核反应堆技术及核能应用

1、核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护6.1 6.1 核反应堆、核能利用与核武器核反应堆、核能利用与核武器6.1.1 6.1.1 核反应堆核反应堆 核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应或核核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应或核聚变反应，从而实现核能热能转换的装置。聚变反应，从而实现核能热能转换的装置。 从能量的产生方式看，核反应堆可以分成从能量的产生方式看，核反应堆可以分成裂变反应裂变反应堆堆和和聚变反应堆聚变反应堆两大类。目前世界上有大小反应堆上千两大类。目前世界上有大小反应堆上千座，绝大多数属于裂变反应堆，而聚变反应堆由于技术座，绝大多数属于裂变反应堆，而聚变反应堆由于技术原因

2、，尚处于发展过程中。原因，尚处于发展过程中。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 奥地利女科学家丽丝奥地利女科学家丽丝迈特纳（迈特纳（18781968）提出了铀）提出了铀核裂变的概念，并指出裂变能放出能量；核裂变的概念，并指出裂变能放出能量； 为了能持续地放出核能，匈牙利物理学家利奥为了能持续地放出核能，匈牙利物理学家利奥西拉西拉德（德（18981964）最先考虑了链式反应发生的可能性；）最先考虑了链式反应发生的可能性； 1939 年约里奥年约里奥居里夫妇等人，通过实验发现一个铀居里夫妇等人，通过实验发现一个铀核（核（U 235）裂变会释放出）裂变会释放出23 个中子，用实验证实了链个中

3、子，用实验证实了链式反应的可能性；式反应的可能性；核反应堆的发展过程核反应堆的发展过程核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护图图6-1 6-1 世界上第一座核反应堆世界上第一座核反应堆 1941年年12月到月到1942 年年12月，费米领导一批物理学月，费米领导一批物理学家在芝加哥大学斯塔克运动场的西看台下，成功地建造家在芝加哥大学斯塔克运动场的西看台下，成功地建造了世界上第一座核反应堆，发出了了世界上第一座核反应堆，发出了200 W的电，解决了的电，解决了受控自持链式反应的众多技术问题。受控自持链式反应的众多技术问题。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护1 1反应堆的组成反应堆的组成

4、堆堆 芯芯冷却系统冷却系统慢化系统慢化系统反射层反射层控制与保护系统控制与保护系统屏蔽系统屏蔽系统辐射监测系统辐射监测系统反应堆反应堆核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护堆芯中的燃料：堆芯中的燃料： 反应堆的燃料是可裂变材料。反应堆的燃料是可裂变材料。 自然界天然存在的易于裂变的材料只有自然界天然存在的易于裂变的材料只有U-235，它在天，它在天然铀中的含量仅有然铀中的含量仅有0.711，而另外两种同位素，而另外两种同位素U-238和和U-234各占各占99.238和和0.0058，均不易裂变。除了，均不易裂变。除了U-235外，外，可用作裂变材料的还有两种利用反应堆或加速器生产出来可用作

5、裂变材料的还有两种利用反应堆或加速器生产出来的的U-233和和Pu-239。用这些裂变材料制成金属、金属合金、。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。氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。 为了防止裂变产物逸出，一般为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。有铝、锆合金和不锈钢等。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护控制与保护系统中的控制棒和安全棒：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，需用吸为了控制链式反应的

6、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。式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。图图6-2 石墨反应堆堆芯石墨反应堆堆芯核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护瑞士洛桑联邦理工学院（瑞士洛桑联邦理工学院（EPFLEPFL）内的小型研究型核反应堆）内的小型研究型核反应堆CROCUSCROCUS的堆芯的堆

7、芯核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护冷却系统中的冷却剂：冷却系统中的冷却剂： 为了将裂变产生的热导出来，为了将裂变产生的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。等。慢化系统中的慢化剂：慢化系统中的慢化剂： 由于慢速中子更易引起铀由于慢速中子更易引起铀-235-235裂变，而裂变出来的中子是快速中裂变，而裂变出来的中子是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，称为慢化剂，中子速度减慢的材料，称为慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。一般慢化剂有水、重水

8、、石墨等。压水堆压水堆重水堆重水堆核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护反射层：反射层： 反射层设在活性区四周，反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石它可以是重水、轻水、铍、石墨或其他材料。它能把活性区墨或其他材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。中子的泄漏量。屏蔽系统：屏蔽系统： 反应堆周围设屏蔽层，减反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及弱中子及辐射剂量。辐射剂量。图图6-2 石墨反应堆堆芯石墨反应堆堆芯辐射监测系统：辐射监测系统： 该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。核技术应用与辐射防护核技术应用与

9、辐射防护2反应堆的分类、结构和特点反应堆的分类、结构和特点 反应堆的结构形式千姿百态，根据燃料形式、冷却剂反应堆的结构形式千姿百态，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。成各类型结构形式的反应堆。 按能谱分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和按能谱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）、重水堆、气快堆；按冷却剂分有轻水堆（即普通水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆，其中轻水堆又包括压水堆和沸水堆两种；冷堆和钠冷堆，其中轻水堆又包括压水堆和沸水堆两种；按

