核反應堆工程 第1章(2009.3.3)(1)

緒論

一、課程簡介及要求

1

課程簡介

本課程是核能科學與技術專業的基礎課程之一。

本課程較全面地介紹與核反應堆工程相關的專業知

識，內容包括核反應堆物理，反應堆熱工，堆結構

和反應堆結構材料，燃料循環，各種核動力系統，

核反應堆安全等知識，使學員在短時間內對核反應

堆工程有一個較全面的了解。

為從事與核反應堆工程有關的。

工作打下知識基礎

緒論

3 課程特點：

多學科知識基礎；內容涵蓋面廣；

涉及反應堆物理，核反應堆熱工，反

應堆材料，燃料循環，核反應堆安全。

內容多，知識面廣。

4 教學方式：講課＋自學

目錄

1第一章核裂變能

2第二章核反應堆物理基本知識

3 第三章反應堆結構與材料(非燃料材料)

4 第四章反應堆燃料系統

5 反應堆熱量導出

6 反應堆安全

7 各種核動力反應堆系統

緒論

2 課程要求及考核辦法

大學物理、核物理、傳熱學、熱力學，流體

力學等方面有一定的基礎。

成績：平時作業記錄, ~20%

作業要求: 依據充分,思路清晰,過程完

備,書寫工整; 按時，每周交上周作業。

期末測驗: ~80%。

緒論

5 教科書及參考書：

教材：核反應堆工程，閻昌琪編，哈爾濱工程大學

出版社等，2004，8。

面向核工程專業研究生，內容適合本科非核工程專業

學生。

參考書：

Nuclear Reactor Engineering ，one

&

ke,Third edition ,1986.

有中譯本。

內容豐富，面廣，96萬字。

核反應堆工程原理,凌備備、楊延洲主編，原子能

出版社

原子能工業，連培生，原子能出版社，2002,5。

內容豐富，86萬字

第一章核裂變能

1.1

核能基礎

1.2

核裂變

1.3

核裂變反應堆

1.4

反應堆的發展史

1.5

我國的核反應堆工程發展成就

1

引言

在1939年發現了核裂變現象這一件具有劃時代

意義的事件。這一事件為一種全新的能源—原子能—

的利用開辟了前景。

核能的發展與和平利用是20世紀科技史上最杰出

的成就之一。核能的利用中，核電的發展相當迅速，

核電已被公認為是一種經濟、安全、可靠、清潔的能

源。

核電占世界裝機容量17％。

此外，核動力艦船、核供熱站、核能海水淡化、

空間核動力（衛星，宇宙飛船）、研究堆

1.1 核能基礎

1.1.1 原子結構和同位素

（1）原子核組成

①原子核由質子（p）和中子（n）組成，中子不帶

電。質子帶正電，相當于氫原子核，電量為e。

②中子和質子統稱為核子。

③質量數=核子數，一般用A表示。

④電荷數為Z的原子核含有Z個質子，Z即核電荷數。

核電荷數Z同時表示：

原子序數，核內質子數，核的電荷數，核外電子數。

⑤可見核中的中子數為:A –Z。

1.1 核能基礎

1.1.1 原子結構和同位素

（3）核素

①核素（nuclide）

具有相同質子數Z和中子數N的一類原子核。

②同位素（isotope）

質子數Z相同、中子數N不同的核素。

1.1 核能基礎

1.1.1

原子結構和同位素

1.1.2

核的結合能

1.1.3

核的穩定性

1.1.4

放射性

1.1 核能基礎

1.1.1 原子結構和同位素

(2)摩爾，原子質量單位:

Na：阿佛加德羅常數，Na=

6.022142×10

23

一摩爾（mole）元素包含Na個原子。

一個原子的質量很小，用原子質量單位u表示。

1u=(C原子質量)

1

12

12

質子質量為1.007276u，中子質量為，電子質

1.008665u

量僅為0.000549u，所以整個原子質量幾乎就是質子和

中子的質量。

1u=1.661×10

-27

kg

1.1核能基礎

1.1.1 原子結構和同位素

(4)核燃料的同位素：

鈾在自然界至少存在著三種同位素形式，質

量數分別為和

234（0.0055%），235（0.720%）

238（99.274%）。能直接用于裂變能的，主

要是鈾-235。鈾-234在礦石中的比例很小，

在實際應用中可以忽略。

釷的原子序數為90，它在自然界中幾乎只存

在一種核素，質量數為232。其他同位素的比

例微不足道。

2

1.1 核能基礎

1.1.2 核的結合能

（1）質量虧損

原子核質量<核內質子質量＋核內中子質量>

組成某一原子核的核子質量之和與該原子核質量

之差，稱為該原子核的質量虧損.

