1、核能知识概述,一 能源系统及核能,1.能源定义: 提供能量的自然资源, 支持经济增长的重要 物质基础和生产要素2.能源分类,一 能源系统及核能,3.能源结构三次重大演变:18世纪60年代 木柴煤炭20世纪20年代 煤炭石油20世纪90年代 石油多种能源,一 能源系统及核能,4.核能的特点 a.高能量密度 1kg铀-235裂变放出热量 19 600 000 000千卡 1kg标准煤燃烧放出热量 7 000千卡 1 L重油燃烧放出热量 9 900千卡 不难算出，1kg铀-235放出热量=2800吨标准煤 b.清洁能源 容量100万千瓦的电厂,每年所需的燃料: 燃煤,260万吨煤,2000节火车皮
2、燃油,200万吨石油,10艘超级油轮 核电,30吨核燃料,几卡车 c.储量丰富 核燃料有铀、钍、氘等等，世界上铀的储量约为417万吨地球上可供开发 的核燃料资源，可提供的能量是矿石燃料的十多万倍,二 核能现状,1.国内外核电的现状截止2005年1月,30个国家和地区共439座核电机组在运 行,总装机容量36540万kW,总发电量25271亿度,占16%中国大陆目前9台机组,装机容量658.7万千瓦,占1.7%, 发电量416亿度,占2.2%. 2020年计划核电装机容量达到3600万千瓦,占4%,平均每 年新增23套百万千瓦级核电机组,二 核能现状,2.核反应堆及其分类 反应堆：以可控方式实现
3、自持链式裂变反应或核聚变反应的装置，可分为裂变堆和聚变堆,二 核能现状,3.世界核电厂各种堆型的发电份额,二 核能现状,4.我国核电站反应堆类型,三 各种反应堆简介,1.压水堆(Pressurized Water Reactor) 1)总体特点 a.以净化的普通水作冷却剂和慢化剂,水的总体温度低于系统压力下的饱和温度 b.轻水慢化性能好堆芯较小吸收截面大低富集度加浓铀 c.一回路冷却剂压力一般为15.5MPa(饱和温度约345度),冷却剂流经堆芯一般不出现饱和沸腾,出口冷却剂有15-20度的过冷度 d.压水堆核电站有放射性的一回路和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二污染二回路设备，运行和维
4、护方便，需要处理的废气、废水、废物量较少,三 各种反应堆简介,三 各种反应堆简介,2)PWR堆本体的基本构成 a.堆芯 进行链式核裂变的区域,由核燃料组件、可燃毒物组件、控制棒组件和启 动中子源组件等组成 b.堆内构件 使堆芯在压力容器内精确定位、对中并压紧；分隔流体,使冷却剂按一定 的方向流动 c.压力容器 压水堆的关键设备,放置堆芯及堆内构件,防止放射性物质外逸出 d.控制棒驱动机构 驱动控制棒,使其在正常运行时能上下缓慢移动,紧急停堆或事故情况下 能迅速全部插入堆芯,三 各种反应堆简介,2.沸水堆(Boiling Water Reactor)1)BWR与PWR同属于轻水堆,在设计上有许多
5、相同点: a.以轻水作为冷却剂和慢化剂 b.用富集度为34%的低加浓铀做燃料 c.堆芯在一个压力壳内，裂变能转化为热能，产生蒸汽推动汽轮机发电,三 各种反应堆简介,三 各种反应堆简介,BWR冷却剂在压力容器内处于饱和沸腾状态，所产生的蒸汽直接引入汽轮发电机发电,使沸水堆的设计又在许多地方与PWR不同,三 各种反应堆简介,2)BWR与PWR的主要区别a.蒸汽产生的基本原理 尽管都用轻水作为反应堆冷却剂和中子慢化剂，但他们的蒸汽产生方 是不同的：BWR PWR 直接循环 间接循环 系统压力7.3MPa 系统压力15.5MPa 冷却剂温度286 冷却剂温度320 蒸汽产生于压力壳内 蒸汽产生于蒸发器
6、（汽水分离器和蒸汽干燥器 ） （通过二回路） 压力壳内允许沸腾 压力壳内无沸腾,三 各种反应堆简介,b.主要核蒸汽供应系统设备BWR PWR 压力容器 反应堆压力容器 （蒸汽干燥器和汽水公离器） 无蒸汽发生器 3个蒸发器 无稳压器 1个稳压器 内置泵 压力容器外的主泵 下部插入的控制棒驱动机构 上端插入,三 各种反应堆简介,3)BWR堆本体构成 a.堆芯 包括核燃料、控制棒等 b.汽水分离器 除去饱和蒸汽中大部分的水 c.蒸汽干燥器 进一步提高蒸汽干度 d.喷射泵 把来自汽水分离器的给水和 从汽轮机冷凝后回流的水送 往堆芯再循环 e.堆内支撑结构,沸水堆核电厂的优缺点,优点 系统压力低，设备易
