核能发电现状及发展简介

核能发电现状及发展简介第一部分：核能发电一、核能发电及其特点二、核电站反应堆三、压水堆核电站四、沸水堆核电站五、重水堆核电站六、快中子增值反应堆一、核能发电及其优点1、核能发电原理利用原子核裂变反应释放的能量生产电能。原子核裂变反应是指铀-235，钚-239、铀-233等元素在中子作用下分裂为两个碎片，同时释放出中子和大量能量的过程。原子的结构物质是由分子组成的，分子是由原子组成。原子很小，它的直径不到

1nm.原子由

质子

、

电子、中子

三种粒子组成。质子带正电荷，电子带负

电荷，

质子和中子构成原子核。

质子和中子依靠强大的核力紧密地结合在一起，一旦原子核发生分裂（核裂变）或聚合（核聚变），就可能释放出惊人的能量，这就是核能。什么是核能？核能可分为三类：（1）裂变能：重元素（如铀、钚等）的原子核发生分裂时释放出来的能量；（2）聚变能：由轻元素（氘和氚）原子核发生聚合反应时释放出来的能量；（3）放射能：原子核衰变时放出来的能量。

什么是核裂变、聚变、链式反应？

这种核聚变反应要在数千万度高温（超高温）和超高压条件下才能进行，单位质量所释放出来的能量一般为核裂变反应的4倍以上，能产生更大的破坏作用，通常又称这种聚变反应为热核反应。

核聚变反应战争使用核能-原子弹

原子弹――根据核裂变的原理制成。属于不可控制的链式反应的结果.

原子弹的核装药一般为钚-239、铀-235。这些物质的原子核在热中子轰击下，分裂为两个或若干个裂片和若干个中子，同时释放出巨大的能量。新产生的中子又去轰击其它原子核，如此连续发展下去，核分裂的数量就会急剧增加，形成链式反应，仅在百分之几秒内就会出现猛烈爆炸，并放出非常大的能量。1公斤铀释放出的能量相当于2万吨梯恩梯炸药爆炸时释放出的能量！氢弹――根据核聚变的原理制成。威力比原子弹还大。

氢弹的结构比原子弹复杂得多，它要装一个小型原子弹做引爆装置。由于热核材料不受临界质量限制，氢弹可以制成比原子弹威力大得多的核武器。现代氢弹威力可以做到几万吨、几百万吨和几千万吨TNT当量。

氢弹的爆炸核武器给人类带来伤害核电站--核反应堆和平使用核能2、核能发电特点：（1）高效

1克铀-235原子核裂变时，所释放的能量相当于2.5吨标准煤完全燃烧释放的热量，或相当于1吨石油完全燃烧所释放的热量。煤炭铀3000吨/天1公斤/天用100个火车皮运输3个火柴盒核电厂和火电厂比较：一座20万千瓦2、核能发电特点：（2）清洁2、核能发电特点：（3）安全在核电站历史上发生过两次波及厂外的核泄漏事故，即1986年前苏联乌克兰切尔诺贝利核电站事故和1011年日本福岛核电站因地震引起的核泄漏事故。切尔诺贝利核电站事故不是必然的、是完全可以避免的，证明核电是安全的能源。表2所列数据表明，核电比天然气发电、煤发电、水电更安全。切尔诺贝利核电站事故简介

1986年4月26日原苏联（现乌克兰共和国境内）的切尔诺贝利核电站4号机组发生严重事故

切尔诺贝利核电站事故简介

切尔诺贝利事故发生的主要原因是该核电站所采用的核反应堆（原苏联设计的石墨慢化、轻水冷却、堆内沸腾反应堆）存在严重的设计缺陷。运行人员执行的实验程序考虑不周和违反操作规程也是导致这次事故的原因。

