天然铀核反应堆

核反应堆的类型

核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具 有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表 征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩 铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化 碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢 化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。

下面就是迄今国际上核电站常用的 4种核反应堆型。

压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸 腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数 量和装机容量方面都处于领先地位。

沸水堆是以沸腾轻水为慢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核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆， 都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优 点。它们都需使用低富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在 未来市场中仍将占有显著的地位。

重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆， 可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两 类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加 拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中

既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现 核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。

前景看好的快堆

现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增 殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238， 所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。即使考 虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%， 也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。

具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通 过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中 子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时 产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可 用的燃料钮-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钮 -239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖 起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆 外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。

绪论

一、课程简介及要求

1课程简介

本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。

本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知

识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构

和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，

核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应

堆工程有一个较全面的了解。为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。绪论

大学物理、核物理、传热学、热力学，流体

力学等方面有一定的基础。

成绩：平时作业记录, ~20%

作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完

备,书写工整; 按时，每周交上周作业。

期末测验: ~80%。2 课程要求及考核办法

3 课程特点：

多学科知识基础；内容涵盖面广；

涉及反应堆物理，核反应堆热工，反

应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。

内容多，知识面广。

4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：

教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone& A.sesonske,Third edition ,1986.有中译本。内容丰富，面广，96万字。核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能

出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。

内容丰富，86万字绪论

目录

1第一章核裂变能

2第二章核反应堆物理基本知识

3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料)

4 第四章反应堆燃料系统

5 反应堆热量导出

6 反应堆安全

7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能

1.1 核能基础

1.2 核裂变

1.3 核裂变反应堆

1.4 反应堆的发展史

1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言

在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。

核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。

反应堆物理学

1反应堆物理学简介

反应堆物理学是一门研究核反应堆的动力学、热力学和辐射学等

方面的学科。它研究的是反应堆内的核反应链和放射性衰变等过程以

及关键参数的计算、控制和优化等问题。随着核能的发展，反应堆物

理学显得愈发重要。

2基本原理

核反应堆的核能量转化分为两种方式：核裂变和核聚变。核裂变

是指让重核裂成更小的核。裂变后产生的新核和中子都会释放出大量

的能量。核聚变则是让两个轻核合成一个较重的核，同样也会释放大

量能量。

反应堆中的中子是核反应的“催化剂”。它们在与核发生作用

时，可以使它们发生裂变或聚变。反应堆中的中子源可以是天然放射

性元素，如钍和铀，也可以是外部中子源，如辐照钚和中子发生器。

反应堆的动力学、热力学和辐射学等问题中，有一系列的关键参

数需要计算、控制和优化。如反应堆的功率、中子通量、反应堆的寿

命、燃料棒的寿命、反应堆的核毒等。

3反应堆类型

根据核反应的原理，反应堆可以分为两种类型：核裂变反应堆和

核聚变反应堆。核裂变反应堆是当前利用核能的主流方式，主要分为热中子反应

堆和快中子反应堆两种。热中子反应堆主要运用热中子催化铀核裂变

产生的能量，如天然铀燃料的U235。快中子反应堆则利用高速中子的

裂变能力以及污染问题不大的钚和其他次级燃料。

核聚变反应堆则是运用核聚变产生的巨大能量。但由于目前聚变

技术尚未成熟，目前并没有商用核聚变反应堆。

4反应堆安全

反应堆安全一直是反应堆物理学研究的关键问题。反应堆中的核

反应是靠控制中子源和增减中子来维持的。如如果中子源减少导致反

应受到抑制，反应堆就会自动关闭。同时，在燃料棒中，为了避免过

热，燃料棒外面还要装有冷却剂。

反应堆的安全性主要也是了解如何处理各种非正常状态，如停电

等紧急情况的预案和处理措施。同时，对于对人体和环境可能造成的

辐射和其他危害也要有完善的计划和措施。

.

. 天然铀的放射性类型是什么？近距离接触对人有危害吗？

孙晓博，重度网瘾需电击，晚期懒癌无药医

射线的实际能量要小于表中对应的衰变能

此表中真正值得关注只有 U-235 和 U-238，所谓天然铀就是 0.72% 左右的 U-235 加上

99.28% 左右的 U-238。天然铀衰变对人体造成的放射性损伤完全可以忽略不计，这是因为：

1. 天然铀中两种铀同位素半衰期都在十亿年左右（）的数量级，跟地球年龄差不多，所以衰变极其缓慢，几乎可认为是稳定核素。

2. 天然铀中两种铀同位素都是都是衰变，同等情况下三种射线粒子中粒子的穿透能力最弱，的粒子在人体组织中的射程仅为几十到一百个微米，连表皮都不一定能穿透，再考虑人所穿衣物的屏蔽作用，这种能量的粒子在体外不可能对人体造成任何实质影响。所以在实际工作中都不会考虑射线的外照射（意思是可以随意进行近距离观察和零距离触摸，只是考虑到部分衰变核素有化学毒性以及要保持元件表面光洁，一般都还是要戴手套或者用镊子等工具夹取），只需避免内照射就行（意思是不要让放射源通过口鼻或体表伤口等进入体内）。 .

. 严格来说，U-235 和 U-238 在衰变的过程中除了射线外还会放出射线，但实际工作中不必考虑其影响，个中缘由见补充说明

评估射线影响需要明确种类（射线穿透能力最弱）、能量（能量越低穿透能力越弱）、强度（衰变越快，单位时间内产生的射线粒子越多，射线就越剧烈）

评估辐射防护需要明确时间（接触时间越短越安全）、距离（距离越远越安全）、屏蔽（屏蔽材料质量厚度越大越安全）

核反应堆内放射性之所以高，是因为在堆内中子的参与下，铀核发生了包括裂变在内的核反应，这些核反应会产生大量高放射性的核素。在进入堆内接受中子辐照前，铀（包括高浓铀）本身衰变放射性对人体造成的影响完全可以忽略不计。

有图为证：

伊朗时任总统内贾德视察伊朗首枚首枚燃料棒装填作业。从图中可以看出完全不需要任何防护，左边小哥戴的手套以及右边大叔戴的口罩与其说是在保护他们自己，不如说是在保护燃料棒束，避免其沾染汗渍和唾液。 .