原子核

原子核質

質子

中子

量質

Δm(Z, A)=Z(m(p))+(A?Z)m(n)?m(Z, A)

量虧損

質量

質量

實際計算中常用氫原子質量M(H)和M(Z, A)：

Δm(Z, A) = Z m(H) + (A?Z)m(n)?(Z, A)

Ｍ

原子質量虧損

氫原子質量1.007825u

中子質量

原子質量

1.1 核能基礎

1.1.2 核的結合能

(2)相對論相關

④質能等價實例

一個原子質量單位u對應的靜止能量:

E=mc=1.6605387×10×(2.99792458×10)=1.492418×10J

2?2782?10

用電子伏特單位表示：

E==931.4940MeV→E=931.49Mev

1.492418×10J

?10

1.60217646×10J/MeV

?13

電子的靜止能（質）量：Ee = 0.511 MeV

質子的靜止能（質）量：Ep = 938.272 MeV

中子的靜止能（質）量：En= 939.565 MeV

1.1 核能基礎

1.1.2 核的結合能

（4）比結合能（續）

原子核由質子和中子組成。質子間存在靜電斥力，為什么還能結

合在一起？核子之間還存在巨大的引力，它克服質子之間的靜電

斥力而把核子集聚在一起，這種核力(短程引力作用范圍10

－15

m)

比質子之間的靜電斥力大很多，二者之差即是使核子結合在一起

的力，與之相應的能量稱為核的結合能。核力另一個特征是核力

的作用與核子的性質無關，即中子與中子，中子與質子，質子與

質子間的核力大致相等。

由于原子內存在結合能，若把原子核拆成自由核子，需要消耗與

結合能相等的能量克服核力。

原子核的結合能與其核子數之比，稱為平均結合能或比結合能。

比結合能可看作對把原子核拆成自由核子，對每個核子所做的功。

比結合能越大，原子核結合得越緊，穩定性好；比結合能越小，

原子核結合得越松，穩定性差。

1.1 核能基礎

1.1.2 核的結合能

(2)相對論相關

①相對論給出，物體質量隨運動狀態變化而變化。運

動物體的質量與靜止時的質量關系：

m0為靜

有效（相對

m=m1?(vc)

2

論）質量

0

止質量

②質量和能量都是物質的屬性。任何具有一定質量的

物體都與一定的能量相聯系：

E=mc

2

質能聯

系方程

③如果物體質量發生變化，能量也發生相應的變化:

ΔE=Δmc

2

1.1 核能基礎

1.1.2 核的結合能

（Binding Energy）

（3）結合能：

由自由核子組成原子核時所釋放出的

能量.（由質量虧損和質能聯系方程計算出）.

如果給出的核的質量虧損用原子質量單位表

示，則將它乘以149.2或931.5便可得到以PJ(微微焦

耳)或Mev表示的相應結合能.(1Mev=0.1602PJ)

（4）比結合能：每個核子的平均結合能，它是總結合

能（B.E）除以該核中的核子數，也就是除以質量數

A. 這個平均結合能又稱為比結合能.

B.E./ A=931.5 [1.007825Z+1.008665（A-Z)-M] /A

1.1 核能基礎

1.1.2 核的結合能

（

4）比結合能

例題1.1 確定鈾-235每個核子的結合能。鈾的原子序

數為92，鈾-235的同位素質量為235.0439。

解：

B.E./ A=931.5 [1.007825Z+1.008665（A-Z)-M] /A

于是，對于鈾-235：

B.E./A

=931[(1.007825×92)+(1.008665×143)-235.0439]/235

=7.59Mev

=1.21PJ

此即鈾-235每個核子的結合能

3

1.1 核能基礎1.1 核能基礎

1.1.2 核的結合能1.1.2 核的結合能

（4）比結合能（4）比結合能

用例題1.1的方法得到以每個核子的Mev

數表示的各種核素的結合能值，作為質量數

的函數繪制出比結合能曲線（見下頁）。由

圖形發現，大多數點落在或接近于一條曲線。

1.1 核能基礎

利用核能思路，通過最輕核的聚合(聚變)或高質

量核的分裂(裂變)應該可以獲得能量。

利用輕核聚變獲取能量的裝置稱聚變裝置。

通過中子轟擊重核，使之分裂為比結合能較大的

原子核獲取能量的堆稱裂變堆。

利用快中子轟擊重核產生裂變能的堆稱為快中子

堆；

利用熱中子轟擊重核產生裂變能的堆稱為熱中子

堆；

穩定核素分布

對于輕核(A<40)范圍：

穩定線近似為直線，中質

子比(N/Z)=1

。

穩定

線

對于A>40核范圍：

穩定線逐漸向N >Z的區域

N=Z

偏離，中質比>1

。

Z為中等數值時N/Z ~ 1.4,

錫(Z=50,N=70)

