核专业知识讲座-核能利用现状及发展趋势

1核专业知识讲座—核能利用现状及发展趋势2核能（或称原子能）是通过转化原子核质量而从原子核释放的能量。核能原理太阳原子弹爆炸核能核电基本知识3爱因斯坦能质定理释放原子能的两种方法：核聚变（fusion）核裂变（fission）核能的来源2mcE“物体的质量是它所含能量的一种度量，如果能量改变了，其质量也就改变了”，“如果物体以辐射的形式放出能量，哪么辐射就在发射体与吸收体之间传递着质量”，“如果一个物体以辐射形式释放能量E，哪么其质量减少E/C2”。Einstein,A.(1905),“IstdieTrägheiteinesKörpersvonseinemEnergieinhaltabhängig?”,AnnalenderPhysik18:639–643（物体的惯性与它所含的能量有关吗？）4核聚变（Nuclearfusion）指由质量小的原子，主要是指氘或氚，在一定条件下（如超高温和高压），发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。5核聚变的两大优点核聚变能可为人类提供“取之不尽用之不竭”的能源。地球上仅在海水中就有45万亿吨氘，1升海水中所含的氘，经过核聚变可提供相当于300升汽油燃烧后释放出的能量。地球上蕴藏的核聚变能约为蕴藏的可进行核裂变元素所能释出的全部核裂变能的1000万倍，可以说是取之不竭的能源。至于氚，虽然自然界中不存在，但靠中子同锂作用可以产生，而海水中也含有大量锂。核聚变不会产生污染环境的放射性物质。6核聚变的实现方式聚变反应需要非常高的温度（上亿摄氏度），以克服两个带正电的氘核之间的巨大排斥力目前主要的几种可控核聚变方式：超声波核聚变激光约束（惯性约束）核聚变磁约束核聚变（托卡马克）目前，实现受控核聚变还存在许多困难，核聚变能的大规模和平利用还尚需时日。7全超导非圆截面托卡马克←中国新一代热核聚变装置EAST国际热核实验反应堆ITER→▲中国科学院等离子体所负责这一项目8核裂变（Nuclearfission）又称核分裂，是一个原子核分裂成几个原子核的变化。一般由重的原子（主要是指铀或钚）分裂成较轻的原子的一种核反应形式。一个重核吸收一个中子分裂成两个轻核，同时放出数个中子和一定的能量。常用的易裂变核：U-233，U-235，Pu-239，Pu-2419EEgeEkXXn3BaKrnUn2BaKrnU..nnU10139569436102359210144569036102359210211023592U-235核裂变反应式U-235每次裂变平均放出2.43个中子。10核裂变释放的能量1个U-235原子核裂变平均释放的总能量：200MeV1kgU-235完全裂变释放的能量：19,600,000,000kcal[比较]化石燃料完全燃烧放出的化学能（4.1eV）：1kg标准煤7,000kcal1L重油9,900kcal1m3天然气9,800kcal1kgU-235裂变释放的能量相当于2800吨标准煤燃烧释放的能量11核裂变链式反应裂变反应中放出的中子与其它可裂变核碰撞，引起新的核裂变，放出第二代中子，再引起核裂变反应，放出第三代中子，如此持续下去的过程。12维持链式反应的条件飞走被吸收，不引起新的裂变被裂变核吸收，引起新的裂变中子数=1，就可使裂变反应持续下去。［自持型］中子数1，裂变反应越来越强。［发散型］中子数1，裂变反应越来越弱。［收敛型］13中子的能量核裂变放出的中子按能量大小分为：快中子热中子铀-235吸收热中子发生裂变反应的概率远远大于吸收快中子发生裂变反应的概率；采用慢化剂将快中子慢化成为热中子。14核能特点核裂变反应放出巨大的能量；核裂变反应不需要氧气；核裂变过程伴随放射性物质的产生。