高的气体和液体燃料，它是煤炭资源合理利用的一条重要的新途径。
          • 由于核供热裂解水制氢的工艺获得成功，则高温气冷堆可以用来直接制氢，在未来能源战略上具有极为重大的意义。
    • 四、快中子堆
      • 特点
        • 简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为 0.1 MeV 以上的快中子引起的反应堆，包括实验快堆、原型快堆和商用验证堆。
        • 快堆可用的燃料形式有金属合金燃料、氧化物燃料、碳化物燃料和氮化物燃料。
        • 二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6mm的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒
        • 快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。
        • 反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中，通过顶部的传动机构带动。
      • 分类
        • 根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。
        • 气冷快堆虽然在物理上提高增殖比有好处但气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氨气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。
        • 钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。
        • 钠冷快堆的结构
          • 回路式
            • 回路式结构是将堆本体、一回路的钠循环泵和中间热交换器分立布置，用管路把各个独立的设备连接成回路系统。
          • 池式
            • 池式即一体化方案，池式快堆将堆芯、回路的钠循环泵、中间热交换器，浸泡在一个很大的液态钠池内
      • 优点
        • 可充分利用核燃料
        • 可实现核燃料的增殖。
        • 低压堆芯下的高热效率。
  • 第四节 新型压水反应堆
  • • 一、新型压水反应堆的提出
      • 核动力厂“分代”的概念
      • 第一代是指 20世纪 50-60年代建成的试验堆和原型堆核动力厂，如苏联的第一原子能电站，美国的希平港压水堆核动力厂等，目前仅有较少的第一代反应堆在运行。
      • 第二代是指20世纪60年代末期后投入商业运行的核电机组，如PWR、BWR、CANDU和 WWER 等。第二代核动力厂主要是实现核电商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
      • 第三代是指以满足美国核电用户要求文件 (URD) 和欧洲核电用户要求文件 (EUR)为设计要求的，具有预防和缓解严重事故措施，经济上能与天然气机组相竞争的核电机组，它包括了改革型的能动(安全系统)核动力厂和先进型的非能动(安全系统)核动力厂，并完成了全部工程论证和试验工作以及核动力厂的初步设计，它们将成为下一代(第三代)核动力厂的主力堆型。
      • 美国非能动 AP1000 核动力厂以及法国EPR核动力广都属于第三代核动力厂
    • 二、AP1000
      • 概述
        • 西屋电气公司的AP1000先进非能动型压水堆是一个在AP600基础上设计开发的电功率为1117MW的压水反应堆，它保留了 AP600 的设计结构，尽量减少对AP600 设计上的改动
        • AP1000核动力厂在成熟的压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动理念，使核动力安全系统的设计发生了创新性的变化，在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施;简化了安全系统配置，减少了安全支持系统，大幅度地减少了安全级设备(包括核级电动阀泵和电缆等)及抗震构筑物，取消了 1E 级应急柴油发电机系统和大部分安全级能动设备:明显降低了对大宗材料的需求。
      • 设计特点
        • AP1000 的设计是一个两回路、百万级压水堆核动力厂，采用非能动安全设施以及简化的电厂设计，从而使核电厂具有良好的可建造性、可运行性和可维修性。
        • 机组净电功率约1117MW，电站设计寿命 60a
        • 机组可利用率>93%，非计划停堆次数小于每年一次
        • 燃料热工裕量，即偏离泡核沸腾比 (DNBR) 裕量大于15%
        • 燃料组件卸料燃耗可达 60000MWd/U堆芯燃料循环的换料周期为18个月17d完成换料
        • 堆芯损伤频率<1x10-/(堆·年)，严重事故下大量放射性物质释放频率<1x10-7(堆·年)
        • 换料周期为18~24 个月
