核能及相关知识一基本概念原子世界上一切物质都由原子构成Word格式.docx
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我们通常将核裂变反应放出的核能称为“裂变能”,而核聚变反应放出的核能称为“聚变能”。
据科学家估计,以目前的能源利用规模,仅海洋中存在的聚变核素就可以供应人类上万年使用,这将彻底解决人类的能源问题。
但目前人类离实现可控的核聚变,特别达到商用水平,还有较大的距离,因而现在核能和平利用的方式主要是对裂变能的利用。
核能首先被应用到了军事领域,如原子弹和核潜艇等。
不幸的是,1945年美国投放到日本广岛和长崎市的原子弹造成了巨大的人员伤亡和物质毁坏,这是导致许多人畏核与反核的重要原因之一
三.核能发电
核能→水和水蒸气的内能→发电机转子的机械能→电能。
核能发电(nuclearelectricpowergeneration)
利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式。
它与火力发电极其相似。
只是以核反应堆及蒸汽发生器来代替火力发电的锅炉,以核裂变能代替矿物燃料的化学能。
除沸水堆外(见轻水堆),其他类型的动力堆都是一回路的冷却剂通过堆心加热,在蒸汽发生器中将热量传给二回路或三回路的水,然后形成蒸汽推动汽轮发电机。
沸水堆则是一回路的冷却剂通过堆心加热变成70个大气压左右的饱和蒸汽,经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发电机。
简史
核能发电的历史与动力堆的发展历史密切相关。
动力堆的发展最初是出于军事需要。
1954年,苏联建成世界上第一座装机容量为5兆瓦(电)的核电站。
英、美等国也相继建成各种类型的核电站。
到1960年,有5个国家建成20座核电站,装机容量1279兆瓦(电)。
由于核浓缩技术的发展,到1966年,核能发电的成本已低于火力发电的成本。
核能发电真正迈入实用阶段。
1978年全世界22个国家和地区正在运行的30兆瓦(电)以上的核电站反应堆已达200多座,总装机容量已达107776兆瓦(电)。
80年代因化石能源短缺日益突出,核能发电的进展更快。
到1991年,全世界近30个国家和地区建成的核电机组为423套,总容量为3.275亿千瓦,其发电量占全世界总发电量的约16%。
世界上第一座核电站—苏联奥布宁斯克核电站.
中国大陆的核电起步较晚,80年代才动工兴建核电站。
中国自行设计建造的30万千瓦(电)秦山核电站在1991年底投入运行。
大亚湾核电站正加紧施工。
核能发电原理核能发电的能量来自核反应堆中可裂变材料(核燃料)进行裂变反应所释放的裂变能。
裂变反应指铀-235、钚-239、铀-233等重元素在中子作用下分裂为两个碎片,同时放出中子和大量能量的过程。
反应中,可裂变物的原子核吸收一个中子后发生裂变并放出两三个中子。
若这些中子除去消耗,至少有一个中子能引起另一个原子核裂变,使裂变自持地进行,则这种反应称为链式裂变反应。
实现链式反应是核能发电的前提。
要用反应堆产生核能,需要解决以下4个问题:
①为核裂变链式反应提供必要的条件,使之得以进行。
②链式反应必须能由人通过一定装置进行控制。
失去控制的裂变能不仅不能用于发电,还会酿成灾害。
③裂变反应产生的能量要能从反应堆中安全取出。
④裂变反应中产生的中子和放射性物质对人体危害很大,必须设法避免它们对核电站工作人员和附近居民的伤害。
四.核电的潜力
核电的发电成本由运行费、基建费和燃料费三部分组成。
核电站的运行费和火电站的差不多。
但核电站运行可靠,每年利用小时最高达8000小时,平均约为6000小时。
据统计,1975~1978年,世界上有15座核电站的平均负荷因子达到80%以上,其中有8座达85%,德国一座压水堆核电站达到了最高为91.3%。
核电站的燃料费比火电站的要低得多。
对100万千瓦压水堆核电站,每年需要补充40吨燃料,其中只消耗1.5吨铀-235,其余的尚可收回。
所以燃料运输是微不足道的。
而对一座100万千瓦烧煤的发电厂,每年致少消耗2120000吨标准煤,平均每天要有艘万吨轮,或三列40节车厢的火车运煤到发电厂。
运输负担之沉重是可想而知的。
由于核电站系统的复杂和出于安全的考虑,它的基建费比火电高,对10~20万千瓦容量的轻水堆比火电约高100%,对100万千瓦容量的轻水堆约高60~70%。
重水堆和气冷堆的基建费还要贵一些。
但是,核电站的整个发电成本还是比火电便宜。
实践表明:
核电站的基建费虽然高于火电,但燃料费要比火电低得多,而两者的运行费又相差不多,所以折算到每度电的发电成本,核电已普遍低于火电约15~50%。
火电的燃料费约占发电成本的40~60%,而核电只占20~30%。
同时,火电厂的发电成本受燃料价格的影响要比核电站大得多。
核电的经济性与安全性已是毋庸置疑。
就世界能源结构变化及核能的发展情况而言,初级能源的消耗结构在过去有了相当大的变化。
石油消耗量自1973年发生第一次石油价格危机以来已由47.4%降至1989年的37%钞而煤炭的消耗量在这一期却由28.3%上升至31.l%,天然气从18.l%上升到23.l%,水力由1973年的5.4%增长到6.4%,核能由0.6%升至2.3%。
1995年统计,核电已占全世界发电量的23.16%。
尽管在世界初级能源消耗中石油的比重有了相当大的缩小,但是,预计这种能源在世界市场上的主导地位仍不会有多大的改变。
