核能及反应堆简介

核能E=mc^2

核裂变

裂变只有一些质量非常大的原子核像铀、钍和钚等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂变，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。原子核在发生核裂变时，释放出巨大的能量称为原子核能。1千克铀-238的全部核的裂变将产生20,000兆瓦小时的能量(足以让20兆瓦的发电站运转1,000小时)，与燃烧2500吨煤释放的能量一样多。核反应堆可控自持的核裂变反应压水堆沸水堆重水堆高温气冷堆钠冷快堆钍基熔盐堆（TMSR）压水堆压水堆使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为低浓铀。20世纪80年代，被公认为是技术最成熟，运行安全、经济实用的堆型。

压水堆本体剖面图压水堆燃料组件图沸水堆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。但发电厂房要做防核处理。重水堆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。高温气冷堆用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。

钠冷快堆以液态金属钠作为冷却剂的快中子反应堆高的热导率，低压的钠系统，钠对快堆材料腐蚀甚微，熔融燃料与钠无剧烈相互作用，钠辐照后不产生长寿命放射性核素，有足够的运动粘度和热膨胀系数，易于设计非能动事故余热排出系统等。中国实验快堆是一座热功率65

MW、电功率20

MW的钠冷池式快堆，除具有上述固有安全特征外，它还设计有负的温度效应、功率效应和堆芯钠空泡效应，设有独立的非能动事故余热排出系统、非能动接钠盘、堆容器非能动超压保护系统、非能动冷却的堆芯熔化收集器等，以及具有完备可靠的主动安全系统。中国实验快堆达到了第四代核电系统的安全目标。钍基熔盐堆（TMSR）未来先进核裂变能优势：1.熔盐堆安全，钍元素量多，可解决铀矿不足的问题。2.在堆芯区域没有高压蒸汽，只有低压的熔融盐。挑战：1.在致密的熔盐堆芯中，高中子通量和高温能改变石墨慢化元件的形状2.熔盐的提纯，有毒产物的处理世界第四个散裂中子源预计2018年建成

散裂中子源作为研究物质结构和动力学性质的理想“探针”，应用十分广泛，建成后，它能为我国在物理学、化学、生命科学、材料科学、纳米科学、医药和新型核能开发等学科前沿领域的研究提供一个功能强大的先进科研平台。核电站中国核电站分布核聚变相比核裂变，核聚变几乎不会带来放射性污染等环境问题，而且其原料可直接取自海水中的氘，来源几乎取之不尽，是理想的能源方式。以磁约束Tokamak为驱动源的混合堆

中国科学家在自行设计研制的国际首个全超导托卡马克装置EAST这一研究平台上，针对未来ITER400秒高参数运行的一些关键科学技术问题，开展了全面的实验研究，通过集成创新，实现了411秒、中心等离子体密度约2×1019m-3、中心电子温度大于两千万度的高温等离子体放电，以一个数量级的提升再创国际最长时间记录，同时还获得了大于30秒的高约束等离子体放电，标志着我国在稳态高约束等离子体研究方面走在国际前列，也为国际热核实验聚变堆ITER和我国未来独立设计建设运行聚变堆奠定了坚实的科学和技术基础。

优点1.采用次临界堆包层后，混合堆可实现具有商业规模的能量输出，与现有压水堆/沸水堆水平相当;2.采用次临界堆包层后，容易实现聚变堆芯的氖自持;其主要难点在于:1.采用液态金属冷却的设计都面临MHD问题;2.脉冲源驱动的次临界堆要