切尔诺贝利核电站事故简介切尔诺贝利核污染威胁，要经过漫长的100年，才可能消失。从核电站事故至今20年来造成的损失为2350亿美元

。

切尔诺贝利，使四周15万平方公里面积的地区受到污染。已经有55000人死亡，150000人残废。2、核能发电特点：(4)经济从美国、欧洲不同类发电厂每度电的成本来看，核电与煤发电相当，比水电、燃油发电低。这表明核电的经济性是好的，是具有竞争力的。（5）核资源储量丰富，取之不尽，用之不竭。海水中的铀资源极为丰富，1000吨海水中大约含铀3克，世界各大洋中铀总含量可达到40多亿吨，可供人类使用几千万年。（但海水中提取铀现在还很困难）2、核能发电特点1、核电站用核反应堆的种类

目前世界各地的核能发电反应堆约有440个，总装机容量约353,000兆瓦或353千兆瓦。用作商业运行的反应堆主要包括:(1)

压水式反应堆(压水堆)(2)

沸水式反应堆(沸水堆)

(3)

重水压水式反应堆(CANDU)

(4)

压力管式石墨慢化沸水反应堆(RBMK)

二、核电站反应堆1、压水堆特点：1、慢化剂和冷却剂均为普通水。2、冷却水通过堆芯，被加热后，成为300℃、15MPa以上的高温高压水。控制棒压力容器堆芯2、沸水堆控制棒堆芯汽水分离器干燥器特点：1、慢化剂和冷却剂均为普通水。2、冷却水通过堆芯，被加热后，成为285℃、7MPa的饱和蒸汽。

3、重水堆反应堆容器压力管慢化剂冷却剂装卸料机特点：1、核燃料：天然铀2、冷却剂和慢化剂均为重水。3、重水通过压力管，冷却燃料，被加热成300℃、9MPa以上的高温高压水。三、压水堆核电站目前，压水堆核电站是核电站的主要形式，从军用核反应堆发展而来，技术最成熟，运行最安全的核反应堆形式。三、压水堆核电站常规岛

1、构成及工作过程进行核反应使一回路系统压力保持稳定是热交换器，把核反应堆的热量传递给二回路的水，产生蒸汽发电。将冷却剂送入反应堆核岛

2、一回路系统设备的作用

常见的压水反应堆核电站，主要包括两大部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛，包括反应堆装置和回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。核电站用的燃料是铀，它是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在反应堆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，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电能就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方

倒U型管束管板

外壳容器

汽水分离装置蒸发器稳压器泵2、压水堆核电站特点（1）系统分为一、二回路，中间设置蒸发器（3）系统结构复杂，但检修相对简单（2）二回路蒸汽没有放射性，汽轮机不需要屏蔽。四、沸水堆核电站常规岛核岛1、构成及工作过程四、沸水堆核电站3、特点：（1）无一、二回路之分，不需要蒸汽发生器（3）系统结构简单，但设计、检修复杂（2）蒸汽带有放射性，汽轮机需要屏蔽五、重水堆核电站1、构成及工作过程2、重水堆核电站特点优点：1、利用天然铀为燃料，提高铀资源的利用率；2、可以实现不停堆装卸核连续换料；缺点：1、体积比轻水堆大，建造费用高；2、重水昂贵，发电成本也比较高。六、快中子增值反应堆—未来核电站

核燃料：钚—239，冷却剂：液态金属钠不需要慢化剂。裂变反应：先铀-238——钚-239，后由快中子轰击钚-239发生裂变反应。极大地提高铀的利用率。2、工作过程：在“快堆”内由于核裂变反应而产生的热量，由液态金属钠带出来并进入中间热交换器，带有热量的液态钠再由中间回路进入蒸汽发生器，使蒸器发生器内的水沸腾并汽化，由蒸汽来驱动汽轮发电机组进行发电。3、快中子堆与热中子堆比较热中子反应堆，中子需要慢化；而快中子堆，中子不需要慢化；在热中子反应堆内，发电时，核燃料越烧越少。

快中子反应堆内，而钚—239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀－238吸收，又变成钚—239。这就是说，在堆中一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料越烧变多。“快堆”核电站的应用，为解决“热堆”核电站的遗留问题（产生大量贫铀）找到了切实可行的途径。由于“快堆”核电站能“增殖”核燃料，所以发电成本低。“快堆”不仅把铀资源的利用率增大了几十倍，而且也使铀资源本省扩大了几百倍。核能材料