10、用途分有按用途分有研究实验堆、生产堆和动力反应堆研究实验堆、生产堆和动力反应堆等。等。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（1 1）研究实验堆）研究实验堆 研究实验堆是指用作实验研究实验堆是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的、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，本身就是研究对象的反应堆，如原型堆、零功率堆、各种模如原型堆、零功率堆、各种模式堆等。研究实验反应堆的实式堆等。研究实验反应堆的实验研究领域很广泛，包括堆物验研究领域很广泛，包括堆物理、堆工程、生物、化学、物理、堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产理

11、、医学等，同时，还可生产各种放射性同位素和培训反应各种放射性同位素和培训反应堆科学技术人员。堆科学技术人员。 中国原子能科学研究院的零功中国原子能科学研究院的零功率装置率装置核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护游泳池式研究实验堆游泳池式研究实验堆罐式研究实验堆罐式研究实验堆重水研究实验堆重水研究实验堆固体慢化剂研究实验堆固体慢化剂研究实验堆均匀型研究实验堆均匀型研究实验堆快中子实验堆快中子实验堆 石墨研究实验堆石墨研究实验堆 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 石墨研究实验堆石墨研究实验堆中比较有代表性的是布鲁克海文国家中比较有代表性的是布鲁克海文国家实验室（实验室（BNL）的石墨研

12、究反应堆（）的石墨研究反应堆（BGRR），如图），如图6-3所所示。它是二次大战后在和平时期美国建造的第一台反应堆，示。它是二次大战后在和平时期美国建造的第一台反应堆，开始时用天然铀作为燃料，开始时用天然铀作为燃料，1958年起采用浓缩铀年起采用浓缩铀235，反，反应堆功率应堆功率20兆瓦，中子的最大流量约为兆瓦，中子的最大流量约为21013 cm-2 s-1，主，主要任务是为科学实验提供中子，改进反应堆技术。要任务是为科学实验提供中子，改进反应堆技术。图图6-3 BNL的石墨研究反应堆（的石墨研究反应堆（BGRR）核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 对于对于罐式研究实验堆罐式研究实验堆

13、，由于，由于较高的工作温度和较大的冷却剂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，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。因此，必须采取加压罐式结构。 对于对于重水研究实验堆重水研究实验堆，由于，由于重水的中子吸收截面小，所以允重水的中子吸收截面小，所以允许采用天然铀燃料，它的特点是许采用天然铀燃料，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，就用浓缩铀来高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。代替天然铀。 图图6-2 罐式研究实验堆罐式研究实验堆图图6-5 重水研究

14、实验堆重水研究实验堆101堆，堆，1958年首次达到临界年首次达到临界核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护游泳池式研究实验堆控制室游泳池式研究实验堆控制室核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 中国实验快堆中国实验快堆 ：热功率：热功率65MW65MW，电功率为，电功率为20MW20MW。这是我国。这是我国“863”863”高技术计划高技术计划“九五九五”重大项目之一。快堆核电工程可将铀资源的利用重大项目之一。快堆核电工程可将铀资源的利用率从压水堆电站的率从压水堆电站的1%1%左右提高到左右提高到60%-70%60%-70%，将为我国核能持续发展奠，将为我国核能持续发展奠定基础。定基础。

15、 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护中国先进研究堆效果图中国先进研究堆效果图 中国先进研究堆功率为中国先进研究堆功率为60MW60MW，具有安全性能好，技术指标先进，具有安全性能好，技术指标先进，多用途的特点。它是多用途的特点。它是2121世纪我国核科学技术可持续发展的重点研究设世纪我国核科学技术可持续发展的重点研究设施之一，是国家核科技总体实力和水平的重要标志，是进行中子散射施之一，是国家核科技总体实力和水平的重要标志，是进行中子散射和核物理研究的先进设施，除了可大规模生产多品种、高比活度的放和核物理研究的先进设施，除了可大规模生产多品种、高比活度的放射性同位素，进行核电燃料组件、材料

16、的辐照考验和研究外，还可为射性同位素，进行核电燃料组件、材料的辐照考验和研究外，还可为单晶硅中子掺杂、中子活化分析、中子照相、中子治癌、放射性计量单晶硅中子掺杂、中子活化分析、中子照相、中子治癌、放射性计量标准件建立等工作提供先进的设施。标准件建立等工作提供先进的设施。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（2）生产堆）生产堆 生产堆主要用于生产易裂变材料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或其他材料，或用来进行工业规模辐照。照。 生产堆包括产钚堆、产氚堆、产生产堆包括产钚堆、产氚堆、产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是

17、特别指明，通常模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。所说的生产堆是指产钚堆。 产钚堆结构简单，堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚产钚堆结构简单，堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239-239的原的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的料。中子来源于用天然铀制作的元件中的U-235U-235。U-235U-235裂变中子产额裂变中子产额为为2 23 3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被U-238U-238吸收，吸收，即可转换成即可转换成Pu-239Pu-239，平均烧掉一个，平均烧掉一个U-235U-235原子可获得原子可获

18、得0.80.8个钚原子。生个钚原子。生产堆也可以用来生产热核燃料氚。用重水型生产堆生产氚要比用石墨产堆也可以用来生产热核燃料氚。用重水型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高生产堆产氚高7 7倍。倍。同位素生产同位素生产核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（3）动力反应堆）动力反应堆 动力反应堆可分为舰船动力堆和商用发电反应堆。动力反应堆可分为舰船动力堆和商用发电反应堆。 核动力舰船（如核潜艇）通常用压水堆做为其动力装核动力舰船（如核潜艇）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、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。

