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核能发电(ZT)  

2011-03-17 21:45:40|  分类: 默认分类 |  标签: |举报 |字号 订阅

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核能指原子核能,又称原子能,是原子结构发生变化时放出的能量。目前,从实用来讲,核能指的是一些重金属元素铀、钚的原子核发生分裂反应(又称裂变)或者轻元素氘、氘的原子核发生聚合反应(又称聚变)时,所放出的巨大能量,前者称为裂变能,后者称为聚变能。通常所说的核能是指受控核裂变链式反应产生的能量。

 

核能的特点是能量高度集中。1t铀一235<U235>在裂变反应所放出的能量约等于lt标准煤在化学反应中所放出能量的240万倍。据估算,地球上已探明的易开采的铀储量,如果以快中子堆加以利用的话,所提供的能量将大大超过全球可用的煤、石油和天然气储量的总和。现在核能已成为一种大规模和集中利用的能源,可以替代煤、石油和天然气,目前主要用于发电。

 

核能发电就是利用受控核裂变反应所释放的热能,将水加热为蒸汽,用蒸汽冲动汽轮机,带动发电机发电。从1954年原苏联建成世界上第一座核电站开始,到1991年全球已有420座核电站在26个国家运行。总装机容量达3.27亿KW,发电量占全世界的16%。核电发展比较领先的地区是那些缺乏煤、石油和天然气以及水力资源的地区,如法国、比利时、韩国、日本等。我国东南部沿海地区远离煤炭生产基地,电力需求增长快,经济发达,发展核电具有十分重要的现实意义。我国自行设计制造的第一座核电站--秦山核电站和引进设备的大亚湾核电站已分别于1993年和1994年投入运行,结束了我国无核电的历史。

 

一、核裂变反应

 

重金属元素铀一235的原子核吸收一个中子后产生核反应,使这个重原子核分裂成两个(极少情况下会是3个)更轻的原子核以及2~3个自由中子,还有β、γ射线和中微子,并释放出巨大的能量,这一过程称为核裂变。

 

当中子轰击铀一235原子核时,一部分铀一235原子核吸收中子而发生裂变。如果铀一235核裂变产生的中子又去轰击另一个铀一235,将再引起新的裂变,如此不断地持续进行下去,就是裂变的链式反应。这种链式裂变反应自己维持进行,或者维持自持链式裂变反应的条件(或状态),是至少有一个中子而且不多于一个中子从每一次裂变到达另一次裂变。这种状态称为“临界状态”。

 

中子与铀一235核的自持链式反应可以由人来控制。目前最常用的控制方式是向产生链式反应的裂变物质(如铀一235)中放入或移出可以吸收中子的材料。正常工作时使裂变物质处于临界状态,维持稳定的链式裂变反应,因而保持稳定的核能释放。如需停止链式反应,就放入更多的吸收中子材料;如果要求释放更多的核能,可以移出一定的吸收中子材料。这种能维持和控制核裂变,因而维持和控制核能--热能转换的装置,叫反应堆。

 

二、核 能 发 电

 

核能发电的核心装置是核反应堆。核反应堆按引起裂变的中子能量分为热中子反应堆和快中子反应堆。

 

快中子是指裂变反应释放的中子。热中子则是快中子慢化后的中子。目前,大量运行的是热中子反应堆,其中需要慢化剂,通过它的原子核与快中子弹性碰撞将决中子慢化成热中子。热中子堆    使用的燃料主要是天然铀(铀一235含量0.07%)和稍加浓缩铀(铀一235含量3%左右)。根据慢化剂、冷堆剂和燃料不同,热中子反应堆分为轻水堆(包括压水堆和沸水堆)、重水堆、石墨气冷堆和石墨水冷堆。目前已运行的核电站以轻水堆居多,我国己选定压水堆作为第一代核电站。

 

核反应堆的起动、停堆和功率控制依靠控制棒,它由强吸收中子能力的材料(如棚、锅)做成。为保证核反应堆安全,停堆用的安全棒也是由强吸收中子材料做成。

 

下面简要介绍压水堆和快中子堆核电站。

 

1.压水堆

 

压水堆是指用高压水作冷却剂,堆中的水在高压下通过蒸发器将二次回路的水加热变成蒸汽的反应堆。这种反应堆慢化剂也是水,用2% ~ 3%的低浓缩铀作燃料,用传热效率较高的水作介质,因此反应堆体积小,造价低,技术上比较容易掌握。其原理流程如图1所示。

整个一次回路系统被称为核蒸汽供应系统,也称为核岛,它相当于常规火电厂的锅炉系统。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二次回路系统,与常规的火电厂汽轮机发电机基本相同,称为常规岛。

 

2.快中子增殖堆-一核燃料的增殖

 

热中子反应堆主要利用天然铀内的少量铀-235,以及在反应堆生成的少量钚-239.因此,热中子堆仅能利用天然铀中2%左右的铀。由快中子来产生和维持链式裂变反应的反应堆-快中子反应堆,有可能实现核燃料的增殖。

 

快中子堆以钚-239为裂变燃料,以铀-238为增殖原料(不裂变)。钚-239裂变反应应用的是快中子,而不是热中子。裂变产生的中子即是快中子,因此快中子堆中不需要慢化剂。用快中子轰击钚-239原子核产生裂变;一个钚-239原子核裂变放出的中子数平均值比一个铀-235核裂变放出的中子数多,因此钚-239裂变产生的中子数除维持反应堆的链式反应外,多余的中子被铀-238俘获后可产生新的钚-239,而且新生的钚-239比堆芯内消耗的钚-239还多,这样就实现了核燃料的增殖。

                                         

图1 压水堆原理流程

                                         

图2 快中子增殖核心电站原理流程

 

快中子增殖堆的结构以钚-239为核燃料组成堆芯,铀-238为增殖原料,安放在堆芯周围形成增殖层(再生区)。冷却剂用液态纳,以大大减少中子的吸收损失。快中子增殖核电站原理流程如图2所示。

 

1951年,美国按上述原理建成世界上第一座快中子增殖堆。到70年代末,快中子示范电站功率已达3万KW,开始进入实用阶段。目前,已建成商业规模的示范堆。快中子增殖堆理论上可利用全部铀资源,实际上由于各种损失,估计可利用铀资源60%以上,它被认为是最有前途的发电用反应堆。

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