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核电基础知识



1、什么是原子?
原子是组成单质和化合物的最小微粒,由质子、中子和电子组成。
2、什么是原子核?
原子的核心部分称为原子核,由质子和中子构成。
3、什么是核能?
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2-3个中子和大量的能量,放出的能量比化学反应中释放的能量大得多,这就是核裂变能,也就是我们所说的核能。
核能是核结构发生变化时放出的能量。在实用上,指重核裂变或轻核聚变时所放出的巨大能量,物质所具有的原子能比化学能大几百万倍以至一千万倍以上。例如,核电站所用的核燃料中有效成分是铀235,如果能让 1千克铀235的原子核全部分裂成碎片(裂变),则它可以释放出相当于2700吨标准煤完全燃烧所放出的能量。
4、什么是核裂变?
当一个铀235原子核吸收了一个中子后,这个原子核由于内部不稳定而分裂成两个或多个质量较小的原子核(称为裂变碎片),这种现象叫作核裂变。每次核裂变可释放出约200兆电子伏能量和2~3个新的中子。
5、什么是链式核裂变反应?
中子撞击原子核引起原子核裂变,裂变的过程释放出能量,同时又产生了新的中子。新产生的中子引起新的原子核裂变,裂变反应连续不断地进行下去,同时不断产生新能量,这个过程就是链式核裂变反应。
由于每次核裂变可释放出2~3个新的中子,因此,只要条件适当,这些新的中子就可以使其它的原子核发生新的裂变,释放出更多新的中子,从而使核裂变反应持续进行下去,形成链式裂变反应,使原子核内的能量被源源不断地释放出来。
6、什么是核电站?
核电站就是利用核能来大规模生产电力的发电站。反应堆是核电站的关键设置,链式裂变反应就在其中进行。核电站与我们常见的火力发电厂一样,都是用蒸汽推动汽轮机做功,带动发电机发电。它们的主要不同在于蒸汽供应系统。火电厂依靠燃烧化石燃料(煤、石油或天然气)释放的化学能制造蒸汽,核电站则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来制造蒸汽。
7、核电站工作原理是什么?
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。
8、什么是核反应堆?
核反应堆是核电站的核心设备。它的作用是维持和控制链式裂变反应,产生核能,并将核能转换成可供使用的热能。核反应堆的心脏是堆芯,由核燃料组件和控制棒组件组成。
9、什么是核燃料?
核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料,是铀矿石经过开采、初加工、铀转化,进而加工成核燃料元件。
10、什么是控制棒?
控制棒是强吸收体,它的移动速度快,操作可靠,使用灵活,可精确控制反应堆,是反应堆紧急控制和功率调节不可缺少的控制部件。
11、目前世界上核电站主导堆型有哪些?核电成熟吗?
目前世界上正在运行的核电机组共有430多台,其中压水堆占60%,沸水堆占21%,重水堆占9%,世界核电机组已累计运行超过1万堆·年。
在发达国家,核电已有几十年的发展历史,核电已成为一种成熟的能源。我国的核工业也已有50多年发展历史,建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系,已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验,拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。我国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由我国自己研究设计建造的。
12、经常所说的四代核电站是怎么回事?