19、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。 大亚湾核电站大亚湾核电站法国的核潜艇法国的核潜艇核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护压水堆压水堆 是最具竞争力的堆型，约占是最具竞争力的堆型，约占61%。 用普通水作慢化剂和冷却剂，价用普通水作慢化剂和冷却剂，价格低廉；格低廉； 为了使反应堆内温度很高的冷却为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压力（水压约水保持液态，反应堆在高压力（水压约为为15.5 MPa ）下运行；）下运行； 由于反应堆内的水处于液态，驱由于反应堆内的水处于液态，驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外借助蒸汽发生器产生；外借助蒸汽发生器产生；

20、图图6-6 6-6 压水堆结构原理图压水堆结构原理图 由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀（铀可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀（铀-235的含量为的含量为24%）作）作核燃料。核燃料。 山东海阳核电站山东海阳核电站压水堆，压水堆，2台台200万千瓦机组，中国最大的核电站万千瓦机组，中国最大的核电站核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护沸水堆沸水堆 在动力堆中约占在动力堆中约占24%。 沸水堆和压水堆同属于轻水沸水堆和压水堆同属于轻水堆，它和压水堆一样，也用普通堆，它和压水堆一样

21、，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是水作慢化剂和冷却剂，不同的是在沸水堆内产生蒸汽，并直接进在沸水堆内产生蒸汽，并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，入气轮机发电，无需蒸汽发生器，系统特别简单，工作压力比压水系统特别简单，工作压力比压水堆低。然而，沸水堆的蒸汽带有堆低。然而，沸水堆的蒸汽带有放射性，需采取屏蔽措施以防止放射性，需采取屏蔽措施以防止放射性泄漏。放射性泄漏。 图图6-7 沸水堆结构原理图沸水堆结构原理图 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护切尔诺贝利核电站的石墨慢化压力管式沸水堆切尔诺贝利核电站的石墨慢化压力管式沸水堆核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护重水堆重水堆 在动

22、力堆中约占在动力堆中约占5%。 用重水作慢化剂和冷却用重水作慢化剂和冷却剂，用天然铀作燃料，这是剂，用天然铀作燃料，这是重水堆的最大优点，但是阻重水堆的最大优点，但是阻碍其发展的重要原因之一是碍其发展的重要原因之一是重水很难得到，因为在天然重水很难得到，因为在天然水中重水很少。目前达到商水中重水很少。目前达到商用水平的重水堆只有加拿大用水平的重水堆只有加拿大开发的坎杜堆，我国目前也开发的坎杜堆，我国目前也建设了一座重水堆核电站。建设了一座重水堆核电站。 图图6-8 重水堆结构原理图重水堆结构原理图 图图6-9 加拿大的坎杜堆加拿大的坎杜堆核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护加拿大的坎杜堆所

23、用燃料组件加拿大的坎杜堆所用燃料组件核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护秦山核电站三期（重水堆，与加拿大联营）秦山核电站三期（重水堆，与加拿大联营）核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护石墨气冷堆石墨气冷堆 石墨气冷堆发展了三代，第一代以石墨作慢化剂，二氧石墨气冷堆发展了三代，第一代以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360 ，是，是英、法两国为商用发电建造的堆型之一；第二代为改进型气英、法两国为商用发电建造的堆型之一；第二代为改进型气冷堆，仍然以石墨为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，但核燃料冷堆，仍然以石墨为慢化剂，二氧化碳

24、为冷却剂，但核燃料用的是浓度为用的是浓度为23%的低缩度铀的低缩度铀235，出口温度可达，出口温度可达670。第三代为高温气冷堆（气体的温度达到第三代为高温气冷堆（气体的温度达到750以上），由于以上），由于技术复杂，现在还不成熟。技术复杂，现在还不成熟。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护图图6-10 6-10 以石墨气冷反应堆为核以石墨气冷反应堆为核心的核电站心的核电站核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护快中子堆快中子堆 采用钚或浓缩铀作燃料，不用慢化剂，根据冷却剂的不采用钚或浓缩铀作燃料，不用慢化剂，根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。中国实验快堆工程在同分为钠冷快堆和气冷

25、快堆。中国实验快堆工程在2002年年8月月15日实现主厂房顺利封顶，日实现主厂房顺利封顶，20092009年年6 6月预期达到临界，月预期达到临界，20102010年将并网发电。年将并网发电。图图6-11 6-11 快中子堆结构原理快中子堆结构原理 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护建成后的快堆建成后的快堆 图图6-12 6-12 建设中的中国快堆建设中的中国快堆冷却剂为液态钠，燃料采用闭冷却剂为液态钠，燃料采用闭式循环，热功率式循环，热功率65MW，电功，电功率率20MW。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护3 3发展中的反应堆技术发展中的反应堆技术（1 1）超临界水冷式反应堆）超

