背景
7.2.1我们是如何走到这一步的?简史核能
几个描述历史的核能明显重叠的历史核武器(Goldschmidt, 1982)。附录A中显示一个相关的重要事件年表核裂变的发展,从核武器装备和民用核能源。此外,一般关于核能的书讨论了历史和基本问题非常清楚(博丹斯基,1997)。
7.2.2裂变的基本物理
原子核的原子质量和电荷Z(原子序数)可以被认为是由Z质子和中子(A - Z)。这些成分是绑定到细胞核的有吸引力的核力量。依照爱因斯坦著名的方程(E = mc2)这导致质量缺陷(或结合能/ c2),根据方程:
M (Z) Z = Mp + (A - Z) Mn - AM, Mn和议员中子和质子的质量。
每核子的质量缺陷,AM / A,绘制在图7.2。最初的AM /增加核力量的增加是一个结果,每核子质量缺陷的减少变大是由于库仑斥力的质子之间的力量。从这条曲线可以看出如果两个轻原子核结合形成一个较重(即。核聚变),能量释放,但高于常见元素铁(A = 56)能量释放如果重原子核分裂成两个轻组分(例如,核裂变)。同样重要的是,光核通常有相同数量的质子和中子,而重原子核有相当大的中子过剩(铀238有92个质子和146个中子)。在这一章里,我们关心的是裂变。重元素可以是稳定的,因为漂亮的核力量是强大的小距离(10-13cm),而排斥库伦力更大的距离。
这些核质量的基本特征是已知至少早在早期的时间质量测量(阿斯顿,1919),但它仍然是一个谜如何解锁原子中可用的能源。这个秘密被发现哈恩和Strassman(1939),故意拿出纳粹德国的丽丝Meitner,理论上被波尔和惠勒(1939)。当被减缓中子轰击铀(例如,中子能量接近c o
o hJ
92年基米-雷克南 |
£英航 |
- >•- |
|||||||||
4他* / |
释放裂变 |
235 u |
|||||||||
v f |
通过 |
||||||||||
点燃 |
|||||||||||
/ |
.Energy通过 |
释放融合 |
|||||||||
J3 H |
• |
||||||||||
| 2 h |
20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240
每个核的核子数,
图7.2结合能(质量缺陷)与原子质量显示融合(2 h + 3 h - > 4他+ n + 17.6兆电子伏)和裂变(235 u + n - > 141 ba + 92 kr + n + 205伏)的方法来增加核稳定和服务员的能量释放。
环境热能),这种“热”中子核吸收,形成一个复合核(激发态)。如果复合核原子数整除四(一个偶数对核),它将立即分成两个碎片质量的不平等。在这个过程中,作为第一Joliot所示,冯Halban和Kowarski(1939),额外的提示自由中子产生每个裂变中子(平均约为2.5)。这个版本的额外(能量)中子导致连锁反应的可能性,至少有一个中子继续生产另一个裂变,进而产生更多的中子。大约81%的能源生产三几百万倍的每单位质量燃烧的碳——裂变fragments1的动能。
的天然元素,铀235原子质量的独特之处在于满足波尔和惠勒的要求(例如,236被4整除)。铀235只存在在一定程度上0.71%的普通矿石(99.3%是铀238,不是由慢可裂变中子),所以并不是所有的铀的核能源可以被释放。但其他元素可以捕获产生的中子的原子核。特别是,当铀23日8 (238 u)捕获一个中子就铀239;连续放射性(β)衰变导致镎239 239 (np)和钚239(239聚氨酯,Seaborg和合作者在1940年发现的。进一步的中子俘获(由钚239)导致兴奋核钚240,有一个原子序数四整除,立即分裂。这个序列描述的繁殖过程“裂变”(意思是可裂变中子被缓慢的)元素钚239的“肥沃”元素铀238,这比铀235多141倍。进一步中子俘获导致重原子核不稳定的自然和更容易分裂,为图7.3所示。除了裂变铀235,铀233 (Seaborg)还发现了裂变。虽然在自然界中不存在,但可以从中子俘获了钍232(232),这是四倍的超过238 u, b.2图7.3所示
重要的核能源是233 u裂变元素,235 u, 239聚氨酯和在较小程度上较重的超铀元素(大多数钚同位素、镅同位素锔同位素,等等)。裂变发生缓慢或快速中子。的概率捕获一个中子的原子核,然而,
1通常,210伏(3.2 X10“11 J /裂变,19.3 TJ /摩尔,或82.1 TJ /公斤每裂变235 u)发布,81.0%出现裂变产物动能,裂变产物衰减6.8%,3.9%,提示γ辐射,剩下的8.3%,中微子。
232 u的β衰变形成232 pa,进而来源于(2 n)反应在肥沃的材料232后跟一个β衰变产生的231;232 u的贡献显著α活动(加热),从1.91经228女儿产品,导致许多短暂的女儿,一些(212 bi和208 tl)发射非常精力充沛的γ辐射。
-
- 图7.3铀主要核反应和转换,显示反应截面(1谷仓= 1028平方米)和过渡半衰期。
