核能课件

核能定义：由于原子核变化而释放出的能量来源：“核能”来源于将核子(质子和中子)保持在原子核中的一种非常强的作用力——核力。短程力，距离R迅速变为0核子间的强吸引力核能的来源化学反应中，往往要吸热或放热，类似的核反应中也伴随着能量的变化．中子质子氘核2.2MeV（）核反应放出的能量叫做核能物理学家研究质子、中子和氘核之间的关系发现：中子（mn）质子（mp）氘核（m）精确的计算表明氘核的质量比中子和质子的质量之和要小一些．质量亏损〓物体的能量和质量之间存在着某种联系：爱因斯坦物体的能量和质量之间存在密切的联系，他们的关系是：2mcE核子在结合成原子核时出现质量亏损，要放出能量，大小为：2mcE质能方程“质量亏损现象”:氦核的质量4个核子的质量4.002663原子质量单位4.032980原子质量单位单个氦核质量亏损所形成的能量为E=28.30MeV1gE=6.781011J=19104kW.h由核子结合成原子核时所放出的能量称为原子核的总结合能。核能的来源核反应吸收能量放出能量核子结合成原子核有些重核分裂成中等质量的核有些轻核结合成中等质量的核两种利用途径：核裂变和核聚变核能的来源核裂变又称核分裂，它是将平均结合能比较小的重核设法分裂成两个或多个平均结合能大的中等质量的原子核，同时释放出核能。重核裂变一般有自发裂变和感生裂变两种方式。自发裂变是重核本身不稳定造成的，故其半衰期都很长。感生裂变是重核受到其他粒子(主要是中子)轰击时裂变成两块质量略有不同的较轻的核，同时释放出能量和中子。核能的来源核能的来源控制中子数的多寡就能控制链式反应的强弱。镉、硼、铬等材料吸收中子能力强，常用来制作控制棒铀核裂变的产物是多种多样的，一种典型的反映是裂变为钡和氪，同时放出三个中子，其核反应方程是：U23592n10+→Ba14156Kr9236++n310裂变中释放出巨大的能量，在上述裂变中，裂变后的总质量小于裂变前的总质量，质量亏损：kg103578.0Δ27m释放出的能量为MeV201ΔΔ2mcE1kg铀全部裂变，它放出的能量超过2000t优质煤完全燃烧时释放的能量．核能的来源核聚变又称热核反应，它是将平均结合能较小的轻核(如氘和氚)在一定条件下聚合成一个较重的平均结合能较大的原子核，同时释放出巨大的能量。超高温是核聚变发生必需的外部条件，所以又称核聚变为热核反应。核燃料核裂变的核燃料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-238，约占铀总量的99.3％；铀-235约占铀的总量不到0.7％；还有极少量的铀-234。钚-239和铀-235核裂变物质铀-238,钚-239和铀-235核燃料核燃料有两个突出的特点：一是生产过程复杂，要经过来矿、加工、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核燃料；二是还要进行“后处理”。核燃料铀的同位素分离(又称铀的浓缩)：气体扩散法气体离心法激光分离法化学分离法核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程。核燃料核燃料循环可分为三步：第一步是从铀矿开采直至制成核反应堆的燃料元件，称为“前处理过程”；第二步是核燃料在反应堆牛的使用过程，在使用过程中一部分核燃料残留下来需要后处理．还有一部分铀-238转化成钚-239、钚-241等新的该燃料；第三步是“后处理过程”，即反应堆中使用过的核燃料在特殊的后处理工厂进行化学处理，以回收末“燃尽”的铀-235和新生的燃料钚-239。常规的铀提取工艺一般包括，矿石品位、磨矿、矿石浸出，母液分离、溶液纯化、沉淀等工序。海水提铀：“沉淀法、吸附法、浮选法和生物浓缩法核燃料核燃料核聚变的核燃料氢、氘、氚、锂从海水中分离锂矿里分离把含氘、锂、硼或氮原子的物质放到具有强大中子流的原子核反应堆中：或者用快速的氘原子核去轰击台有大量氘的化合物(如重水)．也可以得到氚。