26、临界水冷式反应堆 超临界水冷式反应堆在水的热力学临界点（超临界水冷式反应堆在水的热力学临界点（374374，22.1MPa22.1MPa）以上运行，它的热效率比沸水式反应堆高，同）以上运行，它的热效率比沸水式反应堆高，同时还兼具压水式反应堆的安全性，所以，是一种较为先进时还兼具压水式反应堆的安全性，所以，是一种较为先进的反应堆，但它在技术上遇到的挑战可能比压水堆及沸水的反应堆，但它在技术上遇到的挑战可能比压水堆及沸水堆都大。堆都大。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护图图6-13 6-13 超临界水冷式反应堆发电示意图超临界水冷式反应堆发电示意图核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（2

27、）整合式快中子反应堆）整合式快中子反应堆 20世纪世纪80年代科学家建造、测试并评估了一个整合式年代科学家建造、测试并评估了一个整合式快中子反应堆，后在快中子反应堆，后在20世纪世纪90年代由于克林顿政府的要求年代由于克林顿政府的要求而被弃置。这种反应堆会将用过的核燃料回收，因此只产而被弃置。这种反应堆会将用过的核燃料回收，因此只产生很少的核废料。生很少的核废料。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（3）超高温气冷反应堆）超高温气冷反应堆 使用陶瓷球来包装核燃料使用陶瓷球来包装核燃料（如我国（如我国HTR10），组成反），组成反应炉的核心，而且燃料球可以一应炉的核心，而且燃料球可以一个一个

28、地更换，所以比较安全，个一个地更换，所以比较安全，但重新处理它们却很昂贵。绝大但重新处理它们却很昂贵。绝大多数这种反应堆使用氦作为冷却多数这种反应堆使用氦作为冷却气体，氦不会爆炸，不会很容易气体，氦不会爆炸，不会很容易地吸收中子而变得有放射性，也地吸收中子而变得有放射性，也不会溶解有放射性的物质。不会溶解有放射性的物质。 图图6-14 6-14 超高温气冷反应堆制超高温气冷反应堆制氢示意图氢示意图核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护清华大学的清华大学的1010兆瓦高温气冷反应堆兆瓦高温气冷反应堆的压力壳（的压力壳（HTR-10HTR-10）HTR-10HTR-10厂房厂房核技术应用与辐射防

29、护核技术应用与辐射防护1010兆瓦高温气冷反应堆的燃料兆瓦高温气冷反应堆的燃料（HTR-10HTR-10）核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（4）小型密封可运输式自主反应堆）小型密封可运输式自主反应堆 在美国是首要研究项目之一，它是一种相当安全的在美国是首要研究项目之一，它是一种相当安全的增殖反应堆。增殖反应堆。（5）钍反应堆）钍反应堆 在这种特殊的反应堆中，钍在这种特殊的反应堆中，钍-232可以转变为铀可以转变为铀-233，因此可以用比铀储量更丰富的钍来制造铀因此可以用比铀储量更丰富的钍来制造铀-233。铀。铀-233相对于铀相对于铀-235来说有一些优点，它产生的中子更多，并来说有一

30、些优点，它产生的中子更多，并且产生更少的长半衰期核废料。印度的巴巴原子研究中且产生更少的长半衰期核废料。印度的巴巴原子研究中心和甘地原子研究中心建造的心和甘地原子研究中心建造的KAMINI反应堆就使用铀反应堆就使用铀-233作燃料。作燃料。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（6）气冷快堆）气冷快堆 气冷快堆是快中子气冷快堆是快中子氦冷反应堆。这种堆型氦冷反应堆。这种堆型采用闭式燃料循环（堆采用闭式燃料循环（堆芯为锕系元素混合物颗芯为锕系元素混合物颗粒燃料，制成棱柱块或粒燃料，制成棱柱块或板状燃料组件，通过完板状燃料组件，通过完全的再循环，长寿命的全的再循环，长寿命的放射性废物的产生量很放

31、射性废物的产生量很低）。氦气冷却剂出口低）。氦气冷却剂出口温度高，可用于发电、温度高，可用于发电、生产氢或高效率处理热。生产氢或高效率处理热。图图6-15 6-15 气冷快堆发电示意图气冷快堆发电示意图核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（7）液态钠冷快堆）液态钠冷快堆 液态钠冷快堆是快中子钠冷却反应堆，钠的出口温度液态钠冷快堆是快中子钠冷却反应堆，钠的出口温度约为约为550，通过钠钠和钠水热交换器产生高温蒸汽发，通过钠钠和钠水热交换器产生高温蒸汽发电。液态钠冷快堆能利用现有的裂变材料和可转换材料作电。液态钠冷快堆能利用现有的裂变材料和可转换材料作燃料。燃料。图图6-16 6-16 液态钠

32、冷快堆发电示意图液态钠冷快堆发电示意图核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（8）受控热核聚变反应堆）受控热核聚变反应堆 受控热核聚变在理论上也可以提供核能，并且操纵过受控热核聚变在理论上也可以提供核能，并且操纵过程也不那么麻烦，但是在技术上还有许多难题等待解决。程也不那么麻烦，但是在技术上还有许多难题等待解决。科学家已经建造了几个热核聚变反应堆，但是到目前为止，科学家已经建造了几个热核聚变反应堆，但是到目前为止，还没有一个反应堆输出的能量比输入的能量多。尽管科学还没有一个反应堆输出的能量比输入的能量多。尽管科学家从家从1950年就开始研究可控热核聚变，但是一般认为年就开始研究可控热核聚变，

