第十一講核能的利用核能，核能發(fā)電原理，核能發(fā)電系統(tǒng)，核反應堆保護原子核的結合能(bindingenergy)原子核的穩(wěn)定性是與它的結合能密切相關的。

原子核質量mX總小于它所包含的質子質量和中子質量之和，核子結合成原子核，質量減少了，所減少的質量稱為質量虧損。

自由核子組成原子核時所放出的能量，或者說與質量虧損對應的能量，稱為原子核的結合能。

原子核質量為mX，包含Z個質子和(A-Z)個中子，實驗表明所謂“1+12”原子核的結合能

核的結合能圖表示隨質量數(shù)A的變化平均結合能為原子核的結合能與原子核質量數(shù)之比，比較不同原子核的穩(wěn)定程度。也稱比結合能。平均結合能越大，原子核就越穩(wěn)定。

較輕和較重核的較小穩(wěn)定性較差；中等質量核的較大，在8MeV上下，最穩(wěn)定。如將結合能小的核轉變?yōu)榻Y合能大的核，必定會釋放出能量。

在輕核區(qū)，如將平均結合能小的核聚變成平均結合能大的核，將釋放巨大的能量。這是核聚變反應和氫彈研制的理論依據(jù)。在重核區(qū)，如將平均結合能小的重核分裂為兩個平均結合能大的中等核（即重核裂變）時，將釋放巨大能量，這是制造核裂變能反應堆與原子彈的理論根據(jù)。核能、核反應、核能發(fā)電核裂變，較重的原子核分裂為兩個或多個較輕原子核的反應。核聚變，兩個輕核聚合成重核的反應。核衰變，是原子核自發(fā)射出某種粒子而變?yōu)榱硪环N核的過程，是自發(fā)而緩慢的過程。核能nuclearenergy（或稱原子能）是通過轉化其質量從原子核釋放的能量。也即原子核結合能發(fā)生變化時釋放的能量。符合阿爾伯特·愛因斯坦的方程E=mc2，其中E為能量，m為質量，c為光速常量。核反應核能發(fā)電

利用核反應堆中核裂變所釋放出的熱能進行發(fā)電的方式。重核裂變與輕核聚變核裂變：被中子擊中時，大原子核分裂成數(shù)個小原子核，這個過程會釋放能量。核聚變：數(shù)個小原子核結合并釋放能量。核裂變反應鏈式反應用中子轟擊鈾核，使鈾核發(fā)生裂變，放出能量。鈾核分裂時，還同時放出2～3個中子，又可以轟擊其它鈾核，使它們也發(fā)生裂變。這些鈾核分裂時，同樣放出中子，從而引起更多的鈾核發(fā)生裂變。于是裂變反應便會鏈鎖式地自行持續(xù)下去。這種現(xiàn)象叫做鏈式反應。如果對裂變的鏈式反應不加控制，在極短時間（約百萬分之幾秒）會釋放出大量核能，發(fā)生猛烈爆炸，原子彈就是根據(jù)這個原理制成的。我國第一顆原子彈1964年10月16日我國第一顆氫彈1967年6月17日核能發(fā)電原理核能發(fā)電的能量來自核反應堆中可裂變材料(核燃料)進行裂變反應所釋放的裂變能。裂變反應指鈾-235、钚-239、鈾-233等重元素在中子作用下分裂為兩個碎片，同時放出中子和大量能量的過程。核燃料水池和常規(guī)火電廠類似，核電廠也要通過蒸汽動力循環(huán)來實現(xiàn)熱功率轉換。不同的是，常規(guī)火電廠的熱能來源于鍋爐中化石燃燒，而核電廠的熱能來自于核反應堆中的核裂變反應。在核電廠中，反應堆和蒸汽發(fā)生器所在的部分稱為核島，汽輪機和發(fā)電機所在的部分稱為常規(guī)島。一座反應堆和它帶動的汽輪發(fā)電機組及相應的輔助設備稱為一個機組（unit）。核裂變一個中子轟擊鈾核發(fā)生裂變反應，平均可產(chǎn)生2.43個新的中子。如果這些中子都能進一步引起裂變反應，則反應速度會以幾何級數(shù)遞增，反應將在瞬間完成。由于核裂變反應可以產(chǎn)生新的中子，引起下一代核反應，使反應象鏈條一樣環(huán)環(huán)相扣，一代一代持續(xù)傳遞，因此核裂變反應是鏈式反應，或稱為鏈式裂變反應。低能中子引發(fā)燃料核裂變的能力遠遠高于高能中子，因此，建造一個用熱（慢）中子引發(fā)裂變的核反應堆，要比建造用快中子引發(fā)核裂變的反應堆在技術上更容易實現(xiàn)。但核裂變時釋放的都是快中子，所以要用熱中子實現(xiàn)鏈式反應，首先要降低快中子的能量，即中子的慢化。目前大規(guī)模應用的核裂變反應堆都是熱中子反應堆。盡管快中子反應堆實現(xiàn)技術比較復雜，但可以實現(xiàn)燃料增殖，是核裂變技術發(fā)展的方向。對慢化劑的要求：具有較大的散射面積，具有較小的吸收面積，每次中子與原子核碰撞可以損失較多的能量。對于彈性散射，可能的最大能量損失是⊿Emax＝Ei（1－α），

