第三章核能.ppt

1、第三章 核 能,能源世界的明星,1 概 述,一、核能及其利用 1、核能：原子能 原子核结构发生变化时释放出的能量 在希腊文中，原子（atomic）不可再分割的微粒； 原子核由带正电的质子和不带电的中子组成； 核力把质子和中子紧紧地聚集在一起。,物理学家阿尔伯特.爱因斯坦,物质质量和能量原来是同一事物两种不同表现形式 物质能量转换方程： E=mc2 把已经分散的中子和质子重新集合后的总质量小于原来原子核质量 质量亏损 能量 只要很少一点物质就能转化巨大的能量 1g质量2497万kw.h8900（t）煤,爱因斯坦的质能关系式,丢失的质量哪里去了？,当质量数小于60或大于60的原子核由于某种原因向质

2、量数等于60这个方向变换时，比结合能增大。也就是说，在这样的变换中必定伴随着能量的释放。,两种释放能量的途径,2、核 裂 变,作为能源的核反应：裂变反应和聚变反应 （1）核衰变 质子间的排斥力与核力彼此抗争的结果，会有由质子和中子组成的粒子逃出射线 中子变成质子，放出高速电子射线 原子核在发射了和粒子后常伴有射线的发射 核衰变原子核自发地发射、射线的过程 半衰期原子核数目减少到原来一 半所需要的时间,（2）核裂变,核裂变 自发裂变 感生裂变 1938年德国科学家哈恩在实验室重复用中子轰击原子核的试验 奥地利女科学家梅特纳用数学方法分析了实验结果，提出了在中子作用下铀原子核裂变的大胆解释 铀原子

3、核在分裂过程中产生大量的能量 铀原子核裂变放出能量的同时，还放出23个中子,由中子引发的重原子核的分裂,中子 碰撞吸收 能量 原子核 分裂 中子 + 原子核 新裂变 碰撞 原子核的连续裂变才能提供实际可用的能源,核裂变反应,不受控制的链式反应,中子,受控制的链式反应,中子,（3）核裂变能,核裂变能将平均结合能较小的重核分裂为两个或多个平均结合能大的中等质量的原子核，所释放出的核能 U裂变典型反应：,一 个U-235原子核裂变时放出大约200MeV的能量 1（g）U-235内含有的原子核数： 6.023 1023/235=2.56 1021 1（g）U-235裂变释放出的能量： 2.561021

4、20019.6 106（ kcal ） 1.0kg U-235全部裂变所生产的能量： 19.6 109（ kcal ）,3、核聚变,通过轻原子的聚合产生能量 核聚变反应热核反应：在几千万度以上的高温条件下才能进行 燃料：氢、氚 氢弹：利用原子核爆炸产生的高温引爆聚变反应 和平利用：受控制热核反应,3、核燃料,(1) 核裂变核燃料 天然铀 通常由3种同位素构成：铀-238，约占铀总量的99.3%；铀-235，占铀的总量不到0.7；还有极少量的铀-234。 主要由于U-235和U-238两种同位素组成。 天然铀中：U-235：0.7%；U-238：99.3%， 它们的化学性质几乎完全相同 U-23

5、5 92个质子，143个中子。 U-238 92个质子，146个中子,U-235：容易裂变化，即能由速度很快能量较大（大于1.0MeV）的快中子引起裂变，也能由速度慢、能量小（0.025ev）的慢中子引起裂变 。主要核燃料 U-238：几乎不裂变，有较强的俘获中子的能力 钚Pu-239：核裂变物质，优质核燃料，人工制造 钍Th-233：吸收一个中子后变成新的核燃料铀234,核燃料的制取和循环,(2) 核聚变燃料,最容易实现核裂变反应的是原子核中最轻的核，例如氢、氘、氚、锂等。 其中最容易实现的热核反应是氘和氚聚合成氦的反应。 作为核燃料之一的氘，地球上的储量特别丰富，每升海水中即含氘0.034

6、 g，地球上有151014亿吨海水，故海水中的氘含量即达450亿吨，因此几乎是取之不尽的。,二、核反应堆的形式,核反应堆是一种进行受控核反应的装置，通过它可将核反应释放出的巨大能量加以利用。,1、慢化剂（减速剂）,使中子速度很快慢下来的物质 对于1200ev的中子，U-238俘获特别强烈，对链式反应不利； 使裂变的中子很快减速越过1200ev能量范围，进入10.025ev的能量范围，即避开了被U-238俘获的范围，而且10.025ev的中子更容易引起U-235的裂变； 对于慢中子，中子速度越慢，引起U-235裂变的机会越大。,原子裂变图经过慢化的中子更容易引起铀-235原子核裂变,快中子,慢化