33、但是一般认为2050年以前不会有商业性的热核聚变反应堆投入应用。年以前不会有商业性的热核聚变反应堆投入应用。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 受控热核聚变反应装置目前有受控热核聚变反应装置目前有等离子聚变装置等离子聚变装置和和激光激光聚变装置聚变装置两种。两种。 等离子聚变发电装置中规模最大的是大型等离子聚变发电装置中规模最大的是大型托卡马克托卡马克装装置。置。托卡马克装置是各种磁约束装置中等离子体综合参数托卡马克装置是各种磁约束装置中等离子体综合参数最高、最有希望建成聚变反应堆的装置。最高、最有希望建成聚变反应堆的装置。它是将燃料氘和它是将燃料

34、氘和氚通过注入器送入托卡马克式的聚变装置中，在等离子体氚通过注入器送入托卡马克式的聚变装置中，在等离子体内发生聚变热核反应。热核反应释放的能量通过冷却回路内发生聚变热核反应。热核反应释放的能量通过冷却回路带出反应堆，送往汽轮机组作功发电。带出反应堆，送往汽轮机组作功发电。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 等离子体是由大量的带电粒子组成的非束缚态的宏观体系。特点等离子体是由大量的带电粒子组成的非束缚态的宏观体系。特点是：是：非束缚性非束缚性：等离子体的基本粒子元是正负荷电的粒子（电子、离：等离子体的基本粒子元是正负荷电的粒子（电子、离子），而不是其结合体，异类带电粒子之间相互自由。子），

35、而不是其结合体，异类带电粒子之间相互自由。粒子与电磁场粒子与电磁场的不可分割性的不可分割性：等离子体中粒子的运动与电磁场（外场及粒子产生的：等离子体中粒子的运动与电磁场（外场及粒子产生的自洽场）的运动紧密耦合，不可分割。自洽场）的运动紧密耦合，不可分割。集体效应起主导作用集体效应起主导作用：等离子：等离子体中相互作用的电磁力是长程的。体中相互作用的电磁力是长程的。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护图图6-17 6-17 大型托卡马克装置原理大型托卡马克装置原理 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 中国的受控热核聚变研究始于中国的受控热核聚变研究始于19581958年，现已建成中年

36、，现已建成中国环流器一号和环流器新一号，以及中等规模的托卡马国环流器一号和环流器新一号，以及中等规模的托卡马克克HLHL2A2A和和HTHT7U7U，标志着聚变研究进入新的阶段。，标志着聚变研究进入新的阶段。中国的中国的“环流一号环流一号” ” 系系“六五六五”国家重大科学工国家重大科学工程，程，19871987年获国年获国家科技进步奖一家科技进步奖一等奖。在该装置等奖。在该装置上开展了八年等上开展了八年等离子体实验研究，离子体实验研究，取得了取得了400400多项多项科研成果。科研成果。 中国的中国的“环流新一号环流新一号” ” 以中国环流器一号（以中国环流器一号（HLHL1 1）装置为基础

37、改建而成。其主要目标）装置为基础改建而成。其主要目标是开展高密度和高功率辅助加热和电流驱动实验，为是开展高密度和高功率辅助加热和电流驱动实验，为HL-2HL-2装置（后由装置（后由HL-2AHL-2A计划所取代）的设计、建造和实验打下良好的物理技术基础。计划所取代）的设计、建造和实验打下良好的物理技术基础。 中国的中国的“HL-2A” HL-2A” “ “九五九五”期间开始建造中国环流器二号期间开始建造中国环流器二号A A（HLHL2A2A）装置并于）装置并于20022002年底完成。年底完成。HLHL2A2A是我国第一个具有先进偏滤器位形的非圆截面的托卡是我国第一个具有先进偏滤器位形的非圆截

38、面的托卡马克核聚变实验研究装置，其主要目标是开展高参数等离子体条件下的马克核聚变实验研究装置，其主要目标是开展高参数等离子体条件下的改善约束实验，并利用其独特的大体积封闭偏滤器结构，开展核聚变领改善约束实验，并利用其独特的大体积封闭偏滤器结构，开展核聚变领域许多前沿物理课题以及相关工程技术的研究，为我国下一步聚变堆研域许多前沿物理课题以及相关工程技术的研究，为我国下一步聚变堆研究与发展提供技术基础。究与发展提供技术基础。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护图图6-19 6-19 全超导托卡马克全超导托卡马克EASTEAST（原名（原名HT7UHT7U）核聚变实验装置）核聚变实验装置核技术

39、应用与辐射防护核技术应用与辐射防护热核实验反应堆的模拟图热核实验反应堆的模拟图 激光技术的发展为实现受控热核反应开拓了新的途径。激光技术的发展为实现受控热核反应开拓了新的途径。激光核聚变的原理是先把氘、氚热核燃料制作成比菜子还激光核聚变的原理是先把氘、氚热核燃料制作成比菜子还小的靶丸，小丸依次送进小的靶丸，小丸依次送进“微炸室微炸室”，然后用几千焦耳到，然后用几千焦耳到几万焦耳的大功率激光束从四面八方对准小丸照射，强大几万焦耳的大功率激光束从四面八方对准小丸照射，强大的光脉冲在不到十亿分之一秒的极短时间内，使小丸迅速的光脉冲在不到十亿分之一秒的极短时间内，使小丸迅速气化和向心爆炸达到超高温、高