α＝〔（A－1）/（A＋1）〕^2由質量數(shù)A決定。顯然，A越小，碰撞損失的能量越大，極限情況是A＝1，能量全部損失。而中子與鈾-238發(fā)生碰撞時，能量損失約為碰撞前能量的2％，因此，應該采用較輕的元素作慢化劑。核反應堆中常使用的慢化劑是輕水（氫）重水（氘）和石墨（碳）。好的慢化劑不僅具有較大的慢化能力，還應該具有大的慢化比。輕水的慢化能力最強，反應堆芯體較小，但慢化比較小，所以輕水堆必須采用濃縮鈾作為燃料。重水和石墨的慢化能力比輕水小得多，反應堆芯體大得多，慢化比都比較大，可以采用天然鈾作為和燃料。核反應堆為便于和平利用核能，必須控制鏈式反應的速度，使核能緩慢而又平穩(wěn)地釋放出來.為此，人們制成了一種專門裝置——核反應堆。核反應堆能緩慢、平穩(wěn)地釋放核能。

核能系統(tǒng)第一代核能系統(tǒng)（GenerationII）已淘汰。目前世界上在運行的核電機組基本上都是第二代核能系統(tǒng)。第二代核能系統(tǒng)（GenerationII）是20世紀60年代后期至21世紀初世界上大批建造、單機容量在600～1400MW的標準型核電廠反應堆。它是基于幾個主要的反應堆技術形式，每種堆型都有幾個核電站應用，是標準化和規(guī)?；暮四芾谩５谌四芟到y(tǒng)（GenerationIII）是20世紀80年代開始發(fā)展、90年代中期開始投放核電市場的先進輕水堆，第三代核能系統(tǒng)是在第二代核能系統(tǒng)的基礎上進行的改進，均基于第二代的成熟技術，提高了安全性，降低了成本。隨后，為了提高市場競爭力，縮短建設周期，出現(xiàn)了改進的第三代＋核能系統(tǒng)。在美國的倡導下，一些國家開始聯(lián)合開發(fā)在經(jīng)濟性、安全性、核廢處理和防擴散等方面有著重大變革和改進的第四代核能系統(tǒng)（GenerationIV），目前它只處于概念設計和關鍵技術研發(fā)階段。核電廠的特點和常規(guī)火電相比，核電廠的突出特點是使用核燃料，因此核電的發(fā)展必然要建立在核燃料開采、加工的基礎之上。而核燃料裂變之后會生成大量的強放射性產(chǎn)物，輻射防護和反射性廢物的收集、處理是核電廠的重要特點。核能發(fā)電不像化石燃料發(fā)電那樣排放巨量的污染物質到大氣中，因此核能發(fā)電不會造成空氣污染。核能發(fā)電不會產(chǎn)生加重地球溫室效應的二氧化碳。核能發(fā)電所使用的鈾燃料，除了發(fā)電外，沒有其他的用途。核燃料能量密度比起化石燃料高上幾百萬倍，故核能電廠所使用的燃料體積小，運輸與儲存都很方便，一座1000百萬瓦的核能電廠一年只需30公噸的鈾燃料，一航次的飛機就可以完成運送。核能發(fā)電的成本中，燃料費用所占的比例較低，核能發(fā)電的成本較不易受到國際經(jīng)濟情勢影響，故發(fā)電成本較其他發(fā)電方法為穩(wěn)定。核能發(fā)電優(yōu)點核能電廠會產(chǎn)生高低階放射性廢料，或者是使用過之核燃料，雖然所占體積不大，但因具有放射線，故必須慎重處理，且需面對相當大的政治困擾。核能發(fā)電廠熱效率較低，因而比一般化石燃料電廠排放更多廢熱到環(huán)境里，故核能電廠的熱污染較嚴重。核能電廠投資成本太大，電力公司的財務風險較高。核能電廠較不適宜做尖峰、離峰之隨載運轉。興建核電廠較易引發(fā)政治歧見紛爭。核電廠的反應器內(nèi)有大量的放射性物質，如果在事故中釋放到外界環(huán)境，會對生態(tài)及民眾造成傷害。核能發(fā)電缺點法國75%立陶宛73.1%比利時57.7%保加利亞47.1%斯洛伐克47%瑞典46.8%烏克蘭43.8%韓國42.8%匈牙利38.3%亞美尼亞36.4%世界核能發(fā)電占全部電量1/4

核發(fā)電量占總發(fā)電比例最多的10個國家我國的核電發(fā)展現(xiàn)狀及前景我國的核工業(yè)起步于1955年，1964年10月16日成功爆炸了第一顆原子彈，而后相繼研制了氫彈和核潛艇。

