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  • 核反应堆

    核反应堆(英语:Nuclear Reactor),又称原子反应堆或反应堆,是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置,是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。在反应堆之中,核变的速率可以得到精确的控制,其能量能够以较慢的速度向外释放,供人们利用。

    编辑摘要

    基本信息 编辑信息模块

    英文名: Nuclear Reactor 其他外文名: 核反应堆
    • 莫小夏2012年2月9日,美国核能管制委员会批准在乔治亚州核电厂现址兴建2座新的核反应堆,为时隔33年来首次。

    目录

    简介/核反应堆 编辑

    核反应堆核反应堆发电厂内部

    核反应堆,是一种启动、控制并维持核裂变核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应,在反应堆之中,核变的速率可以得到精确的控制,其能量能够以较慢的速度向外释放,供人们利用。

    核反应堆有许多用途,最重要的用途是产生热能,用以代替其他燃料,产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。当前(截至2011年)全部商业核反应堆都是基于核裂变的,其裂变产物可以生产核武器之中使用的

    研发历史/核反应堆 编辑

    人类历史上公认的第一个核反应堆是由恩里科·费米于1942年在芝加哥大学负责设计建造的Chicago Pile-1;该核反应堆输出功率仅为0.5W。

    伽玛射线-内部结构模型图伽玛射线-内部结构模型图
    1954年,苏联建成了世界上第一座纯民用的AM-1 Obninsk 原子能发电站,装机容量为5百万瓦。

    1960年,美国制造8座输出达2 MW的携带型核子反应炉Alco PM-2A供应该国陆军在格陵兰的Camp Century计划使用。

    1972年,法国工人们在非洲加蓬的奥克洛(Oklo)地区发现了输出达100kW的远达20亿年前天然形成的核子反应堆。

    工作原理/核反应堆 编辑

    核裂变

    核反应堆核反应堆发电厂内部

    当一个原子数较高的核子(例如U-235或Pu-239)吸收一个中子时会形成一个激发态的核子,然后裂变为两个或更多个轻核。释放出的动能、伽玛射线和若干个中子,统称为裂变产物。其中有些中子可能被下一个重核吸收,引发下一个裂变反应,释放出更多的中子,依此类推,这个反应就是链式反应。但是动量太高的中子不容易被重核吸收,需要慢化剂来减速中子。而太多中子会使反应过快失去控制,可以用一些对中子吸收截面较大的核素来吸收中子抑制链式反应。通过中子减速剂与吸收剂,来增加和降低反应速率以控制反应堆的输出功率。

    一般常用的中子慢化剂有轻水(即H2O)(世界上75%的反应堆用水做慢化剂),固体石墨(20%)(切尔诺贝利电厂为著名的例子)和重水(即D2O)(5%)。在一些实验堆中,甲烷和Be也被用来做慢化剂。

     

     

    核反应堆发电厂外部热能的产生

    在反应堆里,热能主要有以下几个来源:

    1.反应碎片通过和周围原子的碰撞,把自身的动能传递给周围的原子。

    2.裂变反应产生的伽玛射线被反应堆吸收,转化为热能。

    3.反应堆的一些材料在中子的照射下被活化,产生一些放射性的元素。这些元素的衰变能转化为热能。这种衰变热会在反应堆关闭后仍然存在一段时间。

    4.1千克U235完全裂变得到的热能等于3千吨煤燃烧所释放的能量。

    冷却

    在反应堆里,一般用水做冷却剂(轻水或重水),也有用气体或融盐的。冷却剂通过泵浦在堆芯里循环流动,同时把通过裂变产生的热传递出来。一般的反应堆的冷却系统和热机是分开的,例如压水堆。也有的反应堆,蒸气是由反应堆直接加热得到的,例如沸水堆。

    反应堆控制

    反应堆的输出功率,或者说反应率,是通过控制堆芯内的中子密度和能量来控制的。

    控制棒由中子强吸收材料做成。如果有很多的中子被控制棒吸收,就意味着就少一些中子引发链式反应。因此,把控制棒插入堆芯,将会减慢反应速率,降低输出功率。相反,将控制棒抽出,链式反应的速率将会增加,输出功率也会增加。

    在一些反应堆里,冷却剂同时也起慢化的作用。慢化剂通过和快中子的碰撞,吸收中子的能量,使快中子能量降低,成为热中子。而热中子引发核反应的截面更大些。因此慢化剂密度高,将会增加反应堆的功率输出。而温度高,冷却剂的密度会降低,慢化作用降低,反应速率下降。另一些反应堆里,冷却剂会吸收中子,起到控制棒的作用。在这些反应堆里,可以通过加热冷却剂来提高反应堆的功率。

