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第12部分（第2页）

核能发电就是利用核燃料在核反应堆中进行可控自持链式裂变反应产生的热能进行发电的方式。核燃料通常指可裂变核素铀233、铀235和钚239或其混合物。核燃料在裂变反应后，发生所谓质量亏损，即反应中核燃料的一部分质量（m）转化为能量（E）。按爱因斯坦质能关系式　E＝mc2（式中c为光速），很少的质量亏损能转化为巨大能量。据计算，一座百万千瓦的核电站，每年消耗铀235约25吨。而同功率的火电厂每年耗煤达6875万吨。

由于核能具有放射性，所以对核电站的安全防护要求格外严格，所花费投资也很大。从1954年首座核电站在前苏联建成后，直到1966年，由于核浓缩技术的发展，核能发电的成本在发达国家才低于火电成本，从而使核能发电真正迈入实用阶段。自然界存在的可裂变元素只有铀235，而它只占天然铀的％（其余均为铀238），但在核电站中可将一部分铀238转变为钚239，钍232（自然界中大量存在）转变为铀233，所以核燃料的储藏量能满足长期核能发电的需要。

除核裂变发电外，为最终解决人类的能源问题，科学家们正在研究热核聚变发电。核聚变能在瞬间释放巨大能量（如氢弹），1千克氘的热值相当于4千克铀235裂变所能释放的能量。而当前最需要解决的问题是如何实现核聚变反应的人工控制。世界各国对此都投入了巨大的人力、财力和物力。

2、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快中子慢化成热中子。热中子堆使用的燃料主要是天然铀（铀一235含量）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）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）。冷却剂用液态钠，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。

（3）高温气冷堆

高温气冷堆是模块式球床高温气冷反应堆的简称，是我国完全自主研发、拥有独立知识产权的先进反应堆，已经被国际原子能机构推荐为第四代反应堆候选堆型之一。

高温气冷堆用氦气做冷却剂，直接驱动透平发电。高温可以提高能量转换的效率。高温气冷堆的最大优势在于其内在固有安全性。在满功率运行条件下，即使停止输送冷却剂和提升控制棒也不会产生不良后果。

1986年，清华核研院承担的高温气冷堆研究被列入国家高技术“863”计划。1992年3月，国务院批复同意在核研院建造我国第一座10兆瓦高温气冷实验堆。1995年6月；10兆瓦高温气冷实验堆在核研院动工兴建，2000年12月建成达到临界，2003年1月实现满功率并网发电。高温气冷堆是安全性好、用途广泛的先进反应堆，国际核能专家认为，未来最有发展前景的新核电厂堆型是高温气冷堆，高温气冷堆有可能在国际核电界引起一场革命。模块式球床高温气冷堆是最有希望成为“第4代先进核能系统”的技术之一。10兆瓦高温气冷堆的建造成功，使我国成为世界上为数很少的几个掌握了高温气冷堆技术的国家之一，为今后实现高温气冷堆产业化和国产化打下了良好的基础

图1　10MW高温气冷实验堆的总体结构

高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一

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