我國核電發(fā)展的歷史和現(xiàn)狀1978年之后，我國的核工業(yè)的重點轉向和平利用。自20世紀70年代開始籌建核電廠，現(xiàn)已建成獨立完整的核科技工業(yè)體系，成為世界上為數(shù)不多的幾個擁有完整核科技工業(yè)體系的國家之一。秦山核電廠秦山核電廠是我國自行設計建造的第一個實驗型反應堆核電廠，1985年開工建設，1991年并網(wǎng)發(fā)電。反應堆為雙回路輕水壓水堆，功率為300MW，主要是為積累核電經(jīng)驗。實現(xiàn)了我國大陸核電事業(yè)“零”的突破，是我國核電發(fā)展史上的一個重要里程碑。座落于浙江嘉興海鹽縣秦山雙龍崗,面臨杭州灣,背靠秦山是我國大陸第一座從國外引進的百萬千瓦級大型商用核電廠，為輕水壓水堆，有兩臺額定出力為900MW的核電機組。1994年投入商業(yè)運行，運行業(yè)績和安全記錄良好。大亞灣核電廠位于廣東省深圳市東部大鵬半島大亞灣畔秦山二期核電廠是我國自主設計、建造、自主運營的2×650MW商用輕水壓水堆核電廠。設備的國產(chǎn)化率達到55%，提升了我國核電設備制造的能力。秦山二期核電廠嶺澳核電廠一期裝機容量為2×984MW,堆型為輕水壓水堆型，由廣東核電集團公司建設和運營，法國馬通公司總包。2003年投入商業(yè)運行。嶺澳二期2005年12月正式開工；兩臺機組分別于2010年7月15日和2011年8月7日建成并投入商業(yè)運行。首座中國擁有自主知識產(chǎn)權的CPR1000型核電站田灣核電廠位于江蘇連云港市田灣，一期工程建設2×1060MW的俄羅斯AES-91型壓水堆型。

我國核電發(fā)展前景經(jīng)濟的快速發(fā)展對能源需求的持續(xù)增長給能源供給帶來很大壓力，以煤為主的能源結構不利于環(huán)境保護，也不利于抵御市場風險，同時我國能源的相對短缺也制約了能源產(chǎn)業(yè)的發(fā)展，面對能源需求的增長，核電是目前現(xiàn)實的、可大規(guī)模發(fā)展的首選替代能源形式。因此，2006年國務院通過了《核電中長期發(fā)展規(guī)劃（2005-2020年）》，規(guī)劃中明確，到2020年，我國核電運行裝機容量將達到4000萬kW，占全國電力裝機容量的比重將達到4％，同時，在建核電容量達到1800萬kW。我國當前核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展的主導思想是引進先進技術，統(tǒng)一國內(nèi)核電發(fā)展的技術路線。2003年啟動了第三代核電自主化依托項目的招標組織工作，確定浙江三門核電站和山東東海陽核電站兩個項目共四臺機組的建設作為依托工程。2007年5月，中國國家核電技術有限公司正式成立，組織進行關鍵技術的攻關和研發(fā)，走出一條核電自主化發(fā)展的道路，開發(fā)出我國具有自主知識產(chǎn)權的大型先進壓水堆核電品牌。核電廠的技術特點往往取決于采用的慢化劑和冷卻劑。慢化劑的作用是使裂變中產(chǎn)生的快中子有效地慢化為熱中子。冷卻劑的作用是將反應堆中產(chǎn)生的大量的熱能有效地載出，使反應堆內(nèi)的燃料元件和堆芯結構能夠得到正常的冷卻。核反應堆中常用的冷卻劑有重水、輕水、二氧化碳、氦氣、金屬鈉等。1、核電站用核反應堆的種類

目前世界各地的核能發(fā)電反應堆約有440個，總裝機容量約353,000兆瓦或353千兆瓦。用作商業(yè)運行的反應堆主要包括:(1)

壓水式反應堆(壓水堆)(2)

沸水式反應堆(沸水堆)

(3)

重水壓水式反應堆(CANDU)

(4)

壓力管式石墨慢化沸水反應堆(RBMK)

核電站反應堆1、壓水堆特點：1、慢化劑和冷卻劑均為普通水。2、冷卻水通過堆芯，被加熱后，成為300℃、15MPa以上的高溫高壓水?？刂瓢魤毫θ萜鞫研痉磻训亩研居珊巳剂辖M件、控制棒組件和啟動中子源組成。反應堆的堆芯由核燃料組件、控制棒組件和啟動中子源組成。核燃料組件——核燃料經(jīng)高溫燒結成圓柱形的二氧化鈾陶瓷塊，裝在兩端密封的鋯合金殼管中，包殼內(nèi)充入一定壓力的氦氣，成為一根約4米長，直徑10mm的燃料棒，然后按照一定形式排列成正方形或六角形的柵陣，中間用定位格架將燃料棒夾緊，構成棒束型燃料組件?？刂瓢簟凶拥膹娢阵w在運行過程中，控制棒組件可以控制反應堆核燃料鏈式裂變速率，實現(xiàn)啟動反應堆、調節(jié)反應堆功率、正常停堆以及在事故情況時緊急停堆之目的?？刂瓢舭凑掌涔δ芎褪褂媚康目煞譃椋汗β恃a償棒（G棒），控制反應堆功率溫度調節(jié)棒（R棒），調節(jié)反應堆進出口溫度停堆棒（安全棒，S棒），在緊急事故工況時，能迅速使反應堆停堆。2、沸水堆控制棒堆芯汽水分離器干燥器特點：1、慢化劑和冷卻劑均為普通水。2、冷卻水通過堆芯，被加熱后，成為285℃、7MPa的飽和蒸汽。