不过,出于生态原因的考虑和鉴于对当前近东石油供应前景没有把握,石油消耗下降的趋势可能继续保持。
在世纪交替之际,可再生能源获得更重大的意义,然而目前可再生能源的利用在很大程度上还局限于水能。
在工业国家,通过传统工艺发掘的水资源已消耗了3/4。
许多国家正努力发展利用其他可再生能源的工艺和技术,如太阳能、风能、地热和波浪能或潮汐能。
专家们预计,到2020年,可再生能源占全世界初级能源供应的比重只能提高到8%。
因此,世界能源结构的变化中,核能在今后仍是属于有发展前途的能源。
90年代初开始,人们对核能的评价发生了有利于核能的转变,其原因是人们越来越认识到,没有核能的能源供应,从经济上和生态上都有一定的风险,人们也认识到存在着不断改进核电厂安全技术从而减少事故风险的可能。
这与80年代的景况相比,有了很大的好转。
那时,核电发展有所减缓,其基本原因有四个:
一是资本主义世界经济衰退,电力需求的增长呈呆滞状态,有的国家甚至电力过剩;
二是核电成本因其安全要求大为提高而上涨,核电站造价和运行费用增加;
三是核电站运行安全问题;
四是核废料后处理问题。
这些问题对核电发展虽有一定制约作用,但没有构成对核电生命力的威胁。
五.正确认识核能
由于人们的直觉,也由于两次核事故,特别是切尔诺贝利核事故带来了消极的后果,人们往往对核电怀有偏见,因此需要再作深入分析。
过去,世界各国的能源政策主要根据经济因素——即寻求最廉价的发电和供热途径。
但事实上,人们并没有计算由环境污染和腐蚀所造成的损失。
显然,产生这种状况的部分原因是很难弄清它们的准确代价。
只是当近年来全球气候发生预期变化的警钟开始敲响时,人们才开始广泛讨论各种能源的环境代价问题。
这种代价已在较短的时间内逐步升级,以局部性的烟污染和水电大坝造成的土地被淹,到地区性的湖泊酸化和森林枯萎,乃至全球性的温室效应。
当然,同开始重视能源的环境效应一样重要,我们不能完全不顾和忽视其他的因素,如经济成本、可靠性和对能源自给自足的要求。
世界上机动车辆的数量增加很快,它们不能用煤和核能,目前也不可能用电和氢能,在今后的一段时间内只能继续烧油。
只有增加使用电力驱动的火车、有轨电车和无轨电车才能够稍微缓和一下对更多用油车辆的压力。
我们还必须清楚地看到,太阳能和风能在今后10年或几十年内还不能廉价地得到。
除水力以外的再生能源占世界能源消耗量(商业能源)的比例目前极少,我们可以投入更多的力量去开发它们,但在考虑21世纪初的能源问题时,它们是无足轻重的。
孤立地讨论一种能源,几乎是没有意义的。
讨论的着眼点必须放在如何帮助我们在可能的选择中确定一种最优的能源结构。
我们必须预测今后的能源需求,并比较各种选择的经济、环境和其他因素。
从环境保护的角度来比较核能发电和以煤、油、天然气为主的化石燃料发电。
核电站不排放SO2、CO2、NOx和重金属,这是一个很大的优点。
核电站并不排放SO2、NOx和CO2,但它产生危险的放射性物质。
而公众对待辐射的态度似乎是矛盾的:
一方面害怕任何辐射用于食品保藏,甚至害怕低放射性的废物处理装置;
另一方面却又接受日益增加的放射性同位素及辐射在农业、工业和医学上的应用。
目前公众接受的由全世界所有正常运行的核电站及整个燃料循环产生的年平均剂量小于公众所接受的天然本底辐射年剂量(2.4毫斯韦特)的万分之一(0.0002毫斯韦特)。
各种燃料循环的每一个阶段都会产生废物。
例如,循环早期阶段的铀矿开采后的尾矿,甲烷气体的泄漏,以及海上石油的溢出。
在核燃料循环中,高放射性物质仅在反应堆中的铀反应以后才产生,而且高放射性废物的总量很少。
这是核电的主要优点之一,因为它使我们实际上能够以某种可控的方式来处置所有产生的,当然也是危险的废物。
装机容量为300万千瓦的轻水反应堆的运行每年约产生75吨高水平、长寿命的放射性乏燃料。
反对核电的人经常争论说,我们无法安全地隔绝这些废物。
然而这是不正确的,因为大多数国家决定,在把这种乏燃料作为废物处置或进行后处理前存放30~50年的时间,是出于以下两个原因:
一是废物处置场址很难为公众和政府所接受;
二是经过50年左右,乏燃料的放射性活度将会降至它们从反应堆卸出一年后的1/25,这样,废物容器和长远安全隔绝贮存方案的设计都将会简化。
六.核的后处理问题
如果将装机容量为300万千瓦的核电站运行一年所产生的75吨乏燃料不直接贮存而进行后处理,则其高放废物可以浓缩在约9立方米的玻璃体中。
这也许能为我们正在讨论的小体积问题提供某些思路。
如果将全世界自1987年以来产生的所有乏燃料全部经过后处理,则其玻璃固化的高放废物将只有1,000~1,500立方米左右,比两个家庭住房的体积都小。
核电站的运行还将产生一些中低水平、短寿命的放射性废物,如过滤材料、沾污了的衣物、工具和废旧材料。
这些废物需贮藏并隔离较长时间。
300万千瓦轻水堆运行一年,一般约产生1,500立方米没有经过压缩和浓缩的这类废物,这个体积相当于一个边长为12米的立方体,也相当于两个家庭住房的体积。
一些最终处理这类废物的装置已投入运行,如瑞典。
在所有拥有核电站的国家,都有旨在保护现代人和所有后代人的有关废物处置的严格法规。
例如,如果不能以溶解了的物质通过地下水进入生物圈等最坏的情况为假定条件,并且表明后代的剂量负担很小并大大低于允许标准,那么在今天就不可能取得建造废物处置场址的许可证。
有人常说,不能让我们这一代人享用核电站带来的好处,而把处置废物所需的大量费用留给后代。
已有几个国家通过法律规定增加每度核电的价格,以留取部分资金用作今后管理和处理放射性废物以及核电站退役的费用。
