新能源發(fā)電技術(shù) 課件 第2章 核能利用

2.1核反應(yīng)堆的物理基礎(chǔ)目錄Contents2.1.1核物理基礎(chǔ)2.1.2核反應(yīng)基礎(chǔ)2.1.3核裂變反應(yīng)相關(guān)2.1.4自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)目錄Contents2.1.1核物理基礎(chǔ)2.1.2核反應(yīng)基礎(chǔ)2.1.3核裂變反應(yīng)相關(guān)2.1.4自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)鈾-235裂變:8.32×1013J/kg鈾=2000t汽油氘聚變：3.5×1014J/kg=4kg鈾重要反應(yīng)核燃料增殖過(guò)程核裂變反應(yīng)2.1.1.1原子核的組成03原子質(zhì)量單位02組成01質(zhì)子中子

原子核2.1.1.2核力

飽和性短程力強(qiáng)相互作用力2.1.1.3核的結(jié)合能其核子的質(zhì)量總和聚合釋放能量新原子核的質(zhì)量<

m為質(zhì)量虧損2.1.1.3核的結(jié)合能比結(jié)合能=總的結(jié)合能原子核質(zhì)量數(shù)核能計(jì)算在原子能領(lǐng)域內(nèi)，一般用電子伏特（eV）、（MeV）作為能量單位。1u質(zhì)量相當(dāng)于為931MeV；1MeV=1.6021

10-13J。2.核聚變反應(yīng)質(zhì)量虧損為0.0276u，則核聚變反應(yīng)式＋MeV3.如果核裂變反應(yīng)式+200MeV（0.215u），1g鈾含有2.6

1021個(gè)鈾原子，問(wèn)完全裂變放出多少熱量（kJ）？思考題：1.m質(zhì)量的質(zhì)量虧損相當(dāng)于能量E=，E的單位為MeV，m的單位為u2.6

1021

200=5.2

1023MeV=8.33

107kJ1克鈾-235裂變釋放的熱量:相當(dāng)于3噸標(biāo)準(zhǔn)煤燃燒釋放的熱量2.1.1.4核的放射性當(dāng)原子核內(nèi)中子數(shù)與質(zhì)子數(shù)的比例超出與質(zhì)量數(shù)相應(yīng)的穩(wěn)定界限時(shí)，這種核將通過(guò)放射性衰變的方式向著更穩(wěn)定的方向自發(fā)地變化。穿透能力比較2.1.1.4核的放射性半衰期：放射性原子數(shù)量衰減到初始數(shù)量的一半時(shí)所需要的時(shí)間周期。

目錄Contents2.1.1核物理基礎(chǔ)2.1.2核反應(yīng)基礎(chǔ)2.1.3核裂變反應(yīng)相關(guān)2.1.4自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)2.1.2.1核反應(yīng)的定義核反應(yīng)是指外來(lái)粒子引起某原子核發(fā)生變化的反應(yīng)鈾核裂變氘氚核聚變2.1.2.2中子與原子核的相互作用中子觸發(fā)核反應(yīng)的原理：中子與原子核結(jié)合之后，核的平均結(jié)合能造成了超出核素可以保持穩(wěn)定的擾動(dòng)，導(dǎo)致核素趨向生成了更加穩(wěn)定的核素。2.1.2.2中子與原子核的相互作用Step.1吸收中子動(dòng)能轉(zhuǎn)為內(nèi)能處于激發(fā)態(tài)回到基態(tài)釋放能量Step.2Step.3Step.4Step.5復(fù)合核的形成反應(yīng)堆主要的中子和原子核的相互作用形式2.1.2.2中子與原子核的相互作用中子觸發(fā)核反應(yīng)的原理：中子與原子核結(jié)合之后，核的平均結(jié)合能造成了超出核素可以保持穩(wěn)定的擾動(dòng)，導(dǎo)致核素趨向生成了更加穩(wěn)定的核素。最簡(jiǎn)單的也是很主要的核反應(yīng)，它是中子波和核表面勢(shì)相互作用的結(jié)果，中子并未進(jìn)入耙核入射中子直接與耙核內(nèi)的某個(gè)核子碰撞。這種情況要求中子的能量極大，基本可以不予考慮2.1.2.3反應(yīng)截面和核反應(yīng)率

2.1.2.3反應(yīng)截面和核反應(yīng)率宏觀截面：一個(gè)中子與單位體積內(nèi)原子核發(fā)生核反應(yīng)平均幾率的度量一個(gè)中子穿行單位距離與核發(fā)生相互作用的幾率大小的一種度量。

2.1.2.3反應(yīng)截面和核反應(yīng)率核反應(yīng)率：?jiǎn)挝粫r(shí)間單位體積內(nèi)發(fā)生核反應(yīng)的次數(shù)

宏觀截面和中子通量的乘積目錄Contents2.1.1核物理基礎(chǔ)2.1.2核反應(yīng)基礎(chǔ)2.1.3核裂變反應(yīng)相關(guān)2.1.4自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)2.1.3.1核燃料裂變臨界能量：復(fù)合核從變形到分裂需要能量，所需的最小能量每消耗一個(gè)易裂變核所生成的新易裂變核核數(shù)稱為轉(zhuǎn)換比

生成新易裂變核的數(shù)目消耗新易裂變核的數(shù)目r=核燃料增殖注：天然鈾中有鈾-235的含量?jī)H為0.7%，其余99.3%為鈾-238（非裂變?cè)兀?。核燃料增殖過(guò)程核裂變反應(yīng)r﹤1時(shí)反應(yīng)堆稱為轉(zhuǎn)換堆

設(shè)初始的核燃料量M0，M0被消耗掉以后，會(huì)產(chǎn)生rM0的新燃料，進(jìn)一步又能得到r2M0，依此類推，總共可供使用的核燃料量為（中間可能需要停爐）：r﹥=1時(shí)反應(yīng)堆稱為增殖堆

反應(yīng)堆消耗1kg的核燃料的同時(shí)，還能生產(chǎn)出超過(guò)1kg的新核燃料，這種增殖型反應(yīng)堆。不僅可以大量發(fā)電，而且可以逐漸積累核燃料，經(jīng)過(guò)一定時(shí)間的運(yùn)行，將反應(yīng)堆內(nèi)產(chǎn)生的新核燃料提取，又可建造新的核反應(yīng)堆。這種反應(yīng)堆充分利用了自然界大量蘊(yùn)藏的非裂變核燃料，使核電站反應(yīng)堆成為一座可裂變核燃料的加工廠，為核電站提供了豐富的核燃料資源。

M0新堆的循環(huán)量，G為增殖堆每天消耗的裂變?nèi)剂稀?/p>

倍增時(shí)間D=，單位為天數(shù)。思考：r有無(wú)理論上限？2.1.3.2核裂變產(chǎn)物的分布和能量常規(guī)的核反應(yīng)堆中，熱中子與靶核碰撞，形成復(fù)合核，發(fā)生（n,f）反應(yīng)，由于激發(fā)的能量是分配在許多核子上的，所以可能的產(chǎn)物有很多能量分布2.1.3.3中子的慢化平均對(duì)數(shù)能降增量：每次碰撞中子能量的自然對(duì)數(shù)的平均變化值