3、重水堆反應堆容器壓力管慢化劑冷卻劑裝卸料機特點：1、核燃料：天然鈾2、冷卻劑和慢化劑均為重水。3、重水通過壓力管，冷卻燃料，被加熱成300℃、9MPa以上的高溫高壓水。壓水堆核電站目前，壓水堆核電站是核電站的主要形式，從軍用核反應堆發(fā)展而來，技術最成熟，運行最安全的核反應堆形式。核電廠分為核島和常規(guī)島兩大部分。核島包括蒸汽供應系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)和放射性廢物處理系統(tǒng)。常規(guī)島是指核島以外的部分，包括汽輪發(fā)電機組及其系統(tǒng)、電氣設備和全廠公用設施等。壓水堆核電站常規(guī)島

構成及工作過程進行核反應使一回路系統(tǒng)壓力保持穩(wěn)定是熱交換器，把核反應堆的熱量傳遞給二回路的水，產(chǎn)生蒸汽發(fā)電。將冷卻劑送入反應堆核島一回路系統(tǒng)設備的作用核電廠的二回路系統(tǒng)與常規(guī)火力發(fā)電機組的動力回路相似。由汽水分離器、汽輪機、發(fā)電機、凝汽器、凝結水泵、給水泵、給水加熱器、除氧器等設備組成。二回路給水在蒸汽發(fā)生器中吸熱量后成為蒸汽，然后進入汽輪機做功，汽輪機帶動發(fā)電機發(fā)電。做功后的乏汽排入凝汽器內(nèi)，凝結成水，然后由凝結水泵送入加熱器，加熱后重新返回蒸汽發(fā)生器，構成二回路的密閉循環(huán)。一回路系統(tǒng)由核反應堆、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和相應的管道、閥門及其他輔助設備所組成。高溫高壓的冷卻水在主循環(huán)泵的推動下在一回路系統(tǒng)中循環(huán)流動。當冷卻水流經(jīng)反應堆時，吸收核燃料裂變放出的熱能，隨后流入蒸汽發(fā)生器，將熱量傳遞給蒸汽發(fā)生器外側的二回路給水，使給水變成蒸汽，冷卻水自身受到冷卻是，然后流到主循環(huán)泵入口，經(jīng)主循環(huán)泵提升壓頭后重新送至反應堆內(nèi)，如此循環(huán)往復，構成密閉的循環(huán)回路。目前，核電廠的汽輪發(fā)電機通常采用中溫中壓、飽和蒸汽并帶有中間汽水分離再熱器的氣輪機作原動機。這種氣輪機的特點：一般采用低速汽輪機，汽輪機為單軸，一般有1個高壓缸和3～4個低壓缸，而無中壓缸；由于蒸汽流量大，一般都把高壓缸做成雙流，以降低高壓缸葉片的高度；在高壓缸和低壓缸之間的連接管道上裝設汽水分離再熱器。倒U型管束管板

外殼容器

汽水分離裝置蒸發(fā)器穩(wěn)壓器泵壓水堆核電站特點（1）系統(tǒng)分為一、二回路，中間設置蒸發(fā)器（3）系統(tǒng)結構復雜，但檢修相對簡單（2）二回路蒸汽沒有放射性，汽輪機不需要屏蔽。沸水堆核電站常規(guī)島核島構成及工作過程沸水堆核電站特點：（1）無一、二回路之分，不需要蒸汽發(fā)生器（3）系統(tǒng)結構簡單，但設計、檢修復雜（2）蒸汽帶有放射性，汽輪機需要屏蔽重水堆核電站構成及工作過程重水堆核電站特點優(yōu)點：1、利用天然鈾為燃料，提高鈾資源的利用率；2、可以實現(xiàn)不停堆裝卸核連續(xù)換料；缺點：1、體積比輕水堆大，建造費用高；2、重水昂貴，發(fā)電成本也比較高?？熘凶釉鲋捣磻选磥砗穗娬?/p>

核燃料：钚-239，冷卻劑：液態(tài)金屬鈉不需要慢化劑。裂變反應：先鈾-238——钚-239，后由快中子轟擊钚-239發(fā)生裂變反應。極大地提高鈾的利用率?？熘凶釉鲋捣磻压ぷ鬟^程：在“快堆”內(nèi)由于核裂變反應而產(chǎn)生的熱量，由液態(tài)金屬鈉帶出來并進入中間熱交換器，帶有熱量的液態(tài)鈉再由中間回路進入蒸汽發(fā)生器，使蒸器發(fā)生器內(nèi)的水沸騰并汽化，由蒸汽來驅動汽輪發(fā)電機組進行發(fā)電?？熘凶佣雅c熱中子堆比較熱中子反應堆，中子需慢化；而快中子堆，中子不需慢化；在熱中子反應堆內(nèi)，發(fā)電時，核燃料越燒越少。

快中子反應堆內(nèi)，而钚-239發(fā)生裂變時放出來的快中子會被裝在反應區(qū)周圍的鈾-238吸收，又變成钚-239。這就是說，在堆中一邊消耗钚-239，又一邊使鈾-238轉變成新的钚-239，而是新生的钚-239比消耗掉的還多，從而使堆中核燃料越燒變多?！翱於选焙穗娬镜膽?，為解決“熱堆”核電站的遺留問題（產(chǎn)生大量貧鈾）找到了切實可行的途徑。由于“快堆”核電站能“增殖”核燃料，所以發(fā)電成本低?！翱於选辈粌H把鈾資源的利用率增大了幾十倍，而且也使鈾資源本省擴大了幾百倍。歐洲先進壓水堆屬改進型壓水堆，設計電功率為1600MW。EPR技術源自于法國的N4和德國的Konvoi反應堆技術。1997年6月，該項目完成了基本設計階段。1.Reactorcore

