核技术之核能(物理学与高新技术-)省名师优质课赛课获奖课件市赛课一等奖课件

核能1896年法国科学家贝可勒尔发觉铀能自动不停地放射出一个穿透力很强射线，它能使照片感光，这种能自发放出射线现象就是天然放射现象，含有这种性质元素叫做放射性元素。1898年居里夫妇先后发觉放射性元素钋和镭。1900年他们在研究射线时发觉，镭射线经过磁场后被分成两束。1/106核能1905年爱因斯坦提出著名质能关系式，为解释核裂变、热核聚变等现象提供了理论依据。1906年卢瑟福在重复居里夫妇试验时采取更高强度磁场，镭射线分成了三束，这三束射线分别是由带正电高速度氦原子核组成a射线，由速度很大电子组成b射线，和波长极短、不带电荷穿透力极强g射线。2/1063/1064/1065/106核能1911年卢瑟福完成了“a粒子大角度散射试验”，他证实了原子中除电子外，还存在着“原子核”，建立了原子“有核模型”。1919年卢瑟福在用a粒子轰击氮原子核时，实现了首次人工核反应，并打出“带正电粒子”—氢原子核，这就是发觉“质子”试验。1931年约里奥-居里夫妇发觉“人工放射性”。6/106核能1932年英国物理学家查德威克首先发觉了原子中“中性粒子”—中子。1932年英国考克拉夫和华尔顿首次在高压倍加器上实现了核反应。1942年以费米为首一批科学家在美国建成了第一座“人工核反应堆”，首次实现了人类历史上铀核可控自持链式裂变反应。7/106核能1945年美国第一次原子弹试验；1952年第一次氢弹试验；1954年第一艘核潜艇下水。1954年苏联建成世界上第一座核电站—奥布灵斯克核电站。1964年10月16日，我国第一颗原子弹试爆成功。1967年6月17日第一颗氢弹爆炸成功。8/106核能从1896天然放射性发觉至今，核能与核技术发展过程可大致划分三个阶段：第一阶段为核基础研究阶段（1896年-1942年），这一阶段取得了一系列基础研究重大发觉和突破，为以后核技术发展奠定了理论基础；第二阶段为军用阶段（1942年-1945年）；1945年至今第三阶段为军事应用与和平利用并举阶段。9/10610/10611/106核能第二次世界大战以后，核技术开始大规模地转移到国民经济应用中。到了70年代，核技术已是一门包含反应堆技术、加速器技术、同位素制备技术、核辐射探测技术、核结构与元素分析技术、核成象技术、核军事技术、电离辐射计量技术、辐射防护技术、应用核技术等高技术新兴产业。12/106核能其中应用核技术又包含同位素示踪技术、辐射加工技术、辐射改性技术、同位素仪器仪表、核医学、核动力、核农业等。核能与核技术当前正处于成长和成熟阶段。其主要标志是基础核技术与核军事技术已趋于成熟，形成产业，而且含有相当可观产值。13/106原子与原子核基本知识宇宙间物质是由元素组成。组成元素最小单位是原子，原子由带正电原子核和带负电电子组成。原子核又由不带电中子和带正电质子组成。质子数相同原子含有相同化学性质，处于元素周期表同一位置，但它们中子数可能不一样；我们把质子数相同而中子数不一样元素称之为同位素。14/106原子与原子核基本知识从大量试验中，科学家们知道每一个元素同位素在受到中子轰击后，多半都会变成一个特定放射性元素，都会放出、、g射线，这些射线含有一定穿透力。所以人们在一个元素原子核上人为地添加中子或质子，使它们变成其它原子。这么原子通常是含有放射性，称之为放射性同位素。15/106原子与原子核基本知识放射性同位素原子核是不稳定，它能自发地放射出、、g射线而转为另一个元素或转变到另一个状态，这一过程称为衰变过程。单个放射性原子发生衰变准确时刻是不能预告，但对足够多放射性原子集合，在单位时间内衰变几率是确定，这个几率是所研究放射性元素特征常数。放射性元素衰变规律是16/106原子与原子核基本知识式中l是衰变常数，表示一个原子核在单位时间内发生衰变几率。为了描述衰变过程快慢，我们定义在放射性衰变过程中，放射性物质质量降低到原有质量二分之一所需要时间为半衰期T。T与l关系为17/106原子与原子核基本知识另一个描述核衰变快慢量是平均寿命（寿命），用t表示。依据衰变常数物理意义，其倒数就是一个原子核发生衰变所需平均时间。

