-反应堆技术及核能利用

1、第六章第六章 反应堆技术及核能利用反应堆技术及核能利用 重核的感生裂变和轻核的聚变过程所释放出的巨大重核的感生裂变和轻核的聚变过程所释放出的巨大能量习惯上称为能量习惯上称为核能核能。核能的发现和利用是核科学对人。核能的发现和利用是核科学对人类社会的最重要贡献之一类社会的最重要贡献之一 ！核能利用的两种方式：核能利用的两种方式：（1 1）以不可控裂变或聚变反应为特征的核武器技术；）以不可控裂变或聚变反应为特征的核武器技术；（2 2）以受控裂变或聚变反应为特征的核能发电技术、核）以受控裂变或聚变反应为特征的核能发电技术、核能推进技术、核能供热技术等，这些都是基于核反应堆能推进技术、核能供热技术等，

2、这些都是基于核反应堆的核能应用技术，有时也将它们总称为动力型核技术。的核能应用技术，有时也将它们总称为动力型核技术。 1932 1932年，英国物理学家年，英国物理学家查德威克查德威克发现了中子，为人类发现了中子，为人类提供了打开核能利用大门的一把钥匙。提供了打开核能利用大门的一把钥匙。 nCBeHe101269442核能利用的历史沿革核能利用的历史沿革 1939 1939年，年，费米费米发现利用中子轰击铀核能产生中等重量发现利用中子轰击铀核能产生中等重量的元素，居里夫人的女儿的元素，居里夫人的女儿伊伦娜伊伦娜 居里居里进行了类似的研究，进行了类似的研究，但得到了不同的反应产物。但得到了不同的

3、反应产物。 伊伦娜伊伦娜 居里和约里奥居里和约里奥 居里居里费米费米 德国科学家德国科学家哈恩哈恩重复他们的重复他们的实验，证实中子轰击铀核能产生实验，证实中子轰击铀核能产生重量为铀一半的元素，并确定它重量为铀一半的元素，并确定它是钡，他的进一步工作证实了伊是钡，他的进一步工作证实了伊伦娜伦娜 居里实验的产物是镧。居里实验的产物是镧。 流亡瑞典的奥地利女科学家流亡瑞典的奥地利女科学家迈特纳迈特纳提出了铀核裂变的概念，提出了铀核裂变的概念，并指出裂变能放出能量。并指出裂变能放出能量。 为了能持续地放出核能，匈牙利物为了能持续地放出核能，匈牙利物理学家理学家西拉德西拉德最先考虑了裂变链式反应最先考

4、虑了裂变链式反应发生的可能性。发生的可能性。 1939 1939 年，年，居里夫妇居里夫妇等人通过实验等人通过实验发现一个铀发现一个铀-235-235核裂变会释放出核裂变会释放出2 23 3个个中子，用实验证实了发生裂变链式反应中子，用实验证实了发生裂变链式反应的可能性。的可能性。 1941 1941年年1212月到月到19421942年年1212月，月，费米费米领导一批科学家在美领导一批科学家在美国芝加哥大学斯塔克运动场的西看台下，成功地建造了世国芝加哥大学斯塔克运动场的西看台下，成功地建造了世界上第一座核反应堆，尽管该反应堆仅发出了界上第一座核反应堆，尽管该反应堆仅发出了200 W200

5、W的电，的电，但它解决了受控裂变链式反应的众多技术问题，标志着核但它解决了受控裂变链式反应的众多技术问题，标志着核能时代的到来。能时代的到来。 图图6-1 6-1 世界上第一座世界上第一座核反应堆（油画）核反应堆（油画） 核反应堆核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应或核是一个能维持和控制核裂变链式反应或核聚变反应，从而实现核能向热能转换的装置。聚变反应，从而实现核能向热能转换的装置。能量能量产生产生方式方式裂变核反应堆（主导）裂变核反应堆（主导）聚变核反应堆（研究中）聚变核反应堆（研究中）反应堆反应堆6.1.1 6.1.1 反应堆的组成反应堆的组成反反应应堆堆活性区（堆芯）活性区（堆芯）反

6、射层反射层屏蔽层屏蔽层辐射监测系统辐射监测系统压力壳压力壳核燃料核燃料慢化剂慢化剂冷却剂冷却剂控制棒控制棒 反应堆的燃料是可裂变材料反应堆的燃料是可裂变材料。 自然界天然存在的易于裂变的材料只有自然界天然存在的易于裂变的材料只有U-235U-235，它在天，它在天然铀中的含量仅有然铀中的含量仅有0.7200.720，而另外两种同位素，而另外两种同位素U-238U-238和和U-U-234234各占各占99.27499.274和和0.00550.0055，均不易裂变。除了，均不易裂变。除了U-235U-235外，外，可用作裂变材料的还有两种利用反应堆或加速器生产出来可用作裂变材料的还有两种利用反

7、应堆或加速器生产出来的的U-233U-233和和Pu-239Pu-239。用这些裂变材料制成金属、金属合金、。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。氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。 为了防止裂变产物逸出，燃料一般都需用包壳包起来，为了防止裂变产物逸出，燃料一般都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。（1 1）核燃料）核燃料燃料棒组件燃料棒组件 为了控制裂变链式反应的速率在一个预定的水平上，为了控制裂变链式反应的速率在一个预定的水平上，或在紧急情况下停止链式反应，反应堆中安装了用于吸收或在紧急情况下停止链式反应，反

