《新能源发电技术》课件-2.核能利用

《新能源发电技术》

第二章核能利用2/47本次课知识点思维导图3/47第一节2.1核反应堆的物理基础难点：核力、比结合能、微观截面、宏观截面、反应率、中子循环核物理基础2.1.1核反应基础2.1.2核裂变反应相关2.1.3自持链式核裂变反应2.1.42.1.1核物理基础——①原子核的组成03原子质量单位02组成01质子中子

原子核元素符号：C原子序数：6原子量：12.011元素类别：非金属元素6/472.1.1核物理基础——②核力支配作用短程力强相互作用力斥力引力mN7/472.1.1核物理基础——③核的结合能比结合能=总的结合能原子核质量数8/472.1.1核物理基础——③核的结合能---质量与能量其核子的质量总和聚合释放能量新原子核的质量

铀-235裂变:8.32×1013J/kg铀=2000t汽油氘聚变：3.50×1014J/kg=4kg铀大于＞9/472.1.1核物理基础——④核的放射性当原子核内的中子数与质子数比例，超出质量数相对应的稳定界限时，这种核将通过放射性衰变的方式，向着更稳定的方向自发变化。β射线为电子组成的粒子流氦核10/472.1.1核物理基础——④核的放射性穿透能力比较需要注意的是，尽管β射线的穿透能力相对较弱，但如果长时间接触或辐射强度较大，仍然能对人体造成伤害。11/47核物理基础2.1.1核反应基础2.1.2核裂变反应相关2.1.3自持链式核裂变反应2.1.42.1.2核反应基础——核反应的定义核反应是指外来粒子引起某原子核发生变化的反应①铀核裂变②氘氚核聚变13/472.1.2核反应基础——反应截面微观截面：通常用来度量平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生相互作用的概率大小，其计算式如下：N0，单位体积内的靶核密度，单位是个/m3或cm3备注：P32页2-7，快中子和热中子引发核裂变的对比

入射中子少了多少14/472.1.2核反应基础——反应截面宏观截面：表示一个中子与单位体积内原子核，发生核反应平均概率

N0为单位体积内的原子核密度，单位是个/m3或cm315/472.1.2核反应基础——核反应率核反应率的定义：单位时间、单位体积内发生的核反应次数

16/47核物理基础2.1.1核反应基础2.1.2核裂变反应相关2.1.3自持链式核裂变反应2.1.42.1.3核裂变反应相关——核燃料增殖注：天然铀中有铀-235的含量仅为0.7%，其余99.3%为铀-238（非裂变元素）核燃料增殖过程核裂变反应新生成易裂变核的核数被消耗易裂变核的核数r=定义：新生成易裂变核的核数与被消耗易裂变核核数之比称为转换比18/472.1.3核裂变反应相关——r﹤1时反应堆称为转换堆

设初始核燃料量为M0，M0被消耗掉以后，则会产生rM0的新燃料，进一步又能得到r2M0，依此类推，总共可供使用的核燃料量为（中间可能需要停炉）：19/472.1.3核裂变反应相关——r﹥=1时反应堆称为增殖堆

反应堆消耗1kg的核燃料的同时，还能生产出超过1kg的新核燃料，这种增殖型反应堆。不仅可以大量发电，而且可以逐渐积累核燃料，经过一定时间的运行，将反应堆内产生的新核燃料提取，又可建造新的核反应堆。这种反应堆充分利用了自然界大量蕴藏的非裂变核燃料，使核电站反应堆成为一座可裂变核燃料的加工厂，为核电站提供了丰富的核燃料资源。

M0新堆的循环量，G为增殖堆每天消耗的裂变燃料。

倍增时间D=，单位为天数。思考：r有无理论上限？20/47核物理基础2.1.1核反应基础2.1.2核裂变反应相关2.1.3自持链式核裂变反应2.1.42.1.4自持链式核裂变反应——反应机理自持链式裂变反应：不依靠补充外来中子，就能持续进行核裂变反应。中子被核燃料吸收，发生裂变中子被核燃料吸收，却不发生裂变中子被慢化剂、冷却剂、结构材料等有害吸收中子被泄露22/472.1.4自持链式核裂变反应——有效增殖系数