慢化劑2.1.3.4核裂變反應(yīng)堆功率

核燃料消耗速率

目錄Contents2.1.1核物理基礎(chǔ)2.1.2核反應(yīng)基礎(chǔ)2.1.3核裂變反應(yīng)相關(guān)2.1.4自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)2.1.4.1自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)機(jī)理自持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)：不依靠外來(lái)中子的補(bǔ)充，就能持續(xù)裂變下去的核反應(yīng)。中子被核燃料吸收，發(fā)生裂變中子被核燃料吸收，卻不發(fā)生裂變中子被慢化劑、冷卻劑、結(jié)構(gòu)材料等有害吸收中子被泄露2.1.4.2有效增殖系數(shù)

反應(yīng)堆超臨界反應(yīng)堆臨界反應(yīng)堆次臨界2.1.4.3反應(yīng)堆內(nèi)中子循環(huán)剩余96個(gè)熱中子

漏失、被慢化劑和結(jié)構(gòu)材料俘獲剩余76個(gè)熱中子中子循環(huán)剩余76個(gè)熱中子第二代100個(gè)快中子被235U俘獲發(fā)生裂變思考題與習(xí)題：原子核由哪些粒子組成，分別用什么字母表示，原子核通常如何表示？核能的來(lái)源是什么？請(qǐng)列舉原子核放出的射線類型。請(qǐng)說(shuō)出核反應(yīng)與化學(xué)反應(yīng)的區(qū)別。原子核與中子的作用按表現(xiàn)形式分為哪兩種？什么是反應(yīng)截面，核反應(yīng)率如何計(jì)算？什么是轉(zhuǎn)換堆，什么是增殖堆？什么是中子的慢化？什么是自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)，什么是有效增殖系數(shù)？謝謝！2.2核反應(yīng)堆的熱工分析目錄Contents反應(yīng)堆熱源2.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)堆的傳熱過(guò)程2.2.12.2.3目錄Contents反應(yīng)堆熱源2.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)堆的傳熱過(guò)程2.2.32.2.12.2.1堆的熱源反應(yīng)堆內(nèi)的熱量來(lái)自核裂變釋放的能量，每次裂變釋放的能量平均約為200MeV。約84%裂變碎片的動(dòng)能γ與β射線其余2.2.1堆的熱源裂變能的分布與反應(yīng)堆的具體設(shè)計(jì)有關(guān)，對(duì)于熱中子反應(yīng)堆，一般來(lái)說(shuō)，90%以上的總裂變能是在燃料元件內(nèi)轉(zhuǎn)換成熱能的，大約5%的總裂變能在慢化劑中轉(zhuǎn)換成熱能，剩余不到5%則在反射層、熱屏蔽等部件中轉(zhuǎn)換成熱能。2.2.1堆的熱源壓水動(dòng)力堆燃料元件的釋熱量占反應(yīng)堆總釋熱量的97.4%。沸水堆燃料元件的釋熱量占堆總釋熱量的96%。燃料元件釋熱量占比熱工分析目的及時(shí)輸出燃料元件內(nèi)產(chǎn)生的熱量2.2.1堆的熱源特別需要注意的是，反應(yīng)堆停止運(yùn)行后，反應(yīng)堆的功率不會(huì)一下子降為零，而是按照一定的規(guī)律衰減。熱量來(lái)源燃料棒內(nèi)儲(chǔ)存的顯熱剩余中子引起的核裂變

（剩余裂變發(fā)熱）裂變產(chǎn)物及中子俘獲反應(yīng)產(chǎn)物的衰變（衰變熱）燃料棒內(nèi)的顯熱、剩余裂變熱約在30s內(nèi)傳出，其后的冷卻要求完全取決于衰變熱。目錄Contents反應(yīng)堆熱源2.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)堆的傳熱過(guò)程2.2.12.2.32.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)燃料元件名稱極其繁多，這主要是由于不同的分類方法造成的。下面介紹幾種主要的燃料元件分類方法：按燃料類型：

可分為金屬型燃料元件、彌散型燃料元件和陶瓷型燃料元件三種。

輕水堆燃料元件（二氧化鈾）屬于陶瓷型燃料元件。按幾何形狀：

可分為棒狀、板狀、管狀和球狀等燃料元件形式。

輕水堆幾乎全部用棒狀燃料元件。按反應(yīng)堆類型：

反應(yīng)堆型+燃料元件。如輕水堆燃料元件、重水堆燃料元件。2.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)雖然燃料元件種類繁多，但是不論何種形狀和形式的燃料元件，其組成不外乎兩大部分：燃料棒和骨架。2.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)燃料棒結(jié)構(gòu)典型的壓水堆燃料棒由UO2芯塊、鋯合金包殼、端塞、壓緊彈簧及氦氣腔組成。鋯合金在300～400℃的高溫高壓水和蒸汽中有良好的耐蝕性能、適中的力學(xué)性能、較低的原子熱中子吸收截面（鋯為0.18靶恩），對(duì)核燃料有良好的相容性，因此常用作水冷核反應(yīng)堆的包殼材料。壓水堆燃料棒上端塞貯氣腔壓緊彈簧包殼燃料芯塊上端塞2.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)燃料棒結(jié)構(gòu)包殼中留有足夠的空間和間隙，用于補(bǔ)償包殼和燃料芯塊不同的熱膨脹，以及芯塊的輻照膨脹，并且作容納裂變氣體的膨脹室。上端塞帶有一個(gè)小孔，用于制造時(shí)往包殼內(nèi)充氦氣加壓至2.0MPa，以減少包殼蠕變和增加燃料棒的導(dǎo)熱性能和可靠性。用氦氣加壓后，用熔焊將小孔封死。包殼內(nèi)的壓緊彈簧可以防止運(yùn)輸與操作過(guò)程中芯塊的竄動(dòng)。壓水堆燃料棒上端塞貯氣腔壓緊彈簧包殼燃料芯塊上端塞2.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)燃料元件的骨架是支撐燃料棒束的結(jié)構(gòu)部件它承受冷卻劑的沖刷，和緊急停堆時(shí)數(shù)十公斤的控制棒突然下落產(chǎn)生的沖擊力。此外，堆內(nèi)的高溫和強(qiáng)烈的中子輻照也會(huì)是骨架的機(jī)械性能發(fā)生變化甚至發(fā)生彎曲。因此，骨架的結(jié)構(gòu)決定了燃料元件的剛性，它的幾何尺寸直接影響元件的外形。壓水堆燃料元件骨架燃料元件骨架目錄Contents反應(yīng)堆熱源2.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)堆的傳熱過(guò)程2.2.12.2.32.2.3堆的傳熱過(guò)程熱交換方式熱傳導(dǎo)熱對(duì)流熱輻射（水冷堆）（高溫氣冷堆）2.2.3堆的傳熱過(guò)程反應(yīng)堆內(nèi)的傳熱過(guò)程就是指燃料元件內(nèi)產(chǎn)生的裂變熱經(jīng)一系列過(guò)程傳給冷卻劑。其主要過(guò)程包括：燃料芯塊導(dǎo)熱→燃料-包殼間間隙導(dǎo)熱→包殼導(dǎo)熱→包殼表面向冷卻劑對(duì)流換熱。棒狀燃料元件徑向的溫度分布情況如圖所示。棒狀燃料元件徑向溫度分布燃料芯氣隙包殼冷卻劑tcitcstut02.2.3堆的傳熱過(guò)程燃料元件與冷卻劑的傳熱過(guò)程分析燃料芯塊導(dǎo)熱屬于有內(nèi)熱源的圓柱形芯塊溫度場(chǎng)問(wèn)題。燃料芯塊內(nèi)部導(dǎo)熱的主要計(jì)算式為：

