核反应堆héfǎnyìngduī

装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。

114 核反应堆

1958年6月，我国第一座实验性原子反应堆建成并开始运转。这标志着我国已进入原子能时代。现在已经能够并已开始建造核电站。目前，我国是世界上第6个建成冷中子源的国家。

核反应堆

亦称“原子能反应堆”，简称“反应堆”。使原子核的链式反应能够有控制地持续进行的装置，是利用核能的一种最重要的大型设备。从核反应堆裂变过程中释放的热称“核热”。利用核热加热水产生蒸汽，再用蒸汽驱动汽轮机发电，则构成核电站。用核反应堆作动力的潜艇，称为核潜艇。

核反应堆

参见 《知识经济卷》 中 “核反应堆”。

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核反应堆

以可控和自控方式利用核裂变的系统。利用中子使核燃料裂变，裂变反应不仅产生能量和辐射，而且还产生额外的中子，因此中子链式反应能接连发生。核反应堆设置各种部件的组合用以维持和控制中子链式反应，恰当地传输由裂变反应产生的热量并提供必需的安全设施以应付由核反应堆运行所产生的放射性和放射性物质。
核反应堆以各种方式用作能源，核辐射源，以及用作专门的试验和可行性示范。其尺寸可以从足球大小到房屋大小范围变化，对于可控制的运行情况，能量释放从几分之一瓦到几千兆瓦范围内变化。核反应堆的临界尺寸取决于影响控制中子链式反应诸因素，而反应堆热量输出则由在移走所释放的裂变能的过程中影响冷却剂效率的诸因素决定的。
核电站发电需要利用热量，以产生蒸汽式加热气体从而推动涡轮机发电。核电站的运行，除了核反应堆代替常规锅炉外，与常规的烧煤火电站相类似。
反应堆的额定输出通常以千瓦或兆瓦热力率给出，表示热量产生率。核电站的净电输出约为热输出的1/3。建给3000兆瓦左右的输出，1000兆瓦左右电输出的改进了的核反应堆，获得了显著的经济效益。
反应堆中能裂变反应的物质叫核燃料。核反应堆分两大类： 热中子反应堆和快中子反应堆。凡直接利用核裂变时放出的高能量、高速度的快中子来引起链式反应的装置，称为快中子反应堆。凡用慢化剂把快中子速度降低，使成为热中子或称慢中子，再利用热中子来进行链式反应的称为热中子堆。由于中子更易引起铀-235裂变，这样就可用少量的裂变物质，就可以获得链式反应。有效的慢化剂都是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水，铍、石墨、普遍水等。热中子反应堆一般都是把燃料元件 （裂变物质） 有规则的排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就在堆芯中进行。
反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也应该是吸收中子少的物质。热中子反应堆最常用的冷却剂是轻水 （普遍水）、重水、二氧化碳和氦气，极少数也有用有机化合物。快中子反应堆不能用那慢化能力强的物质做冷却剂，一般用导热性能良好的液态，金属钠做冷却剂。
此外，反应堆都必须用吸收中子能力很强的控制棒等控制链来控制链式裂变反应。控制棒吸收体的材料一般有碳化硼，银铟镉合金、铪等。控制棒插在堆芯中，可以上下移动，把控制棒部分也移出堆芯，就可提升功率； 反之，可以降低功率和停堆。如果反应堆进行不正常，控制棒会自动快速插入堆芯，使链式裂变反应立即停止。