2.Controlroddrivemechanism

3.Pressuriser

4.Steamgenerator

5.Generatorturbine

6.Coolingwater

7.Containmentshell歐洲先進壓水堆技術—EPR

EPR核島布局反應堆廠房在中央，安全殼周圍是安全廠房和燃料廠房，各安全系統(tǒng)均在這些廠房內(nèi)，所有與安全有關的系統(tǒng)設計成4重冗余且位于安全分隔的區(qū)域內(nèi)。EPR安全殼為兩層，EPR對安全殼的密封性能具有特殊要求：在事故壓力的情況下，內(nèi)層安全殼的泄漏率小于1%安全殼體積/天，EPR的乏燃料水池設在安全殼外側，以盡量減小安全殼直徑。EPR技術特點分析EPR開發(fā)和設計特點與現(xiàn)有核電廠相比，安全性從決定論和概率論兩個方面考慮均有改進；緩解假想的嚴重事故，將假想嚴重事故的后果限制在核電廠本身內(nèi)；在經(jīng)濟上，發(fā)電成本可和其他一次能源進行競爭。EPR在核燃料循環(huán)方面的技術特點提高核燃料利用率，促進核電可持續(xù)發(fā)展。EPR可以使用一些現(xiàn)有設施，采用延長壽命高放廢物玻璃燃料固化及鈾－钚燃料在循環(huán)等方法確保對乏燃料及其他廢物和材料進行適當?shù)墓芾怼PR在核燃料循環(huán)方面的特點。EPR通過對二氧化鈾燃料進行優(yōu)化使用，以及采用靈活的換料周期來提高反應堆的運行效果。通過實施二氧化鈾和MOx管理，在中子、能量和燃耗率增加的同時漸少廢物的產(chǎn)生。EPR在核安全方面的設計針對內(nèi)、外部危害采取更多的預防措施。EPR采用了4套能動安全設備，各安全系統(tǒng)的冗余系列安裝在4個獨立的配置分區(qū)，各分區(qū)嚴格分離以消除共模故障。降低事故發(fā)生的頻度應對超設計基準（嚴重）事故的安全特性。包括：排除嚴重事故時氫的爆炸；反應堆容器破裂、堆芯融化時仍然可以有效控制和冷卻熔融物；避免可能的壓力容器破裂出現(xiàn)高壓熔化噴射；安全殼設計余熱排除系統(tǒng)，在事故狀態(tài)下提供冷卻；在安全殼內(nèi)，一回路的任何泄漏都將得到可靠收集和控制。EPR技術的競爭力EPR有以下幾個優(yōu)勢：首先，他的安全性高出目前在運行反應堆10倍以上；其次，它的造價要比目前廣泛使用的核反應堆便宜10%,因此有利于削減發(fā)電成本，從而降低電價；最重要的是，EPR的放射性核廢料遠少于現(xiàn)有核反應堆。此外，EPR的優(yōu)勢在于事故風險降低10倍，不影響周圍環(huán)境，更容易維護保養(yǎng)，可用率進一步提高。EPR的經(jīng)濟競爭優(yōu)勢。具體體現(xiàn)在以下幾個方面：較高的額定功率和效率。停堆時間縮短。服役壽命的延長。核電廠布置的優(yōu)化。改善燃料使用情況和降低運行費用。更高級別的環(huán)境保護。EPR它不放出任何CO2或其他溫室氣體，也不會排放二氧化硫、氮氧化物或塵埃，以及重金屬污染環(huán)境。此外，EPR核電技術對于實現(xiàn)核能利用的可持續(xù)性也起到重要的作用。AP1000的產(chǎn)生和發(fā)展AP1000的前身是AP600。AP600設計基于成熟的壓水堆技術，關鍵的革新特性是安全系統(tǒng)的設計利用了自然現(xiàn)象，如重力、壓縮氣體的膨脹等來代替電源提供的動力，AP600在極大程度上滿足了美國核管理委員會(NRC)的安全和概率風險標準，但是，要想使其在美國非管制電力市場中更具有競爭性，必須對AP600進行改進，由此開始了AP1000的開發(fā)。美國西屋公司的AP1000技術AP1000的非能動設計非能動設計描述。非能動系統(tǒng)只采用自然力，沒有泵、風機、柴油機、制冷機或者其他旋轉機械，也不需要安全相關的交流電源。比第二代標準壓水堆的安全系統(tǒng)要簡單得多。非能動安全系統(tǒng)結構簡單，所以大幅度漸少了所需的試驗、檢查和維修。AP1000的非能動安全系統(tǒng)主要主要包括非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)。非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)。非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的目的是防止電站反應堆冷卻劑系統(tǒng)的泄漏和各種尺寸和位置的破裂。