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1、第四章第四章 核能与核电核能与核电核能的来源核能的来源 “核能核能”来源于将核子来源于将核子(质子和中子质子和中子)保保持在原子核中的一种非常强的作用力持在原子核中的一种非常强的作用力核力。核力。 核力和人们熟知的电磁力以及万有引力核力和人们熟知的电磁力以及万有引力完全不同，它是一种非常强大的短程作完全不同，它是一种非常强大的短程作用力。用力。当中子和质子形成原子核时，会放出能当中子和质子形成原子核时，会放出能量，这种能量称为该原子核的结合能。量，这种能量称为该原子核的结合能。 结结合合能能的的大大小小可可以以通通过过爱爱因因斯斯坦坦的的质质能能关系式求得：关系式求得： E=mc2 式中式中
2、E结合能结合能，J； m质量亏损，质量亏损，kg； c光速，光速，m/s；不同原子核俘获中子后得到的结合能不不同原子核俘获中子后得到的结合能不同。同。爱因斯坦的质能关系式爱因斯坦的质能关系式当当质量数小于质量数小于60或或大于大于60的的原子核由于某原子核由于某种原因向质量种原因向质量数等于数等于60这个这个方向变换时，方向变换时，比结合能增大。比结合能增大。也就是说，在也就是说，在这样的变换中这样的变换中必定伴随着能必定伴随着能量的释放。量的释放。两种释放能量的途径两种释放能量的途径根据这一原理，核能的实际利用有两种根据这一原理，核能的实际利用有两种方法：一是目前已达到实用阶段的重核方法：一
3、是目前已达到实用阶段的重核裂变方法，这就是核裂变反应堆的原理；裂变方法，这就是核裂变反应堆的原理； 二是目前还处于研究试验阶段的轻核聚二是目前还处于研究试验阶段的轻核聚变方法，这就是核聚变反应的原理变方法，这就是核聚变反应的原理 。核裂变反应核裂变反应核裂变反应核裂变反应核聚变反应核聚变反应核燃料核燃料核裂变的核燃料核裂变的核燃料核聚变的核燃料核聚变的核燃料核裂变的燃料核裂变的燃料核裂变的核燃料主要是铀。天然铀通常由核裂变的核燃料主要是铀。天然铀通常由3种同位素构成：铀种同位素构成：铀-238，约占铀总量的，约占铀总量的99.3%；铀；铀-235，占铀的总量不到，占铀的总量不到0.7；还有极少
4、量的铀还有极少量的铀-234。与一般的矿物燃料相比，核燃料有两个与一般的矿物燃料相比，核燃料有两个突出的不同特点：突出的不同特点： （1）是生产过程复杂，要经过采矿、加）是生产过程复杂，要经过采矿、加工、提炼、转化、浓缩、燃料元件制造工、提炼、转化、浓缩、燃料元件制造等多道工序才能制成可供反应堆使用的等多道工序才能制成可供反应堆使用的核燃料；核燃料； （2）是还要进行）是还要进行“后处理后处理”。 临时贮藏回收废物处理最终储存产生能量采矿转化浓缩核燃料制作核燃料的循环核燃料的循环铀的浓缩方法：铀的浓缩方法： （1）气体扩散法；）气体扩散法； （2）激光分离法。）激光分离法。 核聚变的核燃料核聚
5、变的核燃料最容易实现核裂变反应的是原子核中最轻的核，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。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其中最容易实现的热核反应是氘和氚聚合成氦的反应。的反应。 作为核燃料之一的氘，地球上的储量特别丰富，作为核燃料之一的氘，地球上的储量特别丰富，每升海水中即含氘每升海水中即含氘0.034 g，地球上有地球上有151014亿亿吨海水，故海水中的氘含量即达吨海水，故海水中的氘含量即达450亿吨，因亿吨，因此几乎是取之不尽的。此几乎是取之不尽的。 世界核能利用的现状世界核能利用的现状 截至截至1999年，全世界有年，全世界有2