核反应堆

核反应堆是一个使核燃料能在其中连续进行可控核裂变的装置。它产生热能、中子和其他放射线供人们利用。由于第一个这样的装置是由石墨块和铀堆砌而成，故得此名。
原理 1939年发现用中子轰击铀原子核能将它分裂成两个碎片，每次裂变放出约200MeV的巨大能量，并平均发射出约2.5个中子。如果能创造这样的条件：聚集足够数量的铀(这个质量称为“临界质量”)，使一个铀核裂变平均放出的2.5个中子，除漏失及无用吸收外，最后还能有一个中子轰击到其他的铀核，并使之分裂，则铀核的分裂便能连续自持地进行下去，连续地释放能量和射线。这时，就称为建立了铀核裂变的链式反应。这个过程如果不加以控制，则一个中子引起铀核裂变产生的中子，经吸收、泄漏后可能还有一个以上的中子可引起下一代裂变，裂变的速率就会急剧倍增。这就是原子弹爆炸的原理。如果核反应是受控的，也就是将裂变速率维持不变，它所放出的能量和射线就便于利用。这就是核反应堆中进行的过程。
核反应堆使用的核裂变材料（核燃料）的种类不多。常用的核燃料有²³⁵U、²³⁹Pu、²³³U。前一种在天然铀中的丰度只有0.7%左右，后两种是在核反应堆中产生的人工核素。
低能中子轰击比高能中子轰击更容易使核燃料发生核裂变。因此，如果将裂变发射的中子，多次碰撞到原子量较小的物质(如水、重水、铍、石墨等)上，使其能量降低，然后再去轰击核燃料，则用较小质量的核燃料，就能形成链式裂变反应的条件。这个减少中子能量的过程，称为中子慢化。当中子慢化到其能量接近周围介质（慢化剂）分子热运动能量时，就称为热中子(平均能量为0.0253eV)。主要利用热中子使核燃料发生裂变的核反应堆，称为热中子反应堆。而裂变中子不经过慢化、直接作用于核燃料的核反应堆，称为快中子反应堆。
构造 核反应堆通常由以下部分组成：
堆芯（活性区） 是核燃料安放的部位，核裂变在此发生。因为核燃料的裂变碎片和腐蚀产物都有很强的放射性，所以核燃料不能赤裸地放在堆芯内(少数核燃料和冷却剂、慢化剂均匀混合的所谓均匀堆除外)。一般用吸收中子较少、有足够机械强度、抗腐蚀及抗辐照性能良好的金属(如铝合金、锆合金、不锈钢等)作为覆盖材料，将核燃料密封包裹，制成棒状、管状、片状或其他形状的燃料元件，根据物理和传热、水力设计的要求，组装放入堆芯。
堆芯还要具备用冷却剂导出核反应所释热量的条件，即冷却剂导热的通道。
对热中子反应堆来说，堆芯还包括慢化剂，它包围在燃料元件（组件）的周围，用以把裂变中子慢化到热中子。
为了减少核燃料的装载量，在堆芯的四周都有反射层。热中子反应堆反射层所用材料性能的要求和慢化剂相同。它可以将堆芯向外漏失的中子大部分反射回堆芯。
堆芯容器 堆芯容器
用以容纳堆芯部件，根据核反应堆的功能和工作参数不同而异。常见的有：

图1 重水实验堆原理示意
1. 燃料元件工艺管 2. 燃料元
件 3. 重水慢化剂 4. 堆芯容
器 5. 上部屏蔽塞 6. 垂直实
验管道 7. 控制棒 8. 石墨反
射层 9.屏蔽砂层 10.屏蔽水
箱 11. 混凝土屏蔽层 12. 中
子探测器 13. 水平实验孔道

(1)游泳池式容器：池壁覆盖合金铝或不锈钢衬，使放射性物质不致往外泄漏。池中充有足够高度的水，在反应堆停止运行时能有足够的屏蔽，使工作人员能接近。池盖不密封，可以很容易地打开。多用于研究、实验型反应堆。
(2)压力壳式容器：整个容器内维持反应堆运行时堆芯所需的压力参数，使能获得较高的热效率。多用于动力堆。整个容器要求有严格的密封性。
对某些研究、实验型反应堆，堆芯容器不承受高温、高压，但也是密封的，称为罐式容器。
(3)压力管式容器： 与压力壳式容器的区别只是放置燃料元件的管道要求承受高温、高压，而慢化剂则放在承受常温、常压的容器内。
控制保护系统 反应堆的控制保护系统用来操纵反应堆启动（使核燃料裂变达到链式反应）、停止（终止裂变链式反应）以及使反应堆在一定水平下稳定运行（裂变链式反应维持一定速率）。
控制系统一般由探测元件、比较单元、伺服机构、控制棒等部分构成。探测单元多为中子探测器，用以反映核燃料裂变速率。比较单元是将探测得到的裂变速率与要求的水平比较，其差值信号输出到伺服机构。伺服机构带动控制棒、调节控制棒的位置。控制棒多用吸收中子很强的材料制成。控制棒插入堆芯的不同深度，改变对中子的吸收量，就可控制核燃料的裂变速率。
保护系统的功能是当反应堆发生严重不安全情况时，自动紧急终止裂变链式反应。通常通过对冷却剂流量、压力、温度、中子通量（及其变化速率）、放射性活度等重要参数的监测，作为保护系统工作的依据。紧急停堆通常通过快速地向堆芯插入控制棒或向堆芯注入吸收中子物质来实现。
一次回路 指直接流经活性区，用以导出堆内热量的冷却系统。它既为利用热能创造条件，也起到保护燃料元件使之不致因温度过高而烧毁的作用。除功率很低的反应堆可利用冷却剂在活性区自然对流冷却外，多数核反应堆采用强迫流动冷却剂来导热。热中子反应堆冷却剂一般为水、重水、氦气、二氧化碳等物质。快中子反应堆则采用气体或液态金属如钠、钠钾合金等作为冷却剂，使得中子不致被慢化。