8、应堆中安装了用于吸收中子的中子的控制棒控制棒（也称（也称安全棒安全棒）。）。 控制棒材料一般是硼、碳化硼、镉、银控制棒材料一般是硼、碳化硼、镉、银- -铟铟- -镉合金等。镉合金等。含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它被辐照后含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它被辐照后容易脆化和肿胀。容易脆化和肿胀。银银- -铟铟- -镉合金的热中子吸收截面大，是镉合金的热中子吸收截面大，是商用反应堆的主要控制材料商用反应堆的主要控制材料。 控制棒一般以控制棒一般以“棒束棒束”形式出现，称为控制组件。形式出现，称为控制组件。（2 2）控制棒）控制棒控制棒组件控制棒组件瑞士洛桑联邦理工学院（瑞士洛桑

9、联邦理工学院（EPFLEPFL）内的小型研究型核反应堆）内的小型研究型核反应堆CROCUSCROCUS的堆芯的堆芯（3 3）冷却剂）冷却剂 冷却剂冷却剂是将裂变反应产生的热量导出来的工作介质，是将裂变反应产生的热量导出来的工作介质，是唯一既在堆芯中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，是唯一既在堆芯中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必须在高温和高中子通量场合工作稳定。这就要求冷却剂必须在高温和高中子通量场合工作稳定。 理想的冷却剂应理想的冷却剂应具有良好的慢具有良好的慢化中子能力，有较大的传热系数和化中子能力，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及在中子辐照下热容量、抗氧化以及在中子

10、辐照下不会产生很高的放射性不会产生很高的放射性。常见的冷。常见的冷却剂有轻水、重水、二氧化碳、氦却剂有轻水、重水、二氧化碳、氦气、液态金属钠（或钠钾合金）气、液态金属钠（或钠钾合金）等。等。压水堆压水堆（4 4）慢化剂）慢化剂 由于慢中子（或热中子，速率约为由于慢中子（或热中子，速率约为2200 m/s2200 m/s、能量约为、能量约为1/40 eV1/40 eV）更易引起）更易引起U-235U-235裂变，而裂变反应放出的中子几乎裂变，而裂变反应放出的中子几乎都是快中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的都是快中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，称为材料，称为慢化剂慢

11、化剂。 选择慢化剂的首要因素是核特性，选择慢化剂的首要因素是核特性，要有良好的慢化性能和低的中子俘获截要有良好的慢化性能和低的中子俘获截面；其次是价格、机械特性和辐照敏感面；其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，即使不是，性。有时慢化剂兼作冷却剂，即使不是，在设计中两者也是紧密相关的。常用的在设计中两者也是紧密相关的。常用的慢化剂包括石墨、重水和轻水。慢化剂包括石墨、重水和轻水。重水堆重水堆 反射层反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其他材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，石墨或其他材料。它能把活性区内逃出的中子反射

12、回去，减少中子的泄漏量。减少中子的泄漏量。（5 5）反射层）反射层图图6-1 6-1 石墨反应堆堆芯模型石墨反应堆堆芯模型图图6-1 6-1 石墨反应堆堆芯模型石墨反应堆堆芯模型 为防护中子、为防护中子、射线和热辐射，必须在反应堆和大多射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置数辅助设备周围设置屏蔽层屏蔽层，其设计要力求造价便宜并节，其设计要力求造价便宜并节省空间。常用的材料有钢、铅、混凝土和含省空间。常用的材料有钢、铅、混凝土和含B B材料等。材料等。 （6 6）屏蔽层）屏蔽层（7 7）辐射监测系统）辐射监测系统 辐射监测系统辐射监测系统能监测并及早发现放射性泄漏情况，以保能监测并及

13、早发现放射性泄漏情况，以保证反应堆的正常运行。证反应堆的正常运行。（8 8）压力壳）压力壳 压力壳压力壳是安置反应堆并承受是安置反应堆并承受巨大运行压力的密封容器，又称巨大运行压力的密封容器，又称反应堆压力容器反应堆压力容器。由于压力壳所。由于压力壳所容纳的反应堆堆芯放射性极强，容纳的反应堆堆芯放射性极强，故在材质、制作、检验及服役检故在材质、制作、检验及服役检查等方面都严格的多。查等方面都严格的多。6.1.2 6.1.2 反应堆的分类及特点反应堆的分类及特点表表6-1 6-1 反应堆的分类反应堆的分类按中子能量分类按中子能量分类快中子堆快中子堆中子能量大于中子能量大于1 MeV，简称快堆，简

14、称快堆中能中子堆中能中子堆中子能量大于中子能量大于0.1 eV小于小于0.1 MeV热中子堆热中子堆中子能量大于中子能量大于0.025 eV小于小于0.1 eV按冷却剂和慢化剂分类按冷却剂和慢化剂分类轻水堆轻水堆压水堆和沸水堆压水堆和沸水堆重水堆重水堆压力管式重水堆和压力容器式重水慢化轻水冷却堆压力管式重水堆和压力容器式重水慢化轻水冷却堆有机堆有机堆重水慢化有机冷却堆重水慢化有机冷却堆石墨堆石墨堆石墨水冷堆和石墨气冷堆石墨水冷堆和石墨气冷堆气冷堆气冷堆天然铀石墨堆、改进型气冷堆、高温气冷堆和重水慢化气天然铀石墨堆、改进型气冷堆、高温气冷堆和重水慢化气冷堆冷堆液态金属冷却堆液态金属冷却堆熔盐堆和

15、钠冷快堆熔盐堆和钠冷快堆按堆芯结构分类按堆芯结构分类均匀堆均匀堆核燃料与慢化剂、冷却剂均匀混合核燃料与慢化剂、冷却剂均匀混合非均匀堆非均匀堆核燃料与慢化剂、冷却剂呈非均匀分布，按要求排列成一核燃料与慢化剂、冷却剂呈非均匀分布，按要求排列成一定形状定形状按用途分类按用途分类生产堆生产堆生产生产Pu-239、氚以及放射性同位素、氚以及放射性同位素动力堆动力堆生产电力、提供热能，或为船舶、航天器等提供动力生产电力、提供热能，或为船舶、航天器等提供动力研究实验堆研究实验堆用作实验研究工具的反应堆用作实验研究工具的反应堆（1 1）研究实验堆）研究实验堆 研究实验堆研究实验堆是指用作实验研是指用作实验研究