①反应堆超临界，升负荷②反应堆临界，额定负荷③反应堆次临界，降负荷23/472.1.4自持链式核裂变反应——反应堆内中子循环中子循环举例说明

漏失、被慢化剂和结构材料俘获假设40个中子被235U俘获发生裂变40*2.5=10024/47第二节2.2核反应堆的热工分析反应堆热源2.2.1燃料元件结构2.2.2堆的传热过程2.2.32.2.1反应堆热源反应堆内的热量来自核裂变所释放的能量，每次裂变释放的能量平均约为200MeV。约84%裂变碎片的动能γ与β射线其余27/472.2.1反应堆热源特别需要注意的是，反应堆停止运行后，反应堆的功率不会立即降为零，而是按照一定的规律衰减。热量来源燃料棒内储存的显热剩余中子引起的核裂变

（剩余裂变发热）裂变产物及中子俘获反应产物的衰变（衰变热）燃料棒内的显热、剩余裂变热约在30s内传出，其后的冷却要求完全取决于衰变热。28/472.2.1反应堆热源—热量分布情况分布与反应堆的结构特点有关:对于热中子反应堆，一般来说，90%以上的总裂变能会在燃料元件内转换成热能；另外大约5%，在慢化剂中转换成热能；剩余不到5%，则在反射层、热屏蔽等部件中转换成热能。29/472.2.1反应堆热源压水动力堆燃料元件的释热量占反应堆总释热量的97.4%。沸水堆燃料元件的释热量占堆总释热量的96%。燃料元件释热量占比热工分析目的及时输出燃料元件内产生的热量30/47反应堆热源2.2.1燃料元件结构2.2.2堆的传热过程2.2.32.2.2燃料元件结构——元件分类方法燃料元件名称极其繁多，这主要是由于不同的分类方法造成。下面介绍几种主要的燃料元件分类方法：按燃料类型：可分为：金属型燃料元件、弥散型燃料元件和陶瓷型燃料元件三种。其中，轻水堆燃料元件（二氧化铀）属于陶瓷型燃料元件。按几何形状：可分为：棒状、板状、管状和球状等燃料元件形式。轻水堆几乎全部用棒状燃料元件。按反应堆类型：

反应堆型+燃料元件。如轻水堆燃料元件、重水堆燃料元件。32/472.2.2燃料元件结构——燃料棒虽然燃料元件种类繁多，但是不论何种形状和形式的燃料元件，其组成不外乎两大部分：燃料棒和骨架。典型的压水堆燃料棒由UO2芯块、锆合金包壳、端塞、压紧弹簧及氦气腔组成。锆合金在300～400℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能、适中的力学性能、较低的原子热中子吸收截面（锆为0.18靶恩），对核燃料有良好的相容性，因此常用作水冷核反应堆的包壳材料。33/472.2.2燃料元件结构——燃料棒虽然燃料元件种类繁多，但是不论何种形状和形式的燃料元件，其组成不外乎两大部分：燃料棒和骨架。包壳中留有足够的空间和间隙，用于补偿包壳和燃料芯块不同的热膨胀，以及芯块的辐照膨胀，并且作容纳裂变气体的膨胀室。上端塞带有一个小孔，用于制造时往包壳内充氦气加压至2.0MPa，以减少包壳蠕变和增加燃料棒的导热性能和可靠性。用氦气加压后，用熔焊将小孔封死。包壳内的压紧弹簧可以防止运输与操作过程中芯块的窜动。34/472.2.2燃料元件结构——燃料元件骨架虽然燃料元件种类繁多，但是不论何种形状和形式的燃料元件，其组成不外乎两大部分：燃料棒和骨架。燃料元件的骨架是支撑燃料棒束的结构部件它既要耐受冷却剂的冲刷，还要承受住紧急停堆时数十公斤控制棒突然下落产生的冲击力。此外，堆内高温及强烈中子辐照也会使骨架力学性能发生改变甚至造成骨架弯曲变形。因此，骨架结构决定了燃料元件的刚性，它的性能也会直接影响到燃料元件的结构特征。骨架外观35/47反应堆热源2.2.1燃料元件结构2.2.2堆的传热过程2.2.32.2.3堆的传热过程——传热异常的后果当反应堆内的传热过程出现异常，例如冷却剂不能及时地将反应堆内的热量传递出去，将极有可能发生堆芯熔化事故。堆芯熔化过程一般如下：当堆芯丧失余热载出手段后，堆芯开始升温，随着温度的逐渐上升，包壳首先熔化，然后控制棒解体，进而燃料芯块熔化、下移，造成堆芯支撑结构失效和堆芯解体。37/472.2.3堆的传热过程核反应堆热交换方式热传导热对流热辐射（水冷堆）（高温气冷堆）38/472.2.3堆的传热过程反应堆内的传热过程就是指燃料元件内产生的裂变热，经一系列过程传给冷却剂。其主要过程包括：①燃料芯块导热→②燃料-包壳间间隙导热→③包壳导热→④包壳表面向冷却剂对流换热。棒状燃料元件径向温度分布图燃料芯气隙包壳冷却剂tcitcstut0①②③④39/472.2.3堆的传热过程燃料元件与冷却剂的传热过程分析燃料芯块导热属于有内热源的圆柱形芯块温度场问题。燃料芯块内部导热的主要计算式为：

