核能及其机理Word下载.docx
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核能的获得主要有两种途径，即重核裂变与轻核聚变。
Ｕ-235，有一个特性，即当一个中子轰击它的原子核时，它能分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2—3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量。
如果有一个新产生的中子，再去轰击另一个铀-235原子核，便引起新的裂变，以此类推，这样就使裂变反应不断地持续下去，这就是裂变链式反应，在链式反应中，核能就连续不断地释放出来。
8.核聚变能量的释放
与铀相同数量的轻核聚变时放出的能量要比铀大几倍。
例如1克氘化锂（Ｌi-6）完全反应所产生的能量约为1克铀-235裂变能量的三倍多。
实现核聚变的条件十分苛刻，即需要使氢核处于几千万度以上高温才能使相当的核具有动能实现聚合反应。
二、核反应堆
1.核反应堆及其组成
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能—热能转换的装置。
核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。
1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。
反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。
堆芯中的燃料：
反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。
自然界天然存在的易于裂变的材料只有Ｕ-235，它在天然铀中的含量仅有0.711％，另外两种同位素Ｕ-238和Ｕ-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。
另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料Ｕ-233和Pu-239。
用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。
燃料包壳：
为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。
控制与保护系统中的控制棒和安全棒：
为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。
控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；
安全棒用来快速停止链式反应。
吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。
冷却系统中的冷却剂：
为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。
慢化系统中的慢化剂：
由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。
反射层：
反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。
它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。
屏蔽系统：
反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及γ剂量。
辐射监测系统：
该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。
2.反应堆的结构形式和分类
反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。
目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。
按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；
按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。
按用途分有：
（1）研究试验堆：
是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；
（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；
（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。
反应堆分类情况见后。
3.研究实验反应堆
是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。
研究实验堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理，堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位素和培训反应堆科学技术人员。
研究实验堆种类很多，例如：
游泳池式研究实验堆：
在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。
因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名。
罐式研究实验堆：
由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。
重水研究实验堆：
重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。
如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。
此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。
4.生产堆
主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。
生产堆包括产钚堆，产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。
该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原料。
中子来源于用天然铀制作的元件中的Ｕ-235。
Ｕ-235裂变中子产额为2—3个。
除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被Ｕ-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个Ｕ-235原子可获得0.8个钚原子。
也可以用生产堆生产热核燃料氚。
用重水型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。
5.动力反应堆
世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。
核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。
商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。
压水堆：
采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，高压水作慢化剂和冷却剂。
是目前世界上最为成熟的堆型。
沸水堆：
采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和冷却剂。
重水堆：
重水作慢化剂，重水（或沸腾轻水）作冷却剂，可用天然铀作燃料，目前达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆，我国正建一座重水堆核电站。