        • 非能动安全系统保证了在事故发生后，操作员可不干预时间至少为 72 h;(8)抗震设计的安全停堆地震 (SSE) 水平加速度为 0.3g
        • 采用安全壳外冷却的方案实现堆芯熔化后堆芯熔融物在压力壳内滞留。在表3-7 中列出AP1000 设计的总参数。
      • 堆芯结构与燃料设计
        • AP1000的堆芯、堆压力壳和堆内构件基本上与目前常用西屋公司压水堆的是一样的。由于两回路，在管嘴上作了调整。构件是标准的，只作了很少的修改。
        • AP1000 堆芯有 157 个燃料组件，堆芯活性区高度为 4.26m（14 英尺)。最大组件燃耗可达 60GW·d/U。
        • 堆芯围筒代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓松动脱落，并月降低中子泄漏，提高了中子的经济性。
        • 堆芯设置反应性价值比较低的灰控制棒，功率调节和负荷跟踪采用机械补偿运行，可以不需要调节硼浓度就能够完成日负荷跟踪。
        • 由于硼处理设备的取消，简化了系统，大大减少了调硼产生的废水量。
        • AP1000提出了传统的堆芯三区装载和先进燃料装载二种首炉堆芯的燃料装载方式。
        • 对于AP1000堆芯平衡燃料循环，采用如下的策略和技术:
          • 长周期高燃耗的燃料管理策略;
          • 堆芯燃料采用低泄漏装载方式;
          • 轴向设置低富集度区;
          • 采用 IFBA 可燃毒物，用于展平堆芯功率分布和燃耗反应性补偿。
      • 一回路及其特点
        • AP1000 的一回路由两个环路组成。
        • 系统包括：一台反应堆压力容器、一台稳压器和两条冷却剂环路。每环路由一台蒸汽发生器、两台反应堆冷却剂泵、一个热管段(内径787.4mm，31英寸)和两个冷管段(内径558.8mm，22英寸)组成。系统还包括为运行控制和安全保护所需要的阀门和仪表。
        • 核蒸汽供应系统(NSSS)设备在反应堆安全壳内。所有安全相关设备都在安全壳或辅助厂房内。安全壳和辅助厂房放在同一个抗震的筏基上。
        • AP1000的压力容器大约12m高，内径3.988m，顶盖外径4.775m。材料是低合金钢表面堆焊奥氏体不锈钢 0.56cm。总重 417t，设计参数为 17.1MPa 和343℃，工作压力 15.5MPa，寿命60a。
        • AP1000有两台 Delta-125 蒸汽发生器。都是标准的西屋F-型技术，在管板全深度液压胀管，三角型的管心距。
        • AP1000的稳压器是西屋公司设计的并在 70个核动力厂运行的稳压器。
        • AP1000的反应堆冷却剂泵为全密封式泵 (又称为屏蔽泵)，每台蒸汽发生器的底封头直接安装两台泵。
      • AP1000的安全系统
        • 非能动堆芯冷却系统(PXS，Passive Core Cooling System); 包括非能动余热排出系统和非能动安全注入系统:
        • 非能动安全壳冷却系统(PCS，Passive Containment Cooling System)
        • 主控室应急可居留性系统(MCRHS，Main Control Room Habitability System)
        • 安全壳隔离系统(Containment Isolation System)
        • 安全壳氢气控制系统(Hydrogen Control System)
      • AP1000应急堆芯冷却系统
        • 应急堆芯余热排出:在正常载热路径丧失时(蒸汽发生器不可用时) 提供堆芯余热的载出
        • 反应堆冷却剂系统应急补给和硼化: 在非一回路失水事故下当化容系统的补给失效或不足时提供补给;
        • 安全注入：在不同尺寸破口的泄漏和破裂的情况下实施安全注射，提供芯冷却和卸压。
      • AP1000非能动安全壳系统
        • AP1000安全壳是钢安全壳，直径为39.624m，高为65.634m，自由容积为56634m3
        • 由4个环段和上下封头组成。圆柱段是 7.77。安全壳厚 4.44 cm，设计压力(表压)为4.07 bar。
        • 安全壳设置两个设备闸门和两个人行通道气闸。
        • 作为最后的一道安全屏障，安全壳有下列功能
          • 在正常运行时为堆芯和反应堆冷却剂系统提供屏蔽;
          • 在设计基准事故下包容空气中的放射性物质;
          • 安全壳外有抗地震的混凝土结构，有保护安全壳使之免于受外部事件(龙卷风、导弹等)的损坏。
      • AP1000非能动主控制室应急可居留系统
        • 非能动主控制室应急可居留系统(MCRHS)能自动启动和非能动地工作，保证主控制室可居留性和限制电厂选定区域内的温度，它可以不依靠厂内和厂外交流电源、操纵员的动作或能动部件。
          • 为主控制室人员提供呼吸用的空气;