t0為燃料芯塊的中心溫度tu為燃料芯塊的表面溫度為燃料芯塊的熱導(dǎo)率

ql為線功率（1）燃料芯塊內(nèi)的導(dǎo)熱t(yī)0tur

2.2.3堆的傳熱過(guò)程燃料元件與冷卻劑的傳熱過(guò)程分析（2） 氣體間隙導(dǎo)熱。燃料芯塊與包殼之間存在很薄的間隙，通常情況下，使用氣隙導(dǎo)熱模型來(lái)計(jì)算。其主要計(jì)算式為：tci為包殼內(nèi)表面的溫度為氣體間隙的熱導(dǎo)率dci為燃料芯塊直徑du為包殼內(nèi)表面直徑反應(yīng)堆長(zhǎng)時(shí)間運(yùn)行后，燃料芯塊可能會(huì)與包殼直接接觸，不能再使用上述的氣隙導(dǎo)熱模型了，需要利用接觸導(dǎo)熱模型進(jìn)行計(jì)算。tutcidcidu2.2.3堆的傳熱過(guò)程燃料元件與冷卻劑的傳熱過(guò)程分析（3）包殼導(dǎo)熱。包殼導(dǎo)熱屬于最常見(jiàn)的無(wú)熱源圓筒壁導(dǎo)熱問(wèn)題。其主要計(jì)算式為：

tcs為包殼外表面的溫度為包殼的熱導(dǎo)率

dcs為包殼外表面直徑tcitcs

dcs2.2.3堆的傳熱過(guò)程燃料元件與冷卻劑的傳熱過(guò)程分析（4）包殼與冷卻劑的單相對(duì)流換熱冷卻劑的主要目的就是通過(guò)對(duì)流換熱把燃料芯塊內(nèi)產(chǎn)生的熱量給傳遞出去。因此其主要計(jì)算式為：

tf為冷卻劑的溫度h為冷卻劑與包殼的表面?zhèn)鳠嵯禂?shù)Al為單位軸向長(zhǎng)度的換熱面積。各變量均為軸向位置z的函數(shù)tftcs2.2.3堆的傳熱過(guò)程燃料元件與冷卻劑的傳熱過(guò)程分析冷卻劑流過(guò)燃料元件時(shí)，溫度升高。假設(shè)冷卻劑從堆芯進(jìn)口到位置z處的換熱量為Q(z)，則冷卻劑的溫升為：W為冷卻劑的質(zhì)量流量cp為冷卻劑的比熱容。（5）冷卻劑換熱升溫tf2.2.3堆的傳熱過(guò)程當(dāng)反應(yīng)堆內(nèi)的傳熱過(guò)程出現(xiàn)異常，冷卻劑不能及時(shí)地把反應(yīng)堆內(nèi)的熱量傳遞出去的時(shí)候，就極有可能會(huì)發(fā)生堆芯熔化事故。堆芯熔化的過(guò)程一般如下：當(dāng)堆芯喪失余熱載出手段后，堆芯開始升溫，隨著溫度的逐漸上升，包殼首先熔化，然后控制棒解體，進(jìn)而燃料芯塊熔化、下移，造成堆芯支撐結(jié)構(gòu)失效和堆芯解體。堆內(nèi)傳熱異常的后果思考題：請(qǐng)說(shuō)出反應(yīng)堆內(nèi)熱量的主要來(lái)源。請(qǐng)描述燃料芯塊內(nèi)的熱量導(dǎo)出給冷卻劑的過(guò)程。請(qǐng)大致畫出反應(yīng)堆內(nèi)溫度的徑向分布。謝謝！2.3核反應(yīng)堆的動(dòng)力回路核反應(yīng)堆動(dòng)力回路分類按核反應(yīng)燃料類型裂變反應(yīng)堆聚變反應(yīng)堆裂變聚變混合堆按冷卻劑材料壓水堆沸水堆重水堆氣冷堆液態(tài)金屬冷卻堆按核反應(yīng)堆的用途研究堆生產(chǎn)堆動(dòng)力堆按中子能譜熱中子堆中能中子堆快中子堆目錄Contents2.3.1壓水堆核電站動(dòng)力回路2.3.22.3.3重水堆核電站動(dòng)力回路2.3.4高溫氣冷堆核電站動(dòng)力回路2.3.5鈉冷快中子增殖堆核電站動(dòng)力回路沸水堆核電站動(dòng)力回路目錄Contents2.3.1壓水堆核電站動(dòng)力回路2.3.2沸水堆核電站動(dòng)力回路2.3.3重水堆核電站動(dòng)力回路2.3.4高溫氣冷堆核電站動(dòng)力回路2.3.5鈉冷快中子增殖堆核電站動(dòng)力回路2.3.1壓水堆核電站動(dòng)力回路特征采用高壓輕水作為冷卻劑和慢化劑，且水在堆內(nèi)不沸騰的核反應(yīng)堆。冷卻劑的壓力一般在120到160個(gè)大氣壓范圍內(nèi)，經(jīng)過(guò)反應(yīng)堆時(shí)不會(huì)氣化。應(yīng)用目前世界上核電站、核動(dòng)力潛艇及航母應(yīng)用最多最普遍的一種核反應(yīng)堆。裝機(jī)容量占所有核電站反應(yīng)堆的60%以上。實(shí)例秦山一期、二期核電站廣東大亞灣核電站2.3.1壓水堆核電站動(dòng)力回路一回路反應(yīng)堆冷卻劑帶走核反應(yīng)熱量再傳熱給蒸汽發(fā)生器的過(guò)程二回路蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)組發(fā)電，然后被冷凝由給水泵送回蒸汽發(fā)生器的過(guò)程冷卻回路用于冷卻二回路的水蒸氣2.3.1.1

基本組成與工作過(guò)程水水壓力容器穩(wěn)壓器主泵主管道蒸發(fā)器汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)冷凝器輸配電二回路一回路基本參數(shù)： 一回路：壓力154bar，291-310℃，高壓水 二回路：壓力55bar，250-280℃，出口飽和蒸汽蒸汽相關(guān)參數(shù)：冷卻劑&慢化劑：除鹽除氧的含硼水工作壓力：14.7-15.7MPa進(jìn)口溫度：280-300℃出口溫度：310-330℃溫升：30-40℃2.3.1壓水堆核電站動(dòng)力回路2.3.1.2