放射性元素经过一段平均寿命时间间隔后，剩下未衰变原子核数目为原来37%。18/106原子与原子核基本知识表示单位时间内放射性物质发生衰变原子核数为该物质放射性强度A，又称为放射性活度。可见放射性强度大小是由衰变常数与原子数目标乘积决定。19/106核能定义原子内核子间存在核力，它是一个短距力，只有在很小距离内才发生作用。原子核另一个特征是单个核子质量要比结合成核核子质量大，即因为核子间强大核力作用，使核子间排列得很紧密，结果发生了“质量亏损”现象。依据爱因斯坦质能关系，任何物体质量与能量之间关系为20/106核能定义人们利用这一关系解释原子核质量亏损现象，就发觉了原子核内蕴藏着巨大能量，也看到利用核能可能性和主要性。因为核力比原子核与外围电子相互作用力大得多，核反应中释放能量要比等质量物质释放化学能大几百万倍。以后人们把这种由核子结合成原子核时所释放出能量叫做原子核总结合能。21/106核能定义总结合能随原子核中核子数不一样而不一样，各种原子核结合紧密程度也是不一样。由此产生两种利用核能路径——核聚变和核裂变。22/106核聚变核聚变又称热核反应。它是将结合能较小轻核在一定条件下，将它们聚合成一个较重、平均结合能较大原子核。它是取得核能主要路径之一。因为原子核间有很强静电排斥力，所以普通条件下，发生核聚变几率很小，只有在几千万摄氏度温度下，轻核才有足够动能去克服排斥力而发生连续核聚变，所以又称热核反应。23/10624/106核裂变核裂变又称为核分裂，它是将平均结合能比较小重核，分裂成两个或多个平均结合能大中等质量原子核，同时释放出核能。重核裂变普通有自发裂变和感生裂变。前者是重核不稳定性一个表现，其裂变半衰期较长；后者是指重核受到中子轰击时裂变成两块质量略有不一样较轻核，同时还可能放出中子。25/10626/106核反应堆核反应堆是实现大规模可控核裂变链式反应装置，是向人类提供核能装置。反应堆内核裂变可产生大量中子、g射线、裂变产物和热能等。用中子轰击铀核引发核裂变时，铀-235原子核发生分裂后又释放出新中子。这种连续不停地由中子引发原子核裂变，裂变又放出中子现象叫做原子核链式反应。27/106核反应堆从链式裂变反应过程可知，因为裂变后产生中子数目比原来引发裂变所消耗中子数目多，少许铀核引发裂变后能够不依靠外来中子补充，铀核能连续地裂变下去，这么裂变反应称为自持链式反应。28/106核反应堆反应堆是人为控制核裂变反应快慢装置。每个铀-235裂变时平均产生2.5个中子，这些中子一部分在经过铀核时会产生辐射俘获和共振吸收，剩下中子多少对核裂变链式反应含有决定性作用。剩下中子多少我们用有效增殖系数K表示。反应堆控制就是控制有效增殖系数大小。29/106反应堆分类反应堆种类很多，各种不一样原因都能够作为分类标准。动力堆主要是利用核裂变释放能量产生动力反应堆。普通动力堆包含沸水堆、压水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆等，依据用途又可分为核电站用堆、推进用堆、低温核供热堆、海水淡化堆等。30/106反应堆分类生产堆主要用于生产易裂变燃料，也可用于辐照等研究工作，包含石墨堆和重水堆。研究性反应堆主要用于科学研究目标，包含石墨堆、轻水堆、重水堆、高通量堆、游泳池堆等。产钚发电两用堆是动力堆和生产堆结合。