6、9个国家的个国家的433座座核电站在运行。核电站在运行。目前全世界核电提供的电能占世界电力目前全世界核电提供的电能占世界电力供应的供应的17%，为此每年可以减少，为此每年可以减少23亿吨亿吨CO2的排放量，这意味着如果不使用核电，的排放量，这意味着如果不使用核电，全世界全世界CO2的排放量将增加的排放量将增加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。在过去事故引起公众对核的恐惧。在过去10年年中，核电变成了一个倍受争议的话题，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它已从世界发展最快的能源沦为发展最慢的能源
7、。慢的能源。但是这种恐核心理导致的核电发展停滞，但是这种恐核心理导致的核电发展停滞，已带来严重的负面影响，例如，已带来严重的负面影响，例如，1999年年瑞典核电占瑞典核电占47%，因为关闭核电站，只，因为关闭核电站，只能被迫向丹麦燃煤电厂购电，不但电费能被迫向丹麦燃煤电厂购电，不但电费上涨，而且导致西欧上涨，而且导致西欧CO2的排放总量超标。的排放总量超标。由于电力紧张，美国也中止了暂停建核由于电力紧张，美国也中止了暂停建核电站的规定，重新起动核电站建设计划。电站的规定，重新起动核电站建设计划。与欧美发达国家相反，亚洲由于经济迅与欧美发达国家相反，亚洲由于经济迅速崛起，核电发展方兴未艾，亚洲目
8、前速崛起，核电发展方兴未艾，亚洲目前共有共有90座核电站在运行，其中座核电站在运行，其中2/3集中在集中在日本。韩国、中国大陆和台湾地区、印日本。韩国、中国大陆和台湾地区、印度、巴基斯坦等仍有许多座新核电站在度、巴基斯坦等仍有许多座新核电站在建设之中。建设之中。由于先进堆型的开发，核电技术的不断由于先进堆型的开发，核电技术的不断完善，核安全程度越来越高，加上全球完善，核安全程度越来越高，加上全球经济的迅速发展，以及为了解决温室气经济的迅速发展，以及为了解决温室气体排放及酸雨等环境问题，核电在未来体排放及酸雨等环境问题，核电在未来20年又将有一个新的发展，对发展中国年又将有一个新的发展，对发展中
9、国家更是如此。家更是如此。反应堆反应堆反应堆的分类反应堆的分类按反应堆的用途分类：生产堆按反应堆的用途分类：生产堆 、动力堆、动力堆 、试验堆、试验堆 、供热堆。、供热堆。按反应堆采用的冷却剂分类：水冷堆、按反应堆采用的冷却剂分类：水冷堆、气冷堆、有机介质堆、液态金属冷却堆。气冷堆、有机介质堆、液态金属冷却堆。反应堆的分类反应堆的分类按反应堆采用的核燃料分类：天然铀堆、按反应堆采用的核燃料分类：天然铀堆、浓缩铀堆、钚堆。浓缩铀堆、钚堆。按反应堆采用的慢化剂分类：石墨堆、按反应堆采用的慢化剂分类：石墨堆、轻水堆、重水堆。轻水堆、重水堆。按核燃料的分布分类：均匀堆、非均匀按核燃料的分布分类：均匀堆
10、、非均匀堆。堆。按中子的能量分类：热中子堆、快中子按中子的能量分类：热中子堆、快中子堆。堆。动力堆动力堆动力堆主要有轻水堆、重水堆、气冷堆动力堆主要有轻水堆、重水堆、气冷堆和快中子增殖堆。和快中子增殖堆。 轻水堆轻水堆轻水堆是动力堆中最主要的堆型。在全轻水堆是动力堆中最主要的堆型。在全世界的核电站中轻水堆约占世界的核电站中轻水堆约占85.9%。普通。普通水水(轻水轻水)在反应堆中既作冷却剂又作慢在反应堆中既作冷却剂又作慢化剂。轻水堆又有两种堆型：沸水堆和化剂。轻水堆又有两种堆型：沸水堆和压水堆。压水堆。压水反应堆压水反应堆沸水反应堆沸水反应堆重水堆重水堆重水堆以重水作为冷却剂和慢化剂。由重水堆
11、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浓缩铀能力的国家是一种非常有吸引力的堆型。的堆型。在核电站中，重水堆约在核电站中，重水堆约占占4.5%。重水堆。重水堆中最有代表性的加拿大坎杜堆中最有代表性的加拿大坎杜堆 。重水反应堆重水反应堆气冷堆气冷堆气冷堆是以气体作冷却剂，石墨作慢化剂。气气冷堆是以气体作冷却剂，石墨作慢化剂。气冷堆经历了三代。冷堆经历了三代。 第三代为高温气
12、冷堆。采用高浓缩铀作燃料，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以堆芯气体出口温度可高达800，故称之为，故称之为高温气冷堆。高温气冷堆。核电站的各种堆型中，气冷堆约占核电站的各种堆型中，气冷堆约占2%3%。 高温气冷堆高温气冷堆快中子增殖堆快中子增殖堆快中子反应堆不用慢化剂，裂变主要依快中子反应堆不用慢化剂，裂变主要依靠能量较大的快中子。靠能量较大的快中子。快中子堆所能利用的铀资源中的潜在能快中子堆所能利用的