核动力发展必须解决两个重要问题：

提高反应堆的安全性和改善其经济性,要解决这两个问题，一是从设计和管理上解决，研究发展固有安全性好，非能动反应堆，二是提高反应堆材料性能。第二部分：核能材料一、核裂变反应堆材料（一）压水堆（PWR）材料

目前世界上的动力反应堆，绝大部分是压水堆（PWR），PWR材料主要包括核燃料、包壳、慢化材料和反射层材料、冷却剂、控制材料、压力容器和管道材料以及屏蔽材料。其他核燃料还有铀238和钚239，又称裂变核燃料。其中铀235存在于自然界，而铀233、钚239则是钍232和铀238吸收中子后分别形成的人工核素

1、核燃料元件对核裂变材料，完整的实际运行是应该有好的辐照稳定性和滞留裂变产物的能力。可以认为，富U-235的UO2燃料的研究具有成熟的理论和实际应用经验，所以燃料目前几乎使用UO2燃料。铀-235的含量为3％（称为富集度).UO2燃料瓷芯块为直径1厘米，高度1厘米的圆柱体。钚（英语：Plutonium，）原子序数为94，元素符号是Pu，原子量为239，是一种具放射性的超铀元素。钍：元素符号Th，元素中文名称钍，元素英文名称Thorium。原子序数90，钍原子量232.0381，元素类型为金属，是天然放射性元素。燃料形式形态材料适用堆型固体燃料金属U石墨慢化堆合金U-Al快堆U-Mo快堆U-ZrH脉冲堆陶瓷U3Si重水堆(U,Pu)O2快堆(U,Pu)C快堆(U,Pu)N快堆UO2轻水堆、重水堆弥散体金属-金属UAl4-Al重水堆陶瓷-金属UO2-Al重水堆陶瓷-陶瓷(U,Th)O2-(热解石墨,SiC)-石墨高温气冷堆核燃料分类表2、包壳材料：

包壳材料的性能要求是①具有一定强度和塑性，能承受裂变气体造成的压力和外部冷却剂的压力，并能适应燃料的肿胀变形。②良好的抗腐蚀性能，包括燃料及裂变产物、冷却剂对包壳的腐蚀。③好的核性能，中子吸收截面小，辐射不产生严重的核反应等。④具有抗辐照机械性能，辐照不引起过量的强度增加和塑性降低。目前使用的包壳材料为Zr合金。几百个UO2芯块叠在一起装入直径1厘米，长度约4米，厚度为1毫米左右的细长锆合金材料套管内，称为燃料棒。金属锆（哈）材料的生产核级海绵锆的原料为锆英石（锆英砂：ZrO2:67.1%；SiO2:32.9%）和风信子石（ZrHfSiO4）,与斜锆矿(ZrO2)用金属热还原法制取海绵锆和海绵铪，先将锆英砂精矿氯化为氯化锆或碱熔制成氢氧化锆，除去锆英砂中的SiO2再氯化；经过镁还原制的海绵锆和海绵铪，然后熔铸成锭，制造需要的型材。3、冷却剂和慢化材料（减速剂）

冷却剂性能的要求：传热系数大，冷却能力强；粘度低，易于流动；在较低压力下能获得高温；化学稳定性和辐照稳定性好，感生放射性小。水堆的冷却剂同时也是慢化剂，通常用轻水结合浓缩铀或重水做慢化剂。重水（heavywater）（氧化氘）是由氘和氧组成的化合物。分子式D2O，分子量20.0275，比普通水（H2O）的分子量18.0153高出约11%，因此叫做重水。

4、控制材料

性能要求：中子吸收材料，常用的控制材料有B4C，Hf，Cd，Ag-In-Cd（二）高温气冷堆

气冷堆的主要特征是采用陶瓷包覆型的UO2颗粒作为燃料。以石墨作为慢化剂，气体作冷却剂，包壳材料为镁合金。二、核聚变反应堆材料

聚变反应堆是指利用轻原子（氘、氚、氦等）合成，释放大量结合能并加以利用的核反应堆。氘和氚是能发生核聚变的核燃料，又称聚变核燃料。氘存在于自然界，氚是锂6吸收中子后形成的人工核素。

