造核反应堆需要怎么样的知识储备？ 第1页

首先本文所讨论者仅限于已铀为原料的裂变反应堆。

其次，本人系核工程学生，希望内行打脸要轻，外行不要轻信。

再次，本文是基于设计建造一个“安全负责”的反应堆，并稍微扩展到整个反应堆从铀矿开采至核废料处理等整个核工业循环等诸多领域，另外离题万里，请慎重阅读。

最后，本文仅系抛砖引玉，力求通俗，细节错误盖不负责。

P.S. 如若有意向在本文指导下进行反应堆设计建造工作，请务必在成年人监督下进行！

P.P.S 参考资料就不一一列举了（

P.P.S 渣排版请原谅（

另可能更新缓慢（

背景：

核裂变反应堆：一种制作工艺极其复杂的热得快装置，其由自动产热的热得快芯以及大量存在与暖壶里的水构成，在高温高压的情况下运行。

热得快芯原理：

裂变及链式反应：拿玻璃（中子）球砸装满玻璃球（质子和中子）的玻璃罐的过程，但是大部分玻璃球会变成玻璃罐的一部分飞出（裂变产物），仅有两到三个玻璃球（裂变中子）飞出并砸向别的玻璃罐。但是这种玻璃罐有一种奇特的特性：只有特定速度范围内（并且是个小速度）的玻璃球有很大几率能够打碎玻璃罐。

慢化：弹力球扔到地上弹起的高度逐渐降低的过程（对应的即裂变产生的中子能量/速度在和其他原子碰撞的过程中逐渐变慢到特定速度范围内的过程）

吸收：水枪打进水杯里的过程（中子被原子通过各种核反应消耗掉）

理想反应堆内的链式反应举例：反应堆燃料含有约7%的二氧化钚（PuO2），93%的二氧化铀UO2（其中0.7%U235,99.7%的U238）

中子轰击反应堆燃料造成100次裂变，并产生259个裂变中子，其中59个在慢化的过程中被吸收或逃离反应堆，59个被钚吸收并造成32次裂变，78个被铀235吸收并造成63次裂变，63个被铀238吸收并造成5次裂变，这个循环总共再次造成100次裂变（每个循环裂变次数不变，反应堆产生能量稳定并可控），当然中子的慢化靠和慢化剂（比如水）的撞击来实现，就像拿水分子织一个网，中子在网节与网眼中穿行，偶尔撞到网节速度就慢点，慢到一定程度就有很大机会和燃料的网节相撞产生裂变。如果温度升高一点，慢化剂的网眼就变大点，网节就变小点，更少的中子会和燃料反应（负温度系数），同时使得温度降低，如果温度降低，则相应的网眼变小，网节变大，更多的中子会参与到裂变反应中来，同时温度升高，反应堆的运行很大程度上就是要维持这样一个微妙的平衡。

热得快发电原理：暖壶里的水（冷却剂）流过热得快表面并被加热，热水放凉释放热量推动发电机（原理同普通火电厂），在轻水堆里，水同时还充当慢化剂的角色。

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1、铀矿的开采并加工

首先你要发现一个铀矿，铀在地球上广泛分布，大多数以U3O8或UO2的形式存在于岩石中。从露天或者地下矿场背回来含有U3O8的大石头之后，要做的第一件是是要把这大石头弄碎，再加入酸剂进行淋溶过滤(此时须小心矿石中产生的氡气)，此时要通过萃取或离子交换的方式将含铀酸剂提纯，继而加入铵使其反应得到重铀酸铵（ADU），并可以通过各种分离方式将其从试液中分离出来。将纯净的重铀酸铵加热分解，就可以得到纯净U3O8（yellow cake）。

图：天然铀矿石

图： 黄蛋糕 （U3O8 or Yellow Cake)

