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1、主讲 2016.5.31 核反应及应用之反应堆 2016年10月9日8时48分2 核反应理论 裂变反应堆 终结与展望 2016年10月9日8时48分 No.3 核裂变（Nuclear fission） l又称核分裂，是一个原子核分裂成几个原子核的变化。 一般由重的原子（主要是指铀或钚）分裂成较轻的原子 的一种核反应形式。 l一个重核吸收一个中子分裂成两个轻核，同时放出数个 中子和一定的能量。 l常用的易裂变核： U-233，U-235 Pu-239，Pu-241 2016年10月9日8时48分 No.4 U-235核裂变反应式 lU-235每次裂变平均 放出2.43个中子。 2016年10月9
2、日8时48分 No.5 核裂变释放的能量 l1个U-235原子核裂变平均释放的总能量：200MeV l1kgU-235完全裂变释放的能量：19,600,000,000 kcal 比较 化石燃料完全燃烧放出的化学能： 1kg标准煤 7,000 kcal 1L重油 9,900 kcal 1m3天然气 9,800 kcal 1kgU-235裂变释放的能量相当于2800吨标准煤燃烧释放 的能量 2016年10月9日8时48分 No.6 核裂变链式反应 l裂变反应中放出的 中子与其它可裂变 核碰撞，引起新的 核裂变，放出第二 代中子，再引起核 裂变反应，放出第 三代中子，如此持 续下去的过程。 2016
3、年10月9日8时48分 No.7 维持链式反应的条件 核裂变放出中子的三条出路 l飞走 l被吸收，不引起新的裂变 l被裂变核吸收，引起新的裂变 中子数=1，就可使裂变反应持续下去。自持型 中子数1，裂变反应越来越强。发散型 中子数1，裂变反应越来越弱。收敛型 2016年10月9日8时48分 No.8 核聚变（Nuclear fusion） l指由质量小的原子， 主要是指氘或氚，在 一定条件下（如超高 温和高压），发生原 子核互相聚合作用， 生成新的质量更重的 原子核，并伴随着巨 大的能量释放的一种 核反应形式。 2016年10月9日8时48分 No.9 核聚变的两大优点 l核聚变能可为人类提供
4、“取之不尽用之不竭”的能源。 地球上仅在海水中就有45万亿吨氘，1升海水中所含的 氘，经过核聚变可提供相当于300升汽油燃烧后释放出 的能量。地球上蕴藏的核聚变能约为蕴藏的可进行核裂 变元素所能释出的全部核裂变能的1000万倍，可以说是 取之不竭的能源。至于氚，虽然自然界中不存在，但靠 中子同锂作用可以产生，而海水中也含有大量锂。 l核聚变不会产生污染环境的放射性物质。 2016年10月9日8时48分 No.10 核聚变的实现方式 l聚变反应需要非常高的温度（上亿摄氏度），以克服两 个带正电的氘核之间的巨大排斥力 l目前主要的几种可控核聚变方式： l超声波核聚变 l激光约束（惯性约束）核聚变
5、l磁约束核聚变（托卡马克） l目前，实现受控核聚变还存在许多困难，核聚变能的大 规模和平利用还尚需时日 2016年10月9日8时48分 No.11 ITER计划背景 u1985年，在美、苏首脑的倡议和IAEA的赞同下，一项 重大国际科技合作计划“国际热核试验堆（ International Thermonuclear Experimental Reactor，简称ITER）”得以确立，其目标是要建造一 个可自持燃烧的托卡马克聚变实验堆，验证聚变反应 堆的工程可行性，聚变输出功率可达1500兆瓦。 uITER计划独立于IAEA之外，由俄、日、美、欧四方共 同承建，中国作为全权独立成员加入ITER
6、计划。按 ITER组织原则，中国将承担ITER工程总造价46亿美元 的10%，并享受全部知识产权。 2016年10月9日8时48分 No.12 裂变反应堆发展 从 1954 年苏联建成了第一座核电站奥伯宁斯克核电站开始，到目 前为止，核电技术的发展经历了四个过程： 第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开 发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及 英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。 第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础 上开发建设的大型商用核电站，如加拿大坎度堆、苏联的压水堆 等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。 第三代是