6个氘的聚变反应可产生43.15MeV的能量，是氢燃料放出能量的数千万倍。除能量巨大外，海水中的氘是取之不尽用之不竭的，因此聚变堆可以从根本上解决人类能源不足的问题。与裂变堆比，燃料无放射性，系统更安全，不产生放射性废物。实现聚变反应，有两个基本条件：

等离子体的约束和等离子体的加热。目前托卡马克型聚变堆是国际上最具有代表性的研究堆型。托卡马克堆采用强磁场约束等离子体，采用高速中性粒子入射加热等离子体。

主要部件：①第一壁，它构成等离子体室；②偏滤器系统，它从DT反应中取出He；③包层系统，包层等离子体侧与第一壁相邻，背面与屏蔽层接触。它的作用是贮存氚增殖剂、提供氚，并向氦冷却剂传递热量；④磁场屏蔽；⑤燃料供应和等离子体加热热源。1、第一壁和包壳材料

第一壁材料受到能量为14.1MeV的中子辐照，目前作为第一壁和包层材料的候选材料主要有奥氏体钢、铁素体／马氏体钢、钒基合金和石墨及碳碳复合材料等，SiC/SiC复合材料在近期才被作为侯选材料。

以前一些Mo，Nb，Mn等高温合金由于中子辐照产生长寿命活化产物，不再作为考虑对象

辐照效应是第一壁和包层材料的主要问题。

SiC具有优异的高温性能、抗辐照性能，中子辐照活性较低，但SiC是脆性陶瓷材料，为了提高它的韧性和强度，采用SiC纤维增强制备SiC／SiC复合材料是比较有效的方法。

2、偏滤器结构材料

偏滤器比第一壁承受更高的热和粒子通量。偏滤器与第一壁材料结合，二者热膨胀系数要匹配，另外要求材料能承受高热负荷，与冷却剂、氢等离子体相容，抗辐照肿胀和脆化。候选材料有铜合金、钼合金和铌合金。铜合金的优点是导热率高，主要问题是热膨胀系数大，熔点低。钼合金和铌合金的优点是熔点高，热膨胀系数与碳、钨装甲材料相近。但钼合金的辐照脆化严重，制造和焊接困难。3、氚增殖材料

包层内的氚增殖材料在中子作用下转换成氚，为聚变堆提供燃料中的氚。氚增殖材料是含锂的陶瓷或液态金属合金，包括Li2O，LiAlO2，Li2SiO3，Li2ZrO3，Li2TiO3，液态Li和Li-Pb合金等。氚增殖材料的基本要求是，有一定的氚增殖能力，化学稳定性好，与结构材料相容，氚回收容易，残留量少

4、聚变堆前景

聚变堆核电站将从根本上“永远”解决人类能源供需的矛盾，但目前离实际应用还有较长的距离，其中关键问题之一是聚变堆材料，尤其是第一壁材料性能问题。在聚变堆核电站建成前，比较可行的是聚变一裂变混合堆，它是聚变能的早期应用。

第三部分：世界核电发展简介1938年底，科学家首次用中子轰击比较大的原子核，使其发生核裂变，变成两个中等大小的原子核，同时释放出巨大的能量。世界上第一座商业化核电站1956年在英国运作；经过50余年的核能利用和发展，世界上已有448座核电机组在运行，核电站容量达到368.4GW，供应全球电力的16%还有56个国家拥有284个研究堆和220个船用核动力装置。正在建设的核反应堆有30个，计划建设的核反应堆超过70个

1、世界核电站概况（截止2002年底）（1）拥有核电站的国家数：32个（2）建成并运行的反应堆：442座（3）总装机容量：356746MW（4）核电占总装机容量比：17%（5）在建核反应堆数：35座（6）在建机组装机容量：27743MW3、核电技术发展方向核电向更安全方向发展（第三代压水堆核电站）核电向铀资源高利用方向发展（快中子堆核电站）核电向产生取之不尽、用之不竭能量方向发展（核聚变核电站）“人造太阳”发电量够用数亿年，未来的稳态运行的热核聚堆用于商业运行后，所产生的能量够人类用数亿年乃至数十亿年。