有了U3O8之后就可以进行第二步了：将其转换成铀的氟化物（UF6），其中原因是由于铀的富集需要在气态下进行，而运输则需要在固态，而UF6则是一种在常压不是很高温度（56.4摄氏度）就可以直接从固体升华成气体的化合物（另外这货比较安全）。要生产UF6首先则要把黄蛋糕（yellow cake，U3O8）变成绿蛋糕（green cake，UF4）。其烹饪过程大致如下：1、将U3O8溶解于硝酸，产生铀的硝化物；2、(如果必要的话）通过萃取或离子交换提纯；3、与氢氟酸反应产生UF4；4、分离并干燥。得到的UF4粉末再通过高温下气床与气体氟反应得到UF6，并在低温下使其直接凝华成固体。固体的UF6会装入六角缸中运输至富集工厂。

图：从铀矿石到六氟化铀（UF6）流程图

2、铀的富集（Enrichment）

铀的富集可谓是前期燃料加工中的核心技术，更是核武器制造中的技术难点。天然铀矿中含有99.275%的铀238，0.720%的铀235以及0.0055%的铀234。而裂变的主要燃料主要是铀235,如此低的含量无法在普通慢化剂（如普通水）的支撑下维持稳定的链式反应。还是那个简单的比方，要想产生一次裂变，中子需要与慢化剂的网节撞击若干次，并与铀235的网节撞击。要想完成这个过程只要增加慢化剂网节的大小（如使用重水）或者增加铀235网节的大小（富集）。通常轻水堆会富集到2%到4%的富集度。

注：铀的富集是一项非常烧钱的技术，请有志于此的同学准备好大量钞票

目前常见（其实一点都不常…）的两种商业富集铀技术：气体扩散法和离心分离法都是基于铀235与铀238细微的质量差别，其中后者是现在世界上大部分铀富集厂所使用的技术。

2a.气体扩散法：统计上讲，气体的温度直接反应的气体的能量，因而温度相同时气体分子的质量的平方根与速度成反比，简单来说，相同温度下，质量越大的气体分子跑得越慢。由于铀235与铀238有细微的质量差，其在大压差下通过多孔介质壁垒的铀235较铀238要稍微多一点点，因此在壁垒的另一侧就能找到富集度略微高一点的铀。将次流程反复循环若干次（约1200次达到4%的富集度），即可得到达到标准的铀（2%~4%，一般20%以下）

图： 气体扩散法示意图

2b.离心分离法：在高速离心机中，质量较大的成分会更多的存在于离心机的外边缘，而质量较小的成分则聚集于稍内侧。因此铀235含量较高的六氟化铀会聚集在离心装置较中心的位置。离心法的效率要高于气体分离法，而且更节省能源。

图：离心分离法原理图

浓缩后的铀存在临界的可能性，请勿使用大罐装在，另外注意罐于罐之间的距离以及罐矩阵排布的方式。

注：浓缩铀装置是要被严格检查的，请务必建造在地下隐蔽处，并看好自家电表。

3.反应堆燃料的生产

图：反应堆燃料组件生产流程图

反应堆通常使用二氧化铀（UO2）作为燃料，因此经过富集后的第一步就是要将六氟化铀转化为二氧化铀。选择二氧化铀陶瓷的原因包括其很高的熔点（约2800摄氏度），极高的热稳定性和辐射抗性，以及在高温下与热水反应的惰性

从六氟化铀到二氧化铀的转化主要有两种方式：

3a.干法：1.先将固体六氟化铀加热升华至高压釜；2. 在高压釜中让气态六氟化铀与过热蒸气反应形成氟化铀酰（UO2F2）和氢氟气（HF）；3. 氟化铀酰（UO2F2）再在水蒸气、氢气、氮气的环境中去氟化分解形成二氧化铀（UO2）;4.从反应器的底部把UO2粉末导入到一个略微倾斜的旋转窑，进一步减少粉末中的含氟成分（少于50ppm）；

3b.湿法：有多种方法可以将六氟化铀（UF6）转化为二氧化铀（UO2）。

甲：将六氟化铀（UF6）降解成为四氟化铀（UF4），再水解四氟化铀（UF4）至二氧化铀（UO2）

乙：将六氟化铀（UF6）注射到水中，形成氟化铀酰（UO2F2）浆液，继而加入氨（NH3）生成重铀酸铵（ADU，（NH4)2U2O7），或加入碳酸铵((NH3)2CO3)生成碳酸铀酰铵（ACU，UO2CO3.(NH3)2CO3）。将含有ADU/ACU的浆液过滤，烘干并在大气中加热，以生成纯净的二氧化铀（UO2）。

