核专业知识讲座-核能利用现状及发展趋势

1、核专业知识讲座-核利用现状和发展趋势，2、核(或核)是通过转换核质量从核中释放的能量。核能原理，太阳，原子弹，原子能的基本知识，3，爱因斯坦能量定理和释放原子能的两种方法：核聚变(fusion)核裂变(fission)，原子能的来源，“物体的质量是对其中能量的一种测量，能量变化时其质量是Einstein，a. (1905)， istditrgheiteineskrpersvonseinemenergieinhaltabhngig？“，AnnalenderPhysik18:639-643(物体的惯性与它所含的能量有关吗？)，4，通过核聚变(Nuclearfusion)，质量小的原子主要指氘或氚，在特定条件下(如超高温和高压)，原子核相互聚合，产生新的质量更重的原子核，伴随巨大能量释放的核反应的一种形式。5，核聚变的两大优点，核聚变可以为人类提供“无限能源”。地球上仅在海水中就有45万亿吨的氘，相当于1升海水中的氘通过核聚变燃烧300升汽油所释放的能量。埋在地球上的核聚变可以说是可裂变元素所能释放的总裂变能量的1000万倍左右的无限能量。氚虽然在自然界中不存在，但可以通过中子和锂的作用生成，海水中含有很多锂。核聚变不产生污染环境的放射性物质。6、核聚变的实现方法，核聚变反应需要极高的温度(摄氏度数亿度)，以克服两个具有正电的中核之间的巨大排斥力。目前主要可控制的几种核聚变方法：超声波核聚变激光约束(惯性约束)核聚变核聚变(托卡马克)，在实现目前控制的核聚变方面存在很多困难，核聚变大规模和平利用还需要很长时间。7，全超导非圆截面托卡马克，中国下一代热核融合装置东部，国际热核实验堆ITER500；中国科学院等离子负责这个项目，8，被称为裂变，核分裂为多个核的变化一种核反应形式，通常由重原子(主要指铀或钚)分裂成更轻的原子。原子核吸收中子，分裂成两个硬核，同时释放多个中子和一定的能量。常用的裂变核：U-233、U-235、Pu-239、Pu-241，9、U-235裂变反应型，每个U-235核裂变平均释放2.43个中子。10，核裂变释放的能量，1 U-235原子核裂变平均释放的总能量：200MeV1kgU-235完全核裂变释放的能量：19，600，000，000kcal比较化石燃料完全燃烧释放的化学能(4.1ev)，12，维持连锁反应的条件，飞走并吸收，不引发新的核裂变，产生被核裂变核吸收的新核裂变的中子数=1，可以持续裂变反应。自持中子数1，裂变反应越来越强。发散型中子数1，裂变反应越来越弱。收敛性，13，中子的能量，核裂变释放的中子根据能量大小划分：吸收中子的热中子，铀-235吸收中子裂变反应的概率比吸收快速中子裂变反应的概率大得多；使用减速剂将快中子慢到热中子。14、原子特性、裂变反应释放出巨大的能量。裂变反应不需要氧气。裂变过程伴随着放射性物质的产生。，15，核能应用，民用：发电军事：适合电力系统，裂变能源利用特性，严格的辐射防护措施运行管理要求高16，核能发电原理，17，核能军事应用，核能系统，潜艇核电站，水面舰船核电站，宇宙核电站，宇宙核电站在63台部署中，安装容量为6545.4万千瓦。全世界30个国家拥有核电站。法国把核能作为国家的主要能源。利用原子能的落后发展国也陆续提出了建设自己核电站的计划。20，国家容量(百万瓦特)占整个发展份额阿根廷9357.0%亚美尼亚37645.0%比利时594351.7%巴西1，9013.0%保加利亚1，90635.9%加拿大12，67914.8%中国(大陆)第二阶段，原子能产业已经进入商业应用阶段，技术趋于成熟。主要技术包括PWR、沸水堆、重水、石墨空冷反应堆、钠冷却快堆等。在这个阶段，全世界的核能装机容量持续增加，但不同地区的增长率不同，增长主要集中在亚洲新兴国家。第三阶段是核电发展的阶段。在这个阶段，每年核能的新安装容量达20亿瓦特，其增长将持续几十年。第三代反应堆是早期尖端轻水反应堆时期，主要技术包括高级沸水反应堆、欧洲PWR、System80、AP600等。22、世界原子能发电趋势，第三代原子反应堆后期，核电站的经济性将继续加强。目前，全球使用的核反应堆主要是第二代核反应堆核部分第三代早期核反应堆的飞行员。今后第四代核反应堆前进的方向包括更好的经济性、更高的安全性、更少的废核、防扩散技术等。23、我国核能利用现状，目前中国有13台商用，正在建设28台，预计到2020年将达到100多台。中国已经建立了更完善的核安全监管体系，包括政府监管部门、区域核安全监督局、相关技术支持单位等。