40、压，从而实现受控热核聚气化和向心爆炸达到超高温、高压，从而实现受控热核聚变反应。变反应。 激光聚变装置由驱动器、靶室及测量诊断设备等组成。激光聚变装置由驱动器、靶室及测量诊断设备等组成。驱动器是最主要部件，大功率驱动器包括激光驱动器和离驱动器是最主要部件，大功率驱动器包括激光驱动器和离子束驱动器，它能提供极高功率（子束驱动器，它能提供极高功率（1014瓦）、极短脉冲（几瓦）、极短脉冲（几个个ns）激光束或粒子束，实现自持聚变。）激光束或粒子束，实现自持聚变。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 我国自我国自1970年开始激光聚变研究，在驱动束照射均匀年开始激光聚变研究，在驱动束照射均匀度和

41、高对称的靶丸研究方面取得显著进展。驱动束能量达度和高对称的靶丸研究方面取得显著进展。驱动束能量达100千焦耳，聚爆的超高密度约为固体密度的千焦耳，聚爆的超高密度约为固体密度的600倍。倍。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护(9)(9)聚变裂变混合堆聚变裂变混合堆 聚变裂变混合堆是指聚变裂变混合堆是指利用聚变反应堆产生的中子利用聚变反应堆产生的中子, ,在含有可裂变物质的包层中在含有可裂变物质的包层中使核燃料裂变或嬗变使核燃料裂变或嬗变, ,来处置来处置长寿命放射性核废物并获取长寿命放射性核废物并获取裂变能的装置，简称混合堆。裂变能的装置，简称混合堆

42、。图图6-20 6-20 聚变裂变混合堆模型聚变裂变混合堆模型 在国家在国家“863”863”计划支持下，核工计划支持下，核工业西南研究院自业西南研究院自“七五七五”期间开展了期间开展了聚变一裂变混合堆研究，先后完成了聚变一裂变混合堆研究，先后完成了试验混合堆、商用混合堆的概念设计试验混合堆、商用混合堆的概念设计以及试验混合堆的联合设计，并在堆以及试验混合堆的联合设计，并在堆芯等离子体物理、中子学、堆结构、芯等离子体物理、中子学、堆结构、热水力、安全环境、经济分析等方面热水力、安全环境、经济分析等方面取得了一大批科研成果。取得了一大批科研成果。“九五九五”期期间，完成了实验混合堆工程概要设计，

43、间，完成了实验混合堆工程概要设计，开展了包层和偏滤器方面的设计研究，开展了包层和偏滤器方面的设计研究，对重要部件的材料、结构、工艺制造、对重要部件的材料、结构、工艺制造、装配、运行、维修等方面进行工程技装配、运行、维修等方面进行工程技术或可行性论证，建立了工程材料数术或可行性论证，建立了工程材料数据库；在用聚变中子处理长寿命放射据库；在用聚变中子处理长寿命放射性核废料的新堆型设计方面，也取得性核废料的新堆型设计方面，也取得了重要成果。了重要成果。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护6.1.2 核能的和平利用核能的和平利用1核能的特点核能的特点核能清洁核能清洁核能耐用核能耐用核能经济核能经

44、济核能安全核能安全大亚湾核电站外景大亚湾核电站外景火电站上空的烟雾火电站上空的烟雾核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（1 1）核能耐用）核能耐用 人类长期使用的化石燃料储量是有限的，属于不可再生人类长期使用的化石燃料储量是有限的，属于不可再生的资源。相比而言铀矿还可以开采的资源。相比而言铀矿还可以开采100100多年，如果合理利用，多年，如果合理利用，并采用新的技术，现存铀矿资源还可以使用并采用新的技术，现存铀矿资源还可以使用2000 2000 多年。假多年。假如受控的热核聚变能够实现，那么核能就能为人类的生存发如受控的热核聚变能够实现，那么核能就能为人类的生存发展提供长期稳定的能源。展

45、提供长期稳定的能源。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（2 2）核能清洁）核能清洁 核能来源于原子核的分裂或聚合，不像化石燃料产生与核能来源于原子核的分裂或聚合，不像化石燃料产生与氧结合的污染物。现在核能的应用主要是裂变形式的核能，氧结合的污染物。现在核能的应用主要是裂变形式的核能，它只产生极少量的辐射，在正常操作运转下，这些辐射对环它只产生极少量的辐射，在正常操作运转下，这些辐射对环境的影响很小。当然，反应堆运行产生的放射性废料也是影境的影响很小。当然，反应堆运行产生的放射性废料也是影响环境和人类安全的因素，但总量较小，如果处理方法得当，响环境和人类安全的因素，但总量较小，如果处理方法

46、得当，特别是随着技术的发展，核废料也可以再度利用，最终，这特别是随着技术的发展，核废料也可以再度利用，最终，这种危害是完全可以消除的。种危害是完全可以消除的。 值得注意的是，聚变核能是一种最理想的能源，它的主值得注意的是，聚变核能是一种最理想的能源，它的主要原料是海洋中大量存在的氘，产物也是很干净的轻元素，要原料是海洋中大量存在的氘，产物也是很干净的轻元素，不会对环境造成不利影响。所以，从对环境的影响来看，核不会对环境造成不利影响。所以，从对环境的影响来看，核能是一种清洁的能源。能是一种清洁的能源。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（3 3）核能经济）核能经济 核能是高密度能源，从单位体