注：两种方法生成的二氧化铀（UO2）在形态上存在不同，可能会影响最终燃料球的微结构

二氧化铀（UO2）的粉末需要首先被加工成燃料陶瓷燃料芯块（fuel pellet），但再此之前需要对粉末进行前期处理：1.粉末首先要经过充分混合，以确保粉末颗粒大小以及表面积在整个粉末中均匀的分布。2.添加各种其他成分，如可燃毒物（如钆Gd），U3O8（调整燃料粉末密度以及微结构）等。经过处理的二氧化铀粉末需被引导入圆柱模具中，由高速热压机在高压下双轴压实，形成圆柱，再将此圆柱在约1750摄氏度的高温炉中烧制，并在氩氢气下巩固，最后形成长1cm直径1cm的圆柱形燃料芯块。二氧化铀（UO2）粉末需要全程隔绝氧气以免其他铀的氧化物生成干扰燃料特性。而且全程需要严格的对二氧化铀（UO2）粉末纯度，生成燃料芯块进行严格监控。

注：这样一个燃料芯快的产额略相当于一吨煤。

注2:可燃毒物指的是可以用来吸收反应堆内中子已减少裂变次数的物质，并未说该物质真的有毒。

图：反应堆燃料芯块（这个真的可以用手拿）

燃料芯快制造好之后，即可开始燃料棒及燃料组件的制造。将燃料芯快装在入金属管的壳中组装成燃料棒。所使用的金属管材料与反应堆堆型相关，如轻水堆使用锆合金（Zircolay-2/4，约98%锆（Zr），1.5%锡（Sn）及其他金属）,而气冷堆AGR则会使用不锈钢。选择合金的条件有很多，如对中子的吸收能力（即前文所指水枪打在水里的过程)，熔点以及高温下的材料特性，是否容易断裂、形变等等，与燃料慢化剂冷却剂的反应特性等等诸多性质，如福岛事故中出现的起火事故就是由于包壳材料锆（Zr）与水在高温情况下反应生成的氢气与外界氧气接触而造成的。因此包壳材料的选择至关重要。

图：压水堆燃料芯块、燃料棒、燃料组件

在装载的过程中燃料芯块须与包壳材料保持一定距离，即存在一个间隙，以一般PWR为例，约<0.2mm，在其中冲入氦气（He）做保护气。包壳材料的厚度大约为<1mm（这些数据据不同反应堆设计参数不同，文中仅提供一大约参考值）。间隙的存在是为了维持燃料芯块与包壳之间良好的热传导性能，为燃料芯块热膨胀以及产生裂变产物（一个铀原子生成两到三个裂变碎片）提供空间，并可以容纳裂变产物中的气体如氙（Xe）和氪（Kr）。燃料棒的长短粗细视反应堆设计而定，就一般压水堆来讲，为大约3.7m长，1.0cm直径的长圆柱。

图：反应堆燃料棒橫截面示意图（作为轻水堆，右为气冷堆）

有了燃料棒之后并不意味着就能把它塞进反应堆让反应堆运行了。首先还要把燃料棒加工成燃料组件，燃料组件的存在使得反应堆的控制与燃料的更换更加模块化，简化了反应堆设计，并使得反应堆行为的分析更加容易。燃料组件的设计据反应堆不同设计而不同，造型也是千奇百怪(如FMR-2，Munich），但大多数商用轻水堆都采取n*n正方形/六边型矩阵设计（大多为正方形，俄罗斯及东欧压水堆型VVER为六边型设计），商用气冷堆则多是环形设计（不含高温气冷堆，一个例外是前苏联RBMK石墨慢化沸水堆，也为环形设计，对这货就是切尔诺贝利的堆型）。n的大小则跟反应堆热功率有关（一般来讲，热功率越大n越大），现在最常见的是17*17矩阵，其他常见的大小有18*18，16×16，15*15，现在流行的小型模块化反应堆则有很多采取了17*17大小的燃料组件。