31/106反应堆分类分类依据分类中子通量高通量堆、低通量堆中子能量快中子堆、热中子堆、中速中子堆燃料类型天然铀堆、浓缩铀堆、钍堆燃料布置形式均匀堆（液体堆）、非均匀堆（固体堆）慢化剂、载热剂石墨、重水、压水、沸水、有机、熔盐、铍堆等冷却材料水冷、气冷、有机液冷、液态金属冷堆堆容器结构高压水堆、低压水堆、游泳池堆运行方式脉冲堆、稳态堆热工状态沸腾堆、非沸腾堆、压水堆用途动力堆、生产堆、产钚发电两用堆、研究性反应堆32/106反应堆基本组成不论那种类型反应堆，其基本组成是相同。即由活性区、反射区、外压力壳和屏蔽层组成。活性区又由核燃料、慢化剂、冷却剂、控制棒等组成。在介绍反应堆结构之前，先介绍一下快中子和热中子。33/106反应堆基本组成中子“快”和“慢”是指中子能量高低。普通将能量超过0.1兆电子伏中子称为快中子。快中子与周围介质原子核碰撞，速度会逐步降低，并逐步丧失能量。当速度降至最初快中子速度万分之一时，中子受周围原子热运动影响，速度不再降低，处于这种状态中子称为热中子。34/106反应堆基本组成反应堆材料包含核燃料、慢化剂、冷却剂、结构材料、控制材料等。在反应堆中，这些材料除了能承受高温高压要求外，还必须考虑到反应堆特殊要求。核燃料天然铀中主要包含两种铀同位素：238U、235U，其中235U含量只有0.714%，但快中子和热中子都能使它发生裂变。35/106238U吸收一个热中子后不发生裂变，不能直接作为核燃料，但它与中子结合后经两次b衰变可变成另一个主要核燃料—239Pu。239Pu吸收中子会发生核裂变。除天然铀同位素外，一些人工铀同位素也可作为核燃料，其中最主要是233U，它是由232Th吸收一个中子后经两次b衰变而得。当前可直接作核反应堆燃料可裂变物质是235U、233U、239Pu。反应堆基本组成36/106反应堆基本组成天然铀是现阶段发展核能基础材料，是当前最主要核燃料。在核燃料循环系统中，核燃料是依照天然铀开采，同位素浓缩，化工转化，核燃料元件制造，核反应堆燃烧，核燃料后处理，核废物处理与处置等依次进行。37/106反应堆基本组成燃料循环造价相当于核能千瓦小时发电价格30%。核动力反应堆铀燃料主要形式是二氧化铀，浓缩铀在核燃料循环中起着十分关键作用，也是核电技术系统中最大难点之一，浓缩不是一个有形产品，而是在铀中增加易裂变成份一个精炼。38/106反应堆基本组成铀物理改变过程，几乎全部分离流程都是依据235U和238U在质量方面微小差异实现。从当前情况看，有四种不一样类型铀分离工艺：气体扩散法迄今最成功最经典浓缩铀流程。依据气态下轻、重同位素平均动能相等，轻同位素组分移动较快，用泵将UF6经过多孔分离膜抽出，分离轻、重同位素。39/10640/10641/106气体离心法：已经被证实在技术上可行，是当今与气体扩散法在经济性上真正竞争流程。其理论基础是经过重力或离心力场分离铀同位素。反应堆基本组成42/10643/106美国浓缩铀厂离心机44/106气体喷嘴法：当气体同位素混合物高速经过装有喷嘴弯曲轨道时，其轻组分在半径小圆周上被浓缩，而重组分在半径大圆周上被浓缩。其分离效应主要是离心作用造成，这种离心作用是由气流被适当形状静壁偏转所引发。工作气体是用氢气高度稀释六氟化铀。反应堆基本组成45/10646/10647/106激光分离法：当前在商业上还未得到试验验证。元素原子或分子能够吸收光。利用精密可调激光器对气态235U分子选择性激发，然后气体用另一个无需调得很窄光源辐照，使激发原子或分子离子化，在特定能级下不吸收光其它同位素保持不变。反应堆基本组成48/10649/106在核裂变或核转换过程中，能够采取铀、钚、钍任何化合物。对它们要求是：核燃料应含有良好辐照稳定性，应含有良好高温机械性能和化学稳定性，对冷却剂有很好耐腐蚀性能，应该易于制取和后处理。