輻照用反應堆(irradiation reactor)用於材料照射或提供醫療服務的反應堆。輻照用反應堆主要起一種核輻射源的作用。
基本介紹
- 中文名：輻照用反應堆
- 外文名：irradiation reactor
- 所屬學科：化學
- 所屬問題：原子能工業
- 相關概念：反應堆
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基本介紹
反應堆是生產放射性同位素的主要工具。鈽-239也是一种放射性同位素。關於鈽生產堆，它實際上是以天然鈾中的鈾-238作為靶料進行生產的。除此以外，單純為生產放射性同位素而建造的反應堆很少。一般均在研究試驗堆中兼進行放射性同位素的生產。動力堆也能附帶生產放射性同位素，在這種情況下，除了減少工業鈽產量以外，還會引起堆功率的降低或運行周期的縮短。
由於對高比活度放射性同位素和高強度輻射源，特別是超鈽元素的日益增長的需要，對反應堆提出越來越高的中子通量要求，從早期的1011上升到1015n/(cm2·s)以上。我國的高通量工程試驗堆具有這樣的水平。超鈽同位素鐦-252的生產，需要經過連續多次的中子俘獲。由於一些中間環節的反應率很低(俘獲截面很小)，另一些中間產物容易裂變(裂變截面很大)以及產品本身的衰變(鐦-252的半衰期為2.65年)，必須在很高的中子通量下，才能獲得有意義的產額。以鈽-242為靶料生產鐦-252需連續加入10箇中子，
在中子注量達到2×1023n/cm2(相當於在3×1015n/(cm2·s)的高通量中照射2年多)時，初始的鈽-242也只有0.08%轉化為鐦-252。為進行有效的化工回收，熱中子通量越高越好，通量加倍可使產額提高約10倍。
其他重同位素如鈽-238、鋦-244的生產，由於靶料鎿-237和鎇-243的來源有限及價值昂貴，採用高通量照射以加速靶料的周轉和提高生產率也是有利的，甚至是必要的。
一般長半衰期的產品，當照射時間t比半衰期T1/2短很多時，按比活度計算公式可近似地表達為：
堆內平均熱中子通量同功率成正比，同鈾-235的裝載量成反比（中子通量 約等於(2.4～2.7)×1010P/M，式中熱功率P以kW計，鈾-235裝載最M以kg計）。要提高中子通量，必須
增大功率或減小鈾-235裝載量。由於反應堆造價和燃料消耗的限制，功率不能搞得太大。一般高通量反應堆都是儘量減小臨界質量。為此，需採用高富集鈾為燃料以避免鈾-238的伴生吸收，採用吸收中子少的重水為慢化劑，儘量減少包殼和結構材料的數量，儘量提高功率密度。但在燃料裝載量小的情況下，中子被慢化劑、結構材料、裂變產物等伴生吸收的比重相對增大，而且能放進堆內的靶料量受到限制。多放靶料則需增加燃料，又會導致中子通量的降低。因此，高中子通量與中子的有效利用有矛盾，與生產率也有矛盾。此外，頻繁的換料會使反應堆利用率降低。一般地說，高通量反應堆生產同位素的經濟性要用產品的價值來衡量。
在採用輕水作為高通量反應堆的慢化劑和冷卻劑的情況下，為補償較多的中子吸收損失，須增加鈾-235裝載量，因而使中子通量降低。同時，對於同樣的燃料消耗，同位素生產率也下降。但建造和運行費用可節省很多，換料操作比較方便，可使用長柄工具通過堆頂水池直接操作燃料元件和靶件，維護也比較簡單。
不管怎樣，高通量反應堆都是造價高昂、需要消耗大量高富集鈾的設施。在大多數情況下，利用中子通量低於1013n/(cm2.S)的研究試驗堆，就可以低廉的代價生產大部分常用的中、短壽命放射性同位素。這對於滿足地區的需要是特別有利的，因為短壽命放射性同位素無法從遠處運來。在各種研究試驗堆型中，以游泳池式反應堆最為適用，其主要優點是：便於將靶件放在堆芯裡面或旁邊進行較高通量的照射，裝卸靶件不需要停堆，又不需要特殊的禁止，可在水下裝卸放射性樣品。盛有靶件的輻照罐既可放進乾管道，也可直接放進水池，在後一情況下，輻照罐的冷卻較易解決。這種反應堆便於改裝以適應輻照工作的變化，便於安裝氣壓傳送管以供短時間照射之用，靈活性較大。
反應堆
以鈾(或鈽)作核燃料實現受控核裂變鏈式反應的裝置，又稱核反應堆。第一座核反應堆於1942年在美國投入運行。到1999年底，世界上共有433座用於發電的反應堆在運行，正在運行的其他用途的反應堆也達到數百座。