Z~90N/Z～1.6

時，。如

Pb-208(Z=82)N/Z＝

，

同

位

1.54

。

素

質量數較小

的核，每個

核子的結合

能相對較

低，隨質量

數的增加而

增加，在質

量數約為50

到75的范圍

內，達到一

核素的比結合能曲線

個約8Mev的

（比結合能對質量數A作圖）

最大值；然

后平穩下降。

1.1.3核的穩定性

1.1 核能基礎

對于大約280種已知的穩定核素，若以它們每

個核內的中子數為縱坐標，以相應的質子數為

橫坐標畫圖，則得到一系列的點。下圖中，對

角線（紅線）的點表示中子數和質子數相等。

可看到，在許多低質量數的穩定核中，中子數

和質子數是相等或接近相等的。即：中子-質子

數比恰好等于1或稍稍大于1。

隨質量數（原子序數）增加，只有當一個核所

包含的中子數多于質子數的時候，它才是穩定

的。這樣，對于原子序數大于80的那些最重的

穩定核，中子-質子數比增加到1.5左右。

1.1 核能基礎

1.1.4放射性

是指元素從不穩定的原子核自發地放出射

線，（如α射線、β射線、γ射線等）而衰

變形成穩定的元素而停止放射（衰變產

物），這種現象稱為放射性。

4

衰變率和半衰期

任一給定的核素，每個核單位時間內的衰變幾率。

T時刻核數N衰變率為：

，

?=N

dN

dt

λ

(2.3)

λ

放射性核素的衰變常數。

從任意選定的零時刻到t時刻積分，有：

?=dt

∫∫

Nt

dN

(2.4)

N0

0

N

λ

N=Ne

t?

0

λ

（2.6）

衰變率由衰變常數和核數決定。

衰變率和半衰期

衰變率也稱作樣品的放射性強度，A,單位是1/s.

初始放射性強度

A=N

00

λ

t時刻放射性強度

A=N=Ne=Ae

λλ

??

λλ

tt

00

(2.8)

1.2 核裂變

1.2.1鏈式核反應（nuclear chain reaction）

我們已經知道，一個中子如果擊中一個鈾原子

核，可能引起鈾原子核裂變，鈾原子核裂變時

會放出2或3個中子。這些中子又會引起更多鈾

原子核裂變…這就是所謂鏈式反應。

核反應產物之一能引起同類的反應，從而使該

反應能鏈式地進行的核反應。

衰變率和半衰期

半衰期：放射性核素數目衰減到一半所需要的時間。

N=Ne

?t

λ

(2.6)

0

N1

==e=e

?t

λ

?T

λ

1/2

N2

0

T==

1/2

ln20.6931

（2.11）

λλ

半衰期與衰變常數成反比。n個

半衰期后，母核數減少到

1

2

n

平均壽命

同一種放射性核樣品存在的全部母核的平均生存時間。

τ

=tN(t)dt=edttN

11

∞∞

λ

t?

NN

00

∫∫

00

0

(2.12)

=tedt=

∫

∞

?t

λ

1

0

λ

平均壽命等于衰變常數的倒數。

5

1.2核裂變

1.2.3 臨界質量：

不是所有裂變中產生的中子都能用于維

持裂變鏈的。一些中子會損失于非裂變反

應，一些中子會從裂變系統中逃走。中子

由于逃出幾何邊界而損失的份額可以通過

增大易裂變物質尺寸（質量）的辦法來減

少。維持裂變鏈所需要的易裂變物質的最

小數量叫做臨界質量。

1.2核裂變

1.2.4 裂變過程

某些原子序數高的核吸收了一個中子后形成

激發復合核。裂變發生時，這個復合核分裂成

兩個（在少數情況下，可分裂成三個或更多個）

質量為同一量級的碎片。通常伴隨著發射中子

及γ射線。慢中子很少引起對稱性裂變，大多

數慢中子裂變中，兩個碎片的質量比約為2：

3。

1.2 核裂變

1.2.