同许多人预料的相反,这些费用不是高得不可接受的。
在瑞典,每度核电加价10%。
这部分积累资金足以保证将来的需求。
对于核废物的一种担心是:
我们对废物在如此长的时期内的物理特性还缺乏经验。
然而,两项研究的结果却给了我们相关的和有趣的答案。
第一项研究表明,在许多铀矿床中,各种物质尽管和地下水直接接触,却仍在原地存在了几百万年。
第二项研究同现在加篷境内的奥克劳铀矿床中几百万年前就已运行的天然核反应堆有关。
在一个地表富铀矿床中,“自发”产生的链式反应持续了50万年,并产生了6吨裂变物和2吨钚。
值得注意的是,这些裂变产物和钚尽管直接和自然环境相接触,没有任何形式的封闭,却仅从生成它们的地方移动了几厘米。
这两个例子决不是说可以对长寿命的核废物掉以轻心,但它们确实能说明我们对长远的未来可能发生的事情并非一无所知。
七.反应堆及相关概念
1.热堆的概念
中子打入铀-235的原于核以后,原子核就变得不稳定,会分裂成两个较小质量的新原子核,这是核的裂变反应,放出的能量叫裂变能;
产生巨大能量的同时,还会放出2~3个中子和其它射线。
这些中子再打入别的铀-235核,引起新的核裂变,新的裂变又产生新的中子和裂变能,如此不断持续下去,就形成了链式反应
利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后,再引起新的核裂变,由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态,这种中子被称为热中子。
堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆(简称热堆)。
热中子反应堆,它是用慢化剂把快中子速度降低,使之成为热中子(或称慢中子),再利用热中子来进行链式反应的一种装置。
由于热中子更容易引起铀-235等裂变,这样,用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。
慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质,如重水、铍、石墨、水等。
热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中,组成堆芯。
链式反应就是在堆芯中进行的。
反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。
冷却剂也是吸收中子很少的物质。
热中子堆最常用的冷却剂是轻水(普通水)、重水、二氧化碳和氦气。
核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。
反应堆是核电站的核心。
反应堆工作时放出的热能,由一回路系统的冷却剂带出,用以产生蒸汽。
因此,整个一回路系统被称为“核供汽系统”,它相当于火电厂的锅炉系统。
为了确保安全,整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内,这样,无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。
由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统,与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。
自从核电站问世以来,在工业上成熟的发电堆主要有以下三种:
轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。
它们相应地被用到三种不同的核电站中,形成了现代核发电的主体。
目前,热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。
轻水堆又分为压水堆和沸水堆。
轻水堆
(1)压水堆电站
压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开,它是一个密闭的循环系统。
该核电站的原理流程为:
主泵将高压冷却剂送入反应堆,一般冷却剂保持在120~160个大气压。
在高压情况下,冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。
冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆,并进入蒸汽发生器,通过数以千计的传热管,把热量传给管外的二回路水,使水沸腾产生蒸汽;
冷却剂流经蒸汽发生器后,再由主泵送入反应堆,这样来回循环,不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。
从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽,推动汽轮发电机组发电。
做过功的废汽在冷凝器中凝结成水,再由凝结给水泵送入加热器,重新加热后送回蒸汽发生器。
这就是二回路循环系统。
压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。
压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳,所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀,用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。