13、铀资源中的潜在能量要比热中子堆大几十倍。这正是快堆量要比热中子堆大几十倍。这正是快堆突出的优点。突出的优点。快中子增殖堆快中子增殖堆由由于于快快堆堆堆堆芯芯中中没没有有慢慢化化剂剂，故故堆堆芯芯结结构构紧紧凑凑、体体积积小小，功功率率密密度度比比一一般般轻轻水水堆堆高高48倍倍。由由于于快快堆堆体体积积小小，功功率率密密度度大大，故故传热问题显得特别突出。传热问题显得特别突出。快快中中子子堆堆虽虽然然前前途途广广阔阔，但但技技术术难难度度非非常常大，目前在核电站的各种堆型中仅占大，目前在核电站的各种堆型中仅占0.7%。 供热供热堆堆供热堆是专门用于供热的一种反应堆，供热堆是专门用于供热的一种反
14、应堆，当然也可以利用供热堆提供的热能，采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、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。热联产；或用于海水淡化。 我国我国5 MW的供热堆，的供热堆，1989年已开始在清年已开始在清华大学运行，至今已取得良好的经济效华大学运行，至今已取得良好的经济效益。益。200 MW的供热站也正在建设之中。的供热站也正在建设之中。 核电站 核电站和火电站的主要区别是热源不同，核电站和火电站的主要区别是热源不同，而将热能转换为机械能，再转换成电能而将热能转换为机械能，再转换成电能的装置则基本相同。的装置则基本相同。火电站靠烧煤、
15、石油或天然气来取得热火电站靠烧煤、石油或天然气来取得热量，而核电站则依靠反应推中的冷却剂量，而核电站则依靠反应推中的冷却剂将核燃料裂变链式反应所产生的热量带将核燃料裂变链式反应所产生的热量带出来。出来。 火电站与核电站的区别火电站与核电站的区别核核电电站站的的系系统统和和设设备备通通常常由由两两大大部部分分组组成成：核核的的系系统统和和设设备备，又又称称核核岛岛；常常规规的的系系统统和和设设备备，又又称称常常规规岛岛。目目前前核核电电站站中中广广泛泛采采用用的的是是轻轻水水堆堆，即即压压水水堆堆和和沸水堆。沸水堆。 压压水水堆堆核核电电站站的的最最大大特特点点是是整整个个系系统统分分成成两两大
16、大部部分分，即即一一回回路路系系统统和和二二回回路路系系统。统。 压水堆核电站压水堆核电站蒸汽发生器蒸汽发生器稳压器稳压器通通常常一一个个压压水水堆堆有有24个个并并联联的的一一回回路路系系统统(又又称称环环路路)，但但只只有有一一个个稳稳压压器器。每每一一个个环环路路都都有有一一台台蒸蒸发发器器和和12台台冷冷却却剂剂泵。泵。压压水水堆堆核核电电站站由由于于以以轻轻水水作作慢慢化化剂剂和和冷冷却却剂剂，反反应应堆堆体体积积小小，建建设设周周期期短短，造造价价较较低低；加加之之一一回回路路系系统统和和二二回回路路系系统统分分开开，运运行行维维护护方方便便，需需处处理理的的放放射射性性废废气气、
17、废废液液、废废物物少少，因因此此在在核核电电站站中中占主导地位。占主导地位。 核电站系统核电站系统核电站是一个复杂的系统工程，它集中核电站是一个复杂的系统工程，它集中了当代的许多高新技术。为了使核电站了当代的许多高新技术。为了使核电站能稳定、经济地运行，以及一旦发生事能稳定、经济地运行，以及一旦发生事故时能保证反应堆的安全和防止放射性故时能保证反应堆的安全和防止放射性物质外泄，核电站设置有各种辅助系统、物质外泄，核电站设置有各种辅助系统、控制系统和安全设施。以压水堆核电站控制系统和安全设施。以压水堆核电站为例，主要有以下系统。为例，主要有以下系统。 核岛的核蒸汽供应系统核岛的核蒸汽供应系统核蒸