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)可為核電站提供最終熱阱，其主要功能是在發(fā)生安全殼內(nèi)失水事故、主蒸汽管道破裂事故或其他明顯導致安全殼內(nèi)溫度和壓力上升的事故時，降低安全殼內(nèi)的溫度和壓力。該系統(tǒng)主要通過鋼制安全殼容器將安全殼空間內(nèi)的熱量排出到安全殼外的環(huán)境中。AP1000效果圖AP1000的經(jīng)濟性與AP600相比，AP1000發(fā)電成本進一步降低。經(jīng)濟性分析。AP1000在設計采用上了成熟的部件，各種設備、部件都具有可靠性記錄。AP1000設計簡潔，由此降低了運行及維護成本，因此也減少了人員的數(shù)量?；诤喕O計和模塊化設計，機組的造價大幅降低，工期縮短。AP1000美國西屋電氣公司一體化壓水堆技術的發(fā)展趨勢將堆芯、直流蒸汽發(fā)生器置于壓力容器內(nèi)，穩(wěn)壓器、主泵與壓力容器形成一體化布置，從而排除了一回路管道大破口失水事故。采用體積小、高效的直流蒸汽發(fā)生器設計，直接產(chǎn)生過熱蒸汽，取消汽水分離器。蒸汽發(fā)生器一般置于壓力容器內(nèi)側與堆芯吊籃之間的環(huán)形空間內(nèi)。采用長壽命、高燃耗燃料，提高堆芯可靠性指標，減少堆芯體積和重量，不斷延長堆芯壽期。采用非能動安全系統(tǒng)，包括非能動安全殼冷卻系統(tǒng)、應急堆芯非能動淹沒系統(tǒng)和應急堆芯余熱排出系統(tǒng)，保證在斷電和事故工況下反應堆的安全。提高自然循環(huán)能力，目前國外一體化壓水堆的自然循環(huán)能力已達30％～60％額定功率。便于設備和部件的安裝調試、標準化和模塊化建造，從而減少建造材料，縮短建造周期，大大降低造價，提高經(jīng)濟競爭性。核反應堆的保護反應堆保護系統(tǒng)的作用主要是保護三大核安全屏障（燃料包殼、一回路壓力邊界和安全殼）的完整性。核反應堆保護的核心是堆芯保護，其出發(fā)點是在任何情況下都能保持燃料元件適當?shù)陌l(fā)熱狀態(tài)、包殼與冷卻劑之間良好的換熱，防止核燃料包殼過熱導致破裂，防止裂變產(chǎn)物的釋放。核反應堆保護的要求：當反應堆出現(xiàn)異常但不至于馬上危及反應堆安全時，為確保電廠連續(xù)運行，可發(fā)出警報信號或由閉鎖系統(tǒng)提供矯正措施：停棒（啟動時）或者插入棒以降功率運行，使反應堆恢復正常運行狀態(tài)；當運行保護參數(shù)超過了停堆整定值時，能快速停堆；當出現(xiàn)超過停堆保護能力的事故時，能啟動相應的專設安全設施，縮小事故范圍和防止放射性污染；當電廠運行達到某種狀態(tài)時，允許手動或自動閉鎖某些保護動作，防止系統(tǒng)誤動作。核反應堆的保護超功率-超溫保護超功率保護冷卻劑回路低壓保護冷卻劑回路高壓保護冷卻劑流量低保護中子通量密度高保護穩(wěn)壓器水位高保護蒸汽發(fā)生器水溫低保護汽輪機跳閘保護手動停堆保護核反應堆保護主要涉及內(nèi)容核能的喜和憂核能的來源重元素裂變輕元素聚變核能喜中藏憂后患無窮的貧鈾彈可怕的钚—239重元素裂變用慢中子轟擊鈾-235時，鈾核分裂為兩個碎核，并有幾個中子射出：鈾-235+中子→鋇+氪+（2—3）中子產(chǎn)生的中子又會與鈾反應，造成一系列的爆炸式鏈式反應，相應的放射性裂變會釋放出巨大的能量1克鈾-235裂變釋放的熱量:∽1噸石油完全燃燒釋放的熱量;∽2.5噸優(yōu)質煤燃燒釋放的熱量。鈾的儲量鈾在陸地上的儲量并不豐富，總量不超過500萬噸，按目前的消耗量，僅夠人類使用幾十年。在浩瀚的海水中，有超過陸地幾千萬倍的鈾，但其分布不集中，1000噸海水中僅含有3克鈾，如何提取出來是一項關鍵性步驟。目前在研究的有：吸附法、共沉淀法、氣泡分離法、藻類生物濃縮法……需要指出的是，鈾廢料的放射性污染問題是令人擔憂的。2.輕元素聚變4氫核→氦核+2電子它釋放的能量為裂變的3-10倍。1克氘聚變時釋放的能量∽4克鈾-235聚變時釋放的能量同樣，氘和氚也豐富地蘊藏在海水中。據(jù)科學家估算，1M3海水中的氘聚變產(chǎn)生的熱量∽燃燒2000桶石油；1KM3海水中的氘聚變產(chǎn)生的能量∽全世界全部石油儲量擁有的能量；將海水中的氘全部拿來聚變釋放的能量∽53000億億噸標準煤燃燒釋放的能量，足夠人類使用1000億年。而且，氘的提取方法簡單；成本較低；運行安全；無放射性……因此，人類對未來核能的利用，更寄希望與核聚變能。氫的三種同位素及其三種水質子數(shù)111中子數(shù)012同位素氕氘氚氫的氧化物普通水重水超重水各種水占地球總水量99.98%0.016%微量各種水對于生物人體之必需危害生物的死亡之水后患無窮的貧鈾彈貧鈾材料及其特點貧鈾彈的開發(fā)和使用貧鈾彈的危害貧鈾材料及其特點貧鈾材料：