t0为燃料芯块的中心温度tu为燃料芯块的表面温度λu为燃料芯块的热导率

ql为线功率①燃料芯块内的导热

40/47燃料芯块与包壳之间存在很薄的间隙，通常情况下，使用气隙导热模型来计算。其主要计算式为：tci为包壳内表面的温度；为气体间隙的热导率；dci为燃料芯块直径；du为包壳内表面直径反应堆长时间运行后，燃料芯块可能会与包壳直接接触，不能再使用上述的气隙导热模型了，需要利用接触导热模型进行计算。2.2.3堆的传热过程燃料元件与冷却剂的传热过程分析

②气体间隙导热41/472.2.3堆的传热过程燃料元件与冷却剂的传热过程分析包壳导热属于最常见的无热源圆筒壁导热问题。其主要计算式为：

tcs为包壳外表面的温度为包壳的热导率

dcs为包壳外表面直径

③包壳导热

42/472.2.3堆的传热过程燃料元件与冷却剂的传热过程分析冷却剂的主要目的就是通过对流换热把燃料芯块内产生的热量给传递出去。因此其主要计算式为：

tf为冷却剂的温度h为冷却剂与包壳的对流传热系数Al为单位轴向长度的换热面积。各变量均为轴向位置z的函数④包壳与冷却剂的单相对流换热43/472.2.3堆的传热过程燃料元件与冷却剂的传热过程分析冷却剂换热升温冷却剂流过燃料元件时，温度升高。假设冷却剂从堆芯进口到位置z处的换热量为Q(z)，则冷却剂的温升为：W为冷却剂的质量流量cp为冷却剂的比热容44/4745/62第三节2.3核反应堆的动力回路核反应堆的动力回路---分类分类按核反应燃料类型：裂变反应堆聚变反应堆裂变聚变混合堆按核反应堆的用途：研究堆生产堆动力堆按中子能谱：热中子堆中能中子堆快中子堆按冷却剂材料：压水堆沸水堆重水堆气冷堆液态金属冷却堆47/62压水堆核电站动力回路2.3.1沸水堆核电站动力回路2.3.2重水堆核电站动力回路2.3.3高温气冷堆核电站动力回路2.3.4钠冷快中子增殖堆核电站动力回路2.3.52.3.1压水堆核电站动力回路使用高压轻水作为冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾冷却剂压力一般在120到160个大气压，经过反应堆时不会气化特征在核电站、核动力潜艇及航母等领域应用最多、最普遍装机容量占所有核电站反应堆的60%以上应用秦山一期、二期核电站广东大亚湾核电站实例49/622.3.1压水堆核电站动力回路——关键设备水水压力容器稳压器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机冷凝器输配电二回路一回路蒸汽冷却回路50/622.3.1压水堆核电站动力回路——系统结构一回路反应堆冷却剂带走核反应热量，再传热给蒸汽发生器的过程二回路蒸汽发生器产生的蒸汽推动汽轮机组发电，然后被冷凝，由给水泵送回蒸汽发生器的过程冷却回路用于冷却二回路的水蒸气51/622.3.1压水堆核电站动力回路——系统结构52/622.3.1压水堆核电站动力回路——一回路结构及相关设备相关参数：冷却剂&慢化剂：除盐除氧的含硼水工作压力：14.7-15.7MPa进口温度：280-300℃出口温度：310-330℃温升：30-40℃53/622.3.1压水堆核电站动力回路——一回路结构及主要设备