15核能的应用民用：发电军用：适于作为动力系统核裂变能利用的特点需要采取严格的辐射防护措施运行管理要求很高16核能发电原理17核动力的军事应用核能系统潜艇核动力装置水面舰船核动力装置空间核能装置攻击型核潜艇弹道导弹核潜艇航空母舰巡洋舰驱逐舰核商船空间核电源空间核推进装置核武器18发展核能的意义有利于保障国家能源安全有利于调整能源结构，改善大气环境有利于提高装备制造业水平，促进科技进步19世界核电发展现状截止2011年3月，世界上共有443台运行核电机组装机容量37832.4万千瓦；在建63台，装机容量6545.4万千瓦。全世界已有30个国家拥有核电站。法国已将核能作为该国主要能源。一些在利用核能方面发展较晚的国家也陆续准备展开各自建造核电站的计划。20国家容量(百万瓦特)占发电总量份额阿根廷9357.0%亚美尼亚37645.0%比利时5,94351.7%巴西1,9013.0%保加利亚1,90635.9%加拿大12,67914.8%中国（大陆）10,2341.9%捷克3,68633.8%芬兰2,72132.9%法国63,23675.2%德国20,33926.1%匈牙利1,88043.0%印度4,7802.2%日本47,34828.9%韩国17,71634.8%墨西哥1,3104.8%国家容量(百万瓦特)占发电总量份额荷兰4853.7%巴基斯坦4002.7%罗马尼亚1,31020.6%俄罗斯23,08417.8%斯洛伐克1,76053.5%斯洛文尼亚和克罗地亚69637.9%+8.0%南非1,8004.8%西班牙744817.5%瑞典9,39937.4%瑞士3,25239.5%中国台湾4,92720.7%乌克兰13,16848.6%英国10,96217.9%美国101,22920.2%全球376,31314%21世界核电发展阶段第一阶段，主要是实验阶段，只有一些早期的反应堆模型。第二阶段，核电工业已经进入了商业应用阶段，技术趋于成熟。主要的技术是压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等。在这个阶段，全球的核电装机容量稳步增长，但各地区增长速度不同，增长主要集中在亚洲的新兴国家。在第三阶段是核电发展的阶段。在这个阶段，每年核电新增装机容量将达到20十亿瓦，而且增长将继续几十年。第三代核反应堆的早期是先进轻水反应堆时期，主要的技术为先进沸水反应堆、欧洲压水堆、System80+和AP600等。22世界核电发展趋势第三代核反应堆后期，将会继续提升核电站的经济效益。目前全球使用的反应堆主要是第二代的反应堆核部分第三代早期反应堆的试点。未来第四代核反应堆发展的方向包括：更好的经济性、更高的安全性、更少的废弃物核和防止扩散技术。23我国核能利用现状截至目前，中国已有商业运行核电机组13台，在建28台，预计到2020年将达到100多台。中国已经建立了比较完整的核安全监管体系，包括政府监管部门、地区核安全监督站以及相关技术支持单位。我国首批AP1000核电站作为未来标准型的三代新技术的依托项目已经开建，其中，浙江三门核电1号机组和山东海阳核电1号机组的在建工作进行得非常顺利。2425第三代核能系统典型代表——AP1000的特点西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。26AP1000核岛示意图27第四代核能系统简述六种第四代核能系统281.气体冷却快堆系统（GFR)系统描述：气体冷却快堆是一种快中子能谱的氦气冷却反应堆，具有封闭的燃料循环。堆芯布局可以基于菱形的块状、柱状或板状燃料组件进行布置。GFR采用直接循环的布朗循环气轮机进行发电，或者可以随时利用其为生产氢的热化工产品供热。29优点：快中子跟锕系元素结合将放射性废物减到最少。能更有效利用易裂变和可转换的材料。发展情况：GFR的技术主要来源于大量的热中子气体反应堆和少量的快中子气体冷却反应堆的设计。英、德、美、日、中、南非、俄。302.