核能-核电技术

1,第一节,核能,2,一、核能概述1.核电是安全洁净有竞争力的能源一座100万千瓦的煤电站每年至少排出24000吨CO2，360吨SO2,67吨NO2和3吨其他气体。核电站就没有这些问题。根据相对危害指数的分析计算，煤电站气体排放物对人们健康的危害比核电站大1880倍，燃油电站气体排放物对健康的危害比核电站大830倍。,3,Coal70NaturalGas0Oil30Nuclear0,二氧化硫排放(1000兆瓦装置)（单位：千吨/每年）,4,Coal26Naturalgas16Oil14Nuclear0,二氧化氮排放(1000兆瓦装置)（单位：千吨/每年）,5,Coal6000NaturalGas3000Oil5000Nuclear0,二氧化碳排放(1000兆瓦装置)（单位：千吨/每年）,6,与煤电站相比，核电站产生的废物只有它的十万分之五左右。一座100万千瓦煤电站每年消耗煤就算230万吨，每天要用100车皮的火车运煤；而同样发电容量的核电站每年消耗铀一车皮。煤电站每年产生灰渣25万吨，每天要用30车皮的火车运渣，核电站每年只产生11.6吨的各类废物。核电站产生的放射性废物包括固体，液体和气体。其中固体废物量很少，采取贮存或焚烧后贮存的办法。排放到环境中只是废气和低放废液。,7,核电站向外界产生微量辐射，但是这种微量辐射对人们并不构成任何危险。我们人类从古到今一直生活在一个放射性的世界中，我们周围的自然环境充满着辐射。这种辐射来自土壤、水和空气中的天然放射性（如自然界的元素铀、钾40和氘等）以及宇宙线辐射。烟草中含有微量放射性元素钋210，这可能是导致肺癌的一个因素。煤电站由于煤含有天然放射性材料也放出辐射线。地热电站的蒸汽中有时含有放射性气体氡。,8,各种液体的放射性水准,9,核电站排放物会使人的一生寿命缩短24秒。这与因抽烟缩短寿命710年相比，可以说微乎其微,10,1973年开始，主要工业国的核电成本与火电相当。以后随着石油调价和核电技术的逐步成熟，核电成本已经低于油电站、煤电站和油煤电站的成本。据统计，美、法、英、德国和加拿大等国的核电成本平均比火电低13左右。1976年，美国由于采用核电节省了14亿美元，相当于节省9000万吨煤或32500万桶石油。,11,Energyconversion-Fuels,12,二、原子与原子核地球上存在的元素中，第92号元素铀是唯一容易裂变的元素天然铀有三种同位素：铀238，占99.27%；铀235，占0.724%；铀234，占0.006%。0.724%为铀235的天然丰度。任意找来十万个铀原子，其中的铀235原子是七百多个。,13,三、核能的来源当中子和质子形成原子核时会放出能量，这样的能量称为该原子核的结合能。结合能的大小可以通过下列爱因斯坦的质能关系式求得E=mc2(1-1)式中E-结合能(焦)，m-质量亏损(公斤)，c-光速(米/秒)。不同原子核俘获中子后得到的结合能不同。,14,15,核裂变自然界存在的天然铀由三种同位素238U、235U和234U组成，其中仅235U在热中子作用下会发生裂变，也可用人工方法(通过反应堆运行)制取233U、239Pu等易裂变核素。目前世界上己建成的核反应堆绝大部分是以235U作为燃料。235U核裂变反应的一般式为：,16,可见每公斤铀核裂变所释放的能最相当2700吨优质煤燃烧所释故的能量，即比同样质量的优质煤所放出的能量约大270万倍。,17,核聚变两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。由于原子核间有很强的静电排斥力，因此在一般条件下，发生聚变反应的概率很小。