2

反應堆(reactor):

能維持可控自持（續）鏈式核裂變反

應，釋放出核裂變能的裝置。

1.2核裂變

1.2.3 臨界質量（續）：

一座反應堆所需要的易裂變物質的臨界

質量取決于各種條件，盡管對于任何一個特

定的反應堆系統，它總是有一個確定的值。

例如，鈾-235的臨界質量可在1kg到多于

200kg的范圍內變動，前者是含90%左右易裂

變同位素的鈾鹽溶液系統的臨界質量，后者

是嵌入石墨基體內的30000kg天然鈾中所含

的鈾-235質量。

達到臨界相應的系統尺寸稱臨界尺寸。

1.2核裂變

1.2.4 裂變過程（續）

裂變反應中釋放中子的現象可解釋如下：

在一個鈾235俘獲了一個中子后形成的復合核

鈾236內，中子、質子比將近為1.57；因此，

當這個核裂變成質量數大致在95到140范圍

內的兩部分時，這兩個瞬時產物內的中子-質

子比值大于中等質量核的穩定性所要求的值。

因此，只要這些裂變中產生的核具有足夠的

激發能，他們就會放出中子以求更加穩定。

6

1.2核裂變

1.2.4 裂變過程（續）

裂變反應釋放其他射線可解釋如下：

以上述方式放出的實際中子數很少，不足以

使生成的裂變碎片具有穩定性。大部分裂變

碎片的中子-質子比仍然太高，因此，它們是

放射性的，并且發生負衰變。平均來說，

β

裂變碎片在形成穩定核之前大約要經過四級

放射性衰變。由裂變碎片以及它們的各種衰

變產物組成的復雜的高放射性混合體統稱為

裂變產物。

1.2.5裂變能（續）

每次裂變能量的近似分布(Mev)

裂變碎片的動能

168

瞬發r射線能量

7

裂變中子的動能

6

裂變產物放出的

8

貝塔射線能量

裂變產物放出的

7

r射線能量

中微子能量

12

1.3 核裂變反應堆

1.3.1 核反應堆的一般特點

（2）熱中子堆

釋放的快中子；當他們穿過介質時，與同介質各種核

發生碰撞，喪失大量動能，成為1eV以下的慢中子；

最后，他們的平均動能可能降低到同介質原子的動能

差不多的程度，由于這個時候的動能取決于溫度，所

以叫做熱能。能量降低到這種程度的中子叫熱中子。

常溫下，熱中子的平均能量小于0.04eV.

主要靠熱中子裂變獲取能量的反應堆為熱中子堆，下

面討論主要針對熱中子堆。

1.2核裂變

1.2.5裂變能

單個鈾-235（或類似的）核的裂變伴隨釋放200Mev以上的

能量。與燃燒一個碳原子放出的4ev能量相比較，鈾裂變產

生的能量相當于同樣質量的碳燃燒所產生能量的三百萬倍。

裂變總能量中，80%為裂變碎片的動能，并且立即表現為熱

能形式。90%在堆內，5%在反射層、5%在屏蔽層內。

其中：可利用能，約200MeV（除中微子能量之外）。

可利用能量，97%在燃料內，不到1%在屏蔽層內，其余在

冷卻劑和結構材料中。

確切點說，每次裂變的可利用能因堆型而異，鈾-235

200MeV。

1.3 核裂變反應堆

1.3.1 核反應堆的一般特點

（1）快中子堆

內，平均具有2MeV 能量，稱快中子；當反應堆堆芯

中子剛剛被釋放時，能量分布在(0.05～10)MeV范圍

中低質量元素受到限制時，則大部分裂變由能量約

0.1MeV的快中子引起。

要慢化劑，有害吸收少.中子俘獲產生的易裂變物質有

快中子堆必須包含足夠比例的易裂變核素。堆內不需

可能多于所消耗的易裂變物質，這種反應堆叫做增殖

堆。

1.3 核裂變反應堆

1.3.1 核反應堆的一般特點

熱中子反應堆的要素：

燃料：易裂變核素，實現自持核裂變反應，通常還含有可轉換

物質；

慢化劑：使裂變生成的快中子減速，慢化的熱中子；

冷卻劑：帶走裂變熱；

反射層：將許多已經逃出堆芯的中子散射回來，以減

少中子的損失.