反应堆基本组成50/106反应堆基本组成因为热中子轰击天然铀引发235U裂变机会比被238U吸收机会大，所以在使用热中子吸收截面很小物质（重水、石墨）等作慢化剂反应堆中，能够使用天然铀作燃料。使用其它类型物质作为慢化剂反应堆是不能直接利用天然铀作核燃料。用轻水作慢化剂和冷却剂反应堆使用低浓缩铀；高中子通量堆则要用高浓缩铀作燃料。51/106反应堆基本组成慢化剂慢化剂作用是使裂变过程中产生快中子有效地慢化为热中子。作为慢化剂材料应含有很小热中子吸收截面、原子序数小以及相当大散射截面。核电站反应堆惯用慢化剂有石墨、重水、轻水。52/106冷却剂冷却剂作用是将反应堆产生大量热能有效地载出，是燃料元件和堆芯结构材料得到正常冷却，要求冷却材料热中子吸收截面小、导热性能好、化学性能和辐照性能稳定。反应堆惯用冷却剂有水（重水和轻水）、气体（二氧化碳和氦）、液态金属。反应堆基本组成53/106包壳与结构材料燃料元件包壳应能保护燃料不受冷却剂化学腐蚀和机械侵蚀，并预防裂变产物进入冷却回路。对包壳要求是：尽可能少吸收中子；在裂变气体内压力与冷却剂外压力作用下保持机械稳定性；对于冷却剂、燃料以及在燃耗期间积累起来裂变产物含有化学稳定性。反应堆基本组成54/106反应堆基本组成包壳材料应含有良好辐照稳定性、高温强度、抗蠕变性能及耐腐蚀性能。当前锆合金广泛用于水冷动力堆燃料包壳材料，奥氏体不锈钢作为液态钠冷快堆燃料包壳材料。镁合金只用在镁诺克斯气冷堆上。55/10656/106控制材料控制棒在反应堆中起赔偿和调整中子反应性以及紧急停堆作用。控制材料热中子吸收截面要大，散射截面要小。好控制材料在吸收中子后产生新同位素仍含有很大吸收截面，基本上不损耗，寿命较长。惯用控制材料有硼、镉、铪、铟、稀土族元素以及银等。反应堆基本组成57/106控制棒吸收中子多少，取决于它形状、大小以及插入活性区深度。反应堆基本组成58/106反射层反射层设在活性区周围，以降低活性区内中子泄露损失。对于热中子反应堆来说，能作慢化剂材料都能够作为反射层材料。对于快中子反应堆，反射层普通选取质量数较大元素（238U或钢材），使反射回去中子仍含有较高速度，以满足裂变需要。反应堆基本组成59/106屏蔽层因为反应堆运行过程中会产生大量裂变产物，放射性非常强，为了确保工作人员和周围环境安全，必须在反应堆周围建造一个相当厚屏蔽层。反应堆基本组成60/10661/10662/10663/10664/10665/106核电站安全核电站在运行过程过程中产生大量放射性物质。它们主要起源是燃料元件裂变产物和结构材料与冷却剂活化。核电站安全最根本任务是确保核电站在正常运行以及发生各类事故时，核电站内外任何人所受辐射剂量小于对应要求值。核电站几项关键性安全设施有：快速停堆信号系统、堆芯危急冷却系统、紧急停堆系统等。66/106核电站安全反应堆安全壳及其从属设备设置都应有效预防核电站发生最严重事故时裂变产物放射性物质向环境大量逸出。对于可能泄露出来放射性物质和射线，主要采取辐射屏蔽与辐射监测两种防护管理办法。67/106核电站三废处理核电站正常运行过程中，产生放射性废气、废液和固体废物简称为“放射性三废”。对放射性废物处理基本要求是：在排放废气废液中，放射性物质浓度低于要求值；存放、储存和投掷深海国体废物办法应安全可靠。废液采取普通蒸发、离子交换或化学方法处理。68/106核电站三废处理放射性气体主要是气态裂变产物如碘、氪、氙、氚等。废气普通先进入衰变罐将大量短寿命放射性核素衰变掉，再经高效空气过滤器过滤后由烟囱排放。当事故时，投入活性炭吸附床以除掉放射性碘和长寿命气态裂变产物放射性物质来确保安全。69/106核电站三废处理固体废物起源于离子交换树脂、过滤器、中高放废液固化块、核放射性物质玷污废设备、废工作服、各种工具等。处理方法是焚烧或压缩打包后送设置在陆地、深海等地废物库长久储存。