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                核裂变的加工利用

                发布时间: 2014-07-15 12:53:46   作者:无   来源:

                 

                第一部分:概述
                第二部分:技术原理
                第三部分:国内发展和应用现状
                第四部分;国外发展和应用现状
                第五部分:经典案例
                第六部分:参考文献
                 
                概述
                核能俗称原子能,它是指原子核里的核子(中子或质子)重新分配和组合时释放出来的能量。核能分为两类,一类叫核裂变能,它是指重元素(铀或钚等)的原子核发生裂变时释放出来的能量。另一类叫聚变能,它是指轻元素(氘和氚)的原子核在发生聚变反应时释放出来的能量。核能的利用主要有两方面,核能是人类最终解决能源问题的希望。核能技术的开发,对现代社会会产生深远的影响。一是核裂变能,核能的成就虽然首先被应用于军事目的,但其后就实现了核能的和平利用,其中最重要也是最主要的是通过核电站来发电。二是核聚变能人类将最终解决能源需求的希望,寄托在受控核聚变的实现和推广上。核聚变能是利用轻原子核(如氘-氘或氘-氚)在极高温度(几千万度或上亿度)下聚合成较重的原子核(如氦)过程中释放出来的巨大的能量。
                原子能发电站又称核电站,就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。压水堆核电站主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统所组成。下图表示出压水堆核电站主要系统原理流程。
                 
                技术原理
                a) 核反应堆:
                ⑴核裂变反应堆通过受控制的核裂变来获取核能:所获核能以热量为形式从核燃料中释出,现行核电站所用的全为核裂变反应堆,核裂变反应堆的输出功率为可调。核裂变反应堆也可依世代分类,比如说第一、第二和第三代核反应堆。现在的标准核反应堆都为压水式核反应堆(PWR)。快中子式核反应堆,快中子式反应堆产生的核废料较少,其核废料的半衰期也大大短於其它型式反应堆所产生的核废料,但这种反应堆很难建造,运营成本也高。快中子式反应堆也可以当作增殖型核反应堆,而热中子式核反应堆一般不能为此。
                ①压水式核反应堆 (PWR): 这种反应堆完全以高压水来冷却并使中子减速(即使在温度极高时也是这样)。大部分正在运行的反应堆都属于这一类。尽管在三哩岛出事的反应堆就是这一种,一般仍认为这类反应堆最为安全可靠。这是一种热中子式核反应堆。中国大陆秦山核电站一期工程、大亚湾核电站和台湾核三厂的反应堆为此型。
                 
                ②沸水式反应堆 (BWR): 这些反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂,但水压较前一种稍低。正因如此,在这种反应堆内部,水是可以沸腾的,所以这种反应堆的热效率较高,结构也更简单,而且可能更安全。其缺点为,沸水会升高水压,因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来,。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。台湾核一厂和核二厂两座发电厂的反应堆为此型。
                ③压重水式核反应堆 (PHWR): 这是由加拿大设计出来的一种反应堆,(也叫做CANDU),这种反应堆使用高压重水来进行冷却和减速。这种反应堆的核燃料不是装在单一压力舱中,而是装在几百个压力管道中。这种反应堆使用天然铀为核燃料,是一种热中子式核反应堆。这种反应堆可以在输出功率开到最大时添加核燃料,因此能高效利用核燃料(因为可作精确控制)。大部分压重水式反应堆都位于加拿大,有一些出售到阿根廷、中国、印度(未加入防止核武器扩散条约)、巴基斯坦(未加入防止核武器扩散条约)、罗马尼亚和南韩。印度也在它的第一次核试爆后运行了一些压重水式核反应堆(一般被称为“CANDU的变种”)。中国大陆秦山核电站三期工程的反应堆为此型。
                ④石墨轻水型核反应堆(RBMK): 这是一种苏联的设计,它在输出电力的同时还产生钚。这种反应堆用水来冷却并用石墨来减速。RBMK型与压重水型在某些方面具有相同之处,即可以在运行中补充核燃料,并且使用的都是压力管。但是与压重水型不同的是,这种反应堆不稳定,并且体积太大,无法装置在外罩安全壳的建筑物里,这点很危险。RBMK型还有一些很重大的安全缺陷,尽管其中一些在切尔诺贝利核事故后被改正了。一般认为RBMK型是最危险的核反应堆型号之一。切尔诺贝利核电站拥有四台RBMK型反应堆。
                ⑤气冷式反应堆 和 高级气冷式反应堆: 这种反应堆使用石墨作为减速剂,并用二氧化碳作为冷却剂。其工作温度较压水式反应堆更高,因此热效率也更高。一部分正在运行的反应堆属于这一类,大部分位于英国。老式的核电站(也就是Magnox式)已经或即将关闭。但高级气冷式核反应堆还会继续运行10至20年。这是一种热中子式核反应堆。关闭这种核电站的费用很高,因其反应炉核心很大。
                ⑥液态金属式快速增殖核反应堆 (LMFBR): 这种反应堆使用液态金属作为冷却剂,而完全不用减速剂,并且在发电的同时生产出比消耗量更多的核燃料。这种反应堆在效率上很接近压水式反应堆,而且工作压力不需太高,因为液态金属即使在极高温下也不需加压。法国的超级凤凰核电站和美国的费米-I核电站用的都是这种反应堆。1995年,日本的“文殊”核电站发生液态钠泄漏,预计将会在2008年重新开始运行。这三个核电站都用到了液态钠。这是一种快速中子式反应堆而不是热中子式反应堆。液态金属式反应堆分为两种:
                ⑦液态铅式反应堆: 这种反应堆使用液态铅来作为冷却剂,铅不但是隔绝辐射的绝佳材料,还能承受很高的工作温度。还有,铅几乎不吸收中子,所以在冷却过程中损失的中子较少,冷却剂也不会变成带放射性。与钠不同的是,铅是惰性元素,所以发生事故的几率也较小,但是,应用如此大量的铅就不得不考虑毒性问题,而且清理起来也很麻烦。这种反应堆经常用的是铅铋共熔合金。在这种情况下,铋会产生一些小的放射性问题,因为它会吸收少量中子,而且也比铅更容易变得带放射性。
                ⑧液态钠式反应堆: 大部分液态金属式反应堆都属于这一种。钠很容易获得,而且还能防止腐蚀。但是,钠遇水即剧烈爆炸,所以使用时一定要小心。虽然这样,处理钠爆炸并不比处理压水式核反应堆中超高温轻水的泄漏麻烦到哪里去。
                ⑵放射性同位素温差发电机通过被动的衰变来获取热量: 一些放射性同位素温差发电机被用来驱动太空探测器(比如卡西尼-惠更斯号),苏联的一些灯塔,和某些心脏起搏器。这种发电机产生的热会随著时间逐渐减少,其热能通过温差电效应转换成电能。
                b) 主泵: 如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话,那主泵则是心脏。生的热量及时传递出来。
                c) 稳压器: 又称压力平衡器,是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时,起保持压力的作用;在发生事故时,提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统,当反应堆里压力过高时,喷洒冷水降压;当堆内压力太低时,加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
                d) 蒸汽发生器 它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水,并使之变成蒸汽,再通入汽轮发电机的汽缸作功。
                e) 安全壳 用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。
                f) 汽轮机 核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异,所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低,所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。
                g) 危急冷却系统 为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生,近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后,安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水,喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果,限制事故蔓延。
                h) 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式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。
                i) 冷却系统中的冷却剂:为了将裂变的热导出来,反应堆必须有冷却剂,常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。冷却剂在一回路中每循环一次流过堆芯的次数,称为流程数。
                 
