核电站介绍.ppt

谢 谢 原子能的基本形式 核裂变 核聚变 核裂变-核燃料的“燃烧”E=m·C2 中子 铀-235原子核 核裂变-核燃料的“燃烧” 核裂变的链式反应 由最初的一个中子撞击原子核产生两个轻原子，同时产生2个中子，……以致连续的核裂变反应 核裂变-核燃料的“燃烧” 在一定条件下，从一个中子引起一个原子核裂变开始，新产生的中子会引起更多的原子核裂变，称为核裂变的链式反应。 反应条件： 裂变物质要有一定的质量 撞击的中子要有一定的速度 核裂变的控制 不可控状态： 一个中子在几十万分之一秒的·时间内，就会使几亿个铀原子分裂，瞬间发出巨大能量，这就是原子弹爆炸 核裂变的控制 可控状态： 在铀原子的周围放置吸收中子的物质（如硼、镉等），控制中子数量，使链式反应处于“自持状态”，这就是核反应堆。 核聚变-核燃料的另一种“燃烧” 两个轻原子核结合成一个重原子核，由于质量的亏损而放出巨大能量。 反应过程叫核聚变反应 产生的能量叫核聚变能 核聚变-核燃料的另一种“燃烧” 核聚变的条件 必须使两个带正电的轻原子核或其中的一个具有极高的速度，才能克服静电斥力而进入核力范围发生核聚变。 核聚变-核燃料的另一种“燃烧” 为了达到这一要求，还需达到约600万度的温度。 常用原料为氘和氚，聚合形成氦，放出中子 理想材料是氘化锂 聚变产生的能量是铀裂变产生能量的4倍。 核电的种类 核 反应 核裂变 核聚变 水冷堆 气冷堆 重水堆 轻水堆 沸水堆 BWR 压水堆 PWR 其他 核聚变电站的原理 高温气冷堆的基本组成 沸水堆核电站的基本组成 沸水堆模型 压水堆核电站的基本组成 反应堆的基本原理 反应堆—— 利用核裂变链式反应缓慢地、受控地释放核能的装置 反应堆的基本原理 通过慢化剂减缓链式反应 慢化的目的： 减小中子的能量 慢化剂的要求： 既能减慢中子速度 又能少吸收中子 常用：石墨、重水、轻水、铍等 反应堆的基本原理 早期用石墨： 使用剂量大、运行费用高 重水堆：中子通量分布均匀、 单位通量高、 燃料寿命长 重水昂贵、操作复杂 反应堆的基本原理 控制的对象——中子数量 控制的手段——用强吸收 中子的材料做成控制棒，通过调节控制棒在堆芯的位置来控制裂变反应。 反应堆的基本原理 控制目标——中子增殖因数k k＞1：反应加强-起堆 k＝1：反应恒定-稳定运行 k＜1：反应减弱-停堆 核能是清洁能源 二氧化碳排放量仅是煤电的百分之一 每度电的二氧化碳等效排放量： 煤电：1302g 水电：107g 核电：14g 核能是清洁能源 正常核辐射也远低于煤电 对公众的核辐射剂量： 煤电：420西沃特/109W年 核电：8西沃特/109W年 对操作人员的核辐射剂量： 煤电：90西沃特/109W年 核电：9西沃特/109W年 天然本地辐射剂量：2~3西欧特/年 核电站的安全措施 第一道防线是预防事故：可靠的设计依据、充分的安全裕度、采用冗余原则等 第二道防线是控制事故：防止裂变产物进入环境、除了三导屏障外，设有保护系统 第三道防线是缓解事故：起动专设安全设施，包括紧急停堆、安全壳喷淋降温、安全壳内注水等措施，以排除热量、降低安全壳内压力 核电站的安全措施 三道屏障 燃料包壳 坚固的压力容器和密闭的一回路系统 安全壳 核电站的安全措施 多重保护——重要设备冗余设计 出现可能危及设备和人身安全情况时： 进行正常停堆-按程序停堆 紧急停堆-控制棒自动落入堆内 意外控制-控制棒未能落入时，实现自动紧急停堆 核电站的安全措施 专设安全设施 在假设的一回路系统发生破裂时，专设设施投入工作，向堆内注水冷却 安全壳与外界隔离，安全壳顶自动喷淋冷水，降低安全壳内的温度和压力 消氢系统投入工作，出去氢气 核电站的分代 以概率风险评估： 第一代：20世纪50~60年代核电建设初期 第二代：20世纪60~90年代大批核