18、汽供应系统包括下述子系统：核蒸汽供应系统包括下述子系统： 一回一回路主系统（包括压水堆、冷却剂泵、蒸路主系统（包括压水堆、冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器和主管道等）、化学汽发生器、稳压器和主管道等）、化学和容积控制系统、和容积控制系统、 余热排出系统（又称余热排出系统（又称停堆冷却系统）、停堆冷却系统）、 安全注射系统（又称安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）、控制、保护和检紧急堆芯冷却系统）、控制、保护和检测系统。测系统。核岛的辅助系统核岛的辅助系统核岛辅助系统包括以下主要的子系统：核岛辅助系统包括以下主要的子系统： 设备冷却水系统、设备冷却水系统、 硼回收系统、硼回收系统、 反应反应堆的安全
19、壳及喷淋系统、堆的安全壳及喷淋系统、 核燃料的装换核燃料的装换料及贮存系统、料及贮存系统、 安全壳及核辅助厂房通安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、柴油发电机组。风和过滤系统、柴油发电机组。常规岛的系统常规岛的系统常常规规岛岛系系统统与与火火电电站站的的系系统统相相似似，它它通通常常包包括括： 二二回回路路系系统统、 循循环环冷冷却却水水系系统、电气系统。统、电气系统。核电站的安全性核电站的安全性核电与核弹核电与核弹在在核核电电迅迅猛猛发发展展的的今今天天，公公众众最最关关心心的的仍仍是是核核电电的的安安全全问问题题。首首先先公公众众提提出出的的第第一一个个问问题题是是：核核电电站站的的反反应应
20、堆堆发发生生事事故故时时会会不不会会像像核核武武器器一一样样爆爆炸？回答是否定的。炸？回答是否定的。核核弹弹是是由由高高浓浓度度（90%）的的裂裂变变物物质质（几几乎乎是是纯纯235U或或纯纯239Pu）和和复复杂杂精精密密的的引引爆爆系系统统组组成成的的，当当引引爆爆装装置置点点火火起起爆爆后后，弹弹内内的的裂裂变变物物质质被被爆爆炸炸力力迅迅猛猛地地压压紧紧到到一一起起，大大大大超超过过了了临临界界体体积积，巨巨大大核核能能在在瞬瞬间间释释放放出出来来，于于是是产产生生破破坏坏力极强的、毁灭性的核爆炸。力极强的、毁灭性的核爆炸。核核电电反反应应堆堆的的结结构构和和特特性性与与核核弹弹完完全
21、全不不同同，既既没没有有高高浓浓度度的的裂裂变变物物质质，又又没没有有复复杂杂精精密密的的引引爆爆系系统统，不不具具备备核核爆爆炸炸所所必必须须的的条条件件，当当然然不不会会产产生生像像核核弹弹那那样样的的核核爆爆炸炸。核核电电反反应应堆堆通通常常采采用用天天然然铀铀或或低低浓浓度度（约约3%）裂裂变变物物质质作作燃燃料料，再再加加上上一一套套安安全全可可靠靠的的控控制制系系统统从从而而能能使核能缓慢地有控制地释放出来。使核能缓慢地有控制地释放出来。核电站放射性影响核电站放射性影响核电站的放射性也是公众最担心的问题。核电站的放射性也是公众最担心的问题。其实人们生活在大自然与现代文明之中，其实人
22、们生活在大自然与现代文明之中，每时每刻都在不知不觉地受到来源于天每时每刻都在不知不觉地受到来源于天然放射性的本底和各种人工放射性辐射然放射性的本底和各种人工放射性辐射影响。影响。各种液体的放射性水准各种液体的放射性水准 核电站排出的水核电站排出的水110微微居里微微居里L家用水家用水20河水河水10100啤酒啤酒130海水海水350威士忌酒威士忌酒1200牛奶牛奶1400核电站排放物会使人的一生寿命缩短24s。这与因抽烟缩短寿命710年相比，可以说微乎其微。减寿因素减寿因素 平均缩短寿命平均缩短寿命 体重超过正常的体重超过正常的25% 3.6年年 男性比女性短寿男性比女性短寿 3.0年年 抽烟
23、每天抽烟每天1盒盒 7.0年年 每天每天2盒盒 10.0年年 居住在城市居住在城市 5.0年年 1970年核电站辐射年核电站辐射 小于小于1分钟分钟 2000年核电站发电量年核电站发电量小于小于30分钟分钟 防止放射性泄漏的屏障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规程对核电站设置了如下7道屏障：陶瓷道屏障：陶瓷燃料芯块、燃料芯块、 燃料元件包壳、燃料元件包壳、 压力容器压力容器和管道、混凝土屏蔽、和管道、混凝土屏蔽、 圆顶的安全壳构圆顶的安全壳构筑物、筑物、 隔离区、低人口区。隔离区、低人口区。 有了以上有了以上7道屏障