    反应堆都有自动和手动的系统来防止意外事件的发生,当出现意外事件时,将有大量的中子强吸收材料注入,使反应堆关闭。

    发电

    由链式反应释放出的能量通过冷却剂传导出来,加热水,产生蒸气,推动发电机发电。

    分类/核反应堆 编辑

    核反应堆图释按用途分

    动力核反应堆
    研究核反应堆
    生产核反应堆(快滋生反应器

    按反应堆慢化剂和冷却剂分

    轻水堆(压水反应堆、沸水反应堆):轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂。
    重水堆:重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂,但前者只能用重水做冷却剂,后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂。
    石墨气冷堆
    石墨液冷堆

    按反应堆中中子的速度分

    热中子堆
    快中子堆

    主要用途/核反应堆 编辑

    1、将中子束用于实验或利用中子束的核反应,包括研究堆、材料实验等。

    2、生产放射性同位素的核反应堆。

    3、生产核裂变物质的核反应堆,称为生产堆。

    4、提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆,比如多目的堆。

    5、为发电而发生热量的核反应,称为发电堆。

    6、用于推进船舶飞机火箭等到的核反应堆,称为推进堆。

    新闻事件/核反应堆 编辑

    核反应堆核反应堆技术

    2011年3月日本大地震和海啸引发福岛核危机后,德国决定在2022年之前逐步废除核能发电,并关闭了其17座核反应堆中的8座,但其中5座被关闭的反应堆仍被留作后备供电源,以防意外情况导致其它能源无法满足供电需求。[1]

    2012年2月9日,美国核管理委员会时隔30年首次批准运营两座新建商用核反应堆。这座核电站位于佐治亚州,由美国西屋电气公司设计,最快2016年和2017年分别投入运行,项目造价合计140亿美元。[2]

     

    历史沿革/核反应堆 编辑

    早在1929年,科克罗夫特就利用质子成功地实现了原子核的变换。但是,用质子引起核反应需要消耗非常多的能量,使质子和目标的原子核碰撞命中的机会也非常之少。
    1938年,德国人奥托·哈恩和休特洛斯二人成功地使中子和铀原子发生了碰撞。这项实验有着非常重大的意义,它不仅使铀原子简单地发生了分裂,而且裂变后总的质量减少,同时放出能量。尤其重要的是铀原子裂变时,除裂变碎片之外还射出2至3个中子,这个中子又可以引起下一个铀原子的裂变,从而发生连锁反应。
    1939年1月,用中子引起铀原子核裂变的消息传到费米的耳朵里,当时他已逃亡到美国哥伦比亚大学,费米不愧是个天才科学家,他一听到这个消息,马上就直观地设想了原子反应堆的可能性,开始为它的实现而努力。费米组织了一支研究队伍,对建立原子反应堆问题进行彻底的研究。费米与助手们一起,经常通宵不眠地进行理论计算,思考反应堆的形状设计,有时还要亲自去解决石墨材料的采购问题。
    1942年12月2日,费米的研究组人员全体集合在美国芝加哥大学足球场的一个巨大石墨型反应堆前面。这时由费米发出信号,紧接着从那座埋没在石墨之间的7吨铀燃料构成的巨大反应堆里,控制棒缓慢地被拔了出来,随着计数器发出了咔嚓咔嚓的响声,到控制棒上升到一定程度,计数器的声音响成了一片,这说明连锁反应开始了。这是人类第一次释放并控制了原子能的时刻。
    1954年前苏联建成世界上第一座原子能发电站利用浓缩铀作燃料,采用石墨水冷堆,电输出功率为5000千瓦。1956年,英国也建成了原子能电站。原子能电站的发展并非一帆风顺,不少人对核电站的放射性污染问题感到忧虑和恐惧,因此出现了反核电运动。其实,在严格的科学管理之下,原子能是安全的能源。原子能发电站周围的放射性水平,同天然本底的放射性水平实际并没有多大差别。
    1979年3月,美国三里岛原子能发电站由于操作错误和设备失灵,造成了原子能开发史上空前未有的严重事故。然而,由于反应堆的停堆系统、应急冷却系统和安全壳等安全措施发挥了作用,结果放射性外逸量微乎其微,人和环境没有受到什么影响,充分说明现代科技的发展已能保证原子能的安全利用。

