能源、经济、环境- 第15部分

第四节　　核能
第四节　　核能

　　与水电一样，核电是安全、环保、经济的清洁能源，是目前现实有效、可大规模替代化石燃料的优质能源。在国际社会越来越重视全球气候变化、减少温室效应气体排放的形势和压力下，积极推进核电建设，已是我国能源建设的一项重要政策，对于满足我国经济和社会发展不断增长的能源需求，保障能源安全供应，保护环境，实现电力工业结构优化和可持续发展，提升我国综合经济实力、工业技术水平和国际地位，都具有十分重要意义。经过30多年的发展和积累，我国核电成绩喜人，具备了大规模发展的条件。

　　1、核能发电原理

　　1939年，德国科学家奥托&；#8226；哈恩发现了元素铀的同位素235U原子核在中子的轰击下可以发生核裂变并同时放出能量，很多重核同位素，如233U、239Pu等，都能产生核裂变反应。而核裂变反应放出的能量比化学反应大的多，这预示了核能利用的前景。

　　235U原子核在裂变后生成裂变碎片并同时放出2～3个中子，如果新产生的中子能够轰击其它的235U原子核并导致新的核裂变，裂变反应就可以不断持续下去，我们将这个过程形象地称作“链式反应”。在不断的链式反应下，核能被源源不断地释放出来。

　　除了235U等裂变可以放出核能外，氢的同位素，如氚（3H）的原子核在一定条件下也可以聚合成氦（He）原子核，同时放出能量，这也是核能的一种形式。我们通常将核裂变反应放出的核能称为“裂变能”，而核聚变反应放出的核能称为“聚变能”。　

　　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。

　　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层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件（见图3）。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10－4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性：

　　图3　高温气冷堆球形燃料元件

　　反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数（燃料和慢化剂温度系数之和）均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。

　　中国首座具有自主知识产权的高温气冷堆核电示范工程进入实质建设阶段，该反应堆可满足第四代核技术水平。华能山东石岛湾核电有限公司股东出资协议书和章程25日在北京签订。此举标志着高温气冷堆核电示范工程这一国家中长期科技发展规划（2006－2020）重大专项工程取得了实质性进展。　

　　中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学分别出资47．5％、32．5％、20％，成立华能山东石岛湾核电有限公司，负责投资、建设、运营华能山东石岛湾核电站20万千瓦级高温气冷堆核电示范工程。该工程厂址位于山东荣成石岛湾，建成后设备国产化率将达到70％以上，工程总投资约30亿元。

　　3、核电站安全保障系统

　　为了保护核电站工作人员和核电站周围居民的健康，核电站必须始终坚持“质量第一，安全第一”的原则。

　　核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则，从设备、措施上提供多等级的重迭保护，以确保核电站对功率能有效控制，对燃料组件能充分冷却，对放射性物质不发生泄漏。纵深防御原则一般包括五层防线，即第一层防线：精心设计、制造、施工，确保核电站有精良的硬件环境。建立周密的程序，严格的制度，对核电站工作人员有高水平的教育和培训，人人注意和关心安全，有完备的软件环境。第二层防线：加强运行管理和监督，及时正确处理异常情况，排除故障。第三层防线：在严重异常情况下，反应堆正常的控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差错造成事故。第四层防线：发生事故情况时，启用核电站安全系统，包括各外设安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大，保护反应堆厂房（安全壳）。第五层防线：万一发生极不可能发生的事故，并伴有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划，努力减轻事故对周围居民和环境的影响。

　　按照纵深防御的原则，目前的设计在核燃料和环境（外部空气）之间设置了四道屏障（指中国目前使用的压水堆核电站）。即第一道屏障：燃料芯块，核燃料放在氧化铀陶瓷芯块中，并使得大部分裂变产物和气体产物98％以上保存在芯块内。第二道屏障Z燃料包壳，燃料芯块密封在锆合金制造的包壳中，构成核燃料芯棒，锆合金具有足够的强度，且在高温下不与水发生反应。第三道屏障：压力管道和容器（冷却剂系统），将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中，避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。第四道屏障：反应堆安全壳，用预应力钢筋混凝土构筑，壁厚近100cm，内表面加有的钢衬，可以抗御来自内部或外界的飞出物，防止放射性物质进入环境。

　　核电站配置的外设安全系统包括：①隔离系统，用来将反应堆厂房隔离开来，主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门，收集厂房内泄漏物质，将其过滤后再排出厂外。②注水系统，在反应堆可能"；失水"；时，向堆芯注水，以冷却燃料组件，避免包壳破裂，注入水中含有硼，用以制止核链式反应。注水系统使用压力氮气，在无电流和无人操作情况下，在一定压力下可自动注水。③事故冷却器和喷淋系统，用来冷却厂房以降低厂房的压力。在厂房压力上升时先启动空气冷却（风机……换热器）的事故冷却器；再进一步可以启