47、积原料中得到的能量很核能是高密度能源，从单位体积原料中得到的能量很大，所以核电站是一种高能量、低消耗的电站。核电消耗大，所以核电站是一种高能量、低消耗的电站。核电消耗原料少，原料运输成本低，费用少。尽管目前核电成本较原料少，原料运输成本低，费用少。尽管目前核电成本较高，但随着技术水平的提高，核电规模扩大，核电的费用高，但随着技术水平的提高，核电规模扩大，核电的费用会逐步降低。比较而言，煤、油电站随着环境要求的提高，会逐步降低。比较而言，煤、油电站随着环境要求的提高，其成本会逐渐增加，另外，水电的开发面临着居民迁移与其成本会逐渐增加，另外，水电的开发面临着居民迁移与安顿的巨大费用，严重影响了它的

48、经济性。所以说核电是安顿的巨大费用，严重影响了它的经济性。所以说核电是一种运行起来非常经济的能源。一种运行起来非常经济的能源。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（4 4）核能安全）核能安全 核反应堆一般用低浓缩铀做燃料，目的是实现裂变反核反应堆一般用低浓缩铀做燃料，目的是实现裂变反应的可控运行，与核弹的高浓缩原料、非受控目的绝然不应的可控运行，与核弹的高浓缩原料、非受控目的绝然不同。当反应堆的功率过高时，反应堆可以通过可靠的安全同。当反应堆的功率过高时，反应堆可以通过可靠的安全控制系统迅速实现停机。反应堆还有冷却系统，以保证在控制系统迅速实现停机。反应堆还有冷却系统，以保证在正常工作或

49、者是发生事故时将燃料的热量带走，避免燃料正常工作或者是发生事故时将燃料的热量带走，避免燃料元件烧毁。此外核电站设置有防止辐射泄漏的完善的设施。元件烧毁。此外核电站设置有防止辐射泄漏的完善的设施。总之，核电事故的发生主要是人为造成的，不是技术上的总之，核电事故的发生主要是人为造成的，不是技术上的问题，随着核电技术的发展，操作运行核电站会更加的简问题，随着核电技术的发展，操作运行核电站会更加的简便，核电的安全水平也会越来越高。便，核电的安全水平也会越来越高。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护2核能应用举例核能应用举例 裂变能主要表现为裂变碎片的动能，它们占去了裂变能主要表现为裂变碎片的动能

50、，它们占去了整个裂变能的整个裂变能的80%，裂变碎片与其他物质相撞，将动，裂变碎片与其他物质相撞，将动能转化为热能，再被反应堆的冷却剂材料吸收，通过能转化为热能，再被反应堆的冷却剂材料吸收，通过循环系统就可以引出，再转化利用，利用的范例很多，循环系统就可以引出，再转化利用，利用的范例很多，这里简单介绍三种。这里简单介绍三种。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（1）核电站）核电站图图6-21 6-21 大亚湾核电站工作原理示意图（压水堆）大亚湾核电站工作原理示意图（压水堆）从法国引进，电功率为从法国引进，电功率为2 29090万千瓦，万千瓦，19931993年投入运行，年发电量可达年投入运

51、行，年发电量可达100100亿度。亿度。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护图图6-22 6-22 蒸汽发生器蒸汽发生器 蒸汽发生器蒸汽发生器是将反应堆是将反应堆的热能传递给二回路介质以的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备，由产生蒸汽的热交换设备，由直立式倒直立式倒U U型传热管束、管板、型传热管束、管板、三级汽水分离器及外壳容器三级汽水分离器及外壳容器等组成。等组成。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护图图6-23 6-23 主泵机组主泵机组 主泵机组主泵机组是一回路中高速是一回路中高速转动的设备。通过推动冷却剂转动的设备。通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发流动将反应

52、堆热量送到蒸汽发生器，传递给二回路。主泵采生器，传递给二回路。主泵采用直立式、单级、混流式轴封用直立式、单级、混流式轴封泵。泵和电机分开，电动机在泵。泵和电机分开，电动机在上部，电动机上设有飞轮，以上部，电动机上设有飞轮，以增加泵的转动惯量。当主泵断增加泵的转动惯量。当主泵断电时，泵仍能继续转动几分钟。电时，泵仍能继续转动几分钟。为防止带放射性的冷却水泄漏，为防止带放射性的冷却水泄漏，泵轴上设有三道密封，由两道泵轴上设有三道密封，由两道流体静压和一道机械密封串联流体静压和一道机械密封串联组成。组成。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 稳压器稳压器又称为容积补偿器，又称为容积补偿器，它的

53、作用是补偿一回路冷却水它的作用是补偿一回路冷却水因温度改变引起的回路水容积因温度改变引起的回路水容积变化，并调节和控制一回路系变化，并调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力。稳压器统冷却剂的工作压力。稳压器采用直立式电加热稳压器。结采用直立式电加热稳压器。结构呈圆柱形筒体，容器顶部设构呈圆柱形筒体，容器顶部设置有抑制压力升高的喷雾器，置有抑制压力升高的喷雾器，底部设有升高压力的电加热元底部设有升高压力的电加热元件。件。图图6-24 6-24 稳压器稳压器 汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。秦山核电站用的汽轮机，秦山核电站用的汽轮机，中国，哈尔滨中国，哈尔