图：左：压水堆控制棒 中：沸水堆控制棒 右：压水堆燃料组件及爪型控制棒

反应堆组件内并非全部所有的槽都会装载相同燃料棒。而是装载有不同富集程度，不同毒物含量的燃料棒，以及预留出来位置以装载控制棒，部分地方被完全空出来供冷却剂通过。商用堆燃料组件中不同富集度的燃料棒排布通常被视作商业机密，有志于此的同学请在参考大量资料之后谨慎设计。在反应堆运行的过程中，冷却剂从燃料棒之间的空隙中从下向上进入反应堆，如下图所示（该图仅为计算机模拟结果图，不代表实际景象），图中蓝色部分为冷却剂，红色部分为燃料棒，黑色部分为控制棒（这张图模拟的是控制棒全部插入后局部反应性的变化，在实际操作中，非紧急情况控制棒不会全部插入），可以看到整个燃料组件都在冷却剂的包围中。

图：压水堆17*17燃料组件橫截面模拟图（by Serpent）

反应堆组件内并非全部所有的槽都会装载相同燃料棒。而是装载有不同富集程度，不同毒物含量的燃料棒，以及预留出来位置以装载控制棒，部分地方被完全空出来供冷却剂通过。商用堆燃料组件中不同富集度的燃料棒排布通常被视作商业机密，有志于此的同学请在参考大量资料之后谨慎设计。在反应堆运行的过程中，冷却剂从燃料棒之间的空隙中从下向上进入反应堆，如下图所示（该图仅为计算机模拟结果图，不代表实际景象），图中蓝色部分为冷却剂，红色部分为燃料棒，黑色部分为控制棒（这张图模拟的是控制棒全部插入后局部反应性的变化，在实际操作中，非紧急情况控制棒不会全部插入），可以看到整个燃料组件都在冷却剂的包围中。

燃料组件的设计关键在于两根控制棒中心线之间距离（pitch，我真不知道这个词中文叫啥…管棒间距？求指正）的设计。简单来说，一根燃料棒除了是一张可以和玻璃球碰撞的网以外，还是一个不停往外崩玻璃球的机器，而周围的慢化剂（在轻水堆中同时也是冷却剂），则相当于一张罩在这个机器上的网，从燃料棒中崩出来的玻璃球从燃料棒中飞出来之后，就会不停的在慢化剂的网节和网眼之间穿梭碰撞，直到进入另一个燃料棒。那么pitch的长短简单来讲就相当于控制了玻璃球的速度，如果pitch太小,那么就不能够有足够多的速度合适的玻璃球进入到另一根燃料棒中，那么背景中所描述的100-100循环就会变成100-80循环，逐渐的反应堆就会停下来。相反的，如果pitch稍大，那么就会有太多的玻璃球慢化到适合裂变的速度，背景中的100-100循环就会变成100-120循环，会有越来越多的裂变发生，最终导致反应堆失控爆炸。再进一步讲，如果pitch的大小非常大，那么就会有太多的慢化剂，这些慢化剂同时也会充当背景里所叙述的水枪-水缸作用——吸收玻璃球，那么背景中的100-100循环可能又会变成100-90循环，导致反应堆停止。但是这里存在一个极度危险的因素在于，如果此时扩大网格的大小（比如说温度升高），被吸收的玻璃球数目就会减少，那么原先的100-90循环可能随着温度的升高变成100-100循环，100-110循环,100-120循环再降至100-100循环，可以明显的看到在这个过程中会出现一个裂变峰，并且随着温度升高这个峰会升高（正反应性系数），导致出现不可控的超临界使得反应堆事故。切尔诺贝利事故部分就是由于RBMK堆设计中在特定功率下会出现这样的正反应性系数导致的，这种设计失误一定要避免。

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除了利用热得快产生热量外，有效的将产生的热量及时带走并传递给涡轮机也是关系到热得快效率和安全的关键之一。这里先放一张热得快厂的简图（来自维基），这是一个典型的压水堆设计，可以看到一个压水堆电站主要由两个回路构成，一回路也就是左侧红色的回路，主要是负责将热得快产生的热量带走，并由中间的关键装置蒸汽发生器（steam generator）再将这部分热量传递给右侧蓝色的二回路，而二回路的主要用途则是用来发电。