貧鈾是從天然鈾中提煉鈾-235后的剩余物，稱為鈾-238。隨著核工業(yè)和核武器的不斷發(fā)展，貧鈾作為分離濃縮鈾后的尾料，與日俱增。據(jù)資料統(tǒng)計，每生產(chǎn)1公斤含3%鈾—235的濃縮鈾，就會產(chǎn)生5—6公斤的貧鈾。美國在1988年貧鈾庫存就達到70萬噸。除美國外，現(xiàn)在世界上擁有核動力的國家都囤積大量的貧鈾，大量的貧鈾對保存者來說無疑是一個很大的負擔，于是對貧鈾的開發(fā)和利用就成為各國軍事工業(yè)研究的課題。2.貧鈾材料的特點：貧鈾(18.7g/cm3)合金密度高、強度大、不易斷裂，比鎢合金更勝一籌。貧鈾合金冶煉方便，可用普通的真空熔煉法冶煉。貧鈾價格低，它是分離濃縮鈾的尾料，來源豐富。貧鈾彈的開發(fā)和使用貧鈾彈以其強大的穿甲能力和毀傷后效（穿甲時產(chǎn)生的高溫和超高壓會引起強烈燃燒）而被一些發(fā)達國家裝備軍隊，大量用于坦克炮等反裝甲武器，用來攻擊坦克、艦艇、鋼筋混凝土工事等重裝甲目標。經(jīng)過40年的開發(fā)研究，貧鈾彈已形成一個大家族。放射性衰變：放射性元素不斷自發(fā)放出α、β或γ射線：鈾-238→釷-234+氦核（α-粒子）——α衰變釷-234→鏷+電子（β-粒子）——β衰變某放射性原子數(shù)目衰變減少到一半所需的時間稱為半衰期。鈾-238的半衰期為450億年；釷-234的半衰期為24.1天。注：圖１放射性污染會使這只豬崽發(fā)生了令人心驚的基因變異。無形的放射性污染放射性污染對生物的危害是十分嚴重的。放射性污染引起的放射性損傷有急性損傷和慢性損傷之分。如果人在短時間內(nèi)受到大量劑量的Ｘ射線、γ射線和中子的全身照射，就會產(chǎn)生急性損傷。輕者有脫毛、感染等癥狀。當劑量更大時，會出現(xiàn)腹瀉、嘔吐等腸胃損傷癥狀。在極高的劑量照射下，會導致人群白血病和各種癌癥發(fā)病率的增加。

切爾諾貝利核電站1986.4.26，前蘇聯(lián)的切爾諾貝利核電站四號機組發(fā)生強烈爆炸，頃刻間，核泄漏、核輻射、火災核爆炸同時發(fā)生，其后果相當于500顆原子彈的當量，受污染地區(qū)（主要在烏克蘭、俄羅斯和白俄羅斯）達15萬km2，受害人口為695萬，迄今因遭受輻射而死亡的人數(shù)達30多萬。墳墓這15萬km2土地，就像是蘇聯(lián)人在追求科學和工業(yè)化甚至軍備競賽中為自己掘下的一個巨大墳墓，杳無人煙，一切都定格在事故發(fā)生的那一刻，連新婚夫婦的衣服、結婚宴席仍原封不動地擺在那里，誰也說不清將會擺多久。在這個巨大的墳墓里，人煙絕跡，鳥獸全無，誰也不敢走進這個大墳墓。被疏散到核輻射邊沿區(qū)的人，由于糧食短缺，便到林中采摘蘑菇，然而只吃了幾次，就有人死在了采蘑菇的路上。這都是核輻射的后患。福島核電站（FukushimaNuclearPowerPlant）是目前世界上最大的核電站，由福島一站、福島二站組成，共10臺機組（一站6臺，二站4臺），均為沸水堆。受東日本大地震影響，福島第一核電站損毀極為嚴重，大量放射性物質泄漏到外部，日本內(nèi)閣官房長官枝野幸男宣布第一核電站的1至6號機組將全部永久廢棄。聯(lián)合國核監(jiān)督機構國際原子能機構(IAEA)干事長天野之彌表示日本福島核電廠的情勢發(fā)展“非常嚴重”。法國法核安全局先前已將日本福島核泄漏列為六級。2011年4月12日，日本原子能安全保安院根據(jù)國際核事件分級表將福島核事故定為最高級7級。前瞻性決策的科學化和前瞻性是人類與環(huán)境和平相處的必要保證，正如核能，在利用它之前，就應該設計好在發(fā)生事故時如何制伏它。若沒有這樣的準備和技術，就不應當使用它。否則，就是在為自己挖掘墳墓。钚—令人擔憂的元素钚的來源钚的危害钚-239的半衰期地球上有多少钚？核廢料的存放科學家的努力钚的來源钚不是天然元素，它是地道的核試驗產(chǎn)物。1940年，美國核科學家合成出原子序數(shù)為94的钚，那以后，钚與鈾一樣，成為制造原子彈和核電站的原料。由于钚—239成本較低，實現(xiàn)核反應的臨界質量比鈾小，所以更受科學家重視，應用范圍更廣泛。