70/106核电站反应堆系统设备发生故障或损坏以及操纵人员误操作等均属于事故，但与放射性物质逸出相关基本上只有两类：一类是造成容纳在一次冷却系统中放射性物质逸出，这类事故较频繁，但泄露出放射性物质数量不大，而且因为安全壳封闭作用以及废气、废液处理系统净化，对环境放射性物质排放量71/106核电站三废处理普通都能够控制在正常允许水平以下。另一类是可能造成燃料元件严重过热或燃料芯体熔化重大事故。其中最为严重是全堆熔化事故，它通常在反应堆完全失去冷却能力且全部事故冷却系统和安全壳喷淋系统均失灵时才会发生。72/106核聚变能及其未来聚变反应时单位核子所释放聚变能比裂变反应时单位核子所释放裂变能大好多倍，它含有安全、无污染、不造成核扩散等优点。热核聚变所用主要核燃料是氘。每1升海水中含30毫克氘，其能量相当于300升汽油。一座100万千瓦核聚变电站，每年耗氘量只需304千克。地球上海水中有45万亿吨氘，足够人类使用百亿年。73/106核聚变能及其未来两个原子核之间存在有斥力，要发生聚变，它们必须克服库仑斥力，彼此靠近到核力作用范围，这只有在极高温度下才能实现，这时原子核以极高速度作无规则运动，连续地发生相互碰撞，发生大量聚变。这么核反应是在原子核热运动中发生，所以称为热核反应，假如对这种反应加以人工控制就是受控热核反应。74/106氢弹试制成功标志着轻核聚变能在军事上应用付诸实施。要实现受控热核聚变反应必须满足几个基本条件：温度、等离子体密度和约束时间。在热核温度下，等离子体以辐射形式损失掉相当能量。假如聚变反应释能速度小于辐射损失，反应就趋于停顿。要得到自持聚变反应就必核聚变能及其未来75/106须把温度升高到临界点火温度以上。氘-氚反应临界点火温度为4400万度，反应堆最低运转温度约为一亿度；纯氘反应临界点火温度为而二亿度，反应堆最低运转温度约为五亿度；预计首先实现受控核聚变反应将是氘-氚聚变反应。核聚变能及其未来一个可连续聚变能释放，要求在等离子体中有足够多核，在一定时间内发生足够多聚76/106变反应，所以，不但对等离子体温度与要求，而且对其密度也有要求。等离子体密度越大，即单位体积内原子核个数越多，越有利于聚变反应进行，但温度越高、密度越大会造成压力越大、释能越快，能量来不及输出和利用，所以反应堆内等离子体密度最好1014-1016个/cm3。核聚变能及其未来77/106核聚变能及其未来另一个主要原因是等离子体约束时间。约束时间越长，越有利于反应进行。为了使聚变反应堆到达自持条件，等离子体粒子密度(n)和约束时间(t)乘积(nt)必须大于某一常量，这就是劳逊条件。78/106核聚变能及其未来聚变反应等离子体温度极高，任何材料器壁都承受不了，所以必须将它与周围隔离。当前尚没有一个容器能够将温度为亿度等离子体容纳在其中，太阳是靠其巨大引力将等离子体约束住，在地球上就必须寻找新方法来约束等离子体。79/106核聚变能及其未来早期研究是磁约束等离子法，伴随大功率激光器发展提出了用激光引发核聚变惯性约束路径。磁约束原理等离子体是有带电粒子组成，带电粒子在磁场作用下围绕磁力线运动，在没有其它外界影响下不能横穿过磁力线，磁约束等离子法利用就是这个原理。80/106核聚变能及其未来研究表明，一定强度磁场只能约束一定压强等离子体。等离子体压强加上磁压强是一个常量，这个常量大小取决于磁场强度，强度为B0磁场所能约束最高压强为B02/8