          • 保持主控制室相对于周围区域有一个正压，防止沾污的空气进入;
          • 在设计基准事故后，利用结构的热容量，为电厂中必须保持其功能的那些设备提供非能动的冷却。
      • AP1000安全壳氢气控制系统
        • 在设计基准 LOCA 事故后，限制和降低安全壳内的整体氢浓度:
        • 在严重事故后，为防止氢燃烧或爆炸提供纵深防御;
        • 在正常运行和设计基准事故后监测安全壳内大气中的氢浓度;
        • 在堆芯发生恶化或熔化情况时或之后，采用就地点燃释放的氢气的方法，防止安全壳内的整体氢浓度达到可燃限值。
      • 熔融堆芯在压力容器内的滞留 (IVR)
        • 将熔融堆芯滞留在压力容器内(I-Vessel Retention）简称为IVR，是AP1000非能动AP1000核动力厂采用的一项重要的对付严重事故策略。它保证第二道屏障压力容器不被熔穿，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应，使放射性向环境释放的概率降到最低。
    • 三、CAP1400
      • CAP1400 反应堆是我国自主开发的大型先进压水堆核电站，该核电系统采用了大量的非能动安全理念，在严重事故的事件序列和事故分析等方面都与国内传统的“二代”和“二代加”电厂有较大差异。
      • CAP1400 初步设计是在 AP1000 术引进消化吸收基础上，进一步提高安全件和经济性，提升了功率，并对反应堆冷却剂系统、专设安全设施、主要核岛辅助系统和主设备以及核岛厂房布置等进行了重新设计和系统性的优化。
      • 国核压水堆示范工程(CAP1400)是我国自主开发的具有自主知识产权的非能动压水堆，核电厂，该核电厂一回路系统主要包括：压力容器、2 台蒸汽发生器、稳压器、稳压器波动管、4台主冷却剂泵、4 条冷管段、2 条热管段。二回路系统包括:主给水系统、启动给水系统、主蒸汽隔离阀、蒸汽发生器安全阀、汽轮机等
    • 四、欧洲压水反应堆(EPR)核动力厂
      • EPR 基本特性
        • 欧洲压水堆(EPR)是由德国西门子公司(SIEMENS)和法国法玛通公司(FRAMATOME现为AREVANP)，以及法国电力公司(EDF)联合开发的第三代欧洲压水堆核动力厂，体现了法德两国超过 1300 堆·年的核动力厂运行经验，采纳了法德两国最新投入的 N4 和KONVOI反应堆所应用的新技术，在核动力厂可靠性、运行安全、纵深防御和经济效益方面进行了改进。
        • EPR 系统设计遵循简单化和多样化原则。重要的安全系统及其支持功能设备，包括安全注入、应急给水、设备冷却、应急电源，都按四列设计。
        • BPR 采用组合在一起的余热排出系统和低压安注系统。对于设计基准事故，不需要安全喷淋。针对飞机坠落的外部灾害，EPR 反应堆厂房、2个安全厂房采用了掩体式设计，可以经受军用或商用飞机的撞击。
        • 四列冗余的安全系统使预防性维修得到了优化。与当前核动力厂相比，在运行期间可以完成系统部件的试验和维修，即可进行不停运的日常保养维护。
      • EPR堆芯和一回路系统
        • EPR 在堆芯的物理设计上，采用大堆芯，有 241 燃料组件，以降低了线功率密度，提供了大的裕度。
        • 初始堆芯采用四种不同富集度的燃料分区布置，两区富集度最高，其中一组有轧。在换料方案上，可以是“由里向外”方案，也可以是“由外向里”方案。
        • EPR 的蒸汽发生器、稳压器和主泵是在目前大型压水堆使用设备基础上改进的。
        • EPR热效率达 37%。两级汽水分离器作了优化设计，减少了数量，便于维修。
        • 增加了二回路的水量，在给水管路完全断水情况下，延长了蒸汽发生器完全烧干的时间，改善了机组的安全性。
        • EPR 稳压器体积也增加到 75m，有利于寿命延长到 60a。结构的改进有利于卸压阀和电加热器的维修。
        • EPR 主泵仍然是轴封泵，但流量提高了，冷却剂流量为 27180平方米/h，扬程达 100.2m，总高度 9.4m。
        • EPR 主泵装了一个停运密封装置，以便在一回路破口情况下轴封水冷却装置长时间不可用或一号轴封发生故障时保证轴的密封性能。
      • EPR 专设安全设施
        • EPR 安注/余热载出系统
          • 设计遵循简单化和多样化原则。
          • 安注/余热导出系统有四列，按 4x100%设计，每个安全系统有相石独立的厂房，每个安全系统都可以独立完成安全功能。
          • 每列包括:中压安注泵，低压安注泵、低压注入热交换器和安注箱。
        • EPR应急给水系统
          • EPR 的应急给水系统 (EFWS)是一个专门的系统。
          • EPR的应急给水系统(EFWS)与标准电功率900MW机组的两列不同，按4x100%设计，每列有一个水箱(2、3列是400m3，14列是440m3)，供水容积375m3，应急给水泵能力为100m3/h。
        • EPR 安全壳