核燃料Nucleioftwoisotopesofhydrogen,deuterium(D)andtritium(T)reacttoproduceahelium(He)nucleusandaneutron(n).Ineachreaction,17.6MeVofenergy(2.8pJ)isliberated:D+T4He(3.5MeV)+n(14.1MeV)核能利用历史Discovered1938OttoHahnandFrittzStrassmannPresented1939LiseMeitnerOttoFrischResearchofNuclearFissionbeganU.S.WeaponsProgram1942FirstControlledselfsustainingfissionreaction,EnricoFermiNuclearFissionCreateselectricityThreetypesofnuclearenergy,Fissionreactions,Fusionreactions,andRadioactivedecay中国核能利用1964.10试爆原子弹1967.06试爆原子弹1971.10核子潜艇下水1980.以军事技术为基础，发展核电核反应堆反应堆的分类：实现大规模可控核裂变链式反应的装置称为核反应堆，简称为反应堆。(1)按反应堆的用途分①生产堆：这种堆专门用来生产易裂变或易聚变物质，其主要目的是生产核武器的装料钚和氚。②动力堆：这种堆主要用作发电和舰船的动力。③试验堆：这种堆主要用于试验研究，它既可进行核物理、辐射化学、生物、医学等方面的基础研究．也可用于反应堆材料，释热元件、结构材料以及堆本身的静、动态特性的应用研究。④供热堆：这种堆主要用作大型供热站的热源。(2)按反应堆采用的冷却剂分①水冷堆：它采用水作为反应堆的冷却剂。②气冷堆：它采用氦气作为反应雄的冷却剂。③有机介质堆：它采用有机介质作反应堆的冷却剂。④液态金属冷却堆：它采用液态金属钠作反应堆的冷却剂。(3)按反应堆采用的核燃料分①天然铀堆：以天然铀作核燃料。②浓缩铀堆：以浓缩铀作核燃料。③钚堆；以钚作核燃料。核反应堆(4)按反应堆采用的慢化剂分①石墨堆：以石墨作慢化剂。②轻水准：以普通水作慢化剂。③重水堆：以重水作慢化剂。(5)按核燃料的分布分①均匀堆：核燃料均匀分布。②非均匀堆：核燃料以燃料元件的形式不均匀分布。(6)按中子的能量分①热中子堆：堆内核裂变由热中子引起。②快中子堆：堆内核裂变由快中于引起。核反应堆核反应堆动力堆：动力堆主要有轻水堆、重水堆、气冷堆和快中子增殖堆。轻水堆：普通水(轻水)在反应堆中既作冷却剂又作慢化剂。沸水堆和压水堆沸水堆的最大持点是作为冷却剂的水会在堆中沸腾而产生蒸汽，故称沸水堆。压水堆中的压力较高，冷却剂水的出口温度低于相应压力下的饱和温度，不会沸腾，因此这种堆又叫压水堆。压水堆结构示意图核反应堆重水堆：重水在反应堆中作冷却剂和慢化剂。气冷堆：以气体作冷却剂，石墨作慢化剂。第一代气冷堆是以天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂。这种堆最初是为生产核武器装料钚而产生的，后来才发展为产钚和发电两用。这种堆型早己停建。第二代气冷堆称为改进型气冷堆，它是采用低浓缩铀作燃料，慢化剂仍为石墨，冷却剂亦为二氧化碳，但冷却剂的出口温度己由第一代的400℃提高到650℃。第三代为高温气冷堆，其与前两代的区别是采用高浓缩铀作燃料，并用氦作为冷却剂。由于氨冷却效果好，燃料为弥散型无包壳，且堆芯石墨能承受高温，所以堆芯气体出口温度可高达800℃，故称为高温气冷堆。快中子增殖堆：无慢化剂，利用快中子堆芯结构紧凑、体积小，功率密度比一般轻水堆高4－8倍。由于快堆体积小，功率密度大，故传热问题显得特别突出。通常为强化传热都采用液态金属钠作为冷却剂。核反应堆供热堆：供热堆是专门用于供热的一种反应堆，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、热联产；或用于海水淡化。