7、指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始 运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更 高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压 水堆等。 第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程 度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性 好、废物产生量小，并能防止核扩散。 2016年10月9日8时48分 No.13 裂变反应堆分类 （1）按照功能分类 按用途分有三类：研究试验堆，生产堆， 动力堆。 （2）按照中子能谱分类 按照激发核燃料裂变的中子能量的高 低，可将核反应堆分为快中子堆、中能中子堆和热中子堆。 （3）按照慢
8、化剂分类:轻水堆、重水堆、石墨慢化反应堆等。 （4）按照冷却剂分类: 气冷反应堆包括CO2冷却和He气冷却； 轻水冷却反应堆主要包括压水堆和沸水堆；还有重水冷却的重 水反应堆；液态金属冷却的主要有钠冷、铋冷、锂冷、铅铋合 金冷却反应堆等。 （5）按照核燃料分类:分成天然铀燃料堆、稍加浓铀燃料堆、 加浓铀燃料堆几种类型。 目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍 或具有良好发展前景的，主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR ）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（ LMFBR）等五种堆型。 2016年10月9日8时48分 No.14 压水堆（60%） u 压水堆(
9、PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆 堆型。压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，铀-235的 富集度约3%。核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷 燃料芯块。 u 压水堆冷却剂入口水温一般在300 oC左右，出口水温330 oC左右，堆内压力15.5 MPa。大亚湾和秦山核电厂就是压 水堆核电厂。 u 在压水堆核电厂中，一回路的冷却剂通过堆芯时被加热， 随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产生 蒸汽。 2016年10月9日8时48分 No.15 压水堆优缺点 l 用轻水作慢化剂和冷却剂的压水堆最显著的特点是结 构紧凑，堆芯的功率密度大。 l 压水堆核电站结构紧凑，堆芯功率密度大
10、，加上轻水 的价格便宜，导致压水堆在经济上基建费用低和建设 周期短。 n 为提高出口水温，为此就必须提高压力。为了提高压 力，就要有承受高压的压力容器。这就导致压力容器 的制作难度和制作费用的提高。 n 必须采用有一定富集度达到3%左右核燃料，因而压水 堆核电站要付出较高的燃料费用。 2016年10月9日8时48分 No.16 沸水堆（23%） u冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14（重量）被变 成蒸汽。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽 水分离器和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸 水堆的控制棒只好从堆芯下方插入。 u沸水堆的冷却剂循环流程的特点是堆芯内具有一个冷 却剂再循环系统。流经堆芯的