7、剂,热中子,铀原子核,裂变碎片,快中子通过慢化剂时，与慢化剂原子核进行碰撞。只有慢化剂的原子核与中子质量相近时，能量传递值最大； 慢化剂必须选用轻原子核物质； 适用作慢化剂的物质：普通水、重水、石墨、铍等； 轻元素中的硼、锂等能强烈地吸收中子。不能用作为慢化剂。,在稳定运行的核反应堆中，中子数目保持不变,2. 核反应堆分类,按反应堆用途：生产堆、动力堆、试验堆、供热堆 按反应堆采用的冷却剂：水冷堆、气冷堆、有机介质堆、液态金属堆 按采用的核燃料：天然铀堆、浓缩铀堆、钚堆 按反应堆采用的慢化剂：石墨堆、轻水堆、重水堆 按核燃料均匀分布：均匀堆、非均匀堆 按中子的能量：热中子堆、快中子堆,核反应堆

8、的类型,先进反应堆,沸水反应堆,重水堆,以重水作为冷却剂和慢化剂。由于重水对中子的慢化性能好，吸收中子的几率小，因此重水堆可以采用天然铀作燃料。这对天然铀资源丰富，又缺乏浓缩铀能力的国家是一种非常有吸引力的堆型。 在核电站中，重水堆约占4.5%。重水堆中最有代表性的加拿大坎杜堆 。,气冷堆,以气体作冷却剂，石墨作慢化剂，经历了三代。 第三代为高温气冷堆。采用高浓缩铀作燃料，并用氦作为冷却剂。由于氦冷却效果好，燃料为弥散型无包壳，堆芯石墨又能承受高温，所以堆芯气体出口温度可高达800，故称之为高温气冷堆。 核电站的各种堆型中，气冷堆约占2%3%。,高温气冷堆,快 堆 由于快堆堆芯中没有慢化剂，故

9、堆芯结构紧凑、体积小，功率密度比一般轻水堆高48倍。由于快堆体积小，功率密度大，故传热问题显得特别突出。 供 热 堆 供热堆是专门用于供热的一种反应堆，当然也可以利用供热堆提供的热能，采用吸收式制冷或喷射制冷的方式实现冷、热联产；或用于海水淡化。,3、反应堆的构成,核反应堆由三部分组成 （1）堆芯： 装核燃料的部分，发生裂变反应的地方，是反应堆的心脏 （2）堆壳：保护堆芯，防止放射性裂变产物外漏。 反射层、生物防护层 （3）控制系统：启动、停闭反应堆及调节功率 控制棒：控制中子数目控制堆内的燃料速率 调节棒：自动调节反应堆功率 安全棒：发生事故时，瞬间插入，中止反应,天然铀石墨气冷堆,天然铀为

10、燃料 石墨为慢化剂 二氧化碳为气体进行冷却或载热 堆芯由石墨块组合而成，石墨砌体中设有许多孔道（可多达2000个），内装燃料棒或控制棒,2 核电站基本工作原理及系统,一、基本原理 核电站与火电站的区别仅在于热源的不同.将热能转换为机械能，再转换成电能的装置则基本相同 核燃料裂变 热量 一次回路 冷却水 蒸汽 发生器 二次回路 水蒸汽发电,压水堆电站原理示意图,火电站与核电站的区别,二、工作系统,核电站的系统和设备通常由两大部分组成： (1)核的系统和设备， 辅助系统包括以下主要的子系统： 设备冷却水系统、 硼回收系统、 反应堆的安全壳及喷淋系统、 核燃料的装换料及贮存系统、 安全壳及核辅助厂房

11、通风和过滤系统、柴油发电机组。 (2)常规的系统和设备， 常规的系统与火电站的系统相似,压水堆核电站的最大特点是整个系统分成两大部分，即一回路系统和二回路系统。 一次回路：利用反应堆核燃料裂变放出的热量加热冷却水的装置。 二次回路：将蒸汽的热能转化为电能的装置 20多个辅助系统： 保证反应堆和一 次回路系统正常运行 提供一次回路系统在运行和停堆时的冷却 控制和处理放射性物质 保证重大事故发生时反应堆和厂房安全 其它辅助系统,压水堆核电站,3 世界核电 的发展,一、关于核能的发现 1939年，法国，约里奥.居里，中子轰击铀原子核，一 分为二，产生巨大能量原子能 1942年，美国，世界第一座核反应