16、工具的反应堆，它不包括为研究工具的反应堆，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，如原型就是研究对象的反应堆，如原型堆、零功率堆、各种模式堆等。堆、零功率堆、各种模式堆等。研究实验反应堆的实验研究领域研究实验反应堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理、堆工程、很广泛，包括堆物理、堆工程、生物、化学、物理、医学等，同生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位素时，还可生产各种放射性同位素和培训反应堆科学技术人员。和培训反应堆科学技术人员。 中国原子能科学研究院的零功中国原子能科学研究院的零功率装置率装置游泳池式研究实验堆游泳池式研究实验堆

17、罐式研究实验堆罐式研究实验堆重水研究实验堆重水研究实验堆固体慢化剂研究实验堆固体慢化剂研究实验堆均匀型研究实验堆均匀型研究实验堆快中子实验堆快中子实验堆 石墨研究实验堆石墨研究实验堆 研究实验堆的种类研究实验堆的种类 石墨研究实验堆石墨研究实验堆 比较有代表性的是布鲁克海文国家实验室（比较有代表性的是布鲁克海文国家实验室（BNLBNL）的石）的石墨研究反应堆（墨研究反应堆（BGRRBGRR）。它是二次大战后在和平时期美国）。它是二次大战后在和平时期美国建造的第一台反应堆，开始时用天然铀作为燃料，建造的第一台反应堆，开始时用天然铀作为燃料，19581958年年起采用浓缩起采用浓缩U-235U-2

18、35，反应堆功率，反应堆功率20 MW20 MW，中子的最大流量约，中子的最大流量约为为2 210101313 cm cm-2-2 s s-1-1，主要任务是为科学实验提供中子，改，主要任务是为科学实验提供中子，改进反应堆技术。进反应堆技术。图图6-3 BNL的石墨研究反应堆（的石墨研究反应堆（BGRR） 罐式研究实验堆罐式研究实验堆的工作温度较高，冷却剂流量较大，的工作温度较高，冷却剂流量较大，这只有在加压系统中才能实现，因此，反应堆必须采取加这只有在加压系统中才能实现，因此，反应堆必须采取加压罐式结构。压罐式结构。 罐式研究实验堆罐式研究实验堆罐式研究实验堆罐式研究实验堆 重水研究实验堆重

19、水研究实验堆 在在重水研究实验堆重水研究实验堆中，由于重水的中子吸收截面小，所中，由于重水的中子吸收截面小，所以以允许采用天然铀燃料允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通，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，量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就必须用浓缩铀来代替天然铀。就必须用浓缩铀来代替天然铀。 图图6-4 6-4 重水研究实验反应堆（中国）重水研究实验反应堆（中国）即即101101堆，堆，19581958年年6 6月月1313日首次达到临界，日首次达到临界，安全运行安全运行5050年后，于年后，于20082008年

20、年1111月月2525日关日关闭闭 快中子实验堆快中子实验堆 快中子实验堆快中子实验堆在运行过程中能够形成完整的核燃料闭合在运行过程中能够形成完整的核燃料闭合式循环，可使铀的资源利用率提高至式循环，可使铀的资源利用率提高至60%60%以上，而且产生的以上，而且产生的核废料极少。贫铀、乏燃料、低品位的铀矿、海水里的铀等核废料极少。贫铀、乏燃料、低品位的铀矿、海水里的铀等都可以成为快中子实验堆的燃料来源。都可以成为快中子实验堆的燃料来源。 中国实验快堆：热功率中国实验快堆：热功率65MW65MW，电，电功率为功率为20MW20MW。这是我国。这是我国“863”863”高技术高技术计划计划“九五九五

21、”重大项目之一。快堆核重大项目之一。快堆核电工程可将铀资源的利用率从压水堆电工程可将铀资源的利用率从压水堆电站的电站的1%1%左右提高到左右提高到60%-70%60%-70%，将为，将为我国核能持续发展奠定基础。我国核能持续发展奠定基础。 中国先进研究堆功率为中国先进研究堆功率为60MW60MW，具有安全性能好，技术指标先进，多用途的，具有安全性能好，技术指标先进，多用途的特点。它是特点。它是2121世纪我国核科学技术可持续发展的重点研究设施之一，是国家核世纪我国核科学技术可持续发展的重点研究设施之一，是国家核科技总体实力和水平的重要标志，是进行中子散射和核物理研究的先进设施，科技总体实力和水

22、平的重要标志，是进行中子散射和核物理研究的先进设施，除了可大规模生产多品种、高比活度的放射性同位素，进行核电燃料组件、材除了可大规模生产多品种、高比活度的放射性同位素，进行核电燃料组件、材料的辐照考验和研究外，还可为单晶硅中子掺杂、中子活化分析、中子照相、料的辐照考验和研究外，还可为单晶硅中子掺杂、中子活化分析、中子照相、中子治癌、放射性计量标准件建立等工作提供先进的设施。中子治癌、放射性计量标准件建立等工作提供先进的设施。 生产堆生产堆主要用于生产易裂变材料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、产照。生产堆包括产钚