蒸汽发生器枢纽产生汽轮机所需蒸汽的换热设备既是一回路设备，又是二回路设备二回路冷却水在U型管束空间，吸收来自一回路侧的热量产生蒸汽蒸汽湿度降低由蒸汽导管导出，送往汽轮机将一回路的放射性物质阻挡在一回路内对整个核动力装置的经济性和安全可靠性有十分重要的影响54/622.3.1压水堆核电站动力回路——一回路结构及主要设备

稳压器稳压器低压时工作状态稳压器高压时工作状态55/622.3.1压水堆核电站动力回路——一回路结构及主要设备

主泵--反应堆循环冷却提供驱动压力，将一回路经过蒸汽发生器的冷却剂送回堆芯，再把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器，产生推动汽轮机做功的蒸汽，循环流动。耐高温耐高压防辐射耐腐蚀密闭好无泄漏大功率高温度不停转心脏56/622.3.1压水堆核电站动力回路——二回路结构及主要设备汽轮机系统汽轮机辅助系统冷凝水及加热系统将蒸汽的热能变为蒸汽流的动能，进一步转化为机械功，带动发电机发电，转速只有火电厂的一半。汽轮机辅助系统包括：汽轮机旁路系统汽轮机轴封系统汽水分离再热器等汽轮机排汽进入凝汽器被冷凝为凝结水；凝结水需经过凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器，重新作为二回路给水供给蒸汽发生器。57/62压水堆核电站动力回路2.3.1沸水堆核电站动力回路2.3.2重水堆核电站动力回路2.3.3高温气冷堆核电站动力回路2.3.4钠冷快中子增殖堆核电站动力回路2.3.52.3.2沸水堆核电站动力回路59/622.3.2沸水堆核电站动力回路优点工作压力可以降低。这使得系统大大简化，降低了投资。直接循环，只有一个回路。造价较低，节约成本。堆芯出现空泡。经验表明，堆芯出现起泡使得沸水堆更加稳定，具有较好的控制调节性能。缺点辐射防护和废物处理较为复杂。设计和维修麻烦，当汽轮机等设备出现问题，维修时间也很长。由于水沸腾后慢化能力降低，导致燃料利用率较低，因此需要比压水堆多的核燃料。60/62压水堆核电站动力回路2.3.1沸水堆核电站动力回路2.3.2重水堆核电站动力回路2.3.3高温气冷堆核电站动力回路2.3.4钠冷快中子增殖堆核电站动力回路2.3.5重水慢化剂