一回路結(jié)構(gòu)與設(shè)備壓力容器反應(yīng)堆堆芯控制棒組件包容整個(gè)堆芯、固定和支撐控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)、堆內(nèi)構(gòu)件。作為一回路系統(tǒng)的組成部分，在運(yùn)行溫度和壓力條件下作為容納冷卻劑的壓力邊界。壓水堆的心臟，可控的鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)就在這里進(jìn)行。由上百個(gè)橫截面呈正方形或六角形的燃料組件構(gòu)成通過(guò)提升和插入來(lái)實(shí)現(xiàn)電廠啟動(dòng)、停閉、負(fù)荷改變等情況下比較快速的反應(yīng)性變化。2.3.1.2一回路結(jié)構(gòu)與設(shè)備（1）壓水反應(yīng)堆樞紐產(chǎn)生汽輪機(jī)所需蒸汽的換熱設(shè)備既是一回路設(shè)備，又是二回路設(shè)備二回路冷卻水在U型管束空間吸收來(lái)自一回路側(cè)的熱量產(chǎn)生蒸汽蒸汽濕度降低由蒸汽導(dǎo)管導(dǎo)出，送往汽輪機(jī)做功將一回路的放射性物質(zhì)阻擋在一回路內(nèi)對(duì)整個(gè)核動(dòng)力裝置的經(jīng)濟(jì)性和安全可靠性有十分重要的影響自然循環(huán)不需要外加壓力依靠水和汽水的密度差而進(jìn)行的水循環(huán)2.3.1.2一回路結(jié)構(gòu)與設(shè)備（2）蒸汽發(fā)生器穩(wěn)壓器低壓時(shí)工作狀態(tài)穩(wěn)壓器高壓時(shí)工作狀態(tài)2.3.1.2一回路結(jié)構(gòu)與設(shè)備（3）穩(wěn)壓器

提供驅(qū)動(dòng)壓力，將一回路經(jīng)過(guò)蒸汽發(fā)生器的冷卻劑壓回核燃料燃燒的堆芯，再把反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量送至蒸汽發(fā)生器，產(chǎn)生推動(dòng)汽輪機(jī)做功的蒸汽形成循環(huán)。耐高溫耐高壓防輻射耐腐蝕密閉好無(wú)泄漏大功率高溫度不停轉(zhuǎn)心臟2.3.1.2一回路結(jié)構(gòu)與設(shè)備（4）反應(yīng)堆冷卻劑泵汽輪機(jī)系統(tǒng)汽輪機(jī)輔助系統(tǒng)冷凝水及加熱系統(tǒng)汽輪機(jī)是一種高速旋轉(zhuǎn)的動(dòng)力機(jī)械。它首先把蒸汽的熱能變?yōu)檎羝鞯膭?dòng)能，然后再把蒸汽流的動(dòng)能轉(zhuǎn)化為機(jī)械功，帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電。汽輪機(jī)輔助系統(tǒng)包括：汽輪機(jī)旁路系統(tǒng)、汽輪機(jī)軸封系統(tǒng)、汽水分離再熱器等。汽輪機(jī)排汽進(jìn)入凝汽器被冷凝為凝結(jié)水，凝結(jié)水需經(jīng)過(guò)凝結(jié)水泵、低壓加熱器、除氧器、給水泵、高壓加熱器再作為二回路給水供給蒸汽發(fā)生器。2.3.1.3二回路結(jié)構(gòu)與設(shè)備目錄Contents2.3.12.3.22.3.32.3.42.3.5壓水堆核電站動(dòng)力回路沸水堆核電站動(dòng)力回路重水堆核電站動(dòng)力回路高溫氣冷堆核電站動(dòng)力回路鈉冷快中子增殖堆核電站動(dòng)力回路2.3.2沸水堆核電站動(dòng)力回路2.3.2沸水堆核電站動(dòng)力回路2.3.2沸水堆核電站動(dòng)力回路優(yōu)點(diǎn)直接循環(huán)，只有一個(gè)回路。造價(jià)較低，節(jié)約成本。工作壓力可以降低。這使得系統(tǒng)大大簡(jiǎn)化，降低了投資。堆芯出現(xiàn)空泡。經(jīng)驗(yàn)表明，堆芯出現(xiàn)起泡使得沸水堆更加穩(wěn)定，具有較好的控制調(diào)節(jié)性能。缺點(diǎn)輻射防護(hù)和廢物處理較為復(fù)雜。設(shè)計(jì)和維修麻煩,當(dāng)汽輪機(jī)等設(shè)備出現(xiàn)問(wèn)題，維修時(shí)間也很長(zhǎng)。功率密度比壓水堆小。由于水沸騰后慢化能力降低，導(dǎo)致燃料利用率較低，因此需要比壓水堆多的核燃料。目錄Contents2.3.12.3.22.3.32.3.42.3.5壓水堆核電站動(dòng)力回路沸水堆核電站動(dòng)力回路重水堆核電站動(dòng)力回路高溫氣冷堆核電站動(dòng)力回路鈉冷快中子增殖堆核電站動(dòng)力回路2.3.3重水堆核電站動(dòng)力回路重水慢化劑重水的中子吸收截面比輕水小得多，所以重水堆中慢化劑吸收的中子比輕水堆要少得多，可以直接利用天然軸作為核燃料冷卻劑與慢化劑循環(huán)與壓水堆動(dòng)力回路不同的是，重水堆的冷卻劑、慢化劑循環(huán)是分開的。蒸汽發(fā)生器和主回路水泵安裝在反應(yīng)堆的兩端。2.3.3重水堆核電站動(dòng)力回路優(yōu)點(diǎn)重水堆可以采用天然鈾作燃料，而不必提純，燃料利用率高于輕水堆。燒過(guò)的燃料中鈾-235的含量極小，不需要進(jìn)行乏燃料的處理。缺點(diǎn)重水的價(jià)格比較昂貴，且需要頻繁的更換燃料。目錄Contents2.3.12.3.22.3.32.3.42.3.5壓水堆核電站動(dòng)力回路沸水堆核電站動(dòng)力回路重水堆核電站動(dòng)力回路高溫氣冷堆核電站動(dòng)力回路鈉冷快中子增殖堆核電站動(dòng)力回路2.3.4高溫氣冷堆核電站動(dòng)力回路冷卻劑：氦氣慢化劑：石墨結(jié)構(gòu)：雙動(dòng)力回路一回路：冷卻劑氦氣二回路：工質(zhì)水實(shí)例：我國(guó)建成的石島灣核電站2.3.4高溫氣冷堆核電站動(dòng)力回路優(yōu)點(diǎn)熱效率高燃耗深氦氣性質(zhì)穩(wěn)定傳熱性能好，感生放射性低，停堆后能將余熱安全帶出不易發(fā)生堆芯熔化，安全性能好缺點(diǎn)高燃耗包覆顆粒核燃料元件的制備和輻照考驗(yàn)高溫高壓氦氣回路設(shè)備的工藝技術(shù)問(wèn)題燃料后處理及再加工問(wèn)題目錄Contents2.3.12.3.22.3.32.3.42.3.5壓水堆核電站動(dòng)力回路沸水堆核電站動(dòng)力回路重水堆核電站動(dòng)力回路高溫氣冷堆核電站動(dòng)力回路鈉冷快中子增殖堆核電站動(dòng)力回路2.3.5鈉冷快中子增殖堆核電站動(dòng)力回路定義：以液態(tài)鈉為冷卻劑，由快中子引起核裂變并維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的反應(yīng)堆。原理：快堆用钚-239作燃料，在堆心燃料钚-239的外圍再生區(qū)里放置鈾-238，钚-239燃燒產(chǎn)生的中子會(huì)被外圍的鈾-238吸收，生成钚-239，這樣燃料越燒越多。結(jié)構(gòu)：鈉冷快堆（SFR）一般設(shè)計(jì)成三個(gè)回路，比壓水堆中間多一個(gè)三回路。2.3.5鈉冷快中子增殖堆核電站動(dòng)力回路優(yōu)點(diǎn)鈉具有中子吸收截面小、導(dǎo)熱性好、比熱大等優(yōu)點(diǎn)。沸點(diǎn)高達(dá)886.6℃，所以常壓下鈉的工作溫度可以很高。金屬鈉的溫度就能達(dá)到500—600℃。鈉對(duì)金屬材料不具有腐蝕性，因此鈉是一種很好的冷卻劑。缺點(diǎn)作為冷卻劑的金屬鈉由于化學(xué)特性很活潑，易與水、氧氣等反應(yīng)，在空氣中能燃燒，因此需要采取嚴(yán)格的防范措施，技術(shù)難度上比熱堆大。由于三回路和金屬鈉的特殊性，維修比較困難，且金屬鈉使用量大。思考題：請(qǐng)根據(jù)冷卻劑種類列舉幾個(gè)反應(yīng)堆類型。請(qǐng)描述壓水堆一回路的主要運(yùn)行流程和主要設(shè)備。請(qǐng)描述壓水堆二回路的主要運(yùn)行流程和主要設(shè)備。請(qǐng)說(shuō)出沸水堆與壓水堆的主要區(qū)別。謝謝！2.4核電站的安全基礎(chǔ)目錄Contents2.4.1輻射及其危害2.4.2反應(yīng)堆的固有安全性2.4.3核電站安全性2.4.4核電站安全事故目錄Contents2.4.1輻射及其危害2.4.2反應(yīng)堆的固有安全性2.4.3核電站安全性2.4.4核電站安全事故2.4.1.1天然輻射與人工輻射核電站潛在危險(xiǎn)性輻射危害不穩(wěn)定核素天然輻射釋放帶電粒子形成穩(wěn)定核素人工輻射2.4.1.1天然輻射與人工輻射γ射線β射線α射線穿透能力極弱，電離能力極強(qiáng)防止吸入被污染的空氣和食入被污染的食物、防止傷口被污染穿透能力中等，電離能力中等防止直接接觸應(yīng)對(duì)β射線，樓房是很好的屏蔽體穿透能力極強(qiáng)，電離能力極弱盡可能減少受輻射的時(shí)間，遠(yuǎn)離輻射源天然放射性同位素放射的射線2.4.1.1天然輻射與人工輻射本底輻射/天然輻射人工輻射輻射無(wú)處不在人類在自然界這種輻射環(huán)境下生存和發(fā)展低水平的輻射不會(huì)對(duì)人類造成危害核工業(yè)過(guò)程中產(chǎn)生、使用以及排放的放射性物質(zhì)的照射核技術(shù)應(yīng)用中使用的放射性核素產(chǎn)生射線照射計(jì)算機(jī)、電視機(jī)、手機(jī)等用電設(shè)備產(chǎn)生的輻射2.4.1.2輻射劑量1.指單位質(zhì)量的物質(zhì)吸