11、水仅有部分变成水蒸汽 ，其余的水必须再循环。从圆筒区的下端抽出一部分 水由再循环泵将其唧送入喷射泵。 2016年10月9日8时48分 No.17 沸水堆的优缺点 l 直接循环。核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机，推动汽轮 发电机组发电，省去一个回路，因而不再需要昂贵的、压水堆中 易出事故的蒸汽发生器和稳压器，减少大量回路设备。 l 工作压力可以降低。将冷却水在堆芯沸腾直接推动蒸汽轮机的技 术方案可以有效降低堆芯工作压力。为了获得与压水堆同样的蒸 汽温度，沸水堆堆芯只需加压到约70个大气压是压水堆堆芯工作 压力的一半。这使系统得到极大地简化，能显著地降低投资。 l 堆芯出现空泡。与压水堆相比，
12、沸水堆最大的特点是堆内有气泡 ，空泡的反应性负反馈是沸水堆的固有特性。它可以使反应堆运 行更稳定，自动展平径向功率分布，具有较好的控制调节性能 等。 n 辐射防护和废物处理较复杂，从而影响核电站的设备利用率。 n 功率密度比压水堆小。 2016年10月9日8时48分 No.18 重水堆 u 重水堆是指用重水(D2O)作慢化剂的反应堆。 u 重水堆核电站动力循环系统与压水堆核电站相似。一回路系统如 图1-13所示，分别为两个相同的循环回路，一个设在反应堆的左 侧，另一个设在反应堆的右侧，对称布置。每一个循环回路由2- 6个蒸汽发生器和2-8合循环泵组成。每个循环回路带走反应堆一 半的热量。一回路
13、中的重水冷却剂在重水循环泵的哪送下由左边 循环回路流入左边压力管进口，在堆芯内冷却元件。重水被加热 升温后从反应堆右边流出，进入右侧循环回路。在右边循环回路 蒸汽发生器中将热量传递给二回路的水。而从蒸汽发生器出口， 重水又由右边循环回路重水泵卿送进入右边压力管，在堆芯内被 加热，然后从堆左边出去，进入左边循环回路的蒸汽发生器中， 再由左侧重水循环泵送入堆芯。如此循环往复将核裂变热能带至 蒸汽发生器传递给二回路，产生的蒸汽送入蒸汽轮机做功，带动 发电机发电. 2016年10月9日8时48分 No.19 重水堆 2016年10月9日8时48分 No.20 CANDU型重水堆 加拿大设计建造的CAN
14、DU堆是压力管卧式重水堆的典型代表。54万 千瓦的皮克灵核电厂，有 390根压力管，压力管内总共放了4680束 燃料组件。每个燃料棒束内有37根燃料元件棒，因此这些燃料组件 共由大约17万根燃料元件棒组成。压力管内冷却燃料组件用的高压 重水，压力为100个大气压，温度300C。外套排管与重水排管容 器是焊在起的，重水慢化剂不加压，温度约70C。裂变产生的 中子在压力管内得不到充分慢化，主要在排管外慢化。将慢化剂保 持低温，除了可以避免高压，还可以减少铀238对中子的共振吸 收，有利于实现链式反应。 2016年10月9日8时48分 No.21 重水堆优缺点 l 中子经济性好，可以采用天然铀作为核
15、燃料。重水和天然水，(也就是轻水) 的核特性相差很大。吸收热中子的几率比轻水要低两百倍高于其他慢化剂。 重水吸收热中子的几率小，所以中子经济性好。以重水慢化的反应堆，可以 采用天然铀作为核燃料。从而使得建造重水堆的国家，不必建造浓缩铀厂。 l 中子经济性好，比轻水堆更节约天然铀。由于重水吸收的中子少，所以重水 慢化的反应堆，中子除了维持链式反应外，还有较多的剩余可以用来使铀- 238转变为钚-239，使得重水堆不但能用天然铀实现链式反应，而且比轻水 堆节约天然铀20%。 l 压力管卧式重水堆的设计，使不停堆换料得以实现，满足核电站连续不断发 电的要求。 n 重水堆的功率密度低。由于重水慢化能力
16、比轻水低，为了使裂变产生的快中 子得到充分的慢化，堆内慢化剂的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天 然铀等原因，同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左右。 n 重水费用占基建投资比重大。20t天然水中含有3kg重水。虽然从天然水中提 取重水，比从天然铀中制取浓缩铀容易，但是由于天然水中重水含量低，所 以重水仍然是一种相当昂贵的材料。由于重水用量大，所以重水的费用约占 重水堆基建投资的六分之一以上。 2016年10月9日8时48分 No.22 高温气冷堆 u高温气冷堆是气冷堆的进一步发展，气冷堆是以石墨作 为慢化剂，二氧化碳或者氦气作为冷却剂的反应堆。它 是出现最早的反应堆，早期应用于军事目的，用天然铀 石墨慢化反应堆来生产钚制造核武器。 u高温气冷堆是一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、 石墨作中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂的先进热中子 转化堆。 u高温气冷堆的核燃