7、于加工制造 采用直接循环，循环回路简单 冷却剂一次流过堆芯吸收的热量多，同功率条件下冷却剂流量小,缺点 堆芯中子慢化性能差，堆芯体积增大燃料装载量比同功率压水堆大50% 放射性物质进入汽轮机等设备，污染范围大，维修比较困难,三 各种反应堆简介,三 各种反应堆简介,3.重水堆(Heavy Water Reactor) 1)以天然铀为燃料，重水为慢化剂，重水（或轻水）作冷却 剂。 代表性重水堆核电厂: CANDU(CANadian Deuterium Uranium Reactor) ACR-1000(Advanced CANDU Reactor),2002年12月17日秦山-III 1号机组商业
8、运行,AECL设计,三 各种反应堆简介,三 各种反应堆简介,秦山三期核电站年发电近100亿千瓦时,三 各种反应堆简介,CANDU核电站模拟图,三 各种反应堆简介,CANDU 系统简图,三 各种反应堆简介,CANDU核岛系统,核蒸汽供应系统示意图,三 各种反应堆简介,重水堆的优缺点,优点 重水吸收中子少，可以使用天然铀 燃料循环简化 可以用于生产钚及氚 燃料富集度低，严重事故的后果相对较轻,缺点 同功率重水堆比压水堆堆芯大，压力容器制造困难 设备比较复杂 重水装载量大，价格昂贵，投资增大，发电成本高 基建和运行维护费用较高 氘（+n）氚，放射性强 结构材料消耗大，后处理成倍增加,三 各种反应堆简
9、介,4.气冷堆(Gas Cooled Reactor)1)气冷堆是以石墨作为慢化剂，二氧化碳或氦气作为冷却的 反应堆。气冷堆发展三个阶段： a.天然铀石墨气冷堆 b.改进型气冷堆 c.高温气冷堆(High Temperature Gas cooled Reactor),三 各种反应堆简介,三 各种反应堆简介,清华大学10MW高温气冷实验堆(HTR-10),三 各种反应堆简介,)HTR-10(10MW High Temperature gas cooled Reactor) a.2000年底临界，2003年初满功率运行 b.以He为冷却剂，石墨为慢化剂，富集度17%氧化铀为燃 料。 c.反应堆和
10、蒸汽发生器、氦风机分别布置在反应堆压力壳和 蒸汽发生器压力壳内，中间由热气导管和热气导管压力壳联 接在一起 d.反应堆堆芯区是由石墨反射层围成,活性区体积约5m3，直 径为180cm，等效高度为197cm,内装燃料元件约27000个,三 各种反应堆简介,3)HTR-10主要技术参数,5 .钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor) 1)实现核燃料增殖，可使铀-238转变为钚-239 2)核燃料裂变主要由100keV以上的快中子引起，堆内不需 要慢化剂，堆芯有害吸收减少，转换比增大。 3)使用传热能力强而慢化能力小的钠为冷却剂,三 各种反应堆简介,4)回路式钠冷快堆,三 各
11、种反应堆简介,三 各种反应堆简介,)池式钠冷快堆,三 各种反应堆简介,6.第四代反应堆,气冷快堆 GFR (Gas Cooled Fast Reactor) 铅冷快堆 LFR (Lead Cooled Fast Reactor) 熔盐堆 MSR (Molten Salt Reactor) 超临界水冷堆 SCWR (Supercritical Water Cooled Reactor) 超高温堆 VHTR (Very High Temperature Reactor),三 各种反应堆简介,GFR (Gas-Cooled Fast Reactor),三 各种反应堆简介,LFR (Lead-Cooled Fast Reactor),三 各种反应堆简介,MSR ( Molten Salt Reactor),三 各种反应堆简介,SCWR (Supercritical-Water-Cooled Reactor),三 各种反应堆简介,VHTR (Very-High-Temperature Reactor),三 各种反应堆简介,The End,