收電離輻射的能量2.國(guó)際單位是戈瑞（Gy）1Gy=1J/Kg吸收劑量(D)1.在吸收劑量的基礎(chǔ)上考慮了人體

受到輻射后產(chǎn)生的生物效應(yīng)2.是吸收劑量D與輻射的品質(zhì)因子Q的乘積3.在輻射防護(hù)中更常用4.單位稱為希沃特（Sv），1Sv=1J/kg當(dāng)量劑量(H)輻射劑量2.4.1.2輻射劑量100%0.01核電站周圍100%0.15水果糧食空氣100%0.038~0.075每天吸20支煙100%20放射性工作者職業(yè)劑量限值100%0.02胸肺透視一次100%0.75磚房100%0.001每天看一小時(shí)電視100%0.005毫希/小時(shí)乘坐飛機(jī)100%3.7某些高原地區(qū)居民生活中受到的天然輻射量單位：毫希/年2.4.1.3輻射危害超過(guò)限定值的核輻射對(duì)人體產(chǎn)生危害指其對(duì)受照者本人產(chǎn)生的影響，如核輻射可能會(huì)引起白內(nèi)障、皮膚良性損傷、骨髓造血障礙、生育能力減退以及血管結(jié)締組織受損等指其對(duì)下一代的影響輻射傷害通過(guò)兩種途徑引起放射性核素在生物體外，使生物受到來(lái)自外部的射線照射放射性核素進(jìn)入生物體，使生物受到來(lái)自內(nèi)部的射線照射內(nèi)(部)輻射外(部)輻射遺傳效應(yīng)軀體效應(yīng)一般來(lái)講，身體接受的輻射能量越多，其放射病癥狀越嚴(yán)重。2.4.1.3輻射危害100%100-1000白細(xì)胞減少人體本身不會(huì)有感覺(jué)100%2000-4000骨髓遭到破壞紅白細(xì)胞極度減少嘔吐、出血100%>4000直接導(dǎo)致死亡100%<100無(wú)危害100%1000-2000導(dǎo)致輕微射線疾病接

受

當(dāng)

量

劑

量

與

人

體

的

表

現(xiàn)單位：毫希2.4.1.3輻射危害較長(zhǎng)時(shí)間超過(guò)允許劑量的輻射損傷短時(shí)間內(nèi)大劑量電離輻射引起的放射性損傷隨受照劑量的不同，在受照部位可能出現(xiàn)紅斑、水腫、干性脫皮和濕性脫皮、起水泡、疼痛、壞死、壞疽或脫發(fā)等癥狀主要出現(xiàn)在急性放射病典型病程的初期，表現(xiàn)為惡心、嘔吐、疲勞、發(fā)熱和腹瀉全身外照射損傷局部照射損傷急性放射病慢性放射病核輻射致病按受輻射劑量分類分別導(dǎo)致的病狀目錄Contents2.4.1輻射及其危害2.4.2反應(yīng)堆的固有安全性2.4.3核電站安全性2.4.4核電站安全事故2.4.2反應(yīng)堆固有安全性反應(yīng)堆本身具有一定的安全性自然安全性非能動(dòng)的安全性設(shè)計(jì)所賦予的內(nèi)在的安全的特性（固有安全性）2.4.2反應(yīng)堆固有安全性1自然安全性定義：指反應(yīng)堆內(nèi)在的自然科學(xué)法則的安全性，

事故時(shí)能控制反應(yīng)堆反應(yīng)性或自動(dòng)終止裂

變，確保堆芯不熔化自然安全性來(lái)自反應(yīng)堆本身所具有的負(fù)反饋效應(yīng)2.4.2反應(yīng)堆固有安全性1自然安全性負(fù)反饋效應(yīng)123燃料溫度效應(yīng)(多普勒效應(yīng))慢化劑溫度效應(yīng)慢化劑空泡效應(yīng)2.4.2反應(yīng)堆固有安全性2非能動(dòng)的安全性定義：建立在慣性原理、重力法則、熱傳遞法則等