23、堆、产氚堆、产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，模辐照堆，如果不是特别指明，通常如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。所说的生产堆是指产钚堆。 产钚堆结构简单，堆中的燃料元件既是燃料又是生产产钚堆结构简单，堆中的燃料元件既是燃料又是生产Pu-239Pu-239的原料。生产堆也可以用来生产热核燃料氚，重水的原料。生产堆也可以用来生产热核燃料氚，重水型生产堆的产氚量要比石墨型生产堆产氚高型生产堆的产氚量要比石墨型生产堆产氚高7 7倍。倍。同位素生产同位素生产（2 2）生产堆）生产堆（3 3）动力堆）动力堆 动力堆动力堆包括为舰船、航天器等提供动力的包

24、括为舰船、航天器等提供动力的推进堆推进堆、为、为发电而建造的发电而建造的发电堆发电堆和为海水淡化、取暖等提供热能的和为海水淡化、取暖等提供热能的多多目的堆目的堆。 核动力舰船（如核潜艇、核核动力舰船（如核潜艇、核动力航母）等通常用压水堆作为动力航母）等通常用压水堆作为其动力装置。商用规模核电站使其动力装置。商用规模核电站使用的反应堆主要有轻水堆、重水用的反应堆主要有轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和快中子堆等。堆、石墨气冷堆和快中子堆等。专用的多目的堆并不常见。专用的多目的堆并不常见。法国的核潜艇法国的核潜艇大亚湾核电站大亚湾核电站 轻水堆轻水堆(LWR)(LWR) 轻水堆轻水堆是目前技术最成熟、应

25、用最广泛的堆型，全球运是目前技术最成熟、应用最广泛的堆型，全球运行的以及在建的反应堆中，轻水堆的占有率达行的以及在建的反应堆中，轻水堆的占有率达80%80%。 优点优点：体积小，结构和运行都比较简单，功率密度高，：体积小，结构和运行都比较简单，功率密度高，单堆功率大，造价也低廉，建造周期短和安全可靠。单堆功率大，造价也低廉，建造周期短和安全可靠。 缺点缺点：轻水吸收中子的几率比重水和石墨大，因此不能：轻水吸收中子的几率比重水和石墨大，因此不能直接使用天然铀为燃料，此外，轻水堆的铀利用率较低，仅直接使用天然铀为燃料，此外，轻水堆的铀利用率较低，仅为为33%33%。压水堆压水堆液态高压轻水做冷却剂

26、液态高压轻水做冷却剂沸水堆沸水堆轻水的蒸汽做冷却剂轻水的蒸汽做冷却剂轻水堆轻水堆（a a）压水堆）压水堆(PWR)(PWR) 是最具竞争力的堆型，约占是最具竞争力的堆型，约占60%60%。 用普通水作慢化剂和冷却剂，价用普通水作慢化剂和冷却剂，价格低廉；格低廉； 为了使反应堆内温度很高的冷却为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压力（水压约水保持液态，反应堆在高压力（水压约为为15.5 MPa15.5 MPa ）下运行；）下运行； 由于反应堆内的水处于液态，驱由于反应堆内的水处于液态，驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外借助蒸汽发生器产生；外借助

27、蒸汽发生器产生；图图6-5 6-5 压水堆结构原理图压水堆结构原理图 由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此必由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此必须使用低浓缩铀（须使用低浓缩铀（U-235的质量分数为的质量分数为24%）作核燃料。）作核燃料。 山东海阳核电站效果图及施工现场山东海阳核电站效果图及施工现场压水堆，压水堆，2 2台台200200万千瓦机组，中国最大的核电站万千瓦机组，中国最大的核电站（b b）沸水堆）沸水堆(BWR)(BWR) 在动力堆中约占在动力堆中约占24%24%。 沸水堆和压水堆一样，也用沸水堆和压水堆一样，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同

28、普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是蒸汽在沸水堆内产生，并直的是蒸汽在沸水堆内产生，并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，系统特别简单，工作压力生器，系统特别简单，工作压力比压水堆低。然而，沸水堆的蒸比压水堆低。然而，沸水堆的蒸汽带有放射性，需采取屏蔽措施汽带有放射性，需采取屏蔽措施以防止放射性泄漏。以防止放射性泄漏。 图图6-6 6-6 沸水堆结构原理图沸水堆结构原理图 切尔诺贝利核电站的石墨慢化压力管式沸水堆切尔诺贝利核电站的石墨慢化压力管式沸水堆 重水堆重水堆(HWR)(HWR) 在动力堆中约占在动力堆中约占5%5%。 用重水作慢化剂和冷却用重水作慢化剂和冷却剂，

29、用天然铀作燃料，这是剂，用天然铀作燃料，这是重水堆的最大优点，但是阻重水堆的最大优点，但是阻碍其发展的重要原因之一是碍其发展的重要原因之一是重水很难得到，因为在天然重水很难得到，因为在天然水中重水很少。目前达到商水中重水很少。目前达到商用水平的重水堆只有加拿大用水平的重水堆只有加拿大开发的坎杜堆，我国目前也开发的坎杜堆，我国目前也建设了一座重水堆核电站。建设了一座重水堆核电站。 图图6-7 重水堆结构原理图重水堆结构原理图 加拿大的坎杜堆和使用的燃料组件加拿大的坎杜堆和使用的燃料组件秦山核电站三期（重水堆，与加拿大合作）秦山核电站三期（重水堆，与加拿大合作） 石墨气冷堆发展了三代石墨气冷堆发展

30、了三代： 第一代气冷堆第一代气冷堆以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为最高运行温度为360 360 ，是英、法两国为商用发电建造的堆型之一；，是英、法两国为商用发电建造的堆型之一； 第二代为改进型气冷堆第二代为改进型气冷堆，仍然以石墨为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，仍然以石墨为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，但核燃料用的是纯度为但核燃料用的是纯度为2 23%3%的低缩度的低缩度U-235U-235，出口温度可达，出口温度可达670670，英国，英国曾经建立了这种堆，但技术问题较多，前途暗淡；曾经建立了这种堆，但技术问题较多，前途暗