24、，加上核工业和核技术道屏障，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。尔诺贝利电站那样的事故的。 核核电电站站的的多多层层安安全全保保护护可控核聚变可控核聚变 核聚变反应是在极高温度下发生的。在核聚变反应是在极高温度下发生的。在这种极高的温度下，参加反应的原子这种极高的温度下，参加反应的原子（氘原子、氚原子等）的核外电子都被（氘原子、氚原子等）的核外电子都被剥离，成为裸露的原子核，这种由完全剥离，成为裸露的原子核，这种由完全带正电的原子核（离子）和带负电的电带正电的原子核（离子）和带负电的电子构成的高度电离的气体就称为等离子
25、子构成的高度电离的气体就称为等离子体。要实现可控核聚变，除了需要极高体。要实现可控核聚变，除了需要极高温度外，还需要解决等离子体密度和约温度外，还需要解决等离子体密度和约束时间问题。束时间问题。 核核聚变能聚变能辐辐射射传传热热与与温温度度的的四四次次方方成成正正比比，在在发发生生核核聚聚变变的的超超高高温温下下，等等离离子子体体以以辐辐射射的的形形式式损损失失的的热热量量是是非非常常巨巨大大的的。如如果果聚聚变变反反应应释释放放的的能能量量小小于于辐辐射射损损失失，热热核核反反应应就就会会中中止止。因因此此存存在在一一临临界界温温度度，当当超超过过这这一一温温度度时时，聚聚变变反反应应就就能
26、能持持续续进进行行。这这一一临临界界温温度度就就被被称称作作临临界界点点火火温温度度，对对于于氘氘氚氚反反应应，临临界界点点火火温温度度约约为为4 400万万 ，纯纯氘氘反反应应，点点火火温温度度约约为为2亿亿 。核聚变反应的等离子体温度极高，任何核聚变反应的等离子体温度极高，任何材料制成的器壁都承受不了如此高温，材料制成的器壁都承受不了如此高温，因此必须对等离子体进行约束，即将它因此必须对等离子体进行约束，即将它与周围环境隔离开来。目前有两种不同与周围环境隔离开来。目前有两种不同的约束途径：磁约束和惯性约束。的约束途径：磁约束和惯性约束。 磁约束系统磁约束系统由于高温等离子体是由高速运动的荷
27、电由于高温等离子体是由高速运动的荷电粒子（离子、电子）组成，如果利用设粒子（离子、电子）组成，如果利用设计的磁场来约束高温等离子体，使带电计的磁场来约束高温等离子体，使带电粒子只能沿着一个螺旋形的轨道运动，粒子只能沿着一个螺旋形的轨道运动，这样磁场的作用就相当于一个容器了。这样磁场的作用就相当于一个容器了。这就是磁约束系统的思想。这就是磁约束系统的思想。磁磁约约束束有有各各种种不不同同的的形形式式，其其中中一一种种叫叫托托卡卡马马克克的的系系统统是是目目前前性性能能最最好好的的磁磁约约束装置束装置 。惯性约束系统惯性约束系统基本设想是，在原子核飞行的极短时间基本设想是，在原子核飞行的极短时间内
28、完成聚变反应，就无需采取什么措施内完成聚变反应，就无需采取什么措施来约束等离子体，这样等离子体将被自来约束等离子体，这样等离子体将被自身惯性约束。身惯性约束。 惯性约束的关键是在极短的时间内能完惯性约束的关键是在极短的时间内能完成核聚变反应，为此需将燃料制成微型成核聚变反应，为此需将燃料制成微型丸，丸的半径为丸，丸的半径为1 mm。惯性约束系统惯性约束系统目前正在研究的方法是，用几路或十几目前正在研究的方法是，用几路或十几路短脉冲强激光从不同方向集中轰击氘路短脉冲强激光从不同方向集中轰击氘氚微丸，使微丸加热到聚变点火温度并氚微丸，使微丸加热到聚变点火温度并同时产生向心爆炸。这个向心爆炸的巨同时产生向心爆炸。这个向心爆炸的巨大压力将使燃料大大压缩这种激光引爆大压力将使燃料大大压缩这种激光引爆方法将获得净能量输出。方法将获得净能量输出。惯性约束系统示意图惯性约束系统示意图惯性约束系统示意图惯性约束系统示意图在在21世世纪纪，核核能能利利用用将将在在我我国国取取得得更更大大的的进进展展，并并在在改改善善我我国国能能源源结结构构中中发发挥挥越来越大的作用。越来越大的作用。