铅冷却快堆系统（LFR）系统描述：铅冷却快堆是一种快中子能谱的铅或铅/铋合金液态金属冷却的反应堆，并且具有封闭的燃料循环，便于可转换铀的有效转化和锕系元素的管理。31优点：装置具有较长的寿期，整个堆芯可以在工厂制造组装完全、不需要任何电气化学方面的能量转换。发展情况：俄罗斯潜艇用的铅-铋合金冷却反应堆技术、一体化快堆金属合金燃料重复利用和再加工技术的开发。323.熔盐反应堆系统（MSR）系统描述：熔盐反应堆是在超热能中子谱反应堆和完全重复利用锕系元素的燃料循环，以及在熔盐燃料混合物的循环流动中产生裂变能。熔盐燃料流经石墨堆芯通道，产生超热能中子。在熔盐中产生的热量通过一台中间热交换器传递到二回路冷却系统，然后通过一台三级热交换器传递到能量转换系统。33优点：采用封闭的燃料循环特别能够提高钚和微量锕系元素的燃耗。熔化的氟化盐具有优良的热传递性能，并且蒸发压力非常低，降低了压力容器和管系的应力。发展情况：主要是用于航天器推动。1954年的航天器反应堆试验对堆能否达到的最高温度(850℃)进行了验证。以及溶盐燃料的稳定性问题及与石墨镍基材料的兼容性问题。344.钠冷却快堆系统（SFR）系统描述：钠冷却快堆是一种快中子能谱的钠冷却反应堆，具有封闭的燃料循环，有利于锕系元素的有效管理和可转换铀的有效转化。该系统重要的安全特征是较长的热响应时间、较宽的冷却剂沸腾范围、主回路系统在接近大气压的条件下运行、在一回路系统中的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有一个中间的钠系统。35优点：SFR可用于电力市场，同时由于SFR是快中子能谱反应堆，SFR更能够有效的利用那些可再利用的易裂变和可转换的材料。发展情况：法国、日本、德国、英国、俄罗斯和美国等国家已建造和运行了钠冷液态金属反应堆,功率范围从1.1MWt到1200MWt不等。365.超临界水冷却反应堆系统（SCWR)系统描述：超临界水冷却反应堆系统是一种高温高压的水冷反应堆，它可以在高于水的热力学临界点的工况下运行。反应堆所采用的燃料为氧化铀。SCWR系统设计的主要目的是为了生产高效的电力产品。37优点：系统的热效率比目前的轻水反应堆高大约三分之一，同时也可以简化装置的配置。发展情况：其中许多技术可以在现有的轻水堆和超临界水冷化石燃料商用电站中找到，目前还没有SCWR的原型堆。386.超高温反应堆系统（VHTR）系统描述：超高温反应堆系统是一种石墨慢化氦气冷却的、具有一次性铀燃料循环的反应堆。反应堆是一个600MWt的堆芯，它与一台中间热交换器相连进行热量的传递可以用于生产氢产品、或为石化工业或其它工业用途供热。39优点：高效率，可以用于供热、发电。同时，灵活地采用铀/钚燃料循环．并有助于废物的最小化。发展情况：基本技术已经在先前的高温气冷堆项目中形成了，在中国的HTR-10中也准备验证在10MWt的功率水平上进行发电和热电联供的可行性。40二、第四代核能系统的研究开发计划第四代核能系统的目标是使这些系统能够在2030年之前得到广泛的应用下表列出了六种第四代核能系统研究开发的主要时间节点及其研究开发所需的经费初步预算。在可行性研究和论证阶段，要证明一些关键技术是可行的如果上述两个阶段的研究工作进展顺利的话，至少还需要用6年的时问开展实际验证工作，估计需要几十亿美元的资金。41中国核电的未来目前，中国核电发展已经走过了20年的路程，运行与在建的核电机组总容量已接近10GW，核电发电量约占全国总发电量的2%左右，已形成了浙江秦山、广东大亚湾、江苏田湾三大核电基地，因此已具备了稳定发展的基础。第四代核电中，达成共识的六种新型核电堆型中至少三种是快堆，由此可见由热堆电站向快堆电站过渡的态势。中国已开始快堆技术的开发研究，在国家“863计划”的支持下，中国的实验快堆正在加紧建设，预计在“十一五”初期即可建成并投入运行。目前我国加快大型快堆电站的开