31、淡； 第三代为高温气冷堆第三代为高温气冷堆（气体的温度达到（气体的温度达到750750以上），采用陶瓷颗粒以上），采用陶瓷颗粒燃料和耐高温的石墨结构材料，并用惰性气体（氦）作冷却剂。由于陶燃料和耐高温的石墨结构材料，并用惰性气体（氦）作冷却剂。由于陶瓷颗粒燃料的表面积大、堆芯材料耐高温及氦气的传热性好、稳定性高，瓷颗粒燃料的表面积大、堆芯材料耐高温及氦气的传热性好、稳定性高，所以高温气冷堆是一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。所以高温气冷堆是一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。 石墨气冷堆石墨气冷堆(GGR)(GGR)以第一代石墨气冷反应堆为核心的核电站（法国）以第一代石墨气冷反应堆为核心的核

32、电站（法国）山东荣成石岛湾核电站是我国第一座高温气冷堆核电站山东荣成石岛湾核电站是我国第一座高温气冷堆核电站 6.2.1 6.2.1 核能发电技术核能发电技术 裂变核能在反应堆中转化为热能，这些热能被引出后裂变核能在反应堆中转化为热能，这些热能被引出后不仅可以直接用于供热或海水淡化，而且还能被转化为其不仅可以直接用于供热或海水淡化，而且还能被转化为其它形式，如机械能（推动舰船、航天器）或更易使用的电它形式，如机械能（推动舰船、航天器）或更易使用的电能等。能等。 6.2.1.1 6.2.1.1 核电站的发展历史和现状核电站的发展历史和现状 19411941年年1212月到月到19421942年年

33、12 12 月，费米领导一批物理学月，费米领导一批物理学家成功地建造了世界上第一座核反应堆，标志着原子能时家成功地建造了世界上第一座核反应堆，标志着原子能时代的到来。代的到来。 1951 1951年年1212月，美国利用它的月，美国利用它的“增殖一号增殖一号”快堆产快堆产生的高温蒸汽，带动发电机发出生的高温蒸汽，带动发电机发出200 kW200 kW的电，核能的应用的电，核能的应用掀开了新的篇章。掀开了新的篇章。 19541954年，前苏联建成了世界第一座核电站。英国年，前苏联建成了世界第一座核电站。英国和美国分别于和美国分别于19561956年（克得霍尔，年（克得霍尔，Calder Hall

34、Calder Hall ）和）和19591959年（宾州船运港，年（宾州船运港，Shipping-port Shipping-port ）建成原子能发电站。）建成原子能发电站。 2020世纪世纪6060年代初到年代初到7070年代初成为核电发展的黄金年代初成为核电发展的黄金时期。时期。 1954年问世的世界第一座试验性核电站（莫斯科附近）年问世的世界第一座试验性核电站（莫斯科附近） 19791979年美国宾州三里岛事故和年美国宾州三里岛事故和19861986年前苏联切尔诺年前苏联切尔诺贝利核电站事故使得人们更加冷静地对待核能，世界各国贝利核电站事故使得人们更加冷静地对待核能，世界各国更加重视核

35、电的安全，在核电安全上投入了大量的资金，更加重视核电的安全，在核电安全上投入了大量的资金，使核电的安全性得到了进一步保证，促进核能利用事业进使核电的安全性得到了进一步保证，促进核能利用事业进一步向前发展。一步向前发展。美国宾州三里岛核电站美国宾州三里岛核电站 据世界核能协会统计，到据世界核能协会统计，到20112011年年6 6月月1 1日，在世界上日，在世界上2929个国家和地区，有个国家和地区，有441441座发电用核反应堆在运行，总容量座发电用核反应堆在运行，总容量为为3.7643.764亿千瓦，约占世界发电总容量的亿千瓦，约占世界发电总容量的13.8% 13.8% 。 法国建成法国建成

36、5858座发电用核反应堆，发电量占其整个发电座发电用核反应堆，发电量占其整个发电量的量的74%74%；日本建成；日本建成5151座，发电量占其整个发电量的座，发电量占其整个发电量的29%29%；美国建成美国建成104104座，发电量占其整个发电量的座，发电量占其整个发电量的20%20%；俄罗斯建；俄罗斯建成成3232座，发电量占其整个发电量的座，发电量占其整个发电量的17% 17% 。核电站的划代核电站的划代第一代核电站：第一代核电站： 属于原型堆核电站，主要目的是通过试验示范形式来验属于原型堆核电站，主要目的是通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。证核电在工程实施上的可行性。195

37、01950年至年至19601960年间前苏联和年间前苏联和美国等建造的第一批单机容量在美国等建造的第一批单机容量在300 MW300 MW左右的轻水堆核电站左右的轻水堆核电站均属于第一代核电站。均属于第一代核电站。第二代核电站：第二代核电站： 在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如加拿大的加拿大的CanduCandu重水堆核电站等。第二代核电站主要是实现重水堆核电站等。第二代核电站主要是实现了商业化、标准化、系列化、批量化，提高了经济性。了商业化、标准化、系列化、批量化，提高了经济性。第三代核电站：第三代核电站： 一是指先进的轻水堆核电

38、站，包括一是指先进的轻水堆核电站，包括“二代加二代加”核电站；核电站；二是指采用更安全、更经济、更先进的第三代核电机组，并二是指采用更安全、更经济、更先进的第三代核电机组，并采用标准化、最佳化设计和安全性更高的采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统非能动安全系统的的核电站。核电站。 第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。我国引进的美国非能动电站。我国引进的美国非能动AP1000AP1000核电站（浙江三门核电核电站（浙江三门核电站和山东海阳核电站）以及法国站和山东海阳核电站）以及法国EPREPR核电站（广东核电集团公核

