核反应堆技术及核能应用.pptVIP

核技术应用与辐射防护 （1）核电站 图6-21 大亚湾核电站工作原理示意图（压水堆） 从法国引进，电功率为2×90万千瓦，1993年投入运行，年发电量可达100亿度。 核技术应用与辐射防护 图6-22 蒸汽发生器 蒸汽发生器是将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备，由直立式倒U型传热管束、管板、三级汽水分离器及外壳容器等组成。 核技术应用与辐射防护 图6-23 主泵机组 主泵机组是一回路中高速转动的设备。通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发生器，传递给二回路。主泵采用直立式、单级、混流式轴封泵。泵和电机分开，电动机在上部，电动机上设有飞轮，以增加泵的转动惯量。当主泵断电时，泵仍能继续转动几分钟。为防止带放射性的冷却水泄漏，泵轴上设有三道密封，由两道流体静压和一道机械密封串联组成。 核技术应用与辐射防护 稳压器又称为容积补偿器，它的作用是补偿一回路冷却水因温度改变引起的回路水容积变化，并调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力。稳压器采用直立式电加热稳压器。结构呈圆柱形筒体，容器顶部设置有抑制压力升高的喷雾器，底部设有升高压力的电加热元件。 图6-24 稳压器 汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。 秦山核电站用的汽轮机，中国，哈尔滨 田湾核电站的发电机转子 核技术应用与辐射防护 图6-10 以石墨气冷反应堆为核心的核电站 核技术应用与辐射防护 ⑤快中子堆 采用钚或浓缩铀作燃料，不用慢化剂，根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。中国实验快堆工程在2002年8月15日实现主厂房顺利封顶，2009年6月预期达到临界，2010年将并网发电。 图6-11 快中子堆结构原理 核技术应用与辐射防护 建成后的快堆 图6-12 建设中的中国快堆 冷却剂为液态钠，燃料采用闭式循环，热功率65MW，电功率20MW。 核技术应用与辐射防护 3．发展中的反应堆技术 （1）超临界水冷式反应堆 超临界水冷式反应堆在水的热力学临界点（374℃，22.1MPa）以上运行，它的热效率比沸水式反应堆高，同时还兼具压水式反应堆的安全性，所以，是一种较为先进的反应堆，但它在技术上遇到的挑战可能比压水堆及沸水堆都大。 核技术应用与辐射防护 图6-13 超临界水冷式反应堆发电示意图 核技术应用与辐射防护 （2）整合式快中子反应堆 20世纪80年代科学家建造、测试并评估了一个整合式快中子反应堆，后在20世纪90年代由于克林顿政府的要求而被弃置。这种反应堆会将用过的核燃料回收，因此只产生很少的核废料。 核技术应用与辐射防护 （3）超高温气冷反应堆 使用陶瓷球来包装核燃料（如我国HTR－10），组成反应炉的核心，而且燃料球可以一个一个地更换，所以比较安全，但重新处理它们却很昂贵。绝大多数这种反应堆使用氦作为冷却气体，氦不会爆炸，不会很容易地吸收中子而变得有放射性，也不会溶解有放射性的物质。 图6-14 超高温气冷反应堆制氢示意图 核技术应用与辐射防护 清华大学的10兆瓦高温气冷反应堆的压力壳（HTR-10） HTR-10厂房 核技术应用与辐射防护 10兆瓦高温气冷反应堆的燃料（HTR-10） 核技术应用与辐射防护 （4）小型密封可运输式自主反应堆 在美国是首要研究项目之一，它是一种相当安全的增殖反应堆。 （5）钍反应堆 在这种特殊的反应堆中，钍-232可以转变为铀-233，因此可以用比铀储量更丰富的钍来制造铀-233。铀-233相对于铀-235来说有一些优点，它产生的中子更多，并且产生更少的长半衰期核废料。印度的巴巴原子研究中心和甘地原子研究中心建造的KAMINI反应堆就使用铀-233作燃料。 核技术应用与辐射防护 （6）气冷快堆 气冷快堆是快中子氦冷反应堆。这种堆型采用闭式燃料循环（堆芯为锕系元素混合物颗粒燃料，制成棱柱块或板状燃料组件，通过完全的再循环，长寿命的放射性废物的产生量很低）。氦气冷却剂出口温度高，可用于发电、生产氢或高效率处理热。 图6-15 气冷快堆发电示意图 核技术应用与辐射防护 （7）液态钠冷快堆 液态钠冷快堆是快中子钠冷却反应堆，钠的出口温度约为550℃，通过钠－钠和钠－水热交换器产生高温蒸汽发电。液态钠冷快堆能利用现有的裂变材料和可转换材料作燃料。 图6-16 液态钠冷快堆发电示意图 核技术应用与辐射防护 （8）受控热核聚变反应堆 受控热核聚变在理论上也可以提供核能，并且操纵过程也不那么麻烦，但是在技术上还有许多难题等待解决。科学家已经建造了几个热核聚变反应堆，但是到目前为止，还没有一个反应堆输出的能量比输入的能量多。尽管科学家从1950年