1)第一代核电站
自上世纪 50年代至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站,如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站,法国的舒兹(Chooz) 核电站,德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂,主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
2)第二代核电站
第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化,以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600-1400MWe的标准化和系列化核电站,以美国西屋公司为代表的Model 212(600MWe,两环路压水堆,堆芯有121合组件,采用12英尺燃料组件)、Model 312(1000MWe,3环路压水堆,堆芯有157盒组件,采用12英尺燃料组件),Model 314 (1040MWe,3环路压水堆,堆芯有157盒组件,采用14英尺燃料组件),Model 412(1200MWe,4环路压水堆,堆芯有193盒组件,采用12英尺燃料组件)、Model 414(1300MWe,4环路压水堆,堆芯有193盒组件,采用14英尺燃料组件)、System80(1050MWe,2环路压水堆)以及一大批沸水堆(BWR)均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY,P4,P4''也属于Model 312,Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的 436座核电站主力机组,总装机容量超过为3.7亿千瓦。还共有30多台在建核电机组,总装机容量超过为0.3亿千瓦。在三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后,各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进,在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
3)第三代核电站
对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)提出了下一代核电站的安全和设计技术要求,它包括了改革型的能动(安全系统)核电站和先进型的非能动(安全系统)核电站,并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计,它们将成为下一代(第三代)核电站的主力堆型。
System 80+虽已通过美国核管会批准,但由于安全系统应用非能动太少,美国已放弃使用。美国西屋公司的AP1000和法国阿海珐公司(AREVA)的EPR虽都满足第三代核电机组的设计要求,但各有优缺点:EPR的单机功率(约1600MWe)大于AP1000的单机功率(约1100MWe),但它的能动安全系统比传统的能动安全系统更加复杂,不如AP1000的非能动安全系统先进。
美国西屋公司设计的AP1000是在其AP600的基础上发展起来的,已可进行商业化应用。AP1000是得到美国核管会最终设计批准(FDA)的GEN-III+核电站,属于第三代革新型先进PWR(压水堆)核电站。AP1000通过独特的非能动安全系统设计,使反应堆设计更加简单,堆芯损毁概率可忽略不计,提高了核电站的安全性和可靠性;实行模块化设计与建造,有利于提高核电站建造质量和标准化程度;配备行业最先进的全数字化仪表和控制系统,使核电站的运营更加简便。中国将引进此技术,在浙江三门和广东阳江建造四台核电机组,作为第三代核电自主化依托工程。
法国阿海珐公司(AREVA)开发了一种大型的欧洲压水反应堆(EPR),在1995年年中确定作为法国新的标准设计。EPR拥有革新性的设计并且有着所有轻水反应堆中最高的热效率,达到了36%。它有望提供比现有轻水反应堆更低的发电成本,在60年服役年限中核电站利用率可达到92%,属于第三代改进型先进PWR核电站。第一座EPR已在芬兰西南部小岛奥尔基洛托(Olkiluoto)建造并有望于2009 年开始运行。第二座将建造在法国北部城市弗拉芒维尔(Flamanville)。
4)第四代核电站
第四代核能系统概念(有别于核电技术或先进反应堆),最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出,始见于1999年6月美国核学会夏季年会,同年11月的该学会冬季年会上,发展第四代核能系统的设想得到进一步明确; 2000年1月,美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会,讨论开发新一代核能技术的国际合作问题,取得了广泛共识,并发表了“九国联合声明”。随后,由美国、法国、日本、英国等国家组建了“第四代核能系统国际论坛(GIF)”,拟于2-3年内定出相关目标和计划;这项计划总的目标是在 2030年左右,向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统(Gen-IV)。
第四代核电合作项目中有6 种设计概念,包括三种快中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆是:带有先进燃料循环的钠冷快堆(SFR,Sodium-cooled fast reactor)、铅冷快堆(LFR,Lead-cooled fast reactor)和气冷快堆(GFR,Gas-cooled fast reactor),三种热中子堆是:超临界水冷堆(SCWR,Supercritical water-cooled Reactor)、超高温气冷堆(VHTR,Very-high-temperature gas-cooled reactor)和熔盐堆(MSR,Molten salt reactor)。这些设计特点都改进了经济性,增强了安全性,使废物和防止核扩散燃料循环最小化。
在所有第四代反应堆概念中,钠冷快堆具有最广泛的开发基础,美、法、俄、日和其他国家已做了大量研究工作。1951年以来,钠冷快堆已在8个国家取得了300堆·年以上的运行经验。目前在役的钠冷快堆有俄罗斯的BN-600快堆,法国的250 MW凤凰快堆和印度的40 MW快中子增殖实验堆(FBTR)。
13、什么是压水堆核电站?
火力发电站利用煤、石油和天然气发电,水力发电站利用水力发电, 而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。核电站大体可分为两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。压水堆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回等系统,其形式与常规火电厂类似。
14、什么是沸水堆核电站?
就是指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,都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统包括主系统(包括反应堆)、蒸汽给水系统、反应堆辅助系统等。
15、什么是重水堆核电站?
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。
16、什么是快堆核电站?
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1%~2%,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60%~70%。

(信息来源:新浪博客http://blog.sina.com.cn/s/blog_4b48368b0101dm4c.html)