池式低温供热堆①堆芯通常为常压，一回路采用自然循环，结构简单；②反应堆的堆芯和一回路的主换热器因采用自然循环冷却，堆芯不会有失水的危险；③为保证热用户的安全，采用三回路系统，即一回路的水将堆芯的热量传给二回路的水，而二回路的水则通过中间换热器再将热量传给热网的采暖水，从而可有效地防止放射性的泄漏；④余热排放系统完全依靠自然循环，无需动力电源，可确保停堆后排出余热。核反应堆核电站核电站的组成：核电站和火电厂的主要区别是热源不同，而将热能转换为机械能，再转换成电能的装置则基本相同。火电厂靠烧煤、石油或天然气来获得热量，而核电站则依靠反应堆中的冷却剂将核燃料裂变链式反应所产生的热量带出来。核电站的系统和设备通常由两大部分组成；核的系统和设备，又称核岛：常规的系统和设备．又称常规岛。目前核电站中广泛采用的是轻水堆，即压水堆和沸水堆。核电站压水堆核电站的示意图核电站核电站压水堆核电站由于以轻水作慢化剂和冷却剂，反应堆体积小，建设周期短，造价较低；一回路系统和二回路系统分，运行维护方便，需处理的放射性废气、废浓、废物少。核电站核电站系统：(l)核岛的核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统包括以下子系统：①一回路主系统：它包括压水堆、冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器和主管道等。②化学和容积控制系统：它的作用是实现对一回路冷却剂的容积控制和调节冷却剂中的硼浓度，以控制压水堆的反应性变化。③余热排出系统：又称停堆冷却系统，它的作用是在反应堆停堆、装卸料或维修时，用以导出燃料元件发出的余热。④安全注射系统：又称紧急堆芯冷却系统，它的作用是在反应堆发生严重事故时为堆芯提供应急的和持续的冷却。⑤控制、保护和检测系统：它的作用是为上述4个系统提供检测数据，并对系统进行控制和保护。核电站(2)核岛的辅助系统核岛的辅助系统包括以下主要的子系统：①设备冷却水系统②硼回收系统③反应堆的安全壳及喷淋系统④核燃料的装换料及贮存系统：它的作用是实现对燃料元件的装卸料和贮存。⑤安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统：它的作用是实现安全壳和辅助厂房的通风，同时防止放射性外泄。⑥柴油发电机组：它的作用是为核岛提供应急电源。(3)常规岛的系统常规岛系统与火电厂的系统相似，它通常包括：①二回路系统；又称汽轮发电机系统，它由蒸汽系统、汽轮发电机组、凝气器、蒸汽排放系统、给水加热系统及辅助给水系统等组成。②循环冷却水系统。③电气系统。核电站核电站的安全性：(1)核电与核弹核弹是由高浓度(90％)的裂变物质(几乎是纯235U或纯239Pu)和复杂精密的引爆系统组成的，当引爆装置点火起爆后，弹内的裂变物质被爆炸力迅猛地压紧到一起，大大超过了临界体积，巨大核能在瞬间释放出来，于是产生破坏力极强的、毁灭性的核爆炸。核电站反应堆通常采用天然铀或低浓度(约3％)裂变物质作燃料，再加上一套安全可靠的控制系统，从而能使核能缓慢地有控制地释放出来。核电站(2)核电站放射性影响微不足道(3)防止放射性泄漏的屏障7道屏障：陶瓷燃料芯块：芯块中只有小部分气态和挥发性裂变产物释出。燃料元件包壳：它包容燃料下的裂变物质，只有不到0.5％的包壳在寿命期内可能产生针眼大小的孔，从而有漏出裂变产物的可能。压力容器和管道：200-250mm厚的钢制压力容器和75-100mm钢管包容反应培的冷却剂，防止泄漏进冷却剂中的裂变产物的放射性。混凝土屏蔽：厚达2－3m的混凝土屏蔽可保护运行人员和设备不受堆芯放射性辐照的影响。圆顶的安全壳构筑物：它遮盖电站反应堆的整个部分防止放射性物质逸出。隔离区：它把电站和公众隔离。低人口区：把厂址和居民中心隔开一段距离核电站可控核聚变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(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体。辐射传热与温度的四次方成正比对于氘－氚反应堆，临界点火温度约为4400104℃，纯氘为2108℃1108℃5108℃从核物理可知，等离子体的密度越大，即单位体积内的原于核数目越多，核