39、电站（广东核电集团公司）都属于第三代核电站。司）都属于第三代核电站。资料资料非能动安全系统非能动安全系统： 利用自然界的规律及工质的物理特性，如物质的重力、利用自然界的规律及工质的物理特性，如物质的重力、流体的对流、扩散等原理，所设计的不需要专设动力源驱动流体的对流、扩散等原理，所设计的不需要专设动力源驱动的安全系统，可在应急情况下冷却和带走堆芯余热。的安全系统，可在应急情况下冷却和带走堆芯余热。 核电站中的部件可分为核电站中的部件可分为能动部件能动部件与与非能动部件非能动部件。依靠触发，机械运。依靠触发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过动或动力源等外部输入

40、而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程，称程，称能动部件能动部件，如泵、风机、柴油发电机组等。无需依赖外部输入而，如泵、风机、柴油发电机组等。无需依赖外部输入而执行功能的部件称执行功能的部件称非能动部件非能动部件，非能动部件内一般没有活动部件，如管，非能动部件内一般没有活动部件，如管道，孔板，换热器等。如果某一非能动部件的设计、制造、检查和在役道，孔板，换热器等。如果某一非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质量水平，则可不必假设它会发生故障。检查均能保证很高的质量水平，则可不必假设它会发生故障。 AP1000 AP1000的非能动安全系统是装水量总计的非能动安全系统是装水

41、量总计50005000余吨的余吨的4 4个个大水箱，一旦遭遇紧急情况，不需要交流电源和应急发电大水箱，一旦遭遇紧急情况，不需要交流电源和应急发电机，而是利用地球引力、物质重力、气体膨胀、密度差引机，而是利用地球引力、物质重力、气体膨胀、密度差引起的对流、蒸发、冷凝等自然现象来驱动核电厂的安全系起的对流、蒸发、冷凝等自然现象来驱动核电厂的安全系统，巧妙地冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热统，巧妙地冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热, ,并对安全壳外并对安全壳外部实施喷淋等，从而恢复核电站的安全状态。部实施喷淋等，从而恢复核电站的安全状态。 假设事故发生后，这样的安全系统允许核电站操纵员假设事故发生后，这样的

42、安全系统允许核电站操纵员7272小时不干预，而目前世界上运行的核电站的不干预时间小时不干预，而目前世界上运行的核电站的不干预时间仅为仅为1010到到3030分钟，因此系统可以自动应对事故分钟，因此系统可以自动应对事故, ,把人为失误把人为失误的风险降到最小。的风险降到最小。AP1000AP1000核电站的非能动安全系统核电站的非能动安全系统浙江三门核电站效果图及一期建设场景浙江三门核电站效果图及一期建设场景资料：浙江三门核电站资料：浙江三门核电站AP1000巴基斯坦原子能委员会参观建造中的福清核电巴基斯坦原子能委员会参观建造中的福清核电站，该电站站，该电站5 5、6 6号机组将使用号机组将使用

43、ACP1000ACP1000反应堆反应堆 资料：第三代核电站范例资料：第三代核电站范例ACP1000 华龙一号由中国两大核电企业中国广核集团（华龙一号由中国两大核电企业中国广核集团（CGNCGN）和中国核工业集）和中国核工业集团公司团公司 (CNNC)(CNNC)联合开展，研发设计方案已经基本成型，具备开工建设的联合开展，研发设计方案已经基本成型，具备开工建设的条件。该技术融合了条件。该技术融合了“能动与非能动能动与非能动”先进设计理念，主要技术指标和安先进设计理念，主要技术指标和安全指标满足我国和全球最新安全要求，具有完全自主知识产权。华龙一号全指标满足我国和全球最新安全要求，具有完全自主知

44、识产权。华龙一号凝聚了中国核电建设者的智慧和心血，实现了先进性和成熟性的统一、安凝聚了中国核电建设者的智慧和心血，实现了先进性和成熟性的统一、安全性和经济性的平衡、能动与非能动的结合，具备国际竞争比较优势，有全性和经济性的平衡、能动与非能动的结合，具备国际竞争比较优势，有望短时间内填补中国国内技术空白，具备参与国际竞标条件。望短时间内填补中国国内技术空白，具备参与国际竞标条件。资料：第三代核电站范例华龙一号资料：第三代核电站范例华龙一号第四代核电站（研究中）：第四代核电站（研究中）： 主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产

45、生量小，并能防止核扩散。全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。 第四代核电站预期在第四代核电站预期在20302030年达到实用化的程度年达到实用化的程度6.2.1.2 6.2.1.2 核电站的构成与工作原理核电站的构成与工作原理图图6-8 6-8 压水堆核电站的系统布置示意图压水堆核电站的系统布置示意图 图图6-9 6-9 压水堆核电站工作原理示意图压水堆核电站工作原理示意图 压水堆电站工作原理动画演示压水堆电站工作原理动画演示（1 1）压水反应堆）压水反应堆图图6-11 6-11 压水堆压力容器结构部压水堆压力容器结构部件示意图件示意图 反应堆反应堆由压力容器和由压力容器和堆芯等构成。堆芯包

46、括堆芯等构成。堆芯包括燃料组件、冷却剂和控燃料组件、冷却剂和控制棒束等。制棒束等。图图6-12 6-12 主泵机组主泵机组 主泵机组主泵机组是一回路中高速是一回路中高速转动的设备，通过推动冷却剂转动的设备，通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发流动将反应堆热量送到蒸汽发生器，传递给二回路。生器，传递给二回路。（2 2）主泵机组）主泵机组 稳压器稳压器又称容积补偿器，作又称容积补偿器，作用是补偿一回路冷却水因温度改用是补偿一回路冷却水因温度改变引起的回路水容积变化，并调变引起的回路水容积变化，并调节和控制一回路系统冷却剂的工节和控制一回路系统冷却剂的工作压力。作压力。图图6-13 6-13 稳