重水的中子吸收截面比轻水小得多，所以重水堆中慢化剂吸收的中子比轻水堆要少很多，可以直接利用天然轴作为核燃料。冷却剂与慢化剂循环与压水堆动力回路不同的是，重水堆的冷却剂、慢化剂循环是分开的。蒸汽发生器和主回路水泵安装在反应堆的两端。2.3.3重水堆核电站动力回路62/622.3.3重水堆核电站动力回路优点重水堆可以采用天然铀作燃料，而不必提纯燃料利用率高于轻水堆缺点重水的价格比较昂贵且需要频繁的更换燃料注：天然铀中有铀-235的含量仅为0.7%，其余99.3%为铀-238（非裂变元素）63/62压水堆核电站动力回路2.3.1沸水堆核电站动力回路2.3.2重水堆核电站动力回路2.3.3高温气冷堆核电站动力回路2.3.4钠冷快中子增殖堆核电站动力回路2.3.52.3.4高温气冷堆核电站动力回路实例：我国建成的石岛湾核电站冷却剂：氦气慢化剂：石墨核芯：UO2、球形发电容量：20万kW蒸发器参数：560℃一回路：冷却剂氦气二回路：轻水65/622.3.4高温气冷堆核电站动力回路优点热效率高，40%以上燃耗深氦气性质稳定缺点高温高压氦气回路设备的工艺技术问题燃料后处理及再加工问题备注：用氦气作冷却剂，氦气的化学稳定性好，放射性小，出口温度高。核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。66/62压水堆核电站动力回路2.3.1沸水堆核电站动力回路2.3.2重水堆核电站动力回路2.3.3高温气冷堆核电站动力回路2.3.4钠冷快中子增殖堆核电站动力回路2.3.52.3.5钠冷快中子增殖堆核电站动力回路定义：以液态钠为冷却剂，由快中子引起核裂变并维持链式反应的反应堆。原理：快堆用钚-239作燃料，在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，钚-239燃烧产生的中子会被外围的铀-238吸收，生成钚-239，这样燃料越烧越多。结构：钠冷快堆一般设计成三个回路，比压水堆多一个三回路。新生成易裂变核的核数被消耗易裂变核的核数r=转换比＞168/622.3.5钠冷快中子增殖堆核电站动力回路优点钠具有中子吸收截面小、导热性好、比热大等优点。沸点高达886.6℃，所以常压下能达到500-600℃，工作温度可以很高。钠对金属材料不具有腐蚀性，因此钠是一种很好的冷却剂。缺点作为冷却剂的金属钠由于化学特性很活泼，易与水、氧气等反应，在空气中能燃烧，因此需要采取严格的防范措施，技术难度上比压水堆大。由于多达三个回路，造成金属钠用量较大。69/62思考题请根据冷却剂种类，列举几种反应堆类型。请描述压水堆一回路的主要功能及系统构成。请描述压水堆二回路的主要功能及系统构成。请简述沸水堆与压水堆的主要差别。70/62第四节2.4核电站的安全基础辐射及其危害2.4.1反应堆的固有安全性2.4.2核电站安全性2.4.3核电站安全事故2.4.42.4.1辐射及其危害——天然辐射与人工辐射本底辐射/天然辐射人工辐射辐射无处不在人类在自然界这种辐射环境下生存和发展低水平的辐射不会对人类造成危害由于所排放的放射性物质产生的照射使用放射性核素所产生射线照射计算机、电视机、手机等设备均会产生的辐射73/622.4.1辐射及其危害——天然辐射与人工辐射α射线穿透能力极弱，电离能力极强防止吸入被污染的空气，食用被污染的食物，防止伤口被污染β射线穿透能力中等，电离能力中等防止直接接触应对β射线，楼房是很好的屏蔽体γ射线穿透能力极强，电离能力极弱尽可能减少受辐射时间，远离辐射源天然放射性同位素放射的射线74/622.4.1辐射及其危害——辐射剂量1.指单位质量的物质吸

收电离辐射的能量2.国际单位是戈瑞（Gy）1Gy=1J/kg吸收剂量(D)1.在吸收剂量的基础上，考虑了人体

受到辐射后产生的生物效应2.是吸收剂量D与辐射的品质因子Q的乘积3.在辐射防护中更常用4.单位称为希沃特（Sv），1Sv=1J/kg当量剂量(H)辐射剂量75/622.4.1辐射及其危害——辐射剂量100%0.01核电站周围100%0.15水果粮食空气100%0.038~0.075每天吸20支烟100%20放射性工作者职业剂量限值100%0.02胸肺透视一次100%0.75砖房100%0.001每天看一小时电视100%0.005毫希/小时乘坐飞机100%3.7某些高原地区居民生活中受到的天然辐射量单位：毫希/年76/622.4.1辐射及其危害——辐射危害100%100-1000白细胞减少人体本身不会有感觉100%2000-4000骨髓遭到破坏红白细胞极度减少呕吐、出血100%>4000直接导致死亡100%<100无危害100%1000-2000导致轻微射线疾病接受当量剂量与人体的表现单位：毫希77/622.4.1辐射及其危害——辐射危害超过限定值的核辐射对人体产生危害指其对受照者本人产生的影响，如核辐射可能会引起白内障、皮肤良性损伤、骨髓造血障碍、生育能力减退以及血管结缔组织受损等指其对下一代的影响辐射伤害通过两种途径引起放射性核素在生物体外，使生物受到来自外部的射线照射放射性核素进入生物体，使生物受到来自内部的射线照射内(部)辐射外(部)辐射遗传效应躯体效应一般来讲，身体受到的辐射剂量越多，其放射病症状越严重。78/622.4.1辐射及其危害——辐射危害较长时间超过允许剂量的辐射损伤短时间内大剂量电离辐射引起的放射性损伤随受照剂量的不同，在受照部位可能出现红斑、水肿、干性脱皮和湿性脱皮、起水泡、疼痛、坏死、坏疽或脱发等症状主要出现在急性放射病典型病程的初期，表现为恶心、呕吐、疲劳、发热和腹泻全身外照射损伤局部照射损伤急性放射病慢性放射病核辐射致病按受辐射剂量分类分别导致的病状79/62辐射及其危害2.4.1反应堆的固有安全性2.4.2核电站安全性2.4.3核电站安全事故2.4.42.4.2反应堆的固有安全性反应堆本身具有一定的安全性自然安全性非能动的安全性设计所赋予的内在安全特性（固有安全性）81/622.4.2反应堆的固有安全性1自然安全性定义：指反应堆事故时能控制反应堆反应性或自动