                j) 慢化系统中的慢化剂:由于慢速中子更易引起铀-235裂变,而中子裂变出来则是快速中子,所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料,就叫慢化剂,一般慢化剂有水、重水、石墨等。
                k) 反射层:反射层设在活性区四周,它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去,减少中子的泄漏量。
                l) 屏蔽系统:反应堆周围设屏蔽层,减弱中子及γ剂量。
                m) 辐射监测系统:该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。
                 
                国内发展和应用现状
                官方正计划调整核电中长期发展规划,加快沿海核电发展,力争2020年核电占电力总装机比例达到百分之五以上。之前在核电规划中,核电比重为百分之四。中国目前建成和在建的核电站总装机容量为870万千瓦,到2010年中国核电装机容量约为2000万千瓦,2020年约为4000万千瓦。到2050年,根据不同部门的估算,中国核电装机容 量可以分为高中低三种方案:高方案为3.6亿千瓦(约占中国电力总装机容量的30%),中方案为2.4亿千瓦(约占中国电力总装机容量的20%),低方案为1.2亿千瓦(约占中国电力总装机容量的10%)。中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划,准备到2020 年中国电力总装机容量预计为9亿千瓦时,核电的比重将占电力总容量的4%,即是中国核电在2020年时将为3600-4000万千瓦。也就是说,到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。
                 
                国外发展和应用现状
                核电自50年代中期问世以来,目前已取得长足的发展。到2007年中期,世界上共有439座发电用核反应堆在运行,正在建造的发电反应堆有30座。目前世界上有30多个国家和地区有核电厂发电,核发电量占世界总发电量的17%,其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一,有的国家超过70%。我国目前已经投运的核电机组有11台,总装机容量910万千瓦。2008年,核电占全国电力装机总容量的1.3%,核电年发电量683.94亿千瓦小时,占全国总发电量的2%左右。
                 
                经典案例
                关注美国国家点火装置(NIF)进展情况的英国科学家,计划在英国兴建世界首座核聚变电站,并表示有望在20年内投产
                核电站名称 ;规模; 地址; 建设/投运时间; 承包商/规格   
                秦山核电站(一期): 30万千瓦压水堆 浙江省海盐县 1985.3/1994.4 自主设计/建造/管理/第二代  
                大亚湾核电站: 2台98.4万千瓦的压水堆核电机组 广东省 1987.8/1994.5 法国法马通公司/第二代   
                秦山核电站(二期): 2台65万千瓦压水堆核电机组 浙江省海盐县 1996.6/2002.4 1997.3/2004.5 自主设计/建造/管理/第二代   
                秦山(重水堆)核电站(三期):2台700兆瓦级核电机组 浙江省海盐县 1998.6/2003.7 加拿大原子能公司/第二代   
                田湾核电站: 4台百万千瓦级核电机组江苏省连云港市 1999.10开工 俄罗斯原子能公司/第二代   
                岭澳核电站(一期): 2台99万千瓦的压水堆核电机组 广东省 1997.5/2003.1 法国法马通公司/第二代   
                岭澳核电站(二期): 2台百万千瓦级压水堆核电机组广东省 2005年12月动工 法国法马通公司/第二代   
                三门核电站: 6台百万千瓦级核电机组浙江省 计划2009年3月开工 国际招标确定用第三代核电AP1000技术   
                海阳核电站: 6台百万千瓦级核电机组山东省 计划2009年9月开工 国际招标确定用第三代核电AP1000技术 .
                 
                参考文献
                [1] 李永 方锦清 刘强,全球核电站网络及其若干特性研究,原子能科学技术,2010年9月,第44卷第9期