基礎(chǔ)上的非能動(dòng)設(shè)備（無(wú)源設(shè)備）的安全性，

即安全功能的實(shí)現(xiàn)無(wú)須依賴外部動(dòng)力1自然安全性2.4.2反應(yīng)堆固有安全性2非能動(dòng)的安全性控制棒借助重力落入堆芯實(shí)現(xiàn)緊急停堆1自然安全性事故狀態(tài)，惰性飛輪推動(dòng)水泵繼續(xù)工作導(dǎo)出衰變余熱利用熱水與冷水的密度差建立自然循環(huán)導(dǎo)出衰變余熱目錄Contents2.4.1輻射及其危害2.4.2反應(yīng)堆的固有安全性2.4.3核電站安全性2.4.4核電站安全事故2.4.3.1安全原則為了保證核電站的安全，現(xiàn)有核電廠的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行貫徹了縱深防御的安全原則：在放射性源與人之間設(shè)置多道屏障確保多道屏障有效的多級(jí)防御2.4.3.1安全原則1234核燃料芯塊燃料元件包殼壓力容器和封閉的一回路系統(tǒng)安全殼多道屏障2.4.3.1安全原則1234核燃料芯塊燃料元件包殼壓力容器和封閉的一回路系統(tǒng)安全殼多道屏障1.耐高溫、輻射、腐蝕的二氧化鈾陶瓷核燃料2.保留住98%以上的放射性裂變物質(zhì)3.只有穿透能力較強(qiáng)的中子和γ射線才能輻射出來(lái)2.4.3.1安全原則1234核燃料芯塊燃料元件包殼壓力容器和封閉的一回路系統(tǒng)安全殼多道屏障1.二氧化鈾陶瓷芯塊被裝入包殼管組成了燃料棒2.鋯合金燃料元件包殼防止氣體裂變產(chǎn)物及裂變碎片的外逸3.逸出的裂變氣體，可存于燃料-包殼間隙或燃料元件端部的氣隙2.4.3.1安全原則1234核燃料芯塊燃料元件包殼壓力容器和封閉的一回路系統(tǒng)安全殼多道屏障1.被限制在壓力容器與一個(gè)或數(shù)個(gè)一回路環(huán)路內(nèi)流動(dòng)的2.壓力容器與一回路管道組成了又一道屏障2.4.3.1安全原則1234核燃料芯塊燃料元件包殼壓力容器和封閉的一回路系統(tǒng)安全殼多道屏障1.阻止放射性物質(zhì)向環(huán)境逸散的最后一道屏障2.一般采用雙層殼體結(jié)構(gòu)，對(duì)放射性物質(zhì)有很強(qiáng)的防護(hù)作用2.4.3.1安全原則多級(jí)防御1234第一道防線第二道防線第三道防線第四道防線5第五道防線為達(dá)到長(zhǎng)期安全運(yùn)行的目的：要求反應(yīng)堆及其動(dòng)力裝置的設(shè)計(jì)必須有內(nèi)在的自然安全性系統(tǒng)對(duì)于損傷必須有最大的耐受性設(shè)備必須有冗余度和可檢查性以及在投入運(yùn)行前或整個(gè)工作壽期內(nèi)的可試驗(yàn)性等2.4.3.1安全原則多級(jí)防御1234第一道防線第二道防線第三道防線第四道防線5第五道防線要求能及時(shí)發(fā)現(xiàn)故障和控制異常狀況，應(yīng)能對(duì)人身與設(shè)備進(jìn)行安全防護(hù)，防止和減小事故產(chǎn)生的危害應(yīng)有可靠的停堆系統(tǒng)，即當(dāng)某些控制棒組件故障時(shí)，仍能快速停堆另外，電廠還必須有兩套獨(dú)立的重要設(shè)備繼續(xù)工作，帶出反應(yīng)堆的余熱2.4.3.1安全原則多級(jí)防御1234第一道防線第二道防線第三道防線第四道防線5第五道防線對(duì)前兩級(jí)防御的補(bǔ)充如發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故或多重事故，而一些保護(hù)系統(tǒng)又同時(shí)失效時(shí)，必須有另外的專設(shè)安全設(shè)施投入工作由于專設(shè)安全設(shè)施的作用，可有效防止燃料的熔化和限制裂變產(chǎn)物的釋放2.4.3.1安全原則多級(jí)防御1234第一道防線第二道防線第三道防線第四道防線5第五道防線防止和緩解核電廠的嚴(yán)重事故（嚴(yán)重事故是指堆芯遭到嚴(yán)重?fù)p壞和熔化，甚至安全殼遭到破壞的事故，將導(dǎo)致放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境）對(duì)策包括：減輕安全殼上的載荷和加強(qiáng)安全殼結(jié)構(gòu)來(lái)保持安全殼的完整性，采取事故處置措施來(lái)阻止事件演變成嚴(yán)重事故，限制放射性物質(zhì)釋放至環(huán)境2.4.3.1安全原則多級(jí)防御1234第一道防線第二道防線第三道防線第四道防線5第五道防線以核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故的應(yīng)急對(duì)策為主要內(nèi)容，以適時(shí)采取應(yīng)急防護(hù)措施，保護(hù)公眾已發(fā)展核電的各國(guó)均以法規(guī)形式對(duì)核電廠應(yīng)急準(zhǔn)備有明確要求核電廠的應(yīng)急計(jì)劃和準(zhǔn)備，均已發(fā)生嚴(yán)重事故為基礎(chǔ)2.4.3.2專設(shè)安全設(shè)施人們常用“萬(wàn)無(wú)一失”來(lái)形容一件事物的安全可靠，而核電站為這極不可能出現(xiàn)的“一失”也做出了周密的準(zhǔn)備，這就是專設(shè)安全設(shè)施安全注射系統(tǒng)安全殼安全殼噴淋系統(tǒng)輔助給水系統(tǒng)2.4.3.2專設(shè)安全設(shè)施1安全注射系統(tǒng)/應(yīng)急堆冷卻系統(tǒng)當(dāng)一回路系統(tǒng)破裂引起失水事故時(shí)，安全注射系統(tǒng)向堆芯注水，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性當(dāng)發(fā)生主蒸汽管道破裂時(shí)，冷卻劑由于過(guò)度冷卻而收縮，穩(wěn)壓器水位下降，安全注射系統(tǒng)向一回路注入高濃度含硼水，水位上升，迅速停堆并防止過(guò)冷安全注射系統(tǒng)要求能在不同的壓力水平下介入，分三個(gè)子系統(tǒng)：高壓安全注射系統(tǒng)，蓄壓箱注射系統(tǒng)和低壓安全注射系統(tǒng)2.4.3.2專設(shè)安全設(shè)施12安全注射系統(tǒng)/應(yīng)急堆冷卻系統(tǒng)安全殼放射性物質(zhì)與環(huán)境之間的第三道屏障，發(fā)生失水事故和主蒸汽管道破裂事故時(shí)承受內(nèi)壓，防止或減少放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放正常運(yùn)行時(shí)，安全殼對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的放射性輻射提供物理屏蔽，并限制污染氣體的泄露安全殼作為非能動(dòng)安全設(shè)施，能夠在壽命期內(nèi)保持其功能，承受外部事件（如飛機(jī)撞擊、龍卷風(fēng)）和內(nèi)部飛射物及管道甩擊的影響2.4.3.2專設(shè)安全設(shè)施123安全注射系統(tǒng)/應(yīng)急堆冷卻系統(tǒng)安全殼安全殼噴淋系統(tǒng)發(fā)生事故或?qū)е轮髡羝艿榔屏咽鹿蕰r(shí)，從安全殼頂部空間噴灑冷卻水，為反應(yīng)堆降溫降壓，限制事故后安全殼內(nèi)的峰值壓力，以保證安全殼的完整性在必要時(shí)，還可以向噴淋水中加入氫氧化鈉，以去除安全殼大氣中懸浮的碘和碘蒸氣2.4.3.2專設(shè)安全設(shè)施123安全注射系統(tǒng)/應(yīng)急堆冷卻系統(tǒng)安全殼安全殼噴淋系統(tǒng)輔助給水系統(tǒng)4在主給水系統(tǒng)失效或故障的情況下，輔助給水系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器提供給水在反應(yīng)堆啟動(dòng)時(shí)，或在反應(yīng)堆熱備用或熱停閉狀態(tài)，或反應(yīng)堆冷停閉而余熱排除系統(tǒng)尚未投運(yùn)之前，為蒸汽發(fā)生器提供給水當(dāng)核電廠發(fā)生失水事故時(shí)，蒸汽管道破裂事故或給水管道破裂事故，主給水系統(tǒng)被切除時(shí)，輔助給水系統(tǒng)自動(dòng)投入2.4.3.3輻射監(jiān)測(cè)與防護(hù)123輻射監(jiān)測(cè)廠房輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)：檢測(cè)廠房?jī)?nèi)的放射性物質(zhì)環(huán)境輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)：檢測(cè)周圍環(huán)境的放射性物質(zhì)保健性物理檢測(cè)系統(tǒng)：檢測(cè)工作人員的輻射劑量2.4.3.3輻射監(jiān)測(cè)與防護(hù)輻射防護(hù)進(jìn)行輻射監(jiān)測(cè)，掌握工作場(chǎng)所的輻射水平和工作人員受照劑量情況控制輻射源項(xiàng)，降低工作場(chǎng)所的輻射水平根據(jù)輻射水平的大小，對(duì)放射性廠房進(jìn)行分區(qū)控制設(shè)置衛(wèi)生出入口，嚴(yán)格管理進(jìn)出控制區(qū)的人員和物品010203042.4.3.3輻射監(jiān)測(cè)與防護(hù)輻射防護(hù)對(duì)含有放射性物質(zhì)的系統(tǒng)、設(shè)備進(jìn)行合理布置，使工作人員盡量遠(yuǎn)離高輻射區(qū)設(shè)置屏蔽體對(duì)輻射源進(jìn)行屏蔽來(lái)降低外照射設(shè)置通風(fēng)系統(tǒng)保證廠房?jī)?nèi)合理的氣流組織和換氣次數(shù)，降低空氣中的放射性濃度050607目錄Contents2.4.1輻射及其危害2.4.2反應(yīng)堆的固有安全性2.4.3核電站安全性2.4.4核電站安全事故2.4.4.1核泄漏等級(jí)標(biāo)準(zhǔn)1級(jí)2級(jí)3級(jí)操作違反安全準(zhǔn)則，對(duì)外部沒(méi)有影響嚴(yán)重違反安全準(zhǔn)則或者內(nèi)部可能已有核物質(zhì)污染擴(kuò)散，對(duì)外部沒(méi)影響