反應堆的種類
可按用途、中子能量、慢化劑、冷卻劑、核燃料等分類。①按用途可分為研究堆、動力堆、生產堆和特殊用途堆。反應堆的結構、特性和運行的工況隨用途而異。研究堆用來進行基礎研究或套用研究；動力堆用來發電、提供船艦動力和生產熱能；生產堆用來生產鈽、氚和同位素；特殊用途堆用於專門目的，如驗證某種反應堆設計的模式堆。②按引起核裂變的中子平均能量可分為：熱中子堆，核裂變主要由熱中子引起，這種堆占世界已有反應堆的絕大多數;中能中子堆，核裂變主要由能量為幾eV到大約100 keV的中能中子引起；快中子堆，核裂變主要由能量為100 keV或更高能量的快中子引起。③按反應堆的結構可分為壓力容器式堆、壓力管式堆和池式堆。④按所使用的慢化劑和冷卻劑可分為：輕水堆，輕水既作慢化劑又作冷卻劑，根據水在堆芯中的工作狀態又分為壓水堆和沸水堆；重水堆，重水作慢化劑，重水(或沸騰輕水)作冷卻劑;石墨氣冷堆和石墨沸水堆，均由石墨作慢化劑，分別由二氧化碳(或氦氣)和沸騰輕水作冷卻劑；液態金屬冷卻快中子堆，無慢化劑，通常以液態金屬鈉作冷卻劑。⑤按核燃料可分為天然鈾堆和富集鈾堆，常用的核燃料為金屬鈾和鈾(或鈽)的氧化物。
反應堆的基本結構
主要由堆芯、反射層、控制棒、堆容器和禁止層構成。堆芯又稱活性區，那裡集中了核燃料，自持鏈式反應就在此區域進行。通常核燃料加工成棒狀、管狀或板狀，它們按一定的方式組成燃料組件，排列在堆芯中。堆內構件將燃料組件固定在堆芯中，為冷卻劑提供流道，保持傳熱所需的熱工水力條件以使堆芯中的裂變能量傳輸出反應堆。控制棒由強吸收中子材料製成，將它插入或抽出堆芯，可以改變反應性，用來起動反應堆、調節反應堆功率、正常停堆和在事故情況下緊急停堆。熱中子堆堆芯的外部圍有反射層，其材料一般與慢化劑一樣，用來減少中子向堆芯外的泄漏，這樣可以減少堆芯核燃料的裝載量。快中子堆堆芯的外部圍有再生區，用天然鈾或貧鈾組成，以便在再生區俘獲從堆芯逸出的中子，生產新的核燃料。反射層和反應堆容器外部還設有禁止層，以防止反應堆內的中子和γ射線向外泄漏。
對材料和燃料的要求
反應堆內各組成部分的材料應滿足核性能、耐輻照性能和耐腐蝕性能的要求。核燃料應具有良好的輻照穩定性，良好的熱物理性能、機械性能和化學穩定性。燃料包殼和堆芯結構材料，其熱中子吸收截面要小，機械性能和輻照穩定性要好。冷卻劑應具有良好的熱物理性能(比熱大、密度高、熔點低、沸點高等)，小的熱中子吸收截面和良好的化學性能和輻照穩定性。常用的冷卻劑有水、重水、二氧化碳、鈉和氦氣等。慢化劑和反射層，其熱中子吸收截面要小，而散射截面要大，與冷卻劑的相容性好，具有良好的傳熱性能、熱穩定性和化學穩定性。水、石墨、重水和鈹為常用的慢化劑和反射層材料。控制材料應具有強吸收中子性能，常用的控制材料有硼(其套用的狀態為硼鋼或硼不鏽鋼合金、碳化硼粉末或燒結塊、硼酸溶液、硼或其化合物在金屬中的彌散體等)、銀-銦-鎘合金、鉿、稀土元素(如釓、鏑、銪等)的氧化物(見反應堆材料)。
動力反應堆
20世紀60年代以前， 世界一些國家根據本國國情著重開展了各種堆型的試驗研究;60年代以後經過篩選，轉為集中發展壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆、石墨沸水堆、高溫氣冷堆和快中子增殖堆。這些堆型除後兩種堆型外，均已達到商用規模， 其中尤以壓水堆和沸水堆最為普遍， 到1998年底分別占商用核電廠裝機容量的64.9%和22.7%。動力反應堆是核電廠的關鍵設備，核電廠的發展與動力堆的研究開發密切相關， 如壓水堆和沸水堆核電廠的單堆電功率已從60年代初的200 MW分別提高到目前的1500、1300 MW以上。核電廠安全性也隨著技術進步和運行經驗的積累不斷提高。三里島核電廠事故和車諾比核電廠事故後， 各國對核電廠的安全性給予了更大的重視， 一方面增加和完善安全措施，更加重視運行人員的培訓，提高安全文化，正確處理人-機接口關係，注意運行經驗的反饋和加強國際間的技術合作，另一方面開展了對更安全、更經濟的新一代反應堆即的研究開發工作。