47、压器稳压器 （3 3）稳压器）稳压器（4 4）蒸汽发生器）蒸汽发生器图图6-14 6-14 蒸汽发生器蒸汽发生器 蒸汽发生器蒸汽发生器是将反应堆的热是将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备，由直立式倒的热交换设备，由直立式倒U U型型传热管束、管板、三级汽水分离传热管束、管板、三级汽水分离器及外壳容器等组成。器及外壳容器等组成。（5 5）汽轮发电机机组）汽轮发电机机组 汽轮发电机机组汽轮发电机机组是二回路系是二回路系统的主要设备，由汽轮机、发电统的主要设备，由汽轮机、发电机、冷凝器和中间汽水分离加热机、冷凝器和中间汽水分离加热器等组成，可将热能转化为电

48、能。器等组成，可将热能转化为电能。图图6-15 6-15 中国秦山核电站（二中国秦山核电站（二期工程）的汽轮发电机组期工程）的汽轮发电机组图图6-10 6-10 沸水堆核电站发电原理图沸水堆核电站发电原理图压水堆核电站与沸水堆核电站的比较压水堆核电站与沸水堆核电站的比较6.2.2 6.2.2 核能推进技术核能推进技术 将反应堆产生的热量带到蒸汽发生器，由蒸汽发生器将反应堆产生的热量带到蒸汽发生器，由蒸汽发生器产生的饱和蒸汽驱动汽轮机，通过变速箱带动螺旋桨就可产生的饱和蒸汽驱动汽轮机，通过变速箱带动螺旋桨就可为核潜艇、核动力航空母舰和原子能破冰船等提供动力。为核潜艇、核动力航空母舰和原子能破冰船

49、等提供动力。 图图6-16 6-16 中国第一艘核潜艇中国第一艘核潜艇 世界上已建造的世界上已建造的核潜艇核潜艇约约500500艘，配备的反应堆近艘，配备的反应堆近700700座，座，超过了已建造的用于发电的反应超过了已建造的用于发电的反应堆的总数。堆的总数。19711971年我国建成第一年我国建成第一艘核潜艇（右图），并试航成功。艘核潜艇（右图），并试航成功。19881988年我国成功地完成了从水下年我国成功地完成了从水下核潜艇发射弹道导弹的试验。核潜艇发射弹道导弹的试验。 传说中的传说中的094094弹道导弹核潜艇弹道导弹核潜艇093093攻击核潜艇攻击核潜艇资料：中国的核潜艇资料：中国的

50、核潜艇 续航力大续航力大。续航力是指装一次燃料能持续航行的距。续航力是指装一次燃料能持续航行的距离。对核潜艇来说，水下续航力可达离。对核潜艇来说，水下续航力可达7.57.5万海里，而常规潜万海里，而常规潜艇的水下续航力只有艇的水下续航力只有100100400400海里（与航速有关），因为它海里（与航速有关），因为它在水下是靠蓄电池作能源来推进的，隔一定时间需浮出水面在水下是靠蓄电池作能源来推进的，隔一定时间需浮出水面或浮至通气管深度利用柴油发电机组对蓄电池进行充电。或浮至通气管深度利用柴油发电机组对蓄电池进行充电。 航速高航速高。核潜艇水下航速可达。核潜艇水下航速可达3030节（节（1 1节为

51、节为1 1海里海里/ /时）时）以上，且经常以最大航速航行，而常规潜艇水下最大航速为以上，且经常以最大航速航行，而常规潜艇水下最大航速为15152020节，但由于受到蓄电池的限制一般不以最大航速航行。节，但由于受到蓄电池的限制一般不以最大航速航行。 隐蔽性能好隐蔽性能好。核潜艇在水下停留时间约。核潜艇在水下停留时间约25002500小时，而小时，而常规潜艇仅常规潜艇仅10102020小时。小时。 核潜艇的主要优点核潜艇的主要优点 核动力航空母舰核动力航空母舰同样具有高航速同样具有高航速下续航力大的优点，它能长期保持下续航力大的优点，它能长期保持3030节以上的航速而无须担心燃料的消耗，节以上的

52、航速而无须担心燃料的消耗，其续航力达其续航力达100100万海里。它不但不需要万海里。它不但不需要补给燃料的后勤舰队，还比同等级常补给燃料的后勤舰队，还比同等级常规航母多携带一倍的航空燃料和武器。规航母多携带一倍的航空燃料和武器。 世界上第一艘核动力航空母舰，世界上第一艘核动力航空母舰，是美国于是美国于19601960年建造的年建造的“企业号企业号”航航空母舰，如图空母舰，如图6-176-17所示。此外法国也所示。此外法国也拥有核动力航空母舰拥有核动力航空母舰“戴高乐戴高乐”号。号。图图6-17 6-17 企业号核动力航空母舰企业号核动力航空母舰 1983 1983年年5 5月开工建造，月开工

53、建造，19941994年下水，年下水，20002000年年9 9月正式服役。该航月正式服役。该航母长标准排水量母长标准排水量3550035500吨，满载排水量吨，满载排水量3968039680吨，拥有吨，拥有2 2座核反应堆，座核反应堆，8.38.3万马力，航速可达万马力，航速可达2727节，核反应堆加一次燃料可工作节，核反应堆加一次燃料可工作5 5年以上。年以上。 戴高乐号航母，法国戴高乐号航母，法国资料：法国的核动力航母资料：法国的核动力航母 美国海军最新一代核动力航空母舰首舰美国海军最新一代核动力航空母舰首舰“福特福特”号于号于20132013年年1111月月下水。下水。“福特福特”号耗