極小量放射性物質(zhì)釋放，居民受到程度小于規(guī)定值的影響；工作人員健康受影響核事件2.4.4.1核泄漏等級(jí)標(biāo)準(zhǔn)4級(jí)5級(jí)6級(jí)很有限但明顯高于標(biāo)準(zhǔn)的核物質(zhì)釋放到廠外；或反應(yīng)堆嚴(yán)重受損；或內(nèi)部人員受嚴(yán)重輻射出現(xiàn)核污染泄露到工廠外，需要采取一定的措施來(lái)挽救一部分核物質(zhì)泄漏到工廠外，需要立刻采取補(bǔ)救措施核事故7級(jí)大量核污染泄漏到工廠外，使附近大范圍的居民和環(huán)境受到嚴(yán)重影響2.4.4.2核電站事故分析三里島事故時(shí)間：1979年3月28日凌晨地點(diǎn)：美國(guó)賓夕法尼亞州哈里斯堡,薩斯奎哈納河三里島核事故評(píng)級(jí)：第五級(jí)2.4.4.2核電站事故分析三里島事故時(shí)間：1979年3月28日凌晨地點(diǎn)：美國(guó)賓夕法尼亞州哈里斯堡,薩斯奎哈納河三里島核事故評(píng)級(jí)：五級(jí)事故原因：冷卻劑流入反應(yīng)堆時(shí)，經(jīng)過(guò)的過(guò)濾器出現(xiàn)周期性泄露，泄露的部分水進(jìn)入驅(qū)動(dòng)部分反應(yīng)堆檢測(cè)儀的氣動(dòng)系統(tǒng)，使水泵停止工作。而輸水管處于關(guān)閉狀態(tài)，反應(yīng)堆無(wú)法冷卻，同時(shí)安全閥出現(xiàn)故障，導(dǎo)致氫氣爆炸，堆芯熔化2.4.4.2核電站事故分析三里島事故時(shí)間：1979年3月28日凌晨地點(diǎn)：美國(guó)賓夕法尼亞州哈里斯堡,薩斯奎哈納河三里島核事故評(píng)級(jí)：五級(jí)存在問(wèn)題：維護(hù)其他反應(yīng)堆時(shí)關(guān)閉了輸水閥門，但事后并未打開輕視周期性泄露問(wèn)題高壓注水降溫時(shí)過(guò)早停止注水主冷卻泵發(fā)生振動(dòng)時(shí)工作人員將其關(guān)閉，導(dǎo)致堆芯冷卻情況惡化2.4.4.2核電站事故分析日本福島事故時(shí)間：2011年3月11日地點(diǎn)：位于日本列島最大的島嶼本州東北地區(qū)的南部核事故評(píng)級(jí)：六級(jí)2.4.4.2核電站事故分析日本福島事故時(shí)間：2011年3月11日地點(diǎn)：位于日本列島最大的島嶼本州東北地區(qū)的南部核事故評(píng)級(jí)：第六級(jí)事故原因：日本遭受里氏9.0級(jí)強(qiáng)震，同時(shí)引發(fā)海嘯。強(qiáng)震使反應(yīng)堆停堆，外電供應(yīng)不足導(dǎo)致冷卻系統(tǒng)無(wú)法正常運(yùn)作，海嘯使備用機(jī)房被淹。隨即在降溫過(guò)程中發(fā)生金屬鋯與水反應(yīng)，生成大量氫氣，引發(fā)電站發(fā)生爆炸2.4.4.2核電站事故分析日本福島事故時(shí)間：2011年3月11日地點(diǎn)：位于日本列島最大的島嶼本州東北地區(qū)的南部核事故評(píng)級(jí)：六級(jí)存在問(wèn)題：地震及其引發(fā)的海嘯造成福島第一核電廠多機(jī)組、長(zhǎng)時(shí)間斷電，超出了核電廠設(shè)計(jì)考慮的范圍外部救援不及時(shí)，電力供應(yīng)不及時(shí)未預(yù)計(jì)的位置發(fā)生氫氣爆炸現(xiàn)象，造成最后一道安全屏障的破壞應(yīng)急撤離范圍超出預(yù)期安全殼通風(fēng)系統(tǒng)不良嚴(yán)重事故培訓(xùn)不到位2.4.4.2核電站事故分析切爾諾貝利事故時(shí)間：1979年3月28日凌晨地點(diǎn)：烏克蘭北部基輔州城市，位處白俄羅斯邊境核事故評(píng)級(jí)：七級(jí)事故原因：反應(yīng)堆安全系統(tǒng)試驗(yàn)（試驗(yàn)?zāi)康脑谟谔接憦S內(nèi)外全部斷電的情況下，汽輪發(fā)電機(jī)中斷蒸汽供應(yīng)時(shí)，利用轉(zhuǎn)子惰轉(zhuǎn)動(dòng)能來(lái)滿足該機(jī)組本身電力需要的可能性）過(guò)程中，發(fā)生功率順變，繼而引起瞬發(fā)臨界反應(yīng)2.4.4.2核電站事故分析切爾諾貝利事故時(shí)間：1979年3月28日凌晨地點(diǎn)：烏克蘭北部基輔州城市，位處白俄羅斯邊境核事故評(píng)級(jí)：七級(jí)存在問(wèn)題：功率水平低于試驗(yàn)計(jì)劃中規(guī)定的水平所有循環(huán)泵投入運(yùn)轉(zhuǎn)，有些泵的流量超過(guò)規(guī)定值關(guān)閉汽水分離器的水位和蒸汽壓力事故停堆信號(hào)關(guān)閉了來(lái)自兩臺(tái)汽輪發(fā)電機(jī)的停堆信號(hào)切除了應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)2.4.4.2核電站事故分析經(jīng)歷福島核事故之后走向復(fù)蘇多年技術(shù)發(fā)展使核電安全性進(jìn)一步提高美國(guó)、歐洲、日本開發(fā)先進(jìn)輕水堆核電站“第三代”核電站取得重大進(jìn)展，有的已投入商業(yè)運(yùn)行或即將立項(xiàng)核電是當(dāng)前唯一可大規(guī)模替代化石燃料的清潔能源仍受到世界各國(guó)的重視思考題：什么是輻射劑量，有哪兩種主要單位，區(qū)別是什么？核電站安全原則中的四道屏障是哪四道？核電站的專設(shè)安全設(shè)施有哪些，分別有什么作用？謝謝！2.5可控核聚變及其未來(lái)利用方式目錄Contents2.5.1認(rèn)識(shí)核聚變反應(yīng)2.5.2實(shí)現(xiàn)可控核聚變的條件2.5.3實(shí)現(xiàn)可控核聚變反應(yīng)的方法2.5.4核聚變發(fā)電研究進(jìn)展目錄Contents2.5.1認(rèn)識(shí)核聚變反應(yīng)2.5.2實(shí)現(xiàn)可控核聚變的條件2.5.3實(shí)現(xiàn)可控核聚變反應(yīng)的方法2.5.4核聚變發(fā)電研究進(jìn)展5核聚變:質(zhì)量較輕的原子在超高溫下發(fā)生的原子核聚合作用，生成新的質(zhì)量較重的原子核并且釋放出巨大的能量。2.5.1認(rèn)識(shí)核聚變熱核聚變：大規(guī)模的核聚變反應(yīng)通常需要在極高溫條件下（約1億℃以上）進(jìn)行，稱為熱核聚變氘氦聚變示意圖典型的熱核聚變恒星內(nèi)部2.5.1.1核聚變過(guò)程提供能量加入原料高溫（約10萬(wàn)攝氏度）電離態(tài)更高溫度（上億度）核聚變放出大量能量利用2.5.1.1核聚變過(guò)程——電離化原子核原子核無(wú)法接觸高溫電離原子核原子核可以接觸等離子態(tài)讓電子擺脫原子核的束縛，使原子核可以自由運(yùn)動(dòng)并且裸露出來(lái)，讓兩個(gè)原子核可以接觸。。2.5.1.1核聚變過(guò)程——聚變反應(yīng)