54、滨田湾核电站的发电机转子田湾核电站的发电机转子广东岭澳三号广东岭澳三号1150兆瓦核能兆瓦核能发电机，四川德阳，东方电发电机，四川德阳，东方电机。该核能发电机定子重达机。该核能发电机定子重达383.2吨，总长度吨，总长度10.61米，米，宽宽6.2米，高米，高4.46米。米。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护风景如画的大亚湾核电站风景如画的大亚湾核电站核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护图图6-256-25 沸水堆核电站发电原理图沸水堆核电站发电原理图核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护（2）核动力）核动力 将反应堆产生的热量带到蒸汽发生器，由蒸汽发生器将反应堆产生的热量带到蒸汽

55、发生器，由蒸汽发生器产生的饱和蒸汽驱动汽轮机可提供核潜艇、核动力航空母产生的饱和蒸汽驱动汽轮机可提供核潜艇、核动力航空母舰和原子能破冰船等的推进动力。舰和原子能破冰船等的推进动力。 图图6-26 6-26 中国第一艘核潜艇中国第一艘核潜艇 世界上已建造的核潜艇约世界上已建造的核潜艇约500500艘，配备的反应堆近艘，配备的反应堆近700700座，座，超过了已建造的用于原子能发超过了已建造的用于原子能发电的反应堆的总数。电的反应堆的总数。19711971年我年我国建成第一艘核潜艇（图国建成第一艘核潜艇（图6-6-2626），并试航成功。），并试航成功。19881988年我年我国成功地完成了从水下

56、核潜艇国成功地完成了从水下核潜艇发射弹道导弹的试验。发射弹道导弹的试验。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 续航力大。续航力是指装一次燃料续航力大。续航力是指装一次燃料能持续航行的距离。对核潜艇来说，水下能持续航行的距离。对核潜艇来说，水下续航力可达续航力可达7.57.5万海里，而常规潜艇的水万海里，而常规潜艇的水下续航力只有下续航力只有100100400400海里（与航速有海里（与航速有关），因为它在水下是靠蓄电池作能源来关），因为它在水下是靠蓄电池作能源来推进的，隔一定时间需浮出水面或浮至通推进的，隔一定时间需浮出水面或浮至通气管深度利用柴油发电机组对蓄电池进行气管深度利用柴油发电

57、机组对蓄电池进行充电。充电。核潜艇的主要优点核潜艇的主要优点 航速高。核潜艇水下航速可达航速高。核潜艇水下航速可达3030节（节（1 1节为节为1 1海里海里/ /时）以上，时）以上，且经常以最大航速航行，而常规潜艇水下最大航速为且经常以最大航速航行，而常规潜艇水下最大航速为15152020节，但由节，但由于受到蓄电池的限制一般不以最大航速航行。于受到蓄电池的限制一般不以最大航速航行。 隐蔽性能好。核潜艇在水下停留时间约隐蔽性能好。核潜艇在水下停留时间约25002500小时，而常规潜艇小时，而常规潜艇仅仅10102020小时。小时。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 核动力航空母舰同样

58、具有高航速下续航力大的优点，它能长期保核动力航空母舰同样具有高航速下续航力大的优点，它能长期保持持30节以上的航速而无须担心燃料的消耗，其续航力达节以上的航速而无须担心燃料的消耗，其续航力达100万海里。万海里。它不但不需要补给燃料的后勤舰队，还比同等级常规航母多携带一倍它不但不需要补给燃料的后勤舰队，还比同等级常规航母多携带一倍的航空燃料和武器。的航空燃料和武器。 世界上第一艘核动力航空母舰，是美国于世界上第一艘核动力航空母舰，是美国于1960年建造的年建造的“企业号企业号”航空母舰，如图航空母舰，如图6-27所示。此外法国也拥有核动力航空母舰所示。此外法国也拥有核动力航空母舰“戴高乐戴高乐

59、”号。号。图图6-27 6-27 企业号核动力航空母舰企业号核动力航空母舰核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 1983 1983年年5 5月开工建造，月开工建造，19941994年年下水，下水，20002000年年9 9月正式服役。该航月正式服役。该航母长母长261.5261.5米，宽米，宽31.531.5米，飞行甲米，飞行甲板最宽板最宽64.464.4米，吃水米，吃水8.58.5米，标准米，标准排水量排水量3550035500吨，满载排水量吨，满载排水量3968039680吨，吨，2 2座核反应堆，座核反应堆，8.38.3万马万马力，航速力，航速2727节，核反应堆加一次节，核反应堆加

60、一次燃料可工作燃料可工作5 5年以上。年以上。 最新的布什号航母。最新的布什号航母。投资投资40亿美元，亿美元，2006年完年完工，工，2008年投入现役，满年投入现役，满载排水量载排水量9.7万吨，是目前万吨，是目前最先进的航母，也是尼米最先进的航母，也是尼米兹级航母的最后一艘。兹级航母的最后一艘。戴高乐号航母，法国戴高乐号航母，法国核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 世界上第一艘原子能破冰船，是前苏联于世界上第一艘原子能破冰船，是前苏联于19591959年建造的。它比常年建造的。它比常规动力破冰船有许多突出的优点：规动力破冰船有许多突出的优点：