控制材料：中子吸收體，控制反應堆。

燃料包復材料：隔離燃料與冷卻劑

堆芯內結構材料;

7

1.3 核裂變反應堆

1.3.1 核反應堆的一般特點

（1）燃料

反應堆最核心的部分是堆芯，大部分裂變能在其中以熱能形式

釋出。堆芯內含有核燃料，核燃料由易裂變物質組成，通常還

含有可轉換物質。此外，堆芯內還有慢化劑和冷卻劑。

易裂變（核素）物質：任何能量的中子都能引起裂變；U-233,

U-235,Pu-239

可裂變物質（核素）：足夠快(能量足夠高)的中子可以引起裂

變，U-238，Th-232

由于U-238，Th-232可分別轉變為Pu-239和U-233，他們也稱為

可轉換核素。

燃料的形態可以是金屬、合金、氧化物，碳化物等

1.3 核裂變反應堆

1.3.1 核反應堆的一般特點

（3）反射層

反射層包圍的進行鏈式反應的空間（稱作堆

芯，又叫活性區）。

堆芯周圍有一層中子反射層，反射層的材料在

很大程度上取決于反應堆內中子的能量分布。

反射層的作用是將許多已經逃出堆芯的中子散

射回來，以減少中子的損失。因此，利用反射

層可以降低易裂變核素的臨界質量。

1.3 核裂變反應堆

1.3.1 核反應堆的一般特點

（5）

控制材料

數); 而裂變率由中子密度即單位體積內的中子數所決

釋熱率正比于核裂變率(即單位時間單位體積裂變次

定。

于是，只要改變堆芯內的中子密度，便可以實現對反應堆的控

制。包括起動、在任何功率水平下的運行以及停堆。

這些過程一般通過一些中子吸收材料棒的運動來實現。這些棒

稱為控制棒，棒內的材料吸收中子能力強，稱之為中子毒物。

通過插入或移出控制棒來減小或增大中子密度。

還有一些實驗反應堆，（尤其是快中子堆）是通過移動部分堆

芯或反射層來實現控制的；它讓一些中子逃逸以降低中子密度。

1.3 核裂變反應堆

1.3.1 核反應堆的一般特點

(2) 慢化劑：

對于熱中子堆，還必須有一種慢化劑存在。

最好的慢化劑是那些由質量數低、不易

俘獲中子的元素所組成的物質；

例如普通水、重水、鈹、氧化鈹和碳（石

墨）。燃料和慢化劑的相對數量和性質決

定了引起裂變的大部分中子的能量。

1.3 核裂變反應堆

1.3.1 核反應堆的一般特點

(4) 冷卻劑

反應堆堆芯中由于裂變而產生的能量由適當

的冷卻劑循環流動帶出。

曾被用作冷卻劑的有輕水、重水，液態金屬

(鈉、或鈉-鉀合金等），某些有機物，以及

空氣、二氧化碳和氦等氣體。

8

1.3 核裂變反應堆

1.3.1 核反應堆的一般特點

(6) 包復材料

隔離燃料與冷卻劑。

輕水堆的燃料包復材料為鋯－4合金。要求

吸收中子少；耐腐蝕；耐輻照；強度高等優

點。

高溫氣冷堆的燃料包復材料為熱解碳。

1.3 核裂變反應堆

1.3.1 核反應堆的一般特點

(7) 結構材料

實際堆芯中，除上述要素外，還有保持堆芯

幾何及冷卻劑流道所必須的結構材料。

1.3 核裂變反應堆

1.3.2 反應堆的類型（續）

幾種主要動力反應堆的基本特征：

堆型中子譜慢化劑冷卻劑燃料形態燃料富集度

壓水堆熱中子HOHO UO3%左右

222

沸水堆熱中子HHOO UO3%左右

(CANDU)熱中子D重水堆O UODO天然鈾

222

222

石墨沸水堆熱中子石墨HO U O2%左右

氣冷堆熱中子石墨CO鈾合金天然鈾

22

高溫氣冷堆熱中子石墨氦氣（Th,U）OUC 7%~20%或90%

2

鈉冷快堆快中子無液態鈉(U,Pu) O15%~20%

2

2

二、核反應堆的分類

1.3.2 反應堆的類型

1、按用途分類：

實驗堆、生產堆、動力堆，和研究試驗堆。

2、按中子能量分類：

熱中子堆、中能中子堆、快中子堆

3、按核燃料分類

固體燃料反應堆、液體燃料反應堆

4、按慢化劑和冷卻劑分類

輕水堆、重水堆、石墨氣冷堆、鈉冷快堆

它們各具特色，結構千姿百態，幾種主要反應堆

的基本特征見下表。

反應堆的基本特征

氣冷堆高溫氣冷堆重水堆

先進氣冷重水有機

堆冷卻堆

燃料類型

UUOThC+UCUOUO

合金

22222

濃縮

天然

U2% UU

235235

93% U

天然

0.7-2%

235

U

包覆

Mg

合金

不銹鋼石墨鋯鋯

慢化劑石墨石墨石墨

DODO

22

冷卻劑

COCOHeDOTerphenyl

222

控制材料

BBBCBCBC

444

9

壓水堆沸水堆

液體金屬

快增殖

氣冷快增殖熔鹽增殖

燃料類型

UOUOPuO+UOPuO+UO

222222

LiF+BeF+

2

ThF+UF

44

71.7%,

16%, 12%,

濃縮

3.3% U2.6% U0.3%

235235

20%, 80% 20%, 80%

(UO)(UO)