终止裂变，确保堆芯不熔化自然安全性来自反应堆本身所具有的负反馈效应82/622.4.2反应堆的固有安全性1自然安全性负反馈效应123燃料温度效应(多普勒效应)慢化剂温度效应慢化剂空泡效应83/622.4.2反应堆的固有安全性1自然安全性2非能动的安全性定义：建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即实现安全无须依赖外部动力84/622.4.2反应堆的固有安全性1自然安全性2非能动的安全性控制棒借助重力，落入堆芯实现紧急停堆事故状态，惰性飞轮推动水泵继续工作导出衰变余热利用热水与冷水的密度差建立自然循环导出衰变余热85/62辐射及其危害2.4.1反应堆的固有安全性2.4.2核电站安全性2.4.3核电站安全事故2.4.42.4.3核电站安全性——安全原则为了保证核电站的安全，现有核电厂的设计、建造和运行贯彻了纵深防御的安全原则：在放射源与外界环境之间设置了四道屏障确保多道屏障有效的多级防御87/622.4.3核电站安全性——安全原则1234核燃料芯块燃料元件包壳压力容器和封闭的一回路系统安全壳四道屏障88/622.4.3核电站安全性——安全原则1234核燃料芯块燃料元件包壳压力容器和封闭的一回路系统安全壳四道屏障1.耐高温、辐射、腐蚀的二氧化铀陶瓷核燃料2.保留住98%以上的放射性裂变物质3.只有穿透能力较强的中子和γ射线能出来89/622.4.3核电站安全性——安全原则1234核燃料芯块燃料元件包壳压力容器和封闭的一回路系统安全壳四道屏障1.二氧化铀陶瓷芯块被装入包壳管组成了燃料棒2.锆合金燃料元件包壳防止气体裂变产物及裂变碎片的外逸3.逸出的裂变气体，可存于燃料-包壳间隙或燃料元件端部的气隙90/622.4.3核电站安全性——安全原则1234核燃料芯块燃料元件包壳压力容器和封闭的一回路系统安全壳四道屏障1.流动被限制在压力容器及一回路环路内2.压力容器与一回路管道组成了又一道屏障91/622.4.3核电站安全性——安全原则1234核燃料芯块燃料元件包壳压力容器和封闭的一回路系统安全壳四道屏障1.阻止放射性物质向环境扩散的最后一道屏障2.一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很好的防护作用92/62辐射及其危害2.4.1反应堆的固有安全性2.4.2核电站安全性2.4.3核电站安全事故2.4.42.4.4核电站安全事故——核泄漏等级标准1级2级3级违反操作安全准则，对外部没有影响严重违反安全准则或者内部可能已有核物质污染扩散，对外部没影响

极小量放射性物质释放，居民受到程度小于规定值的影响，工作人员健康受一定影响核事件94/622.4.4核电站安全事故——核泄漏等级标准4级5级6级很有限但明显高于标准的核物质释放到厂外；或反应堆严重受损；或内部人员受严重辐射出现核污染泄露到工厂外，需要采取一定的措施来挽救一部分核物质泄漏到工厂外，需要立刻采取补救措施核事故7级大量核污染泄漏到工厂外，使附近大范围的居民和环境受到严重影响95/622.4.4核电站安全事故——核电站事故分析三里岛核事故时间：1979年3月28日凌晨地点：美国宾夕法尼亚州哈里斯堡，萨斯奎哈纳河三里岛核事故评级：第五级96/622.4.4核电站安全事故——核电站事故分析三里岛核事故时间：1979年3月28日凌晨地点：美国宾夕法尼亚州哈里斯堡，萨斯奎哈纳河三里岛核事故评级：第五级事故原因：