我国第一个AP1000核电站建设成了未来标准型第三代新技术支持事业。其中浙江3核电站1号和山东海洋原子能1号的建设工作进展顺利。24，25，3代原子能系统典型地表示AP1000特性的韦斯特豪斯在已经开发的被动式高级PWR AP600的基础上开发了AP1000。AP1000是单堆中的双环装置，电力1250MWe，设计寿命60年，主安全系统采用手动设计，放置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为钢筋混凝土，内层为钢板结构。26，AP1000核岛示意图，27，第四代核发电系统概述，第六代核发电系统，28，1。气体冷却快堆系统(GFR)，系统说明：气体冷却反应堆是快中子能谱的氦冷却反应堆，具有封闭的燃料循环。芯放置可以相对于菱形的块状、圆周或板式燃料组件进行放置。GFR可以使用直接循环布朗循环燃气涡轮发电，也可以随时使用加热作为制氢的热化学产品。29，优点：中子和锕系的结合使放射性废物最小化。可以更有效地使用核裂变和可转换物质。发展情况：GFR的技术主要来自于许多热中子气体反应堆和少量快中子气体冷却反应堆的设计。英国、德国、美国、日本、中国、南非、俄罗斯。铅冷却快堆系统(LFR)，系统说明：铅冷却快堆是快中子能谱铅或铅/铋合金液态金属冷却反应堆，具有封闭燃料循环，便于有效转换可转换铀和管理锕。31，优点：设备寿命长，整个内核可以在工厂制造组装，完全不需要电化学能量转换。开发：开发俄罗斯潜艇用铅铋合金冷却反应堆技术，集成快堆金属合金燃料再利用和再加工技术。32，3。熔盐反应堆系统(MSR)，系统说明：熔盐反应堆是完全重复使用超热中子光谱反应堆和锕的燃料循环，在熔盐燃料混合物的循环流中产生裂变能量。熔盐燃料通过石墨芯通道产生超热中子。熔盐中产生的热量通过一个中间热交换器传递到两回路冷却系统，然后通过三段热交换器传递到能量转换系统。33，优点：封闭燃料循环的使用会增加钚和微量锕的燃料消耗。熔化的氟化盐具有良好的传热性能，蒸发压力很低，从而降低了压力容器和管道系统中的应力。开发：主要用于推进航天器。1954年，在宇宙飞船核反应堆的测试中，检验了核反应堆能达到的最高温度(850)。还有溶解盐燃料的稳定性问题和与石墨镍基物质的相容性问题。34，4。钠冷却快堆系统(SFR)，系统说明：钠冷却快堆是快中子能谱钠冷却反应堆，有密封的燃料循环，有助于有效管理锕系并有效转换铀。该系统的重要安全特征是长热响应时间、宽冷却水沸腾范围、主电路系统在接近大气压的情况下工作，一回路系统的放射性钠与发电厂的水和蒸汽之间存在中间钠系统。35，优点：SFR可以在电力市场使用，SFR是快中子能谱反应堆，因此可以更有效地利用可重复使用的裂变和可转换材料。发展情况：在法国、日本、德国、英国、俄罗斯、美国等国家，1.1MWt至1200MWt的钠冷却液态金属反应堆已经建成并投入使用。36，5。超临界水冷反应堆系统(SCWR)，系统说明：超临界水冷反应堆系统是高温高压水冷反应堆，可以在水的热力学临界点以上工作。核反应堆中使用的燃料是氧化铀。SCWR系统设计的主要目的是生产高效的电力产品。37，优点：系统的热效率比当前的硬木高约三分之一，但也可以简单地部署设备。开发情况：这些技术中的很多可以在现有的轻水反应堆和超临界水冷化石燃料商业发电站找到，目前还没有SCWR的圆形堆栈。38，6。超高温反应堆系统(VHTR)，系统说明：超高温反应堆系统是石墨慢冷却氦，具有一次性铀燃料循环的反应堆。核反应堆是与中间换热器连接并传递热量的600MWt的核心，可以用于生产氢气产品，也可以用于石油化工行业或其他工业用途的加热。39，优点：高效，加热和发电用。灵活地采用铀/钚燃料循环，有助于将废物最小化。发展情况：基本技术已经在以前的高温气体冷却反应堆项目中形成，中国的HTR-10也准备在10MWt电力水平验证发电和热电联产的可能性。，第40、2、4代核系统的研究开发计划，第4代核系统的目标是这些系统到2030年为止可以广泛应用，下表列出了第6代第4代核系统研究开发的主要时间节点和研究开发所需的初步预算。在可行性研究和论证阶段，要证明一些核心技术是可行的，如果上述两个阶段的研究工作进展顺利，至少要进行6年的实际验证工作，估计需要数十亿美元的资金。41、中国核能的未来，现在中国的核电发展经历了20年的过程。运行和建设中的核电站总容量已接近10GW，核电发电功率约占全国总发电量的2%，形成了浙江秦山、广东大亚湾、江苏千万三大核电基地，为稳定发展奠定了基础。从第四代核电站达成的6种新型核电站中，至少有3种是快堆