238238

22

(

233

UF)m/

4

o

包覆鋯鋯不銹鋼不銹鋼無

慢化劑

HOO

22

H

無無石墨

冷卻劑

HOO

22

HNaHe

燃料

控制材料

Hf BCBC

或或或

44

Ag-In-CdBCBC

B

44

CBC

1010

44

同位素分離核材料核化學化工

高富集鈾

核武器

钚

鈾同位燃料元核反

低富

集鈾

核燃料

素富集件制造

應堆

后處理

鈾钚

核廢物

天然鈾

處理處置

鈾礦冶煉永久貯存

軍民兩用的敏感技術，有關我國核大國地位及綜合國力的高科技

1.4 反應堆的發展史

1.4.1 钚的生產

（2）钚-239生產堆

研究鈾—石墨系統的最初目的是為了確定鏈式

反應究竟能否實現。但在工作中發現，中子鏈似乎

也能用來生產原子武器用的易裂變物質钚-239。為

此需要建造高功率運行的大反應堆，并在1942年初

就開始計劃在美國華盛頓州的Hanford建造這樣的

反應堆，以生產顯著數量的钚-239。同時，研究需

要，在田納西州的橡樹嶺建造了一座實驗堆。第一

座Hanford反應堆于1944年9月達到臨界。接著又在

Hanford建造了幾座同類型的產钚反應堆，輕水冷

卻。在南卡羅來納州建造的新型生產堆用重水作慢

化劑，提高了鈾-238轉化為钚-239的效率。

1.3 核裂變反應堆

1.3.3 核燃料循環

（1）核燃料循環(Nuclear Fuel Cycle)：從燃料礦

石開采到使用后進行處理的全部過程。

①不同的核反應堆在核燃料循環上可能有不

同，但鈾占最為主要的地位。

②壓水堆為最主要堆型：

燃料UO

2

（U中U豐度為~3.0% ，比天然鈾

235

中U的含量高：~0.711%）

235

（2）循環過程。

見下頁圖示。

1.4 反應堆的發展史

1.4.1 钚的生產

（1）反應堆的出現

1942年12月2日在美國芝加哥大學實現了世界上第

一個自持鏈式核裂變。40000kg的天然鈾燃料做成

金屬和氧化物的塊狀形式，分散在作為慢化劑和反

射層的385000kg的石墨基體中。當時裂變釋熱率僅

為2kw，周圍空氣就能為它提供足夠的冷卻。該堆

的結構是由石墨條逐層堆積而成的，鈾裝在石墨條

塊的孔洞中。這種結構因此而得名“堆”，這個名字

一直保留了若干年，直到更好的術語“核反應堆”得

到通用為止。

1.4 反應堆的發展史

1.4.2實驗用反應堆

直到20世紀50年代中期前后，幾乎所有已

建造的反應堆（钚生產堆除外），全都是用于

物理研究的或者是為動力堆的設計提供數據的

實驗裝置。

最早的兩種新型反應堆建成于1944年5月。一

種是：新墨西哥州的水鍋爐反應堆，一種是位

于芝加哥附近的芝加哥三號（CP-3，第一座

重水慢化的反應堆）。水鍋爐和CP-3為建造

研究用反應堆起到了模式堆的作用。

10

1.4 反應堆的發展史

1.4.2實驗用反應堆

為研究反應堆材料的輻照效應。美國愛達荷州

的材料實驗堆（MTR）于1952年3月運行。它

采用普通水作冷卻劑和慢化劑，并起部分反射

層作用；燃料為“三明治”式平板結構，濃縮鈾

鋁合金組成，兩邊為鋁包殼。

1950年在美國橡樹嶺建造了屏蔽試驗反應

堆（BSR）。外號叫“游泳池”反應堆。這種設

計簡單方便，被許多大學、實驗室采用。

1.4 反應堆的發展史

1.4.3 實驗快中子反應堆

第一個快中子反應堆于1946年11月在美國洛

斯阿拉莫斯實驗室開始運行；其燃料是钚-239，

這是將钚-239用于反應堆中。冷卻劑是汞，運行

功率為25kw。其目的在于證明由吸收快中子而

引起大部分裂變的受控核裂變是能夠實現的。

第二個快中子反應堆是美國愛達荷州阿爾克的實

驗性增殖反應堆（EBR-I），建成于1951年。它

使用液態金屬（鈉-鉀合金）作為高溫（350℃）

冷卻劑。EBR-1的歷史意義不僅在于它是第一

個證實了增殖的反應堆，而且在于它在1951年

12月第一次從核能發出了電力。

1.4 反應堆的發展史

1.4.4 生產動力用的反應堆

（1）壓水堆。1953年3月在美國愛達荷州的阿

而科開始運行一座叫做STR-1型的潛艇模式堆并在

1953年5月31日以后生產了相當數量的電力。第一

艘核動力潛艇，美國的缸魚號，于1955年1月開始

海洋試航。

由于取得了潛艇反應堆成功運行經驗，位于賓夕法

尼亞州希平港的美國第一個中心核電廠的設計就采性能越來越好。

用了壓水堆（PWR）。40多年過去了，這種堆型得

到很大發展，經過一系列的重大改進，已經成為技

術上最成熟的一種堆型。

1.4 反應堆的發展史

1.4.2實驗用反應堆

由于加拿大對重水和天然鈾的獲取

方便。他們于1945年4月建成了零功

率實驗反應堆，接著建造了NRX

（重水慢化，輕水冷卻，圓柱形天

然鈾金屬燃料棒）反應堆。

1.4.3 實驗快中子反應堆

EBR-II于1961年10月首次大臨界，該堆采用液態鈉為冷卻劑。

建于美國密執安州的恩里科費米快中子增殖反應堆也是一個實驗裝

置。但當初打算將其建成一座商業發電的示范快堆。1963年8月開

始運行，運行中出現問題，于1966年關閉。

上述為第一代快中子反應堆，燃料和增殖轉換區的鈾都是金屬形式

的.