冷却剂流入反应堆时，流经过滤器出现周期性泄露，部分泄露的水进入气动系统，使水泵停止工作。

反应堆无法冷却，同时安全阀出现故障，导致氢气爆炸，堆芯熔化。97/622.4.4核电站安全事故——核电站事故分析三里岛核事故时间：1979年3月28日凌晨地点：美国宾夕法尼亚州哈里斯堡，萨斯奎哈纳河三里岛核事故评级：第五级存在问题：维护其他反应堆时关闭了输水阀门，但事后并未打开轻视周期性泄露问题高压注水降温时过早停止注水主冷却泵发生振动时，工作人员将其关闭，导致堆芯冷却情况恶化98/622.4.4核电站安全事故——核电站事故分析日本福岛核事故时间：2011年3月11日地点：位于日本列岛最大的岛屿本州东北地区的南部核事故评级：六级99/622.4.4核电站安全事故——核电站事故分析日本福岛核事故时间：2011年3月11日地点：位于日本列岛最大的岛屿本州东北地区的南部核事故评级：六级事故原因：

日本遭受里氏9.0级强震，同时引发海啸。强震使反应堆停堆，外电供应不足导致冷却系统无法正常运作，海啸淹没备用机房。

随即在降温过程中发生金属锆与水反应，生成大量氢气，引发电站发生爆炸。100/622.4.4核电站安全事故——核电站事故分析日本福岛核事故时间：2011年3月11日地点：位于日本列岛最大的岛屿本州东北地区的南部核事故评级：六级存在问题：地震及其引发的海啸造成福岛第一核电厂多机组、长时间断电，超出了核电厂设计考虑的范围外部救援不及时，电力供应不及时未预计发生氢气爆炸现象，造成最后一道安全屏障的破坏应急撤离范围超出预期安全壳通风系统不良严重事故培训不到位101/622.4.4核电站安全事故——核电站事故分析切尔诺贝利核事故时间：1986年4月26日凌晨地点：在前苏联统治下乌克兰境内，切尔诺贝利核电站核事故评级：七级102/622.4.4核电站安全事故——核电站事故分析切尔诺贝利核事故时间：1986年4月26日凌晨地点：在前苏联统治下的乌克兰境内，切尔诺贝利核电站核事故评级：七级事故原因：由于工作人员违章操作、判断失误，加上反应堆设计缺陷，特别是没有安全壳等原因，导致了核电史上一次最严重的事故。4号堆出现了瞬发超临界，功率剧增，堆芯熔化，蒸汽爆炸，石墨燃烧。

大量放射性物质逃逸，并通过大气扩散，使白俄罗斯、乌克兰和俄罗斯受到不同程度的污染。103/622.4.4核电站安全事故——核电站事故分析经历福岛核事故之后，重新开始走向复苏技术发展使核电安全性进一步提高美国、欧洲、日本开发先进轻水堆核电站“第三代”核电站取得重大进展，有的已投入商业运行核电是当前唯一可大规模替代化石燃料的清洁能源仍受到世界各国的重视104/62课堂习题什么是当量剂量？请说明其在辐射防护中的作用。核电站安全原则中提到的四道屏障是指哪些？请分别解释。105/62感谢各位同学！第五节可控核聚变及其未来利用方式（自学）认识核聚变反应2.5.1实现可控核聚变的条件2.5.2实现可控核聚变的方法2.5.3核聚变发电研究进展2.5.4认识核聚变反应2.5.1实现可控核聚变的条件2.5.2实现可控核聚变反应的方法2.5.3核聚变发电研究进展2.5.42.5.1认识核聚变核聚变:质量较轻的原子在超高温下发生的原子核聚合作用，生成新的质量较重的原子核并且释放出巨大的能量。热核聚变：大规模的核聚变反应通常需要在极高温条件下（约1亿℃以上）进行，称为热核聚变氘氦聚变示意图典型的热核聚变恒星内部110/622.5.1认识核聚变——核聚变过程提供能量加入原料高温（约10万摄氏度）电离态更高温度（上亿度）核聚变放出大量能量利用111/622.5.1认识核聚变——核聚变过程：电离化让电子摆脱原子核的束缚，使原子核可以自由运动并且裸露出来，让两个原子核可以接触。112/622.5.1认识核聚变——核聚变过程：聚变反应。原子核原子核库仑斥力