    注意事项/核反应堆 编辑


    临界状态


    铀-235原子分裂时会(根据分裂方式的不同)释放出两个或三个中子。如果附近没有铀-235原子,那么这些中子将会以中子射线的方式飞走。如果铀-235原子是一块铀的一部分——那么附近就有其他铀原子——于是将会发生下面三种情况:
    ·如果,平均起来,每次裂变正好有一个自由中子击中另一个铀-235原子核并使它发生裂变,那么这块铀的质量就被认为是临界的。其质量将维持一个稳定的温度。核反应堆必须被维持在临界状态。
    ·如果,平均起来,击中另一个铀-235原子的自由中子少于一个,那么这块质量就是亚临界的。最终,物质的诱发裂变会终止。
    ·如果,平均起来,有超过一个自由中子击中了另一个铀-235原子,那么这块铀的质量就是超临界的。铀会热起来。

    对于核弹,其设计者要求铀的质量远远超过超临界质量,这样燃料块中的所有铀-235能够在极短的时间内全部发生裂变。在核反应堆中,反应堆堆芯需要稍微超临界,这样工作人员就能控制反应堆的温度。工作人员通过操作控制棒来吸收自由中子,以使反应堆维持在临界水平。

    燃料中铀-235的含量(浓缩水平)和燃料块的形状决定了铀的临界状况。可以想象,如果燃料是细薄的片状,那么多数自由中子将会飞出去而不是撞击其他的铀-235原子。球形是最佳的形状。以球形聚集在一起以实现临界反应的铀-235的量大约为0.9公斤。这个量因此被称为临界质量。钚-239的临界质量大约是283 克。


    发展前景/核反应堆 编辑

    可持续发展通过对核燃料的有效利用,实现提供持续生产能源的手段;实现核废物量的最少化,加强管理,减轻长期管理事务,保证公众健康,保护环境。提高安全性确保更高的安全性及可靠性;大幅度降低堆芯损伤的概率及程度,并具有快速恢复反应堆运行的能力;取消在厂址外采取应急措施的必要性。提高经济性发电成本优于其他能源;资金的风险水平能与其他能源相比。防止核扩散利用反应堆系统本身的特性,在商用核燃料循环中通过处理的材料,对于核扩散具有更高的防止性,保证难以用于核武器或被盗窃;为了评价核能的核不扩散性,DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程已于2008年开始建设,工程将于2013年11月投产发电。这是中国第一座采用第四代核反应堆的核电站,使用的是第四代高温气冷石墨球床反应堆,简称球床堆。第四代反应堆的六个构型中,高温气冷堆是一个很有前途的方案,现行的高温气冷堆有两个流派:石墨球床和柱状燃料的,前者的使用者是中国和南非,后者是美、俄和日本。石墨球床堆也叫卵石堆,最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆,由于技术和需求的限制,30年没有大的发展,直到上个世纪90年代,国际能源危机的压力日趋严重,南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索,分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM(460MW)。两者的设计都已经基本完成,其间中国完成了清华大学10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作,HTR-10已经并网多时了。运营中广东:大亚湾核电站,岭澳核电站一期浙江:秦山核电站,秦山二期核电站及扩建工程,秦山三期核电站江苏:田湾核电站一期福建:宁德核电站一期1号机组辽宁:红沿河核电站一期1号机组建设中广东:岭澳二期核电站,台山核电站一期,阳江核电站海南:昌江核电站一期福建:宁德核电站一期,福清核电站浙江:秦山核电站扩建— 方家山核电,三门核电站山东:山东海阳核电站,石岛湾核电站北京:中国实验快堆辽宁:红沿河核电站一期筹建中广东:陆丰核电站一期,海丰核电站,揭阳核电站,韶关核电站,肇庆核电站广西:红沙核电站福建:漳州核电站,三明核电站湖南:小墨山核电站,桃花江核电站江西:烟家山核电站,彭泽核电站重庆:涪陵核电站四川:三坝核电站湖北:大畈核电站,松滋核电站浙江:苍南核电站,龙游核电站安徽:芜湖核电站,吉阳核电站河南:南阳核电站辽宁:东港核电站,徐大堡核电站吉林:靖宇核电站黑龙江:佳木斯核电站

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    相关文献

    参考资料
    [1]^引用日期:2012-02-10
    [2]^引用日期:2012-02-10
    扩展阅读
    1大众科技报
    2中国国防科技信息网
    3《核反应堆设计原理》
    4《核反应堆工程》:核反应堆物理理论与计算方法;2000 - 西安交通大学出版社
    5《核反应堆物理分析》
    6力学进展:核反应堆管道和压力容器的L BB 分析 3;1998
    7水泵技术:核反应堆冷却剂循环泵的现状及发展;2007
    8核动力工程:基于模糊层次分析法的先进核反应堆评价系统研究;2005

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