石墨气冷堆：
以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360℃，这种堆已有丰富的运行经验，到90年代初期已运行了650个堆年。
快中子堆：
采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂。
不用慢化剂。
根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。
三、核电站
1.什么是核电站
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。
反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。
目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。
但用的最广泛的是压水反应堆。
压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
2.核电站工作原理
核电厂用的燃料是铀。
用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
3.压水堆核电站
以压水堆为热源的核电站。
它主要由核岛和常规岛组成。
压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。
常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。
4.沸水堆核电站
以沸水堆为热源的核电站。
沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。
沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。
它们都需使用低富集铀作燃料。
沸水堆核电站系统有：
主系统（包括反应堆）；
蒸汽-给水系统；
反应堆辅助系统等。
5.重水堆核电站
以重水堆为热源的核电站。
重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
6.快堆核电站
由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。
快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
7.世界上目前建造核电站情况
核电自50年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。
到1999年中期，世界上共有436座发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676兆瓦。
正在建造的发电反应堆有30座，总装机容量为21642兆瓦。
目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70％。
据资料估计，到2005年核电厂装机容量将达到388567兆瓦。
8.核能是清洁的能源
目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体造成的“温室效应”，将使地球气温升高，会造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排放这些有害物质，不会造成“温室效应”，与火电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态环境等。
在国外核电站的周围有人居住、游泳、放牧牛羊、钓鱼，有的核电站位于大城市附近，有的位于游览区。
核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相比，更有利于保护环境。
核电厂和火电厂对环境影响的比较（电功率100兆瓦）——核电站对周围环境无污染
居民受到的辐射剂量
氧化硫排放量
（吨/年）
烟灰和殊物质
（吨/年）
氧化氮排放量
采矿面积
（亩/年）
危害健康的相对指数
燃煤发电厂0.048
46000-127500
3500
26250-30000
1210
SO：
32000NOx：
4530烟灰：
1100
压水堆核电站：
0.018
0
30-42
氪氙1
磷20
9．核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响
核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；
像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；
气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。
核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。
所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。
10．核电站是经济的能源
世界上有核电国家的多年统计资料表明，虽然核电站的比投资高于燃煤电厂，但是，由于核燃料成本显著地低于燃煤成本，以及燃料是长期起作用的因素，这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂。
11．核能是可持续发展的能源
世界上已探明的铀储量约490万吨，钍储量约275万吨。
这些裂变燃料足够使用到聚变能时代。
聚变燃料主要是氘和锂，海水中氘的含量为0.034克/升，据估计地球上总的水量约为138亿亿立方米，其中氘的储量约40万亿吨，地球上的锂储量有2000多亿吨，锂可用来制造氚，足够人类在聚变能时代使用。
按目前世界能源消费的水平，地球上可供原子核聚变的氘和氚，能供人类使用上千亿年。
因此，有些能源专家认为，只要解决了核聚变技术，人类就将从根本上解决了能源问题。
四、我国核电现状
我国大陆正在运行的核电站有2座，总装机容量为210万千瓦，它们分别是由我国自主设计建造的秦山核电站和从法国引进的大亚湾核电站。
目前正在建设的核电站有4座共8台机组，总装机容量为660万千瓦。
他们分别是：
我国自主设计、建造的秦山二期核电站共两台机组，分别计划于2002年6月和2003年4月投入商业运行；
从加拿大引进的秦山三期核电站共两台机组，分别计划于2003年2月和2003年11月投入商业运行；
从法国引进岭澳核电站共两台机组，分别计划于2002年7月和2003年3月投入商业运行；
从俄罗斯引进的田湾核电站共两台机组，分别计划于2004年投入商业运行。
到2004年，这11台核电机组全部运行时，核电将占总发电量约3％，这一数字与发达国家相比，还有较大的差距。
秦山一期核电站
秦山一期核电站位于浙江省海盐县境内，它是我国自行设计、建造的第一座核电站，该电站于1985年3月主体工程正式开工，1991年12月15日并网发电。
它的建成是我国核工业历史上一个新的里程碑，它结束了我国大陆无核电的历史。
秦山一期核电站属原型堆，它采用压水堆堆型，设计电功率为30万千瓦。
工程总体设计及核岛工艺和主设备设计全部由国内设计院承担，核电站大部分设备由国内供货，土建及安装施工完全由国内单位承担。
电站自1994年投入商业运行以来，负荷因子逐年提高，接近了国际商用核电站的水平。
大亚湾核电站
大亚湾核电站是我国第一座成套进口的大型商用核电站，它位于广东省深圳市东部的大鹏半岛上，西南距香港市中心约50公里，西距深圳市中心约45公里，便于向粤港两个电网输送电力。
该电站装有两座电功率为90万千瓦的三环路压水堆核电机组，采用法国成熟的标准系列CPY型的改进型M310反应堆。
1987年8月电站主体工程正式开工，1994年两台机组先后建成投产。
大亚湾核电站年发电量约130亿度，电力70%供香港，30%供广东，自投产以来取得了良好的社会效应和经济效益。
秦山二期核电站