原子核发生接触或碰撞巨大的热能克服静电斥力极高的温度（约1亿度）赋予能量在强相互作用力作用下结合聚变赋予能量113/622.5.1认识核聚变——常见核聚变反应氘氚聚变（D-T反应）特点：该反应可以在较低温度下实现，在相同温度下，其反应速率比其他反应要大，反应释能也多，氘氘聚变（D-D反应）

（两反应概率相同）特点：利用时由于放出带电粒子质子，可以考虑采用磁流体技术直接发电的转换方式。114/622.5.1认识核聚变——常见核聚变反应氘氦聚变特点：氘氦聚变反应性较低，电子密度较高，其聚变功率降低。反应过程中会附带氘氘反应，进而产生中子。氦-3聚变特点：不会产生中子，可以减轻设备材料的辐射损伤，降低放射性水平。115/62认识核聚变反应2.5.1实现可控核聚变的条件2.5.2实现可控核聚变的方法2.5.3核聚变发电研究进展2.5.42.5.2实现可控核聚变的条件——核聚变的对比氢弹：采用原子弹产生的高温高压，使氢弹中的核聚变燃料依靠惯性挤压在一起，从而产生核聚变反应。在极短的时间内释放大量能量。可控核聚变：能够稳定可控地进行下去的核聚变反应，即不能使得反应物因为不能满足反应条件而导致反应停止，也不能让反应失去控制。117/622.5.2实现可控核聚变的条件前提足够的动能足够的原子反应，输出能量大于输入关键人类能量来源Z-Machine惯性约束核聚变设备118/622.5.2实现可控核聚变的条件——极高的温度点火温度足够能量核聚变反应需要在高温下进行（1亿℃以上）能量生成速率与能量损失速率的平衡克服静电斥力119/622.5.2实现可控核聚变的条件——充分的约束高温下的等离子体十分不稳定，被约束时间短。必须将高温等离子体维持相对足够长的时间，以便充分地发生聚变反应，释放出足够多的能量。等离子体密度影响必要约束时间劳逊判据对可控核聚变，气体密度n和约束时间τ的乘积nτ必须满足一定条件。对D-T聚变，nτ需大于1016s/cm3，而对D-D聚变，nτ需大于1014s/cm3。120/62认识核聚变反应2.5.1实现可控核聚变的条件2.5.2实现可控核聚变的方法2.5.3核聚变发电研究进展2.5.42.5.3实现可控核聚变的方法——问题及解决方案核聚变所属区域需要用特殊的方法来约束惯性约束磁约束约束122/622.5.3实现可控核聚变的方法——惯性约束惯性约束聚变（ICF)：利用粒子的惯性作用来约束粒子本身，从而实现核聚变反应。原理：利用驱动器提供的能量使靶丸中的核聚变燃料（氘、氚）形成等离子体，在这些等离子体粒子由于自身惯性作用还来不及向四周飞散的极短时间内，通过向心爆聚被压缩到高温、高密度状态，从而发生核聚变反应。激光约束装置123/622.5.3实现可控核聚变的方法——惯性约束高压的氘氚混合气体大功率激光照射等离子体惯性作用下压缩并被加热发生核聚变反应靶丸中激光约束124/622.5.3实现可控核聚变的方法——惯性约束靶丸注入爆炸室燃料注入气缸活塞压缩燃料混合气体消融等离子体飞散时的反作用力压缩燃料压缩到高温高密的燃料首先在芯部点火燃烧火花塞将压缩的燃料点燃燃料混合体以爆炸方式燃烧，驱动活塞和曲轴核反应能量被反应物带走惯性核聚变内燃机125/622.5.3实现可控核聚变的方法——惯性约束问题：用激光或其他粒子束引起靶丸“聚爆”，与氢弹爆炸类似，是难以控制的。展望：可以用激光核聚变的方法有节制地引爆一个个微型“氢弹”得到连续的能量输出。激光照射靶件时，辐射空腔两端的光线情况示意图惯性约束核聚变的问题与展望126/622.5.3实现可控核聚变的方法——磁约束磁约束：用特殊形态的磁场把氘、氚等轻原子核和自由电子组成的、处于热核反应状态的超