第十章 核反应堆的安全与防护 组员：朱云云 秦海婷 龚筱钦 殷俊 毛义翔 蔡全佳 王鹏

主要内容： 核反应堆及核电站的发展史 核反应堆的用途和类型 核反应堆供能的优缺点 核反应堆中的辐射来源 核反应堆内中子物理的基本概 念及堆芯的物理设计原则

核反应堆是受控制的自持链式核裂变反应装置。核裂变是一个重原子的原子核分裂为两个或更多较轻原子核、并在分裂时释放两到三个自由中子并释放巨大能量的过程。核裂变可以在没有外来粒子轰击下自发裂变，也可以在入射粒子轰击下发生裂变，即诱发裂变。 核裂变模式图

核反应堆及核电站的发展史 早在1929年，科克罗夫特就利用质子成功地实现了原子核的变换。 1938年，德国人奥托·哈恩和休特洛斯二人成功地使中子和铀原子发生了碰撞。 1942年12月2日，世界上第一座核反应堆在美国芝加哥大学建成并运行。 1954年前苏联建成世界上第一座原子能发电站利用浓缩铀作燃料，采用石墨水冷堆，电输出功率为5000千瓦。掀开了人类和平利用原子能的新篇章。

英国和美国分别于1956年和1959年建成原子能发电站。 到2004.9.28，在世界上31个国家和地区，有439座发电用原子能反应堆在运行，总容量为364.6百万千瓦，约占世界发电总容量的17%，占世界能源消费总量的6% 。其中，法国建成59座发电用原子能反应堆，原子能发电量占其整个发电量的78%；日本建成54座，原子能发电量占其整个发电量的25%；美国建成104座，原子能发电量占其整个发电量的20%；俄罗斯建成29座，原子能发电量占其整个发电量的15% 。

现在投入运行的有9座发电用原子能反应堆，总容量为660万千瓦。我国另有2座反应堆在建设中。我国还为巴基斯坦建成一座原子能发电站。 1950年，我国原子能研究院成功创建；1956年，第一座核反应堆在北京建成；1967年，第一座生产核反应堆建成并运行；1990年，第一座原型核电反应堆建成并运行。 现在投入运行的有9座发电用原子能反应堆，总容量为660万千瓦。我国另有2座反应堆在建设中。我国还为巴基斯坦建成一座原子能发电站。

秦山核电站 世界上第一座核反应堆模式图

大 亚 湾 核 电 站

核反应堆的用途 核反应堆可被用来生产239Pu和3H、233U等核燃料。 239Pu是易裂变核燃料核素，即它们可在反应堆中子照射下发生链式核裂变反应，同时释放出大量的能量，成为人们可利用的核能。 233U也是一种易裂变核燃料核素，它是由232Th通过反应堆中子照射生成的。核动力堆和乏燃料后处理厂都可以生产H-3。除了作为核燃料，氚还有其他广泛的用途。如作为一种良好的放射性示踪剂，在化学、医学、农业和水文地质等方面均有应用，尤以生物学研究中的应用最广泛。

核反应堆也可以用于生产工业、农业、医学和科学研究中使用的放射性同位素。例如，现在工业、医学和科研中应用的微孔薄膜，优质半导体材料。 利用核反应堆产生的中子还可以治疗癌症、中子照相或者说中子成像。 核反应堆也可以用来提供热能，或作为潜艇及其他特定船舶的动力源，或利用提供的热能推动汽轮发电机组。核供热不仅可用于居民冬季采暖，也可用于工业供热。 核供热的另一个潜在的大用途是海水淡化。

鹦鹉螺号 091型核潜艇

1957年，福特公司 第一辆核动力汽车

1997年10月15日美国宇航局发射的“卡西尼”号核动力空间探测飞船，就是应用核反应堆作为动力源。

核反应堆的类型 根据用途，核反应堆可分为实验堆、生产堆、动力堆和发电堆。 根据核燃料类型，核反应堆可分为天然铀堆、浓缩铀堆和低浓铀堆。 根据中子能量，核反应堆可分为热中子堆、中能中子堆和快中子堆。 根据冷却剂(载热剂)，核反应可分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆。 根据中子慢化(减剂)剂，核反应堆可分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆。

核反应堆石墨慢化模式图。

核反应堆供能的优缺点 优点： 能量高度集中，燃料费用低廉，综合经济效益好。裂变时释放的能量是相当巨大的，1千克铀-235的全部核的裂变将产生20,000兆瓦小时的能量(足以让20兆瓦的发电站运转1,000小时)，与燃烧300万吨煤释放的能量一样多。 在现阶段的实际应用中，1公斤天然铀可代替20—30吨煤。 所需燃料数量少且不受运输和储存的限制。例如，一座100万千瓦的常规发电厂，一年需要烧掉300万吨煤，平均每天需要一艘万