商用動力-增殖反應堆中，用二氧化鈾和二氧化钚作燃料和轉換區材

料。二氧化物的優點是，在中子作用下比金屬穩定。從而在反應堆

中壽命更長，并且能夠在更高的溫度下工作。更下一代的快中子反

應堆可能在堆芯和轉換區中都用碳化物（UC、PuC）以提高增殖效

率，因一個碳原子比兩個氧原子所引起的中子慢化小。

1.4 反應堆的發展史

（2）沸水堆（BWR）。蒸汽由裂變熱直接

加熱堆芯中的水產生。幾個實驗沸水反應堆

（BORAX）于1953年在愛達荷啟動。這以

后又在阿貢實驗室建造了實驗性沸水反應堆

（EBWR）。隨著沸水堆技術的不斷改進，

尤其是日本先進沸水堆（ABWR）的建造運

行，在經濟性、安全性等方面有超過壓水堆

的趨勢。

11

1.4 反應堆的發展史1.4 反應堆的發展史

在美國，絕大多數運行或建造中的核電廠

不是采用壓水堆就是采用沸水堆。

這主要是潛艇反應堆的成功運行和能夠生

產濃集鈾的結果。

鑒于高溫氣冷堆的潛在優越性

氣作冷卻劑、石墨作慢化劑的高溫氣冷堆于1967

，第一座以氦

年在賓夕法尼亞州的桃花谷開始商業運行。

1.4 反應堆的發展史1.4 反應堆的發展史

在加拿大，用重水作慢化劑，天然鈾作燃

料的動力堆受到了注意，這主要是他們能

取得這些必要的物質的緣故。大體上由于

同樣的原因，類似的反應堆也在其他國家

用于生產商業動力。

加拿大的天然鈾重水堆，不需要濃縮鈾技

術，是一條頗具特色的核能發展道路。

（我國秦山三期）

英國由于在溫茨凱爾的空氣冷卻、石墨慢

化的產钚堆上取得了經驗，從而產生了

1956年卡德豪爾兩用（發電和產钚）堆的

設計。它以天然鈾金屬作燃料，石墨作慢

化劑，加壓的二氧化碳氣體作冷卻劑。

在前蘇聯(OBNISK)，1954年運行的第一座

動力反應堆使用低濃縮燃料的水冷石墨慢

化裝置。

另一個設計上類似的動力反應堆于1958年

在西伯利亞啟動。從那以后，壓水堆和其

它類似的反應堆在蘇聯也被用來發電。

12

1.5 我國的核反應堆工程發展成就

概述

我國的核反應堆事業也做過了漫長的發展道

路。首先發展的是生產堆，石墨慢化輕水冷

卻，生產核武器的钚。其次是核動力潛艇。

民用核動力方面，91年自行設計建造的秦山

30萬kWe投運，同時向巴基斯坦出口兩臺機

組。至今我國有11 臺機組，8540MWe核電

裝機容量。

我國還建成了若干試驗研究堆。

1.5 我國的核反應堆工程發展成就

2 核動力潛艇

壓水反于應堆動力潛艇70年代下水，成為我國

第一代

核動力潛艇

。

第二代核動力潛艇已今年初服役。

1.5

我國的核反應堆工程發展成就

4 高溫氣冷反應堆

?高溫(反應)堆即高溫氣冷堆是第三代氣冷堆，是一種