秦山二期核电站是继秦山一期核电站后，由我国自行设计、自主建造的又一座核电站。
该电站设计装机容量为两台60万千瓦机组，反应堆为压水堆堆型，核岛采用两个环路，每个环路按电功率30万千瓦设计。
秦山二期核电站总工期为72个月，整个工程计划于2002年6月第一台机组并网发电，2003年4月第二台机组并网发电，电站设计寿命为40年。
秦山二期核电站于1996年6月2日正式开工，按工程网络进度，工程主线进展顺利，现在一号反应堆主厂房正全面实施安装工程，二号反应堆主厂房也已进入安装工期，调试和生产准备工作也正按计划全面展开。
该电站的建成，对缓解华东地区的电力需求，优化电力结构具有一定的作用，同时为我们掌握大型压水堆核电站的设计、建设、设备制造、运营和管理技术，最终实现国产化打下了基础。
秦山三期核电站
秦山三期核电站工程位于浙江省海盐县，与秦山一期核电站、秦山二期核电站工程毗邻，它是中加两国政府和平利用原子能的合作项目，是中国境内建造的第一座重水堆核电站，同时也是迄今为止，中加合作最大的工程项目。
该电站采用加拿大成熟的CANDU6核电技术，由加拿大原子能有限公司（AECL）总承包，从加拿大引进两台70万千瓦级重水堆机组。
为降低造价及充分利用中方资源，中方承担了部分工作。
该工程的建设周期为72个月，计划于2003年2月第一台机组投入商业运行，2003年11月第二台机组投入商业运行。
秦山三期核电站工程于1998年6月8日正式开工，工程进展顺利。
截止到1999年底，土建工作已完成50%，250项重要设备中已有32项运抵现场，一号反应堆厂房的安装工作已逐步展开。
岭澳核电站
岭澳核电站距大亚湾核电站仅1公里，是广东地区继大亚湾核电之后，建设的第二座大型商业核电站。
它是在大亚湾核电站基础上的改进，并加大了自主化和国产化的力度。
岭澳核电站主体工程于1997年5月浇筑核岛筏基第一罐混凝土，2003年3月15日全部建成投产。
田湾核电站
田湾核电站位于江苏省连云港市，是我国“九五”期间重点核电工程项目之一，是根据中俄两国政府签订的协议合作建设的大型核电项目。
田湾核电站总装机容量为2×
1060MWe，电站设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80%，年发电量为140亿千瓦·
小时。
该电站选用的俄罗斯ASE-91型核电机组，是以WWER—1000/320型系列核电机组的设计、建造和运行经验为基础并吸收西方压水堆的改进技术而完成的改进型设计。
目前，该项目的初步设计、环境评价报告、核安全分析报告已分别通过国家主管部门的审查，并于1999年10月20日正式开工，两台机组将计划于2004年和2005年建成投产。
五、核安全
1.反应堆的固有安全性
桌子上摆着一美丽的花瓶，主人会小心翼翼地保护它，因为万一碰倒它可能摔成一堆碎片。
而如果桌子上摆的是一个不倒翁，主人就不必那么小心，碰一碰它，它摇头晃脑地动了一会就又回到原来的状态。
两个形状差不多的东西为什么在被碰倒时会有不同的结果呢？
这是因为花瓶和不倒翁有着不同的结构原理。
在反应堆的设计中，人们总是千方百计地使反应堆具有类似不倒翁的特性，即当外界破坏了反应堆的平衡时，在一定范围内反应堆能不靠外界干预可自行回到原来的状态。
反应堆的这种特性称作固有安全性。
当然，反应堆的固有安全原理，要比不倒翁复杂得多。
２.确保核电站安全的措施
为了确保压水反应堆核电站安全，核电站从设计上采取了所能想到的最严密的纵深防御措施。
四道屏障为防止放射性物质处逸设置了四道屏障：
1、燃料芯块：
抗辐射的固体芯块可将大部分的裂变产物包容；
2、密封的燃料包壳：
核燃料芯块和放射性裂变产物都被密封在锆合金包壳内（燃料棒），防止放射性物质进入一回路水中；
3、坚固的压力容器和密闭的一回路系统：
燃料棒若有少量破损，其放射性物质被包在20cm厚的密封钢质反应堆压力容器及整个一回路系统内，防止放射性物质漏到反应堆房中；
4、安全壳：
即使是在一回路压力边界事故工况下，泄露的放射性物质也将被密封在安全壳厂房内，以防对外环境的污染。
安全壳的构造包括：
90厘米厚的预应力混凝土及6毫米厚的密封钢衬里；
多重保护在出现可能危及设备和人身安全的情况时：
1、进行正常停堆
2、因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，自动紧急停堆；
3、如因任何原因控制棒未能插入，高深度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。
对一切重要设备都采取了类似的多种保护措施，如设置了两路独立的可靠的外电源，当一路外电源因事故停电时，可自动切换到另一路供电。
万一两路外电源同时断电怎么办？
不要紧，核电站里还有由可快速启动的应急柴油发电机组提供的紧急备用电源。
专设安全设施
人们常用“万无一失”来形容一件事物的安全可靠，而核电站为这极不可能出现的“一失”出做了周密准备，这就是专设安全设施。
就压水堆而言，我们假设是管壁很厚的一回路主管道断裂了。
这时多种专设安全设施投入工作，首先向堆内高压注水，防止堆内“烧干”；
压力降低后，低压注水系统工作，继续向堆内注水冷却。
与此同时，安全壳与外界自动隔离；
安全壳部顶的喷淋系统自动喷淋冷水，降低安全壳的温度和压力；
消氢系统投入工作，除去可能引起爆炸的氢气。
3.核电站的纵深防御措施
核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。
纵深防御包括以下五道防线：
第一道防线：
精心设计，精心施工，确保核电站的设备精良。
有严格的质量保证系统，建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培训，使人人关心安全，人人注意安全，防止发生故障。
第二道防线：
加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。
第三道防线：
设计提供的多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故。
第四道防线：
启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大。
第五道防线：
厂内外应急响应计划，努力减轻事故对居民的影响。
有了以上互相依赖相互支持的各道防线，核电站是非常安全的。
4.质量保证体系
核电站有着严密的质量保证体系。
对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每项具体活动都有单项的质量保证大纲。
另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲是否起到应有的作用。
质量保证体系对参加核电站工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。
以操纵员为例，要求选择基本素质好，有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电站模拟机和核电站实际运行培训，再通过国家级的考试领取操纵员执照，然后才能上岗。
上岗工作以后，还要进行再培训和定期考核，不合格都将被吊消执照。
5.建立国家核安全监督机构
1984年10月我国成立了国家核安全局，作为国家的核安全监督机构，其基本职能是依照我国的法律、法规，对民用核设施实行独立的安全审评和监督。
国家环境保护局、劳动部和卫生部分别负责对环境质量、职业安全和人身安全进行独立的监督检查和审评。
6.制定和完善核安全防护法规体系
国务院已颁布《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，国家环境保护总局、核安全局、卫生部等部门颁布实施了有关核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定，以及辐射防护基本标准等。
中国核工业总公司颁布了一系列技术标准。
以后还将颁布一些法规，逐
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