,18,在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。它是太阳和其他恒星能量的来源。氢弹是利用氢的同位素氘、氚原子核的聚变反应，瞬时间释放出巨额能量以达到毁伤效果的核武器（也称聚变弹或热核弹）。氢弹爆炸后，它释放能量的过程是不可控制的。为了利用聚变能，人们还在进行“受控热核聚变”的试验研究,19,20,聚变能一旦成为民用能源，就能彻底解决人类的能源问题。例如，轻核聚变用的核燃料是氘和锂-6。以氘来说，在海水中，大约每6500个水形式存在的氢原子中就有一个氘原子。即每立方米海水中含有约3克氘。按每个氘原子反应时平均释放7兆电子伏计算，则1米3海水中的所有氘聚变后获得的能量为121012焦耳，约相当2103桶原油（一桶原油的能量约为6109焦耳）。,21,地球上海洋的体积约为1.5109公里3，这样通过开发氘核聚变可以获得比世界储油量多10亿倍的能量，可供人类500亿年之用。而锂-6资源的储量更为丰富。,22,对于受控聚变反应来说，核子的平均能量应超过5千电子伏，这种集合体的有效温度约4107K。这时气体原子分解为正电荷核和自由电子。它们的物性完全受静电和电磁现象控制，这种电子和离子的集合体称为等离子体，或“物质的第四态”。这种用加热办法来实现的核聚变称为热核聚变。,23,四、链式反应和反应堆分类1.链式反应,24,K有效=（系统内中子的产生率）/（系统内中子的吸收率+系统内中子的泄漏率）若K有效=1，则堆内中子数达到平衡。这种情况称反应堆处于临界状态，稳定运行工况相当于这种状态。若K有效1，则堆内中子数将随时间增加而不断增加。这种情况称反应堆处于超临界状态。开堆或提升功率过程就相当于这种状态。因此，对于一定的几何布置和材料成分组成的反应堆达到临界状态、维持自持链式反应的条件称为临界条件，它要求有一定的核燃料量(临界质量)和一定的几何尺寸(临界尺寸)。,26,2.反应推的分类按用途来分，反应堆分为生产堆、动力堆和研究堆。生产堆是生产核武器装备用的反应堆。由于它为军用服务，所以又叫军用生产堆。动力堆是提供动力用的反应堆，包括发电、供热以及舰艇推进用的反应堆。其中最主要的是核电站和核潜艇用的反应堆。研究堆是为了从事核物理、反应堆材料、核工程等研究用的反应堆，也可用来生产同位素及进行人员培训，它是发展核动力必不可少的工具。,27,按反应堆采用的冷却剂分类水冷堆：它采用水作为反应堆的冷却剂。气冷堆：它采用氦气作为反应推的冷却剂。有机介质堆：它采用有机介质作反应堆的冷却剂。液态金属冷却堆：它采用液态金属钠作反应堆的冷却剂。,28,按反应堆采用的核燃料分类天然铀堆。以天然铀作核燃料。浓缩铀堆。以浓缩铀作核燃料。钍（tu）堆。以钍作核燃料。按反应堆采用的慢化剂分类石墨堆：以石墨作慢化剂。轻水堆：以普通水作慢化剂。重水堆：以重水作慢化剂。,29,按核燃料的分布分类均匀堆。核燃料均匀分布。非均匀堆。核燃料以燃料元件的形式不均匀分布按中子的能量分类热中子堆：堆内核裂变由热中子引起。快中子堆：堆内核裂变由快中子引起。,30,五、核电站1.反应堆的组成反应堆主要由堆芯、反射层、屏蔽层等几部分组成。,31,32,2.各种类型的核电站压水堆核电站压水堆核电站的发展大体上经历了四个阶段：第一阶段：实验型核电站第二阶段：示范型核电站第三阶段：商用核电站第四阶段：单堆总电功率在1000兆瓦以上的大型核电站压水堆核电站是技术上最为成熟的一种核发电装置。,33,34,压水堆核电站是利用压水反应堆释放的热能进行发电的核动力装置。图的左半部分称为核供汽系统(或称一回路系统)，它是将反应堆核燃料释放的热能送往蒸汽发生器使之产生蒸汽的装置。