前文已经简要讲了怎么怎样有效的将裂变产生的数目控制在一个稳定的数目。尽管如此，为了发电这个稳定的数目所产生的热量依然相当可观。就一个压水堆来讲，主要靠水流过热得快表面来带走热量，这即如同平常用烧水壶烧水原理一样，发生在更高的压力与温度之下。

因热得快产生的热量可观，因而要保证燃料棒的各个部分得到合适的冷却，简单说就是要有稳定质量流量（mass flow）流过燃料棒的表面。因此在反应堆燃料组件上都有加装定位格架来调整冷却剂的流动。

下图展示了定位格架（spacer）的大致样子，以及通过一个卡扣在燃料棒上的定位格架的CFD（计算流体力学）模拟，可以看到通过一个定位格架之后，冷却剂的流动被重新定向，在很小的的空间内流过燃料棒表面和通道中间的冷却剂重新混合，使得冷却剂的温度更加平均，且以环绕着燃料棒的方式逐渐从下向上流动。

经过大量的计算和实验，可以得出一个针对某一堆设计的最优燃料组件设计。其中包括选用什么样几何的spacer，以及各种spacer的数量，各个部分的压阻系数（pressure resistance coefficient）以及各个燃料棒冷却情况的分析。当然，这个设计要兼顾到运行状态下与事故状态下的冷却，以及在反应堆运行过程中燃料棒由于受热而产生的形变以及包壳材料的氧化等诸多因素影响，此处不一一展开。

省略掉大部分材料问题以及传热问题之后，简单说燃料组件的几何已经制作完成了，下一步就可以真正进入到如何设计一个反应堆的阶段。

------------------------------------准备开始设计然而是满口跑火车的分割线------------------------------------------

那么，在具备了批量制造燃料组件能力之后如何来设计建造一个反应堆呢？笔者也不知道……

不过笔者仍然打算从核工程方面的知识来分析一下设计建造一个反应堆可能要经过哪些流程。

首先，设计一个商用的压水堆堆芯，首先要确定待建反应堆要填补一个多大的电力缺口或要满足一个怎样的电力增长速度。大部分情况下，热得快是做为电力系统里的基荷负载，也就是说，热得快几乎是常年在95%的设计负载下运行的。因此过高或过低的设计功率可能会导致成本过高或无法填补电力缺口的情况。现在市场常见的压水堆功率多在1000MW上下，大型堆EPR可以达到1700MW，国内不少在建的AP1000则是1000MW，中型堆功率多在200MW到600MW，此外还有若干设计的小型堆（罕有商用小型堆建造）。

以一个1000MW的压水堆为例（大家在地下室造的时候还是尽量不要造太大）。通常压水堆的热效率在33%左右，也就是说，1000MW的反应堆需要设计热功率在3000MW左右。有了大概的设计功率，下一步就要确定一个粗略的换料方案。现役的反应堆通常是每12个月左右换料一次，而在设计中的反应堆大部分是18月或24个月换料一次，另外有一些小型模块化的堆可能只有一个燃料循环一次运行四年不换料。

此处需要对换料进行一定的展开，值得注意的是，换料现在仍然是少数非常依靠经验来进行的操作之一，目前的电脑程序还不能够像有经验的工程师一样有效快速的对换料进行估计。言归正传，由于反应堆是有一定的体积的，可以打这样一个比方，反应堆就如同一个背篓，而中子则是装在背篓里的小玻璃珠，而背篓本身是由很多网眼的，小玻璃珠就有可能从这些网眼中漏出去，这也就是所谓的中子泄漏。那么反过头来再看渔网的比喻，如果渔网的网眼大小是固定的，然而网住的鱼相对的少了，那么鱼撞到网结上的几率相对就小了很多。