安全性、經濟性好的新型核反應堆，它用氦氣作冷卻

劑，石墨作慢化材料，采用包覆顆粒燃料和石墨構成

的球形燃料元件，并采用全陶瓷的堆芯結構材料。高

溫氣冷堆發電效率很高，并可用于煤的液化和氣化、

稠油熱采、制氫等，在未來的能源系統中具有廣闊的

應用前景，對于改善環境、實現可持續發展具有重要

意義。

?高溫氣冷堆的核燃料，是富集度為90%以上的二氧化

鈾或碳化鈾。

?清華大學10MWt投入運行，擬在山東建200MWe.

1.5. 我國的核反應堆工程發展成就

1 生產堆：生產核燃料，鈾－238變為钚－239，

作為核武器的裝料。

燒鈾－235，將鈾－238變為钚－239，經化學分離

得到钚－239。為保證純度，限制钚－240生成，

燃耗不能太深。

我國生產堆石墨慢化水冷，金工藝管屬鈾燃料，鋁

合金包殼。60年蘇聯專家撤走，困難的情況下，

核純石墨，不銹鋼閥門，泵制造，終于在66年投

產。75年達到額定生產能力，并建成第二座。

1.5. 我國的核反應堆工程發展成就

3核電發展

2020年，我國核電占當時裝機容量的4%(36000MW)

我國大陸:現有11臺機組，總裝機容量約8540 MWe.

在運行：秦山一期，300MW；(91.12)

秦山二期1、2號，600MW*2；

秦山三期1、2號，720 MW *2

大亞灣900MW*2；嶺澳900MW*2運行.

記錄良好；田灣1000 MW×2。

在建設中：嶺澳二期，900MW*2;秦山二期擴建600MW*2，

遼寧紅沿河1000 MW×2,福清，AP1000

1000MW×2,三門,方家山。

2020年擬建的電廠廠址選址已經基本落實。

10 MW高溫氣冷堆外景

13

高溫氣冷堆示范電廠廠址

5MW低溫核供熱試驗堆

1.5

我國的核反應堆工程發展成就

5 鈉冷試驗快堆

快堆采用钚或高濃鈾作燃料，一般用液態金屬鈉作

冷卻劑，不用慢化劑。快堆裝入足夠的核燃料后，

由于維持鏈式裂變反應后剩余的中子多，所以只要

添加238U，由238U轉化成為的239Pu，除能滿足

鏈式裂變反應的繼續消耗外，還有較多剩余。

率CR>1稱增值比，CR<1稱轉化比比，

CR=易裂變核的平均生成率/易裂變核的平均消耗

，

快堆增殖比達到1.2~1.3;在輕水堆中,轉化比為.6。

在快堆內只要添加238U，核燃料就越燒越多，這

種情況稱為核燃料的增殖。這是快堆的主要優點。

我國與俄羅斯合作的鈉冷試驗快堆在401建設中。

1.5

我國的核反應堆工程發展成就

1.5.6 其它反應堆

高通量堆

重水實驗堆

游泳池式堆

微型堆

脈沖堆

低溫供熱堆

各堆具體描述參考“原子能工業”一書

The end

14