          • EPR 的安全壳为双层安全壳，安全壳非常牢固，具有非常高的密封性。
          • 总厚度达 2.6mm 厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭，考虑了军用、一般飞机和商用飞机(20t，速度215 m/s)。
          • 安全壳设计压力提高到0.65MPa，设计温度提高到170C。安全壳在设计压力下的泄漏率为0.3%/d。安全壳的抗震设计按0.25g 考虑。
          • 在 EPR 安全壳内装有氢复合器，安装了47 个两种非能动催化复合器，在氢浓度达到 2vo1%时，氢复合器自动启动。
      • 堆芯熔融物收集系统
        • 为了对付堆芯熔化的严重事故，EPR 设计了堆芯捕集器，冷却堆芯熔融物，使用了耐特高温保护材料，保证混凝底板的密封性。在反应堆厂房内设有专门的堆芯熔融物扩散区，用来冷却从压力容器内流出的堆芯熔融物。
      • EPR 安全壳排热系统(CHRS)
        • 安全壳排热系统(CHRS)作用是控制安全壳压力，确保余热的载出，阻止余热效应使安全壳升压，以保持安全壳长期完整性。CHRS 由两列组成，泵和热交换器在安全厂房，从换料水箱IRWST吸水，通过喷淋系统降低安全壳压力和温度，热交换器二次侧是专用的中间冷却系统。
    • 五、华龙一号
      • 概述
        • 华龙一号是利用ACP1000 和ACPR1000的研发设计成果，充分借鉴融合了三代核电技术的先进设计理念和我国现有压水堆核电站设计、建造、调试、运行的经验，以 177 组燃料组件堆芯和三个安全系列设计方案为基础，采用确定论和概率论相结合的安全分析方法进行充分论证，并根据分析结果和正确的工程判断，对方案进行融合并优化，自主创新的三代百万千瓦级压水堆核电技术。
      • 设计参数
        • 177个12 英尺燃料组件的反应堆:
          • 二列安全系统;
        • 能动与非能动相结合的安全措施:
          • 概率安全目标:CDF<1.0x10/(堆。年)、LRF0x10-7/(堆。年).(4)
        • 堆芯热工裕量>15%:
          • 单堆布置
            • 安全停堆地震 0.3g
              • 大自由容积双层安全壳
        • 抗大型商用飞机撞击;
          • 60a设计寿命;
            • 电厂平均可利用率>90%;
              • 操纵员不干预时间30min;
        • 完善的严重事故预防和缓解措施
          • 全数字化仪控系统
            • 堆芯测量从堆顶引入
        • 取消反应堆压力容器下封头贯穿件:
          • 安全观嘲筹粹内置锗铂啊换料水箱
            • 破前漏(LBB)技术
        • 疲劳监测系统:
          • 放射性废物离堆处理，待处置固体废物年产生量小于 50m/(堆·年)
        • 职业照射集体剂量小于1人·Sv/(堆·年)。
      • 堆芯及反应堆结构
        • 华龙一号核电厂反应堆由燃料组件及相关组件、堆内构件、反应堆压力容器及其支承结保温层、控制棒驱动机构和堆顶结构等组成。
      • 反应堆冷却剂系统
        • 系统功能
          • 导出堆芯热量
            • 控制反应性
          • 作为第二道安全屏障
            • 控制一回路系统压力
        • 系统配置
          • 反应堆冷却剂系统由三条并联到反应堆压力容器上的环路构成。每条环路包括一台蒸汽发生器、一台轴密封式反应堆冷却剂泵以及互相连接的反应堆冷却剂管道、控制仪表等。
          • 三条并联环路与一个共用的压力安全系统相连，它包括一台稳压器、一台卸压箱以及用于压力控制、超压保护和严重事故下快速卸压的阀门、仪表和相应的连接管道等
      • 核岛布置和安全壳
        • 核岛布置
          • 核岛包括以下厂房：反应堆厂房、燃料厂房、安全厂房、核辅助厂房、废物处理厂房应急柴油机厂房、运行服务广房等。
        • 安全壳
          • 机组采用双层安全壳设计。双层安全壳通过外层安全壳和内层安全壳组成的双重屏障及安全壳之间通风过滤系统来保证其密封性。内外层安全壳之间的环形空间通过通风系统使其保持负压。该通风系统还用于收集内壳的泄漏，并在向外部环境排放之前滤除放射性物质。
          • 内层安全壳为预应力钢筋混凝土结构，由筒壁和穹顶组成。
          • 外层安全壳为钢筋混凝土结构，由筒体部分和穹顶组成，筒体上部绕安全壳一周设置有外挂水箱。
      • 安全系统
        • 安全注入系统
          • 蒸汽发生器辅助给水系统
            • 蒸汽大气排放系统
              • 应急硼酸注入系统
                • 堆坑注水系统
        • 二次侧非能动余热排出系统
          • 多样化热阱系统
