核反应堆工程展示文档

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1、压水堆介绍压水堆最早是为核潜艇设计的一种热中子反应堆，是目前世界上应用最广泛的反应堆堆型。以压水堆为热源的核电站称为压水堆核电站，压水堆核电站核岛由四部分构成蒸汽发生器，稳压器，主泵和堆芯。核岛中的系统设备主要是压水堆本体，一回路系统和支持一回路系统正常工作和保证安全的辅助设备，常规岛主要包括汽轮机组和二回路等系统。压水堆的冷却剂是轻水。轻水的热交换与传热系数大。这样燃料表面温度就可以控制的较低。轻水在较低压力下获得高温，化学稳定性好，辐照稳定性好，核性能良好，价格便宜可以保证供量，而且操作方便，更具有比热容大，高速下压降小的特点。同样轻水在压水堆中作为慢化剂水是一种良好的慢化剂，

2、其中子俘获截面为0.66b，散装截面为44.4b。水分子中的氢原子质量与一个中子的质量十分接近，与中子碰撞，将动能传给慢化剂的原子，使得慢化都中子继续与铀核发生裂变。但水对中子的吸收相当有效，只会留下很少的中子同铀核反应，所以压水堆用浓缩铀。压水堆的燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷芯块，U235的富集度约为百分之3。作为靶核的U235在吸收中子后，生成高度受激的化合物核，大约在10-1e秒内衰变，形成质量统计分布不对称的两个碎片，约在10-17秒后发射裂变中子平均中子数为2.4瞬发中子在0~10MeV附近出现最大峰值平均能量为1.7MeV。裂变同时实发γ量子，平均能量为1MeV。

3、热U235热中子裂变时生成原子序数为Z在30到65之间和质量数A在72到162之间的大量裂变产物，产物不同，半衰期和放射性活度也各异。半衰期短的很快变成稳定的同位素，而在反应堆中积累的放射性核素质主要是半衰期长的核素。反应堆结构材料本身就又有的微量天然铀也会参加裂变反应生成产物。除了核燃料之外变化，反应堆结构材料和冷却剂也会被中子活化生成新的同位素，于是反应堆成了一个巨大的放射源。冷却剂通过堆芯吸收热量之后温度升高，密度降低，从堆芯上部流出来压力容器。一般入口温度300度，出口温度330度，内部压力15,5MPa.这些水被封闭在冷却剂回路中。冷却剂从蒸汽发生器内流出经过冷却剂回路循

4、环泵又回到反应堆中。冷却剂回路循环泵又称为主泵。包括压力容器，蒸汽发生器，主泵，稳压器和有关阀门。他们都被安置在安全壳中称为核岛。蒸汽发生器外是二回路系统的水，热量通过蒸汽发生器传给二回路，使得二回路中的水温度变成280，所以通过蒸汽发生器，一回路与二回路的水在不接触的情况下热量交换。二回路产生的高温蒸汽，经过高压缸，一部分变成水滴其它进入低压鬼缸继续膨胀推动叶轮转动，而后流出。经过预热后再回到蒸汽发生器中循环。不能用的热量交给冷凝器，冷凝器用的水再三回路中流动，三回路是一个开放回路，利用他吧难以利用的热量带到外面。主要介绍作为常用燃料的二氧化铀，铀的氧化物有多种但稳定的只有4种U

5、O2,UO3,U4O9,U3O8.期中在实践中用到的是UO2+x, x的范围为0~0.25，二氧化铀作为燃料他的优点1 熔点高，晶体结构为面心立方，各向同性，而且从室温到熔点没有相变   2高温稳定性和辐照稳定性好   3化学稳定性好，与高温水不发生反应，与包壳相容性好  4在1000度一下可以包容大部分裂变气体   5氧的热中子俘获截面低，，而其缺点1热导率小，温度梯度过大    2机械强度低，在反应堆条件下易裂，并加工困难。二氧化铀的简单制备流程描述为:二氧化铀的力学性能:其在常温下为脆性陶瓷体，性能没有确定值，断裂强度约为110Mpa，并且取决于实验方法和温度，在韧脆转变温度

6、以上，随着温度升高，强度急剧下降同时出现塑性。二氧化铀的物理性质，其晶体结构为AB2 型面心立方结构，理论密度为10.97MG每立方米，一般压水堆燃料烧结芯块的密度为理论密度的93％到95％。燃料芯块的密度太高，对裂变气体的储存不利，因此不能用于高燃耗，而密度太低，在辐照初期又容易由于密实而造成燃料棒的早期失效。二氧化铀粉末的制造，目前主要以UF6为原料，经过化工工艺转化为UO2粉末，再由粉末冶金的方法压制成型，烧结成芯块。IDR工艺，称一体化法是采用转炉直接将六氟化铀转化为二氧化铀的一种工艺，原料为UF6气体，水蒸气，氢气。产品是二氧化铀粉末和HF。二氧化铀的化学性能:1它与大部

7、分反应堆冷却剂几乎不起反应，二氧化铀与氢在极高温下也不发生反应，与液态钠在600度一下非常稳定。二氧化铀芯块制造这一过程简单描述为:UO2粉末  球磨  筛分  混合  冷却成型   烧结   研磨   检验    清洗   芯块  AUC工艺，称三碳酸铀酰胺法，也是一种湿法工艺。他是UF6.NH3.和CO2的共同反应，得到中间产物AUC，在由氢气氛下还原成二氧化铀粉末。