那么通观一整个反应堆，我们可以用这样一个模型来描述：一个圆柱形的背篓，里面布满了像渔网一样的网结和网眼，与此同时在这个背篓里装满了小的玻璃球，每当一个小的玻璃球撞到一个网结，就会装出两个或三个新的玻璃球，或者消失掉，而每当有玻璃球从背篓边缘的网眼掉出去，那么这个玻璃球就永远不会再回到这个背篓了。可以想象的是，在背篓里网眼网结大小都一样的情况下，背篓的正中心可能会有比背篓边沿更多的玻璃球。

现在可以引入一个新的性质：燃耗（burnup）。粗略的说原理很简单，网结没被撞一次产生了新的玻璃球之后，这个网结本身就消失掉了，换句话说，背篓里的某个部分被撞的次数越多，在这个部分的网眼就越大网结就越少，这个过程可以被称为燃耗。

枯燥的理论部分讲完了，模型的这些特性有什么可以利用的地方呢？因为在反应堆里热量的产生是和玻璃球与网眼的碰撞次数息息相关的，单位区域内的崩撞次数越多产生的热越多，因而需要的冷却就越多。然而冷却剂进入反应堆的质量流量分布是相对均匀的，也就是说不可能在反应堆的中心有10000kg/s的质量流量而在边缘之后100kg/s，因而也就需要在整个背篓之内，单位区域内产生的碰撞数均匀。在这个地方，燃耗和换料就可以起到很大作用。换句话说，可以通过在增加背篓边缘的网结数和减少背篓中心的网结数来使得整个背篓内单位区域碰撞数更加平均。这体现到反应堆设计上可以简单归纳为，最新的燃料分布在反应堆的最外圈，经过一次换料之后进入内圈，再次换料则换入反应堆的中心（通常一个燃料组件会在反应堆内经过三到五次换料，总共停留在反应堆内的时间大约是四到六年）。通过这样的策略，平均了反应堆内部的功率分布，同时也延长了一个燃料组件在反应堆内的使用寿命，降低了成本。下图提供了一种反应堆堆芯排布，Fd指新燃料组件，X*指经过几个燃料循环，来自

确定了大概的燃料循环长度之后，以及最终一个燃料组件在反应堆里的燃耗之后，就可以大概估算所需要的燃料富集度了，通过前文所述知识，可以生产该富集度的燃料棒以组成一个燃料组件。通常来讲，一个压水堆燃料组件中只含有同样富集度的燃料棒（沸水堆中可能有两种不同的富集度），而类似整个反应堆的背篓模型同样可以适用于一个燃料组件的计算。值得注意的是，为了达到更长的燃料循环，新鲜的燃料组件所能够产生的中子循环可能是100-130的，因此需要一些物质来吸收掉每个循环中多余的30个中子，然而，随着燃耗的增加，循环可能会变成100-110，因此能够吸收中子的物质在此时就会成为维持链式反应的障碍。然而，如果吸收中子的物质可以伴随着燃料的消耗同时消耗，那么就有可能在整个燃料循环里一直维持实际上100-100的循环，这类添加的物质被称作可燃毒物（burnable poison），常用的可燃毒物包括Gd，B4C等。根据燃料组件所在的不同位置，可以决定添加多少量的可燃毒物。

而下面一个需要解决的问题就在于，可燃毒物棒应该安排在燃料组件的那个位置？基本的原则还是相同，要使得整个燃料组件能够有个尽量平均的功率分布，也就是说背篓模型里的单位碰撞次数应该是尽量相同的。通过计算机程序的反复尝试在不同燃耗下可燃毒物棒的分布，大概可以推算出一个符合需求的带有可燃毒物组件的排布。解决掉了单个燃料组件排布问题之后，接着就要依靠相同的原则来解决来解决整堆燃料组件排布的问题，依然是要尽量展平整个反应堆中的功率分布。与此同时，这个功率分布随着燃耗的增加会转移到反应堆中不同的位置，但是在设计时就应考虑到整个燃耗与换料过程中反应堆功率峰值出现在哪个位置。

到此为止，核反应堆的初步中子学设计就结束了，下一步怎可以进入到热工水利学方面的设计。热工方面的设计仍然要从一根燃料棒和一个燃料组件开始。