8 第八章 核能.pptx

第八章 核能;二、核能的来源 地球上存在的元素中，第92号元素铀是唯一容易裂变的元素 天然铀有三种同位素：铀238，占99.27%；铀235，占0.724%；铀234，占0.006%。;当A60或A60的原子核由于某种原因向A=60这个方向变换时，比结合能增大。也就是说，在这样变换时必定伴随着能量的释放。;核裂变 自然界存在的天然铀：238U、235U、234U，仅235U在热中子作用下会发生裂变，也可通过反应堆运行制取233U、239Pu等易裂变核素 目前世界上己建成的核反应堆绝大部分是以235U作为燃料。 ;太阳和其他恒星能量的来源：在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核有足够的动能克服静电斥力而发生持续聚变。 氢弹：利用氢的同位素氘、氚原子核的聚变反应，瞬时间释放出巨额能量以达到毁伤效果的核武器（也称聚变弹或热核弹）。;三、链式反应和反应堆 1.链式反应 K有效= （系统内中子的产生率）/ （系统内中子的吸收率+系统内中子的泄漏率） K有效=1，反应堆处于临界状态，即稳定运行工况。 K有效1，反应堆处于次临界状态，即降功率或停堆过程。 K有效1，反应堆处于超临界状态，即开堆或提升功率过程。;（3）按反应堆采用的核燃料分类：天然铀堆、浓缩铀堆、钍堆 （4）按反应堆采用的慢化剂分类：石墨堆、轻水堆、重水堆 （5）按核燃料的分布分类：均匀堆、非均匀堆。 （6）按中子的能量分类： 热中子堆：堆内核裂变由热中子引起。 快中子堆：堆内核裂变由快中子引起 。;四、各种类型的核电站 （1）压水堆核电站； （2）沸水堆核电站 （3）重水堆核电站； （4）气冷堆核电站 （5）快中子增殖反应堆 ;热能-电能转换系统(或称二回路系统)，它与常规电站的动力回路没有显著差别。;压水堆核电站一回路系统的主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂泵、稳压器以及相应的管道阀门。;（2）沸水堆核电站 采用轻水作减速剂和冷却剂，与压水堆相比较，具有以下特点： 1、在反应堆本体内直接产生蒸汽，并直接作为工质送入汽轮机。但沸水堆堆芯不如压水堆紧凑。 2、沸水堆电站系统比较简单，系单回路循环。 3、只能从反应堆底部引入控制棒驱动系统及堆芯检测仪表系统，因而使维护检修不便，且反应堆底部应力集中。;（3）重水堆核电站 以重水为减速剂的反应堆称重水堆。重水堆的冷却剂可以用重水，也可以用轻水、有机物质或CO2气体。与轻水堆比较，重水堆的主要优点是： 因重水的中子慢化能力好，故可以采用价格便宜的天然铀作燃料。 能更有效地利用核燃料。 由于可连续更换燃料，产钚量比压水堆的高2倍左右。;（4）气冷堆核电站 气冷堆是用气体（二氧化碳或氦气）作冷却剂、石墨作慢化剂的一种反应堆。 把从堆芯出来的高温气体输送到蒸汽发生器中，将热量传递给二回路的给水以产生蒸汽。 主要特点：可在不太高的反应堆运行压力下得到较高的冷却剂出口温度从而可提高电站的循环冷却剂的流量和加大堆芯的传热面积。因而气冷堆的体积大，压送冷却剂的功率消耗十分可观，堆芯布置也没有水冷堆的紧凑。;（5）快中子增殖反应堆 快中子反应堆是指由平均能量为0.1兆电子伏以上的快中子引起核裂变的反应堆，简称为快堆。 在快中子反应堆中，中子可以使238U转变为易裂变的239Pu，其转换比可以大于1（称为增殖比），而在轻水堆中转换比一般仅为0.5左右， 由于快堆具有增殖能力，因此通常又称为快中子增殖反应堆。;快中子反应堆特点： 从理论上说，在快堆的燃料循环中基本上可以燃尽天然铀，即使考虑到燃耗深度限制和后处理回收损失等因素，铀资源利用率也可以达到60~70%甚至更高的水平。 快中子反应堆内的中子应保持高速度，快堆内没有慢化剂。 快堆的冷却剂必须是导热性能好而又不会慢化和俘获中子的介质。常用的较为理想的快堆冷却剂有两种：一种是液态金属钠或钠钾合金，另一种是氦气。;液态金属冷却快中子增殖反应堆： 常以钠作冷却剂。钠是对中子的吸收和慢化作用较小，有优异的传热能力，沸点很高，可以使冷却剂回路在低压高温下工作。由于工作压力低，钠管道和设备的泄漏问题易于解决。 用钠作冷却剂的缺点是：与水会发生剧烈反应，形成氢化物。钠在辐照下容易活化，形成放射性同位素22Na和24Na。由于钠能吸附裂变产物和本身易被活化，因此钠会变成一个强放射源，这一点在设计中必须予以重视。;气体冷却中子增殖反应堆 优点：氦气是惰性气体。化学性质稳定；不易与中子发生作用，有较高的增殖能力；在气冷快堆的工作压力和工作温度范围内不发生相变；临界温度很低，故逸入氦气中的氪、氙裂变气体和空气之类杂质易于在低温下用吸附方法清除。 缺点：一是氦气的传热性能较液体冷却剂差，必须将氦气加压到8~10兆帕，用增加流速等措施提高传热能力；二是氦气价格昂贵且易于泄漏，这要求一次系统的部件和设备严格密封。