。81/106核聚变能及其未来因为原子核粒子速度极高，为了克服粒子从终端逃走所带来损失，采取“开端约束”或“封闭型约束”等方式。开端约束构想是经过“磁镜系统”来实现，用许多匝线圈缠绕在一根直管状反应室上，两端线圈比中间密。假如每一匝线圈上电流强度一样，那么管子两端磁场必定比中间强。82/106核聚变能及其未来封闭型约束是将直管弯曲起来变成环管，如托卡马克系统、仿星器系统、环形箍缩系统等试验装置都是属于这一类型。当前最受重视、性能最好一个磁约束装置是托卡马克系统。托卡马克中央是一个环形真空室，外面缠绕着线圈。通电时托卡马克内部会产生巨大螺旋型磁场，将其中等离子体加热到很83/106核聚变能及其未来高温度，以到达核聚变目标。在托卡马克系统中等离子体约束在一个金属壁环管形反应室中，环管中同时存在着环向磁场和圈向磁场，前者有缠绕在环管上线圈产生，后者由等离子体中感生电流产生。这两个磁场所起来组成螺旋形总磁场，克服等离子体磁流体不稳定性。84/106核聚变能及其未来托卡马克磁场是扭曲，其磁力线绕管一周后不自相闭合，以防止等离子体漂移。经过独立地改变环向磁场和圈向磁场，已经找到了使等离子体尤其稳定条件。当前人们研究动力反应堆堆型都属于托卡马克装置。这种装置特点是：原理上和结构上比较简单，比其它环形装置轻易建造，而且建造大型设备困难不大。85/106核聚变能及其未来磁约束核聚变反应堆

核聚变反应堆任务不但包含连续地实现可控热核反应，还必须不停地把聚变能转变为电能输出。首先要建立起聚变堆主体部分：一个稳定而又可控热核反应区；其次，在热核反应区周围还必须设计一定壳层结构，方便把聚变释放能量从反应堆里运载出来，并利用聚变反应释放出中子就地生产氚燃料，86/106核聚变能及其未来同时对反应所产生中子和其它核辐射进行防护；另外，在反应堆部分主体之外还应设计一套热工回路，高效率地把热能转换为电能输出；最终设计一系列必要辅助系统，如超导磁场系统、真空系统、等离子体加热系统、氚分离系统、燃料注入和等离子体操作控制系统等。磁约束受控聚变试验研究装置种类繁多，各种类型反应堆都含有自己独特87/106核聚变能及其未来工程技术问题，但有一些共同特点，如在进行热核反应高温等离子体外设置真空室，它作用是使等离子体包容在应有真空度之下，并同外层结构先分开。尽管高温等离子体因为受到强磁场约束而不会直接和真空室壁面发生碰撞，但因为核反应所产生快速中子、等离子体辐射以及其它粒子将首先撞击真空室壁，所以用来组成真空室材料88/106核聚变能及其未来要耐高温、抗辐射、耐腐蚀；真空室外面围着一层熔解Li，吸收中子能量使自己温度到达1100℃，经过中子和Li核相互作用产生氚核，补充燃料消耗；中子储存在Li层中能量能够用管道中液态钾循环携带出来，这些管道铺设在Li层中，管道中沸腾液钾蒸汽用来推进涡轮发电机发电，用过后高温钾蒸汽能量能够用水—钾热交89/106核聚变能及其未来换器生产水蒸气，再用常规方法生产更多电力，除了液钾循环之外，利用氦气或液态锂循环也是可能。90/106核聚变能及其未来国际上磁约束核聚变研究发展分为六个阶段，即：原理性研究阶段；规模试验阶段；点火装置试验阶段；反应堆工程物理试验阶段；示范反应堆阶段；商用化反应堆阶段。当前国际上正在建设示范反应堆，并逐步向商用反应堆过渡，预计21世纪50年代可望实现商用化反应堆。91/10692/10693/10694/10695/10696/106核聚变能及其未来惯性约束在热核反应温度条件下，尽管原子核飞行速度极快，不过它们从被加速起，直到飞出反应堆总还需要一定时间，假如在这极短时间内完成聚变反应，就不再需要采取什么办法来约束等离子体。此时，等离子体将由其本身惯性来完成约束，这就是惯性约束基本构想。97/106核聚变能及其未来惯性约束聚变中由激光器或粒子加速器产生很强脉冲能量照射到一个含有D-T燃料靶丸上，靶丸外表面吸收了激光或粒子束能量后产生高温等离子体，一部分等离子体向外喷射，剩下部分靶壳在向外喷射等离子体反作用力作用下产生向内聚心压缩，并在燃料中心部分很小体积中形成温度非常高、密度非常大等离子体—热斑。98/106核聚变能及其未来