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1、（一）核能及其机理（一）核能及其机理1. 原子的组成原子的组成原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。2. 原子核的结构原子核的结构原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核
2、中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。3. 同位素同位素质子数相同而中子数不同的一些原子，或者说原子序数相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。 同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。4. 核能核能在50多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出23个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能
3、，也就是我们所说的核能。原子弹就是利用原子核裂变放出的能量起杀伤破坏作用，而核电反应堆也是利用这一原理获取能量，所不同的是，它是可以控制的。5. 轻核聚变轻核聚变 两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。氢弹是利用氘氚原子核的聚变反应瞬间释放巨大能量起杀伤破坏作用，正在研究受控热核聚变反应装置也是应用这一基本原理，它与氢弹的最大不同是，其释放能量是可以被控制的。6铀的特
4、性及其能量的释放铀的特性及其能量的释放铀是自然界中原子序数最大的元素，天然铀由几种同位素构成:除了0.1的铀-235（235是质量数）、微量铀-234外，其余是铀-238，铀-235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的2700000倍。也就是说1克-235完全裂变释放的能量相当于2吨半优质煤完全燃烧时所释放的能量。7. 核能如何释放核能如何释放 核能的获得主要有两种途径，即重核裂变与轻核聚变。-235，有一个特性，即当一个中子轰击它的原子核时，它能分裂成两个质量较小的原子核，同时产生23个中子和、等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量。如果有一个新产生的中子，再去轰击另一个铀-
5、235原子核，便引起新的裂变，以此类推，这样就使裂变反应不断地持续下去，这就是裂变链式反应，在链式反应中，核能就连续不断地释放出来。8. 核聚变能量的释放核聚变能量的释放与铀相同数量的轻核聚变时放出的能量要比铀大几倍。例如1克氘化锂（i-6）完全反应所产生的能量约为1克铀-235裂变能量的三倍多。实现核聚变的条件十分苛刻，即需要使氢核处于几千万度以上高温才能使相当的核具有动能实现聚合反应。 （二）核反应堆（二）核反应堆1. 核反应堆及其组成核反应堆及其组成核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能热能转换的装置。核反应堆是核电厂的 心脏，核裂变链式反应在其中进行。1942年美国芝加
6、哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有-235，它在天然铀中的含量仅有0.711，另外两种同位素-238和-234各占99.238和0.0058，后两种均不易裂变。另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料-233和Pu-239。用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合
7、金和不锈钢等。控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。 冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。 慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料
8、。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及剂量。辐射监测系统：该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。2. 反应堆的结构形式和分类反应堆的结构形式和分类 反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护
9、学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见后。3. 研究实验反应堆研究实验反应堆是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理，堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位 素和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多，例如：游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳
10、池状的长圆形而得其名。罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。重水研究实验堆：重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。4. 生产堆生产堆主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。生产堆包括产钚堆，产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。 该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产
11、钚-239的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的-235。-235裂变中子产额为23个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个-235原子可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。用重水 型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。压水堆： 采用低浓（铀-235浓度约为3）的二氧化铀作燃料，高压水作慢化剂和冷却剂。是 目前世界上最为成熟的堆型。 沸水堆：采用低浓（铀-235浓度约为3）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和冷却剂。重水堆：重水作慢化剂，重水（或沸腾轻水）作冷却剂，可用天然铀作燃料，目前达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆
12、，我国正建一座重水堆核电站。石墨气冷堆：以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360，这种堆已有丰富的运行经验，到90年代初期已运行了650个堆年。快中子堆：采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。（三）核电站（三）核电站 1. 什么是核电站什么是核电站 核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷
13、却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。2. 核电站工作原理核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。3. 压水堆核电站压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二
14、回等系统，其形式与常规火电厂类似。4. 沸水堆核电站沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水 为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。5. 重水堆核电站重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。6. 快堆核电站快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出 来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有12，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到6070。