根据设计，EAST产生等离子体最长时间可达1000秒，温度将超过1亿度。该装置的建设由中科院合肥物质科学研究院等离子体所承担，历时8年、耗资2亿人民币可控核聚变—“人造太阳”成功放电4.世界看好今后的核电发展

当前，火电占世界上总发电量的64%，但世界上火电的发展面临很大的压力；从长远来看由于资源短缺火电作为世界主力能源的地位可能被其他能源所取代。核能资源丰富（世界上热中子堆和快中子堆核电站使用的铀、钍资源可够开采数千年，热核堆核电站使用的氘、氚资源可够开采几十亿年），逐渐认识到核电是一种高效、清洁、安全、经济的能源，其技术发展又有坚实的基础和明确的计划，现在世界看好今后的核电发展。我国计划到2020年核电装机容量从现在的8GW发展到40GW，核发电将占当时全国总发电量的4-6%

；到2050年核电装机容量达到240GW，核发电将占当时全国总发电量的20%

；

俄罗斯计划到2030年在国内新建42-58台核电机组，使核发电占总发电量的比例从现在的16%提高到25%，并在国外投标建设40-50台核电机组；

美国计划到2050年新建核电机组100座；

日本计划到2030年新建10座核电机组，使核电装机容量达到62.86GW；韩国计划到2015年新建12座核电机组；印度计划到2020年核电装机容量达到29GW，比现在增加8倍多；到2050年达到275GW。5、中国已建、在建及核电站简介秦山一期：1×30万KW

秦山核电站位于东海之滨美丽富饶的杭州湾畔，是中国第一座依靠自己的力量设计、建造和运营管理的30万千瓦压水堆核电站。1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土，1991年12月首次并网发电，1994年4月投入商业运行，1995年7月通过国家验收。它的建成投产结束了祖国大陆无核电的历史，是我国和平利用核能的光辉典范，同时也使我国成为继美、英、法、前苏联、加拿大、瑞典之后世界上第七个能够自行设计、建造核电站的国家。(1)秦山一期：1×30万KW(2)秦山二期：2×60万KW

秦山核电二期工程，是建设我国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的首座2×60万千瓦商用压水堆核电站，由中国核工业集团公司、国家电力公司华东公司、浙江电力开发公司、申能（集团）有限公司、江苏投资管理有限责任公司、安徽能源集团有限公司共同出资兴建，工程总投资为148亿元人民币。核电站的设计寿命为40年。主体工程于1996年6月2日开工，经过近6年的建设，第一台机组于2002年4月15日比计划提前47天投入商业运行。(3)秦山三期：2×72.8万KW

秦山核电三期工程是国家“九五”重点工程，是中国和加拿大两国政府迄今为止合作建设的最大项目，也是我国首座商用重水堆核电站工程。秦山秦山核电三期工程采用加拿大成熟的坎杜6型商用核电技术，由加拿大原子能有限公司（AECL）总承包，总装机容量为2×72.8万千瓦，设计寿命40年，平均设计年容量因子85%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组，项目总投资28.80亿美元。(4)大亚湾核电站：2×98.4万KW

大亚湾核电站是我国大陆第一座大型商用核电站，拥有两台98.4万千瓦的压水堆核电机组，1982年12月国务院批准建设，1985年1月成立广东核电合营有限公司，1987年8月主体工程开工，1994年5月全面建成投入商业运行，到2005年已成功实现安全运行11周年。(5)岭澳核电站：2×99万KW

岭澳核电站一期是中国广东核电集团按照国务院确定的“以核养核，滚动发展”方针，继大亚湾核电站投产后，在广东地区兴建的第二座大型商用核电站，是国家“九五”期间批准建设的我国最大能源项目之一。

岭澳核电站一期拥有两台装机容量为99万千瓦的压水堆核电机组，主体工