            • 安全壳热量导出系统
              • 安全壳内可燃气体控制系统
        • 一回路快速卸压系统
          • 压力容器高位排气系统
            • 大自由容积的双层安全壳
              • 主控室可居留系统
  • 第五节 研究堆
  • • 一、概述
      • 研究反应堆是指主要用来作为中子源的核反应堆，也称为非动力反应堆。
      • (1)研究堆的类型按中子通量密度的大小分为零功率、普通中子辐照反应堆和高通量堆。
      • (2) 按中子产生的方式分为次临界装置、临界堆和脉冲堆
      • (3)按慢化剂的不同分为重水堆、轻水堆、石墨堆等
      • (4)也可按中子能谱分为热中子堆和快中子堆。
      • (5)按燃料的形状分为棒状燃料堆、板状燃料堆、圆环型燃料元件堆、各种形状的弥散体燃料堆和液体燃料堆。
      • (6)按堆的布置分为池式研究堆、罐式或壳式研究堆。
      • (7)按燃料的富集度分为高富集度铀 (HEU)堆和低富集度 (LEU)等。
      • (8)按燃料的不同分为固体燃料堆、溶液堆和熔盐堆等。
    • 二、特点和应用领域
      • 设计特点
        • 研究堆的主要功能是产牛中子源，并用于进行辐照和其他研究，通常研究堆的设计都会在堆芯或反射层中布置引出中子束流或安装辐照装置的辐照孔道，辐照孔道既可以垂直安装通常称为垂直辐照孔道，也可以水平安装，通常称为水平辐照孔道或中子束流孔道。
      • 应用
        • 热中子散射实验
        • 材料分析和辐照研究
        • 同位素生产
        • 堆中子活化分析
        • 通过材料辐照改变材料特性
        • 培训工作
    • 三、我国建造的典型研究堆
      • 概述
        • 我国第一座研究性反应堆是重水实验堆，于 1958 年6月13 日首次达到临界，该堆安全运行近50a后于2007年7月18 日最终停运，转入安全关闭过渡期。
        • 在20世纪60-70年代建设了清华大学屏蔽试验堆、492 游泳池堆和 125MW高通量工程试验堆。并建立了快堆临界装置、铀水临界装置。20世纪80年代末建成了5MW核供热堆，2000 年 12 月高温气冷堆 (HTR-10)达到了临界。此外，还建造了几座中子源微堆和两座脉冲堆。2010年5月先进高通量研究堆(CARR)实现首次临界，2012年3月1日达到满功率
      • 先进研究堆CARR
        • 中国先进研究堆是一座技术性能先进的研究设施，是面向 21 世纪科学技术发展需要而研发的一座高性能、多用途、安全可靠的高通量核反应堆装置，并配套相关实验终端。2010 年5月13日实现首次临界，2012年3 月达到满功率运行。
        • CARR 为轻水冷却慢化、重水反射的反中子阱池式反应堆设计核功率为60MW
        • 设计特点
          • 反中子阱型结构设计，采用这种结构后获得中子能谱的空间分离，具有在重水反射层中获得较高的热中子通量密度和中子可利用的空间大等特点。
          • 反应堆活性区不裸露设计。堆本体浸没在一个深 15 的水池内其活性区安装在水池底部的衰变箱上+1.2m 处(活性区中心标高)。
          • 衰变箱的空间布置设计。
          • CARR 还有其他一些特点，如控制保护系统设计采用全数字化技术，控制棒驱动机构的多样性设计，主回路系统和重水冷却系统采用结构紧凑的板式换热器，冷中子源冷包结构设计，非能动的自然循环瓣阀设计，抑制操作大厅辐射水平的热水层设计。
        • 应用领域
          • (1)先进核反应堆工程技术研究，包括:燃料和材料辐照考验研究、聚变堆在线产氮工艺;反应堆工程技术研究;
          • (2)中子散射实验研究;
          • (3)中子核分析技术研究，包括在线中子活化分析和中子照相;
          • (4)非动力核应用技术研发，包括民用放射性同位素研发与单晶硅中子掺杂研发
          • (5)硼中子俘获治疗技术(BNCT) 研究
          • (6)核技术和核能教育培训。
      • 脉冲堆
        • 铀氢锆脉冲堆在科学技术研究方面具有广泛的应用价值，是一种具有固有安全特性的中子源辐照反应堆。
        • 铀氢锆脉冲堆是一种小型均匀研究堆，采用氢化错与铀均匀弥散混合作为固体燃料--慢化剂元件，采用轻水做冷却剂，构成一种池式反应堆，简称 TRIGA 堆。
        • 我国第一座铀氢锆脉冲堆于1990年由中国核动力研究设计院设计研制建成，第二座铀错脉冲堆是西安脉冲堆，是在第一座原型脉冲堆基础上，根据用户对脉冲堆的应用要求进行设计、建造的。
        • 设计特点
          • 脉冲反应堆本体主要包括反应堆水池及水池盖板、池内构件、堆内构件及堆芯部件.堆桥、控制棒驱动机构等设备及部件，堆芯在稳态运行和脉冲运行时，堆芯的布置不同。
        • 应用领域
          • 脉冲堆具有一堆多功能的独特性能，可广泛用于工业、农业、医疗、环保、司法、勘探、考古、刑事、食品加工等领域。