图2 实验型反应堆冷却
系统原理

—一次回路 -·-二次回路
1.反应堆 2.一次回路主循
环泵 3.热交换器 4.二次回路
循环泵5.冷却塔

一次回路冷却一次回路的主要设备有主循环泵（或鼓风机）、热交换器或蒸发器。它将核燃料裂变所产生的热能带出堆芯，传递给二次回路加以利用或 释放到周围环境(大气、河流和海洋)中去。
二次回路剂带出的热量，通过热交换器或蒸汽发生器传递给二次回路。二次回路流体多为水。二次回路携带的热量或不加利用（如多数的研究试验型反应堆），通过冷却塔将热量释放(或直接排入江河、海洋中)，或加以利用（如动力堆），通过蒸汽发生器使水汽化推动汽轮机等动力装置，将热能转化为电能、机械能等（或直接利用其热能）。
仪表监测系统 通过多种型式的仪表，监测反应堆的热工、水力、放射性以及物理、化学等参数，供运行人员监督操纵反应堆。它也是控制保护系统信息的主要来源。
水平实验孔道及垂直实验孔道 对于研究、实验型反应堆，在堆芯或其周围，还设有垂直实验孔道和水平实验孔道。垂直实验孔道可用来进行各种辐照以及生产放射性核素。水平实验孔道从堆芯引出中子束，供有关学科利用中子进行研究实验。
分类 核反应堆分类的方法很多，因而有各种名称的核反应堆。较常见的有以下几种。
(1)按引起核燃料裂变的中子能量分类，有快中子反应堆和热中子反应堆。
(2)按慢化剂和冷却剂材料分类，如“水-水反应堆”，表示慢化剂和冷却剂均为水。
(3)按冷却剂工作参数、状态分类，则有压力水堆（冷却剂在较高压力和温度下工作）和沸水堆（冷却剂在堆芯被加热到汽化状态下工作）。
(4)按用途分类有：
❶研究实验用堆： 一般具有较多的堆芯垂直管道及水平实验孔道，用于生产放射性核素、研究材料的中子辐照性能、进行反应堆核燃料元件辐照考验以及提供中子束给有关学科进行研究实验(如中子物理、固体物理、放射化学、辐射化学、生物物理及活化分析等)。为某种新堆定型研究用的原型堆也属于这种类型。对研究实验堆来说，若中子通量高于5×10¹⁴n/cm²·s，可称为高通量堆；
❷动力堆： 指主要利用核反应堆热能的反应堆。如发电用堆、舰船动力用堆、空间电源或推进动力用堆、海水淡化用堆、提供热汽用堆等；
❸生产堆：指专门使²³⁸U吸收中子转化为，²³⁹Pu，或²³²Th吸收中子转化为²³³U的核反应堆，也就是专门生产核燃料用的核反应堆。
近年来还发展了一种特殊的核反应堆，它产生的中子通量呈脉冲式的变化，峰值可比通常的核反应堆高出几个数量级，适合于用作需要高强度短时间辐照的中子源(见“脉冲核反应堆”条)。

核反应堆

nuclear reactor

核反应堆

nuclear reactor;nuclear pile
相关词汇
沸水堆 boiling water reactor
压水堆 pressurized water reactor
重水堆 heavy water reactor
轻水堆 light water reactor
快中子增殖堆 fast breeder reactor