钚的危害钚-239所釋放的α射線、γ射線和χ射線均可能殺死或破壞人體染色體細胞→影響或改變?nèi)梭w遺傳密碼→使人患各種疾病。綠色和平組織的核科學家卡洛斯—布拉沃報告說，若在空氣或城市供水中，混入1克钚-239，則：足以毒死100萬只鴿子；足以使100萬人患癌癥；1微克钚在人體潛伏20年后，可能發(fā)作致癌；通過呼吸進入人肺部的含钚-239塵埃，能通過血液和淋巴系統(tǒng)擴散到人體各部分。1945年8月底，在美國新墨西哥州的原子彈實驗基地，年輕的原子物理學家路易斯?達格里恩的悲劇。钚-239的半衰期科學研究顯示，僅元素周期表中第94號钚元素就有十幾種同位素，其中，钚-238的半衰期是88年；钚-239的半衰期是24110年；钚-235的半衰期是4億年以上。所謂半衰期的概念就是，它們的活躍放射線時間分別為：88年、24110年、4億年，就是說當歲月流逝這么多年后钚同位素發(fā)出射線的能力才減少一半，若待放射性完全消失，須經(jīng)歷的時間大約是半衰期的10倍左右。地球上有多少钚？據(jù)資料報道，6000克钚可制造成一枚原子彈，而其中僅有1克钚消失了，是它導演出了令人望而生畏的蘑菇云，按照愛因斯坦質能公式，這1克钚轉化成核爆炸所需的全部能量。其能量之巨大，與2萬噸三硝基炸藥（TNT）相當。非常不幸的是，钚彈爆炸時，有95%的放射性钚都氣化擴散到大自然中。如前介紹，钚-239的半衰期約為24110年，所以，人類在20世紀50—70年代進行大氣層核試驗產(chǎn)生的钚，至今仍殘存在我們生活的環(huán)境中。在核試驗最頻繁的美國，尤其嚴重。地球上的钚越來越多據(jù)國際原子能機構近年公布的有關核廢料資料披露，20世紀全球400余座核電站共產(chǎn)生了19萬噸核廢料，其中，美國產(chǎn)生了4萬噸核廢料；英國產(chǎn)生了3萬噸核廢料，預計在未來10年將超過4萬噸。通過處理可得到100噸钚-239；亞洲日本國近50座核電站生產(chǎn)的核廢料，可提煉10噸钚-239。此外，他們還不斷從歐洲進口大量核廢料進行加工以獲得钚-239。核廢料的存放到目前為止，我們?nèi)晕凑业桨踩幚砗藦U料的萬全之策，目前世界各國通用的做法仍是用混凝土或金屬容器封裝好核廢料，再深埋到100m左右的地下巖洞、廢氣礦井或海底巖洞等核廢料場中。按有關國際規(guī)定，這樣的核廢料場應有300年的安全期，但這仍遠遠小于钚-239的半衰期（2萬多年）。因此，經(jīng)過這樣處理的核廢料仍存在不安全因素，它們?nèi)匀涣钍澜绺鲊涂茖W界為之擔憂！令人不安的是，當今世界上存在的19萬噸含钚-239的核廢料正在衰變過程中，正以15千米/秒的高速度放射α粒子和其他放射線，污染著環(huán)境，危害著人類健康。科學家的努力在歐洲核子研究中心工作的卡洛斯?魯比亞教授提出過一種新型核電站方案，它使用的核燃料不是钚，而是釷，釷不僅燒得干凈，而且核廢料中不含令人頭痛的钚-239，沒有放射性；英國菲爾德大學地質學家弗格斯?吉布新提出把核廢料深埋到的地下巖層（而非現(xiàn)在的1000m深）。頭幾天，核廢料將利用自身的余熱使周圍巖石融化，幾個月后冷卻，從而把核廢料罐完全包裹起來，形成一個更安全的核廢料墳墓。理論推導顯示，5000m的深度，應該是钚-239的最好歸宿。聚變科學家們發(fā)現(xiàn)，某些質量較小的原子核結合成質量較大的原子核時，也能釋放出核能，這種現(xiàn)象叫做核聚變，簡稱聚變.聚變是獲得大量核能的另一重要途徑.前面講過，原子彈是利用重核裂變現(xiàn)象制成的.而另一種威力更大的核武器——氫彈，則是利用輕核聚變現(xiàn)象制成的.聚變又叫熱核反應一個氘核由一個質子和一個中子組成，一個氚核由一個質子和二個中子組成，它們發(fā)生聚變反應結合成由二個質子和二個中子組成的氦核時，要放出一個中子，并釋放出核能.一定質量的氘核和氚核聚變時放出的能量要比等量的鈾核裂變時放出的能量大幾倍.聚變需要在幾百萬攝氏度的高溫下才能發(fā)生，因此聚變又叫熱核反應.自然界中的熱核反應自然界中，太陽內(nèi)部的溫度高達攝氏1千萬度以上，在那里就進行著大規(guī)模的聚變反應.太陽輻射出的光和熱，正是由聚變反應釋放的核能轉化而來的.可以說，地球上的人類每天都享用著聚變釋放出的能量.

可控核聚變的研究現(xiàn)狀與前景中國、日本、韓國、俄羅斯、美國和歐盟6大ITER成員國2005年6月