          • 连带脉冲反应堆设置的多种实验辐照装置，可以开展多种核技术应用和科研、生产工作，如辐照生产放射性同位素、进行中子活化分析、中子照相、硅单晶中子辐照掺杂、材料辐照加工及辐照试验研究，开展核物理、中子物理、放射化学等科学理论研究以及人材培训等。
      • 中国高通量工程试验堆(HFETR)
        • 中国高通量工程试验反应堆(HFETR)是一座压壳型反应堆，它采用高浓铀多层套管型燃料元件
        • 水作慢化剂和冷却剂，铍作反射层，热功率125MW，燃料内最大热中子通量
        • 堆芯燃料采取了规则的三角布置，栅距 64 m。每个燃料组件、组件和铝组件均占据一个栅元，并可互换。
        • 辐照孔道在堆芯的位置是固定的，但对堆芯栅板上辐照孔道的开孔作了特殊结构处理，使得这些孔道的位置也可用燃料组件或镀组件来取代。
        • 18 根控制棒各占据一个固定栅元。
        • 优点
          • 堆芯不仅有较高的热中子通量，而且也有较高的快中子通量，对于燃料和结构材料的辐照研究均较为有利，并能较好地适应不同堆型(包括快堆)的辐照任务。
          • 堆芯装载灵活性较大。该堆具有较大的功率，而且堆芯装载灵活，可按辐照任务的变化来改变堆芯的装载量。
          • 活性区结构空间内多余的水腔用锁来填充，且用铍作反射层，在提供同样数量的辐照孔道的前提下，可显著减少高富集度铀燃料的装载量。
        • 应用
          • 核燃料元件辐照试验;
          • 材料辐照试验;
          • 高比活度放射性同位素的研制与生产:
          • 单晶硅中子嬗变掺杂:
          • 卸料元件Y辐射源的开发利用:
          • 本科生、研究生实习与研究平台，以及核工程技术人员和反应堆操纵员培训。
    • 四、世界几座典型研究堆
  • 第六节 反应堆及核动力装置的控制
  • • 一、缓发中子的作用
      • 在核反应堆中核裂变产生的裂变中子分为两类;一类中子是在裂变后约 10的-14s 内放出的称为瞬发中子;另一类是由裂变后产生的裂变产物在其衰变时产生的，这部分中子是在裂变后一直持续几分钟的时间内陆续放出的，称为缓发中子。
      • 对于由U(235)核燃料主要运行的反应堆，瞬发中子占全部裂变中子的 99.35%，而缓发中子占全部裂变中子的 0.65%。
      • 在维持链式反应中，除依靠瞬发中子外，还依靠着缓发中子。虽然缓发中子的份额不大，但作用很大，使得反应堆中子通量的增加就没有那样快了。
      • 考虑缓发中子后，代中子平均寿命为瞬发中子和缓发中子的权重平均值。代中子平均寿命约为 0.085 。与不考虑缓发中子时的中子平均寿命 0.0001s 相比约大850倍。
      • 对于.1%的反应性变化，中子通量增加e倍所需要的时间即反应堆周期为 85s，使反应堆控制成为可能。可见缓发中子在反应堆控制中起着很重要的作用。
    • 二、核反应堆功率控制原理
      • 启动、停堆以及改变反应堆的功率
        • 通过直接控制反应堆内的中子数目来改变反应堆的有效增殖系数
        • 在反应堆启动时，采取措施时，有效增殖系数逐步接近 1，实现临界。
        • 在实现临界后，为了提高功率时，可让有效增殖系数略大于 1，则反应堆超临界，中子数目增加，核反应增多，功率就上升，直至达到所要求的功率水平时，再采取措施使有效增殖系数下降并维持有效增殖系数=1。
        • 当反应堆降功率或停堆时，使有效增殖系数<1，反应堆处于次临界，中子数目减少，功率下降，直至达到所需功率或完全停堆。
      • 抵消过剩反应性，补偿燃耗
        • 要反应堆在稳定状态下工作，必须保持有效增殖系数=1，也就是说必须维持反应堆处于临界状态
        • 如果一个堆建成时正好是临界，那么它就不能维持多久，因为燃料的消耗，裂变产物的积累会使有效增殖系数降低。
        • 故建造一个动力堆应根据所要求的运行期限，第一次装入堆内的裂变燃料远比最小临界质量多得多
        • 反应堆在初始时，有效增殖系数>1，需要用控制棒、硼酸溶液和固体可燃毒物等来抵消这部分过剩反应性。
        • 以后随着运行过程逐步地将控制棒提出，或把硼酸浓度稀释，来释放过剩反应性，补偿燃耗。
      • 维持功率水平
        • 由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏离指定值。为了维持一定功率水平，用控制棒的自动调节来抵消各种引起功率波动的因素。
      • 保证堆的安全
        • 反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现某种紧急情况，控制保护系统应能快速动作及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆安全。
    • 三、核动力厂功率控制系统
      • 压水堆核蒸汽供应系统配置了以下主要控制系统