吨轮来运煤。而使用核能发电，一年只需要30吨核燃料。 污染环境较轻。核能发电不向外排放CO、SO2、NOX等有害气体和固体微粒，也不排放产生温室效应的二氧化碳。核电站日常放射性废气和废液的排放量很小，周围居民由此受到的辐射剂量小于来自天然本底的1%。

主要问题是安全与防护 缺点： 核电站使用的核燃料，或者产生的废料，虽然体积不大，但因具有放射性，故必须慎重处理。 核电站热效率较低，比一般化石燃料电厂排放更多废热到环境中，故核能电厂的热污染较严重。 核电站投资成本太大。 主要问题是安全与防护

核反应堆中的辐射来源 核事故 核燃料循环

核事故 在核安全和放射防护范畴内，包括设备故障和操作失误在内凡是能导致或可能导致不可忽视的后果或潜在后果的任何意外事件，称为核事故。 1986年4月26日在现乌克兰境内、距今白俄罗斯国境线南部20km处的前苏联切尔诺贝利核电站，其4号发电机组发生的反应堆事故，是迄今为止核能发电史上最严重的核事故。在该反应堆处于低功率状态进行工

程试验时，由于安全系统被关闭和操作失误，导致反应堆功率骤然升高而无法控制，引起连续不断的蒸汽发生器管道爆炸，损坏反应堆厂房，反应堆本体受到完全破坏。事故头10d，131I和137Cs释放量的估计值分别为1760PBq和85PBq。137Cs在地面的沉积密度37kBq•m2(37GBq•km2)，周围约有11.6万居民撤离出其原住地。事故反应堆现场的工作人员和消防人员死亡30人。

这次事故在1986年对北半球人口产生的人均年有效剂量为0.04mSv，到2000年降到0.002mSv。事故现场附近的剂量较高。 1993年以来，全球只发生过一起当地公众受照射的核事故，即1999年9月30日发生在日本东海县的乏燃料后处理厂的超临界事故，是因操作程序不当导致的。事故发生后24h内，因建筑物的屏蔽不良导致距厂区350m范围内的200人受到了外照射，直接测到的γ和中子剂量达到21mGy。向环境中释放的裂变气体核素很小。

1999年9月30日东海村核事故 切尔诺贝利核事故

核燃料循环 核能发电涉及到核燃料循环。核燃料循环是指铀矿开采、铀矿石水冶、铀的浓集与转化、核燃料元件制造、核反应堆运行、乏燃料后处理、退役和放射性废物管理以及有关的科研和开发活动。在这些活动中会对局部地区的公众产生某种程度的辐射剂量。

1．采矿和水冶对公众产生的剂量 铀矿石水冶过程中，铀系中的230Th和226Ra没有被硫酸溶液从矿砂中浸取出来，它们仍留在矿砂中。矿尾中的230Th（T1/2=83000a）衰变后生成226Ra，226Ra（T1/2=1600a）衰变后生222Rn，所以230Th和226Ra是铀矿开采和水冶过程中向环境释放222Rn的源头。据估算在采矿和水冶运行期每年每单位发电量（Gwa）产生的公众年集体剂量为0.2人▪Sv/Gwa。而由尾矿释放的氡产生的公众集体剂量为0.00075人▪Sv/Gwa。

2．浓缩铀和核燃料元件生产对公众产生的剂量 水冶厂的产品是天然铀化学浓集物重铀酸铵或重铀酸钠。天然铀中，238U的丰度为99.28%，235U为0.714%，234U为0.0056%。水冶厂的产品经过进一步纯化后转化为UO2。UO2氟化后转化为UF4和UF6。以UF6为原料，用气体扩散分离法或离心分离法可将UF6中的易裂变同位素235U，从其0.714%的天然丰度加浓到2%—5%的丰度，这样的铀称为浓缩铀。将浓缩的UF6还原为UO2。把这种UO2粉末烧结制成片状物，成为UO2芯片。经过水洗和干燥后UO2

芯片群被密封在锆或不锈钢内，成为核燃料束棒。许多这样的束棒成方阵排列，成为核燃料组件。 在天然铀转化、浓缩铀生产和核燃料元件制造过程中，向环境释放的放射性物质主要是天然铀的重铀酸化合物、氧化物和氟化物。典型生产设施释放的铀化物对局部地区公众产生的归一化年集体有效剂量的估计值为0.003人▪Sv/Gwa。吸入是主要的照射途径，而液体流出物产生的集体剂量不足总集体剂量的10% 。