54、资超过号耗资超过110110亿美元，历时亿美元，历时8 8年时间建造，被称为当年时间建造，被称为当今世界最强一代水上打击力量。今世界最强一代水上打击力量。 资料：美国的核动力航母福特号资料：美国的核动力航母福特号中国的核动力航母？中国的核动力航母？中国常规航母辽宁舰中国常规航母辽宁舰资料：中国的航母资料：中国的航母 世界上第一艘世界上第一艘核动力破冰船核动力破冰船是是前苏联于前苏联于19591959年建造的。目前世界年建造的。目前世界上最大的核动力破冰船为俄罗斯的上最大的核动力破冰船为俄罗斯的北极级核动力破冰船，其优点是：北极级核动力破冰船，其优点是： 无须储备大量燃料，船的载重无须储备大量燃

55、料，船的载重量不会因燃料消耗而减小，破冰能量不会因燃料消耗而减小，破冰能力始终保持不变；力始终保持不变； 轴功率可达轴功率可达7500075000马力，能在冰厚为马力，能在冰厚为 2.02.02.5 2.5 m m的北极区航行，而常规破冰船的的北极区航行，而常规破冰船的轴功率在轴功率在2500025000马力左右，一般只马力左右，一般只能在冰厚为能在冰厚为0.70.70.9 m0.9 m的地方航行；的地方航行； 续航力不受限制。续航力不受限制。图图6-18 6-18 俄罗斯的俄罗斯的YamalYamal号号北极级核动力破冰船北极级核动力破冰船6.2.3 6.2.3 核能供热与海水淡化核能供热与

56、海水淡化 利用反应堆产生的能量直接供利用反应堆产生的能量直接供热，有十分广阔的市场。例如，建热，有十分广阔的市场。例如，建设一座设一座2020万千瓦的低温供热堆，每万千瓦的低温供热堆，每年消耗二氧化铀仅年消耗二氧化铀仅 1 1 吨，它可以吨，它可以为为500500万平方米的建筑供暖。而为万平方米的建筑供暖。而为同样建筑面积供暖的锅炉，每年需同样建筑面积供暖的锅炉，每年需要烧煤要烧煤3030万吨。如果以万吨。如果以1515年为期进年为期进行比较，核供热的成本比煤供热便行比较，核供热的成本比煤供热便宜。世界上前苏联，加拿大，瑞典宜。世界上前苏联，加拿大，瑞典和我国都为寒冷地区建造了低温供和我国都为

57、寒冷地区建造了低温供热反应堆。热反应堆。低温供热反应堆低温供热反应堆核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护清华大学清华大学5 5兆瓦低温核供热堆兆瓦低温核供热堆 19861986年开始动工兴建，年开始动工兴建，19891989年建成投入运行。该堆是年建成投入运行。该堆是“一体化全一体化全功率自然循环功率自然循环”并采用新型水力驱动控制棒的先进反应堆，在该堆上并采用新型水力驱动控制棒的先进反应堆，在该堆上已成功地进行了供热、制冷、热电联供和海水淡化等试验，目前正在已成功地进行了供热、制冷、热电联供和海水淡化等试验，目前正在进行进行200200兆瓦供热堆的产业化工作。兆瓦供热堆的产业化工作。 利

58、用核反应堆产生的巨大能量可以有效提高海水淡化利用核反应堆产生的巨大能量可以有效提高海水淡化的效率和产量，这在淡水资源严重匮乏的今天具有非常现的效率和产量，这在淡水资源严重匮乏的今天具有非常现实的意义。目前，我国已经批准山东省实的意义。目前，我国已经批准山东省200 MW200 MW核能海水淡核能海水淡化项目，该淡化厂设计规模为日产高纯净淡水化项目，该淡化厂设计规模为日产高纯净淡水1616万吨，具万吨，具有很好的竞争力和示范力。有很好的竞争力和示范力。 2012 2012年年7 7月，韩国在世界上首先开发了既能发电又能淡月，韩国在世界上首先开发了既能发电又能淡化海水的中小型反应堆，该堆发电能力为

59、化海水的中小型反应堆，该堆发电能力为100 MW100 MW，同时还，同时还能将能将4 4万吨海水净化为淡水，这些电力和淡水可以满足一个万吨海水净化为淡水，这些电力和淡水可以满足一个1010万人口小城市的需求，目前已经有多个国家对这种反应万人口小城市的需求，目前已经有多个国家对这种反应堆产生了兴趣，市场潜力巨大。堆产生了兴趣，市场潜力巨大。6.3.1 6.3.1 第四代核能系统的概念、起源和发展第四代核能系统的概念、起源和发展（1 1）第四代核能系统的概念和内涵）第四代核能系统的概念和内涵 第四代核能系统第四代核能系统具有预防和缓解严重事故的措施，是具有预防和缓解严重事故的措施，是经济上能与天

60、然气发电机组相竞争的先进核能系统。它是经济上能与天然气发电机组相竞争的先进核能系统。它是从循环经济的角度出发，将先进反应堆技术和先进核燃料从循环经济的角度出发，将先进反应堆技术和先进核燃料循环技术作为一个系统工程进行研究，而不是孤立地研究循环技术作为一个系统工程进行研究，而不是孤立地研究反应堆技术本身。第四代核能系统不仅考虑发电，还将考反应堆技术本身。第四代核能系统不仅考虑发电，还将考虑供热、海水淡化和制氢等非电力应用。虑供热、海水淡化和制氢等非电力应用。 （2 2）第四代核能系统概念的提出）第四代核能系统概念的提出 1999 1999年年6 6月，美国能源部的核能、科学与技术办公室月，美国能