        • 反应性控制和功率分布控制系统，或简称为反应堆功率控制系统
        • 反应堆功率调节系统
        • 反应堆冷却剂平均温度调节系统
        • 一回路即稳压器压力控制系统
        • 稳压器水位调节系统
        • 蒸汽发生器水位调节系统
        • 蒸汽排放控制系统
      • 反应堆功率控制
        • 反应堆功率控制是由反应堆功率控制系统来实现的。
        • 功能
          • (1)实现反应堆的启动、停堆、升功率、降功率以及维持反应堆稳态运行。
          • (2)在不超过额定功率时允许负荷有士10%阶跃变化，能使电厂恢复至平衡状态而不导致事故停堆、蒸汽排放或卸压阀动作。
          • (3)实现功率分布的控制，使反应堆处于良好的安全性和经济性状态下运行。
          • (4)抵消过剩反应性、补偿在运行中由于温度变化、中毒和燃耗所引起的反应性变化。
          • (5)使核蒸汽供应系统(NSSS)能适应正常运行的各种态工况，根据电网的要求和运行的需要，改变系统的运行状态，保持操作上的灵活性。
          • (6)在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数在允许的范围内，以尽可能减少反应堆保护系统的动作。
      • 功率调节系统
        • 反应堆功率调节系统的目的是使反应堆的功率迅速跟踪二回路的功率。
        • 调节特性
          • 平调节特性。其特点是当负荷变化时，维持一回路的平均温度不变。
          • 过调节特性。此时当负荷变化时，蒸汽参数维持不变，但一回路的平均温度变化较大
          • 中间调节特性。介于上述两者之间的调节特性。
          • 组合调节特性。是上述方案的组合，不同调节特性的组合，即在低负荷段采用过调节特性或中间调节特性，以适应较小较慢的负荷变化，而在高负荷段采用平调节特性，以适应 较大较快的负荷变化。
        • 调节系统的组成
          • 主控制回路
          • 整定值确定回路
          • 出力不一致回路
          • 控制棒驱动回路
      • 轴向功率分布调节
        • 第一种方式为美国 20 世纪 80 年代开发的，其基本原理是将堆芯外长中子电离室测得的轴向功率偏差信号与目标带信号进行比较。轴向功率偏差定义为上、下部电离室电流之差。
        • 第二种方式为西德20 世纪80 年代开发的。控制棒束被分为两类:一类称L组(即负荷组)，占控制棒束的多数，另一类称D组(即多普组)，共4组。在满功率稳定运行情况下L组控制棒仅插入堆芯 1/10高度左右，在此位置有较好的功率分布控制能力。D组控制棒除一组插入堆芯较深外，其他三组与工组控制棒插入同样深度。
      • 核动力厂稳态运行方式
        • 一种是一回路冷却剂平均温度不变而二回路蒸汽压力随负荷而变化。
          • 优点是：可以利用压水堆装置自调节性，使外部控制系统简化;一回路体积基本不变，稳压器体积小，功率变化时废水少。
          • 缺点是：二回路参数随输出功率变化幅度太大，蒸汽温度随负荷增加而下降，影响循环热效率，在低功率时，蒸汽压力又相对较高，要求设备有较高的耐压能力，给水泵、自动阀和汽轮机提出了苛刻要求。
        • 一种是保持二回路蒸汽温度(即压力)不变。
          • 优点是提高了二回路循环效率，但必须设计很大的一回路稳压器。必须有复杂的外部控制系统，功率调节系统较为复杂。
          • 优点是提高了二回路循环效率，但必须设计很大的一回路稳压器。必须有复杂的外部控制系统，功率调节系统较为复杂。
    • 四、核反应堆的仪表控制系统
      • 核仪表系统
        • 核仪表系统由分布于反应堆压力容器外的一系列中子探测器来组成，用于测量反应堆功率、功率变化率以及功率的径向和轴向分布等，是直接关系到反应堆安全的重要系统之一。
        • 功能
          • (1)提供信号：通过连续监测反应堆功率，功率变化及功率分布，并对测得的各种信号加以显示记录，从而向操纵员提供反应堆装料、停堆、启动及功率运行时反应堆状态的信息。
          • (2)提供控制信号：向反应堆控制系统提供堆功率信号，移动控制棒
          • (3)监测功能：通过功率通道信号的计算值，来监测反应堆径向功率倾斜和轴向功率偏差。此外，在主控制室和反应堆厂房内设计有视听计数通道，在停堆和启堆期间给出中子的视听计数。
          • (4)安全功能：防止反应堆发生超功率，向反应堆保护系统提供中子通量高和中子通量变化率高信号，触发反应堆紧急停堆。
      • 堆芯测量系统
        • 堆芯测量系统包括堆芯温度测量、堆芯中子通量测量和压力容器内水位测量三部分，其总的功能是:提供反应堆燃料组件冷却剂出口温度信息、堆芯中子通量分布信息及压力容器内水位信息。
        • 堆芯温度测量的功能
          • 给出堆芯温度分布图，并连续记录堆芯温度，显示最高堆芯温度及最小温度裕度