在容器的顶部设置有控制棒驱动机构,用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。
堆芯是反应堆的心脏,装在压力容器中间。
它是燃料组件构成的。
正如锅炉烧的煤块一样,燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。
这种芯块是由二氧化铀烧结而成的,含有2~4%的铀-235,呈小圆柱形,直径为9.3毫米。
把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中,成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。
把200多根燃料棒按正方形排列,用定位格架固定,组成燃料组件。
每个堆芯一般由121个到193个组件组成。
这样,一座压水堆所需燃料棒几万根,二氧化铀芯块1千多万块堆芯。
此外,这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水(冷却剂)。
控制棒用银铟镉材料制成,外面套有不锈钢包壳,可以吸收反应堆中的中子,它的粗细与燃料棒差不多。
把多根控制棒组成棒束型,用来控制反应堆核反应的快慢。
如果反应堆发生故障,立即把足够多的控制棒插入堆芯,在很短时间内反应堆就会停止工作,这就保证了反应堆运行的安全。
轻水堆
(2)沸水堆电站
沸水堆核电站沸水堆核电站工作流程是:
冷却剂(水)从堆芯下部流进,在沿堆芯上升的过程中,从燃料棒那里得到了热量,使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物,经过汽水分离器和蒸汽干燥器,将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。
汽水分离器在堆芯的上部,它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机,造成汽轮机叶片损坏。
沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。
沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。
沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力(约为70个大气压)下,水通过堆芯变成约285℃的蒸汽,并直接被引入汽轮机。
所以,沸水堆只有一个回路,省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器,因而显得很简单。
总之,轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单,尺寸较小,造价也低廉,燃料也比较经济,具有良好的安全性、可靠性与经济性。
它的缺点是必须使用低浓铀,目前采用轻水堆的国家,在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。
此外,轻水堆对天然铀的利用率低。
如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。
从维修来看,压水堆因为一回路和蒸汽系统分开,汽轮机未受放射性的沾污,所以,容易维修。
而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机,这样,汽轮机会受到放射性的沾污,所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。
重水堆核电站
重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。
压力壳式的冷却剂只用重水,它的内部结构材料比压力管式少,但中子经济性好,生成新燃料钚-239的净产量比较高。
这种堆一般用天然铀作燃料,结构类似压水堆,但因栅格节距大,压力壳比同样功率的压水堆要大得多,因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。
因为管式重水堆的冷却剂不受限制,可用重水、轻水、气体或有机化合物。
它的尺寸也不受限制,虽然压力管带来了伴生吸收中子损失,但由于堆芯大,可使中子的泄漏损失减小。
此外,这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料,可省去补偿燃耗的控制棒。
压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。
这两种堆的结构大致相同。
(1)重水慢化,重水冷却堆核电站这种反应堆的反应堆容器不承受压力。
重水慢化剂充满反应堆容器,有许多容器管贯穿反应堆容器,并与其成为一体。
在容器管中,放有锆合金制的压力管。
用天然二氧化铀制成的芯块,被装到燃料棒的锆合金包壳管中,然后再组成短棒束型燃料元件。
棒束元件就放在压力管中,它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。