现代大功率压水堆核电站的核供汽系统一般有24个并联环路，对称地布置在反应堆压力容器的四周。每一条环路都由冷却剂泵、蒸汽发生器以及相应的管道阀门组成。此外，核供汽系统还设有一台稳压器，用来稳定系统的压力。整个核供汽系统布置在一个大安全壳内。,35,图的右半部分称为热能-电能转换系统(或称二回路系统)，它与常规电站的动力回路没有显著差别。热能电能转换系统主要由饱和蒸汽汽轮发电机组、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、给水泵、高压加热器、中间去湿再热装置和相应的管道阀门组成。二回路系统不与带放射性的物质直接接触，因此在正常运行时，它是没有放射性的。,36,37,按照压水堆的工作原理，原则上不允许冷却剂水发生沸腾。为了得到高温水，反应堆必须在高压力(15.5兆帕左右)状态下工作。压水堆主要由堆芯、堆内构件、压力容器和控制棒驱动机构等部件组成。,38,39,压水堆核电站一回路系统的主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂泵、稳压器以及相应的管道阀门。蒸汽发生器是一个热交换设备，用来将冷却剂的热量传递给二回路侧工质(水)以产生一定压力、温度的蒸汽。,40,二回路的主要功用是将蒸汽发生器中产生的蒸汽送往饱和蒸汽汽轮发电机组发电。除饱和蒸汽汽轮发电机组外，二回路的大部分设备及其辅助系统都与常规电站类似。,41,沸水堆核电站沸水堆也是采用轻水作减速剂和冷却剂的，与压水堆相比较，它具有以下特点：（1）在反应堆本体内直接产生蒸汽，并直接作为工质送入汽轮机。但沸水堆堆芯不如压水堆紧凑，而且堆内布置了喷射泵，汽水分离器和干燥器等设备，使沸水堆的压力容器尺寸要比压水堆的大得多。,42,（2）沸水堆电站系统比较简单，系单回路循环，提高了电站使用效率（3）因为在沸水堆堆容器内部的上部布置了汽水分离器和蒸汽干燥器，这样，只能从反应堆底部引入控制棒驱动系统及堆芯检测仪表系统，因而使维护检修不便，且反应堆底部应力集中。,43,（4）沸水堆的蒸汽带有一定的放射性。汽轮机厂房仍需设置屏蔽，且汽轮机的设计、运行及维修都应考虑放射性问题。（5）沸水堆装置采用喷射泵提高冷却剂的循环能力，安全壳带弛压系统。（6）沸水堆可用控制棒以及改变再循环泵的流量来控制调节功率。因此运行灵活。但它的燃料比功率小，在同样功率条件下核燃料装置比压水堆多50%。,44,沸水堆电站与压水堆电站各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。因此有些国家，如美国、日本、联邦德国，在建压水堆核电站的同时也建造沸水堆核电站。它是目前国外核电站中仅次于压水堆的主要堆型之一，约占总核发电容量的28%。,45,46,重水堆核电站以重水为减速剂的反应堆称重水堆。重水堆的冷却剂可以用重水，也可以用轻水、有机物质或CO2气体。与轻水堆比较，重水堆的主要优点是：(1)因重水的中子慢化能力好(其慢化比是普通水的300多倍)，故重水堆可以采用价格便宜的天然铀作燃料。,47,(2)能更有效地利用核燃料。重水堆的最大燃耗深度可达8000-10000兆瓦日/吨，这样含235U0.714%的天然铀可燃烧至0.13%(235U)，比浓缩铀厂的尾料中235U的含量还低(一般尾料中合235U是0.25-0.30%)。同容量的重水堆电站与压水堆电站比较，重水堆的天然铀用量比压水堆少20一30%。,48,(3)由于可连续更换燃料，产钚量比压水堆的高2倍左右。