          • 探测或验证堆内径向功率分布不平衡程度
          • 判断是否有控制棒脱离所在棒组
          • 供操纵员观察事故时和事故后芯温度和过冷度的变化趋势。
        • 堆芯中子通量测量的功能
          • 在反应堆启动升功率期间检查寿命初期功率分布与设计值的一致性，检查用于事故研究的热点因子是否安全，校准堆外中子测量各个电离室，监测在堆芯装料时可能的错误。
          • 在反应堆正常运行期间检查功率分布作为燃耗的函数与设计要求的一致性，监测燃料组件的燃耗，校准堆外核仪表的刻度，监测堆内运行上的偏离。
        • 压力容器水位测量的功能
          • 失水事故发生时监测堆芯淹没情况
          • 正常充、排水时观察反应堆内水位情况
          • 主泵启动时，监测堆芯压差
  • 第七节 核反应堆保护系统
  • • 一、保护系统的功能
      • 保护系统的范围是:从监测电厂有关变量的敏感元件开始到安全驱动系统输入端和安全系统辅助设施输入端为止。
      • 保护系统用来探测核反应堆工况偏离正常运行状态，一旦超过安全限值，就会发出保护动作，通过安全驱动系统和安全系统辅助设施，完成所需的安全动作，维持安全并减轻事故后果。
      • 保护系统包括那些为了保护反应堆根据电站参数变化而操作紧急停堆断路器和专设安全设施执行机构的全部电气设备。
      • 保护系统组成
        • 核反应堆停堆触发系统
        • 专设安全设施(应急堆芯冷却、蒸汽和给水管道隔离、辅助给水、安全壳隔离、安全壳喷淋和氢气复合等)触发系统。
      • 由保护系统控制的安全设施
        • 蒸汽管道隔离装置
          • 主给水隔离装置
            • 安全壳隔离装置
              • 安全注入系统
        • 安全壳喷淋系统
          • 辅助给水泵
            • 柴油发电机
      • 保护系统完成的任务
        • 探测电广变量已达到整定值
        • 判明需要保护的状况
        • 按正确的次序触发相应安全任务所需要的所有安全动作，包括保护系统本身、安全驱动系统和安全系统辅助设施的动作
        • 监测电厂变量并向运行人员显示其数值，供手动启动保护动作之用
      • 保护系统设计要求
        • 能自动触发有关的系统(必要时包括停堆系统)动作，以保证发生预期运行事件时不超过规定的设计限值;
        • 能检测到设计基准事故，并触发为把这些事故后果限制在设计基准范围内所需的系统动作;
        • 能抑制控制系统的不安全动作。
    • 二、保护系统的安全准则
      • 单一故障准则
        • 要求某设备组合在其任何部位发生单一随机故障时仍能执行其正常功能。该准则要求保护系统内单一故障或单次事件引起的故障不应有损于系统的保护功能。
      • 元余性和独立性
        • 为了使保护系统满足单一故障准则，提高反应堆的安全性，设计中应采用冗余设计技术包括安全监测通道的冗余、安全逻辑装置的冗余和整个系统的几余等。
      • 多样性
        • 多样性已作为对付共模故障和共因故障的一种防护手段。多样性包括功能多样性和设备的多样性。
      • 故障安全
        • 指当系统发生任何故障时仍能使之保持在安全状态。
      • 逻辑符合
        • 保护系统的设计必须能够满足可靠性和安全性两方面的要求。
      • 可试验性和可维修性
        • 保护系统应用冗余度是为了使它们在发生一些故障之后还能继续运行。然而，为了能发现和修理故障的元件，防止故障积累而导致总的保护系统故障，仍需要定期试验。
    • 三、保护系统的实现
      • 核反应堆停谁触发系统
        • 启动保护。防止停堆情况下控制棒失控或反应堆启动过快。
        • 核功率保护。在功率运行时发生控制棒失控、弹棒事故或其他反应性事故下实现保护。
        • 堆芯保护。防止偏离泡核沸腾比过小和燃料线功率密度过大而导致堆芯损坏。
        • 冷却剂压力和液位保护。用以保护一回路管道破裂，稳压器卸压阀、安全阀误动作或汽轮发电机甩负荷等引起的系统压力降低、稳压器水位降低;或系统压力升高、稳压器水位升高等事故。保护参数主要为稳压器压力和水位。
        • 冷却剂低流量保护。用以保护主泵断电或故障引起的流量丧失事故。
        • 高能管道破裂保护。用以在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时，停闭反应堆并可能启动应急堆芯冷却系统、安全壳喷淋、主蒸汽管道和主给水管道隔离、安全壳隔离专设安全设施驱动系统等。
      • 专设安全设施触发系统
        • 应急堆芯冷却触发系统。
        • 安全壳喷淋触发系统。
        • 蒸汽和给水管道隔离触发系统。
        • 安全壳隔离触发系统。
        • 辅助给水触发系统。
        • 氢气复合触发系统。