原子核原子核庫(kù)侖斥力

原子核發(fā)生接觸或碰撞巨大的熱能克服靜電斥力極高的溫度（約1億度）賦予能量在強(qiáng)相互作用力作用下結(jié)合聚變賦予能量氘氚聚變（D-T反應(yīng)）特點(diǎn)：該反應(yīng)可以在較低溫度下實(shí)現(xiàn)，在相同溫度下，其反應(yīng)速率比其他反應(yīng)要大，反應(yīng)釋能也多，氘氘聚變（D-D反應(yīng)）

（兩反應(yīng)概率相同）特點(diǎn)：利用時(shí)由于放出帶電粒子質(zhì)子，可以考慮采用磁流體技術(shù)直接發(fā)電的轉(zhuǎn)換方式。2.5.1.2常見(jiàn)核聚變反應(yīng)氘氦聚變特點(diǎn)：氘氦聚變反應(yīng)性較低，電子密度較高，其聚變功率降低。反應(yīng)過(guò)程中會(huì)附帶氘氘反應(yīng)，進(jìn)而產(chǎn)生中子。氦-3聚變特點(diǎn)：不會(huì)產(chǎn)生中子，可以減輕設(shè)備材料的輻射損傷，降低放射性水平。2.5.1.2常見(jiàn)核聚變反應(yīng)目錄Contents2.5.1認(rèn)識(shí)核聚變反應(yīng)2.5.2實(shí)現(xiàn)可控核聚變的條件2.5.3實(shí)現(xiàn)可控核聚變的方法2.5.4核聚變發(fā)電研究進(jìn)展5氫彈：采用原子彈產(chǎn)生的高溫高壓，使氫彈中的核聚變?nèi)剂弦揽繎T性擠壓在一起，從而產(chǎn)生核聚變反應(yīng)。在極短的時(shí)間內(nèi)釋放大量能量。2.5.2核聚變的對(duì)比可控核聚變：能夠穩(wěn)定可控地進(jìn)行下去的核聚變反應(yīng)，即不能使得反應(yīng)物因?yàn)椴荒軡M足反應(yīng)條件而導(dǎo)致反應(yīng)停止，也不能讓反應(yīng)失去控制。2.5.2可控核聚變的條件前提足夠的動(dòng)能足夠的原子反應(yīng)，輸出能量大于輸入關(guān)鍵人類能量來(lái)源Z-Machine慣性約束核聚變?cè)O(shè)備點(diǎn)火溫度足夠能量核聚變反應(yīng)需要在高溫下進(jìn)行（1億℃以上）2.5.2可控核聚變的條件——極高的溫度能量生成速率與能量損失速率的平衡克服靜電斥力2.5.2可控核聚變——充分的約束

高溫下的等離子體十分不穩(wěn)定，被約束時(shí)間短。必須將高溫等離子體維持相對(duì)足夠長(zhǎng)的時(shí)間，以便充分地發(fā)生聚變反應(yīng)，釋放出足夠多的能量。等離子體密度影響必要約束時(shí)間勞遜判據(jù)對(duì)可控核聚變，氣體密度n和約束時(shí)間τ的乘積nτ必須滿足一定條件。對(duì)D-T聚變，nτ需大于1016s/cm3，而對(duì)D-D聚變，nτ需大于1014s/cm3。目錄Contents2.5.1認(rèn)識(shí)核聚變反應(yīng)2.5.2實(shí)現(xiàn)可控核聚變的條件2.5.3實(shí)現(xiàn)可控核聚變的方法2.5.4核聚變發(fā)電研究進(jìn)展52.5.3可控核聚變的問(wèn)題及解決方案核聚變所屬區(qū)域需要用特殊的方法來(lái)約束慣性約束磁約束約束2.5.3.1可控核聚變技術(shù)——慣性約束慣性約束聚變（ICF)：利用粒子的慣性作用來(lái)約束粒子本身，從而實(shí)現(xiàn)核聚變反應(yīng)。原理：利用驅(qū)動(dòng)器提供的能量使靶丸中的核聚變?nèi)?/p>