12、堆，人为地控制了链式反应，迈出了核能利用的第一步 1954年，苏联，世界第一座发电的核 反应器 1956年，英国核电站开始运行 1957年，美国，在世界少第一艘核潜艇使用的反应堆基础上，建立压水堆核电站。,世界能源消费量,二、发展中的核电站,国外核电的发展大致分为三个阶段 19541960年，试验阶段 19611968年，实用阶段 1969至今，迅速发展阶段 截至1999年,全世界有29 个国家的433座核电站在运行.其中美国104座,法国59座,日本53座. 法国、比利时、西班牙等国家的核电比例已超过了总发电量的50%以上法国以75%占首位。,到1999年，全世界有29个国家的433座核电站

13、在运行。 目前全世界核电提供的电能占世界电力供应的17%，为此每年可以减少23亿吨CO2的排放量，这意味着如果不使用核电，全世界CO2的排放量将增加10%。 美国三里岛和前苏联切尔诺贝利核电站事故引起公众对核的恐惧。在过去10年中，核电变成了一个倍受争议的话题，它已从世界发展最快的能源沦为发展最慢的能源。,亚洲国家目前有90座核电站,2/3集中在日本。,我国提出原子能发电的设想并不晚，早在1955年中央制定原子能发展计划的12年纲要。 浙江省嘉兴市东南40km的秦山核电站是中国人自行设计的第一座压水反应堆核电站。它于1991年12月15日零时15分一次并网发电成功，结束了中国大陆没有核电站的历

14、史，其总体技术水平达到了国外同类型核电站的先进水平。,世界核电能力发展预测 106kw,核聚变能,包括磁约束聚变和惯性约束聚变 是宇宙恒星发展的主要能源，太阳辐射主要来自其内部持续的核聚变反应 核聚变燃料 氢 一个质子 水 氘 一个质子和一个中子 重水 氚 一个质子和二个中子 超重水,4 核电站的安全性和可靠性,一、安全性 1、怎样理解安全性 绝对安全是不存在的，权衡利弊，正确取舍 在利用各种自然能源生产电能时，危险程度以生产单能所造成的伤亡数，同时考虑全生产过程。 人们认为核能危险性比利用其他自然能源发电危险更大，这是一种误解。,核电和火电的危害性比较（在每人利用1.0 kw电的人中）,2、

15、反应堆不会象原子弹那样爆炸,原子弹：在瞬间释放巨大能量的装置 反应堆：人工可控的缓慢有节奏地释放核能的 装置 装料浓度不同：反应堆 U-235 2%5% 原子弹 高浓度U-235 90% 构造不同：原子弹 高浓度U-235小块，烈性炸药 反应堆 燃料为棒束，安全棒，控制棒， 没 有引爆,核弹是由高浓度（90%）的裂变物质（几乎是纯235U或纯239Pu）和复杂精密的引爆系统组成的。 当引爆装置点火起爆后，弹内的裂变物质被爆炸力迅猛地压紧到一起，大大超过了临界体积，巨大核能在瞬间释放出来，于是产生破坏力极强的、毁灭性的核爆炸。,反应堆结构与原子弹结构有本质区别,低浓铀 U-235 （24%） 天

16、然铀 U-238 U 235（0.7%） 反应堆 高浓铀 U-238 U-238 U-235 （99.3%） 原子弹,3、核电站的危险,不断排出的少量放射性物质 反应堆三道屏障： 燃料包壳 厚钢板 堆芯容器 20cm钢板 安全壳或密封厂房 金属-混凝土-金属 事故状态下能导致大量放射性物质逸出 事故性质：常规事故、 核电事故,为了包围放射性物质，反应堆设有层层防线,反应堆防护墙 安全壳防护墙核燃料,元件包壳 反应堆压力壳 安全壳,防止放射性泄漏的屏障,为了防止放射性裂变物质泄漏，核安全规程对核电站设置了如下7道屏障：陶瓷燃料芯块、 燃料元件包壳、 压力容器和管道、混凝土屏蔽、 圆顶的安全壳构筑

17、物、 隔离区、低人口区。 有了以上7道屏障，加上核工业和核技术的进步，今后是不再可能发生前苏联切尔诺贝利电站那样的事故的。,4、放射性问题,放射性物发射的三种射线的特点： 射线：带正电的粒子流，贯穿能力小，在空气中的最大射程不超过12cm。 射线；高速电子流，在空气射程十几米，在生物软组织中的射程有十几毫米 射线：高能量电磁波。不易被物体阻挡，15cm混凝土可将其放射强度减少一半。,人体每年受到的放射性辐射的剂量约为1.3mSv：,宇宙手续：0.41.0mSv，取决于海拔高度 地球辐射：0.31.3mSv，取决于土壤性质 人体：0.25mSv 放射性医疗：0.5mSv 电视：0.1mSv 夜光表盘：0.02mSv 烧油电站：0.02mSv 烧煤电站：1.0mSv 核电站：0.01mSv,天然和人为辐射源引起的癌症和遗传病,二、核电站反应堆的安全措施,紧急停堆