3．发电核反应堆对公众产生的剂量 核电站在正常运行情况下向环境释放放射性物质的量很少，只有利用放射性物质在环境介质中的弥散模式才能估算出对周围公众产生的微小照射剂量 。

4.乏燃料后处理厂对公众产生的剂量 在反应堆中“燃烧”过的并被卸出且不再回到该反应堆使用的核燃料，称为乏燃料。乏燃料后处理是用化学方法回收乏燃料中的铀和钚的实践活动。回收的铀和钚可以被制成反应堆运行所需的核燃料。目前国际上大约有5%—10%的乏燃料被送到后处理厂进行处理；大多数核电站的乏燃料被暂时存放在乏燃料水池内，待处理。 乏燃料后处理对公众产生的年集体剂量，是仅根据3个国家资料的估计值，为

20—30人▪Sv。液体流出物中的137Cs贡献的剂量占总剂量的87%。 中、低放射性固体废物处理的归一化集体有效剂量都很低，大约为0.5人▪Sv/Gwa的水平。在乏燃料循环设施中，各种放射性物质运输对沿途公众产生的有效剂量的假定值为0.1人▪Sv/Gwa.

核反应堆内中子物理的基本概念 所有的反应堆在其运行中有意义的核物理过程，都是由中子与原子核之间的核反应引起的。通常存在以下四种主要的中子反应。 （一）弹性散射 一个中子在原子核旁被散射，中子的运动方向和运动速度都发生了改变，这种改变过程服从能量和动量守恒定律。反应堆内的快中子向热中子的慢化，主要是通过快中子与中子慢化剂的弹性散射来实现的。

（二）非弹性散射 高能中子被原子核吸收，生成的新的中间核处于激发状态，这个不稳定的原子核通过释放一个动能较低的中子，能量差以γ辐射形式释放。非弹性散射是有阈反应，瞬间被原子核吸收的高能中子的能量必须大于105eV才会发生非弹性散射。然而，当反应堆在以水作为中子慢化剂的条件下，核裂变产生的中子能量为5×104~105eV，而且通过弹性碰撞，裂变中子的动能很快被降到105eV以下。所以，在轻水热中子反应堆中非弹性散射的实际作用很小。

中子被原子核俘获后，处于激发态的原子核的β衰变更具有重要意义，典型的例子是铀和钍核燃料的增殖。即： （三）中子俘获 中子被原子核吸收后，生成的新原子核处于激发态，不稳定。这个不稳定的核可能有下述几种转归：①在释放出γ射线后最终达到其稳定状态；②通过β衰变和α衰变最终达到稳定状态；③发生核裂变。 中子被原子核俘获后，处于激发态的原子核的β衰变更具有重要意义，典型的例子是铀和钍核燃料的增殖。即： 238U n 239U 239Np β 239Pu 232Th n 233Th β 233Pa β 233U β-

从理论上讲，在所有装载含U-238或含Th-232核燃料的反应堆中，都会发生这种易裂变核燃料的增殖过程。 （四）核裂变 存在于自然界的任何能量的中子都能引起U-235核裂变。U-235核的热中子裂变截面比较大。U-235核裂变可能形成大约40对初级裂变产物。这些核裂变产物的初始速度大约为104km/s，可被其周围物质减速而降到热能区。初始核裂变产物大多数不稳定，经过核衰变或中子俘获而转变成新的原子核。如果准确计算核裂变产物，大约有200种同位素需要考虑。大多数核裂变

产物是气态放射性核素。随着反应堆运行时间的延长，这些气体核裂变产物在核燃料锆金属或不锈钢包壳管内产生了裂变气体压力，其压力大小取决于核燃料包壳内的裂变气体膨胀空间应有的尺寸。从经济地利用中子的观点来看，这些核裂变气体核素在反应堆内将持续的吸收中子。

二、堆芯物理设计原则 一座先进的以轻水作为慢化剂和载热剂的压水反应堆，其堆芯物理设计原则遵循下述原则：①载热剂的温度系数在反应堆满负荷运行状态下，始终为负值；②反应堆内核功率分布系数，在满功率运行状态下不会超过给定的设计基准；③核燃料的平均燃耗状态，能接近经济考虑的最佳值；④在昼夜间反应堆能以足够的功率变化速度安全运行；⑤在任何工况下，反应堆能借助控制棒系统自动调节功率和实现可靠的停堆动作。

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