但是，重水堆的发展不如轻水堆，主要问题是重水的用量大，而且价格昂贵；重水回路的设备比较复杂，造价比压水堆电站高1/41/3；基本投资费用比压水堆高15；电成本亦比压水堆高25。此外，重水的泄漏会造成“氚害”，因此防止泄漏和回收泄漏的重水是重水堆的一个特有的安全问题。,49,重水堆核电站主要是由加拿大发展起来的，六十年代初问世，七十年代达到商用。主要型式是坎杜(CANDU)型重水堆。,Pickering-OntarioPowerGeneration8units-540MWeeach,50,坎杜型重水堆是以天然铀作燃料，以重水作慢化剂和冷却剂，用数百根压力管代替整体的压力容器，构成卧式反应堆，可通过增加压力管数来扩大堆容量，有利于标准化，且可实现不停堆装卸料。但是坎杜型堆的重水初装最大，一座620兆瓦(电)的坎杜型堆核电站需要470吨重水。,51,52,气冷堆核电站气冷堆是用气体（二氧化碳或氦气）作冷却剂、石墨作慢化剂的一种反应堆。根据设计参数和所选用的核燃料、冷却剂的不同，气冷堆又可分为镁诺克斯（Magnox）气冷堆、改进型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR）三种。在气冷堆核电站中，通常把从堆芯出来的高温气体输送到蒸汽发生器中，将热量传递给二回路的给水以产生蒸汽，冷却后的气体经循环风机增压后再重新回到堆芯。,53,对于高温气冷堆，也可以不用中间蒸汽发生器，而把高温气体直接送入燃气轮机，带动发电机发电。与其他类型核电站相比较，气冷堆核电站的主要优点是可在不太高的反应堆运行压力下得到较高的冷却剂出口温度从而可提高电站的循环冷却剂的流量和加大堆芯的传热面积。因为这个缘故，气冷堆的体积大，压送冷却剂的功率消耗十分可观（一般约占总生产电能的412%），它的堆芯布置也没有水冷堆的紧凑。,54,快中子增殖反应堆快中子反应堆是指由平均能量为0.1兆电子伏以上的快中子引起核裂变的反应堆，简称为快堆。在快中子反应堆中核燃料每俘获1个中子发生裂变时，平均可释放3个中子，除需1个中子用来维持链式裂变反应外，余下的中子可以使238U转变为易裂变的239Pu，其转换比可以大于1（称为增殖比），而在轻水堆中转换比一般仅为0.5左右，由于快堆具有增殖能力，因此通常又称为快中子增殖反应堆。,55,众所周知，热中子反应堆核电站的铀资源利用率很低，仅为2%左右，它无法将世界能量有限的铀资源充分利用，因而，热中子反应堆的经济潜力也是有限的。而快堆则不同，从理论上说，在快堆的燃料循环中基本上可以燃尽天然铀，即使考虑到燃耗深度限制和后处理回收损失等因素，铀资源利用率也可以达到6070%甚至更高的水平。因此，它是一种被公认的有发展前途的堆型。,56,快中子反应堆内的中子应保持高速度，因为一旦中子被慢化，不但每次裂变反应产生的中子数目会减少，而且低整中子容易被堆内各种材料俘获，降低增殖能力，所以快堆内没有慢化剂。快堆的冷却剂必须是导热性能好而又不会慢化和俘获中子的介质。常用的较为理想的快堆冷却剂有两种：一种是液态金属钠或钠钾合金，另一种是氦气。因此目前发展的快中子增殖堆有流态金属冷却快中子增殖堆（LMFBR）和气体冷却快中子增殖堆（GCFBR）两种。,57,液态金属冷却快中子增殖反应堆（以下简称液冷快堆）通常以钠作冷却剂。钠是一种碱金属，原子量为22.997，熔点很低(97.9)，对中子的吸收和慢化作用较小，有优异的传热能力，沸点很高(为883)，可以使冷却剂回路在低压高温下工作。由于工作压力低，钠管道和设备的泄漏问题易于解决，所以钠是一种较理想的快堆冷却剂。,58,用钠作冷却剂的缺点是：与水会发生剧烈反应，形成氢化物，这些氢化物进一步又可与氧反应释放大量的热量。另外，钠在辐照下容易活