在反应堆的两端,各设置有一座遥控定位的装卸料机,可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。
这种核电站的发电原理是:
既作慢化剂又作冷却剂的重水,在压力管中流动,冷却燃料。
像压水堆那样,为了不使重水沸腾,必须保持在高压(约90大气压)状态下。
这样,流过压力管的高温(约300℃)高压的重水,把裂变产生的热量带出堆芯,在蒸汽发生器内传给二回路的轻水,以产生蒸汽,带动汽轮发电机组发电。
(2)重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站这种堆是英国在坝杜堆(重水慢化、重水冷却堆)的基础上发展起来的。
加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。
而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。
它的燃料管道内流动的轻水冷却剂,在堆芯内上升的过程中,引起沸腾,所产生的蒸汽直接送进汽轮机,并带动发电机。
因为轻水比重水吸收中子多,堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应,所以,大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀-235或钚-239。
重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。
由于重水慢化性能好,吸收中子少,这不仅可直接用天然铀作燃料,而且燃料烧得比较透。
重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少,如果采用低浓度铀,可节省天然铀38%。
在各种热中子堆中,重水堆需要的天然铀量最小。
此外,重水堆对燃料的适应性强,能很容易地改用另一种核燃料。
它的主要缺点是,体积比轻水堆大。
建造费用高,重水昂贵,发电成本也比较高。
石墨气冷堆核电站
所谓石墨气冷堆就是以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆。
这种堆经历了三个发展阶段,产生了三种堆型:
天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。
(1)天然铀石墨气冷堆核电站
天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料,石墨作慢化剂,二氧化碳作冷却剂的反应堆。
这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一,是在军用钚生产堆的基础上发展起来的,早在1956年英国就建造了净功率为45兆瓦的核电站。
因为它是用镁合金作燃料包壳的,英国人又把它称为镁诺克斯堆。
该堆的堆芯大致为圆柱形,是由很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成。
在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道。
以便使冷却剂流过将热量带出去。
从堆芯出来的热气体,在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水,从而产生蒸汽。
这些冷却气体借助循环回路回到堆芯。
蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机,带动汽轮发电机组发电。
这就是天然铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理。
这种堆的主要优点是用天然铀作燃料,其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高,天然铀消耗量远远大于其他堆。
现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。
(2)改进型气冷堆核电站
改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。
设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度。
这种堆,石墨仍然为慢化剂,二氧化碳为冷却剂,核燃料用的是低浓度铀(铀-235的浓度为2-3%),出口温度可达670℃。
它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准,其热效率也可与之相比。
这种堆被称为第二代气冷堆,英国建造了这种堆,由于存在不少工程技术问题,对其经济性多年来争论不休,得不出定论,所以前途暗淡。
(3)高温气冷堆
高温气冷堆被称为第三代气冷堆,它是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆。
这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的程度。
因为在这种反应堆中,采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料,并用了惰性的氦气作冷却剂,这样,就把气体的温度提高到75
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