图7.3 b主要核反应钍和转换,显示反应截面(1谷仓= 1028平方米)和过渡半衰期。
成正比的时间范围内的中子是短程核力(例如,中子速度的倒数成正比,1 / v),因此,对减缓中子更大。因此,容易使连锁反应缓慢的中子,尽管众所周知,连锁反应可能与快速中子(如核弹)。核反应堆的基础上从这些减缓或热能中子裂变需要“主持人”减缓高能中子裂变释放通过主持人与原子核碰撞。一个理想的主持人会减慢光核(由中子平均每碰撞能量损失),以及较低的中子俘获截面(例如,减少“寄生”失去宝贵的中子慢化剂核)。这个选择的三个裂变元素(233 u 235 u 239 pu)结合主持人给出了矩阵的选择可能的核反应堆7.2.3章节中讨论配置,阐述了在表7.3。
7.2.3分类法的核反应堆
中子的平衡(通过裂变)生产和消费的(例如,所有吸收从反应堆堆芯+泄漏)是至关重要的控制链式反应的sus-tainment倍足以允许的安全开采的经济能量(通常在单位GWtd)从给定质量的燃料(重金属、HM)。U-Pu裂变的周期图7.3中所示,235 u是消耗,钚同位素的增加,和裂变产物。图7.4显示了这些更改核素浓度在一个大的压水反应堆(压水式反应堆,一种轻水反应堆;本笃、Pigford和利未,1981),随着时间的推移,表达的集成单位初始燃料的热能,GWd / tonneHM。随着时间的推移,钚同位素裂变的增加,裂变产物浓度增加和中子吸收增加。通常(马歇尔,1983),每个2.6裂变产生的中子,其中63%来自235 u裂变的创建和32% 239聚氨酯建筑到燃料(图7.4)。大约39%的这些2.6中子继续产生裂变燃料,另有39%被吸收燃料不会引起裂变;这些238 u吸收58%,15%是239年被捕pu,剩下的15%是235年被捕。剩下的22%的“失落的”中子吸收结构,冷却剂,燃料包壳,和控制棒(non-fuel吸收的76%,或17%的原始2.6裂变中子),与裂变产物吸收占剩下的24%“丢失”的中子(5%的原始(235 u + 239 pu)裂变中子)。通常情况下,泄漏的反应堆堆芯本身远小于百分之一的裂变产生的中子。
实现正确的混合燃料和慢化剂,以确保准确的中子平衡生产和消费的合理时间稳态裂变发电将是非常困难的。这种期望的稳态的控制是不可能热,或快光谱反应堆如果不是延迟的一小部分裂变中子某些裂变产物排放之前必须接受β衰变脱落一个多余的中子。这种延迟范围从几分之一秒到一分钟,平均延迟范围在10 - 20秒。所有裂变中子的百分比在这类缓发中子随裂变同位素(235 u 233 u为0.28%,0.64%,0.21%,239 pu),时间尺度的控制临界反应堆中的中子数增加从毫秒到毫秒,在大多数机械控制系统的机制(例如,吸收中子控制棒进入反应堆堆芯的)。
根据上述描述,核裂变反应堆需要四个主要系统提供安全与经济电业代同时满足上述中子平衡的限制:
•燃料或燃料矩阵形式;
•主持人(低相对原子质量)材料,有效(需要一些碰撞)减缓精力充沛的裂变中子;
•结构内/围绕核心(包括燃料包壳);和
•传热/传输介质(冷却)。
此外,虽然不直接影响中子平衡和物理学的核心,系统转换热能释放(主要是裂变产物动能)粒子动能对电网电能是整个反应堆系统的一个重要元素。积分核电厂,但不是在这里,是所有操作和offnormal安全和控制系统。在上面描述的中子的约束和限制可以安装多种材料选择燃料,主持人(如果需要),结构,冷却剂。材料系统,过去被认为是和实现是列在表7.3。包含在这个表是典型材料(热)高中子吸收截面用于控制反应堆堆芯内的中子数插入到冷却剂,燃料,或单独操纵控制棒。因此,丰富的材料组合可用来定义经济、安全,核能源的可持续性(Todreas, 1993)。
到目前为止最常见的反应堆系统在世界各地的今天使用基于燃料裂变铀或钚氧化物组成,与
表7.3材料选择矩阵对核裂变能源
燃料”
燃料形式”
控制棒主持人®
结构^
冷却剂的1
转换的
裂变
肥沃的“
金属合金
氧化物
碳化物
氮化物
金属陶瓷
分散体
液体
•水泥浆
•熔盐
硼(10 b)镉铕钆
铍轻水重水石墨^
钢
•铁素体
•奥氏体
碳化硅混凝土
燃料包壳
•锆合金
•不锈钢
•石墨/碳化物
氦
二氧化碳轻水重水铅共晶其他液态金属钠
•钾
•铅熔盐
•氯化钾/氯化锂的有机液体
汽轮机^燃气轮机的磁流体动力™Chemical0不良贷款”
注:
肥沃的同位素238 u的一小部分和232进行裂变能量在吸收一个中子。b + 241聚氨酯热中子频谱;所有钚同位素裂变的高能中子频谱;239聚氨酯形成在中子吸收238 u根据图7.3。c形成在中子吸收232根据图7.3。d固体燃料矩阵穿着zirconium-based合金或不锈钢。减少中子能量e从几兆电子伏在出生到接近“室温”。
快速光谱超热中子反应堆或热系统与235 u充实约20%。包芯燃料细网格,核心内的支撑结构,压力容器,冷却剂管道。
冷却剂和慢化剂功能可以组合在某些情况下(例如,轻水);其他冷却剂被认为是包括重水(D20开头),液体金属(Na、钠钾共晶合金、铅)和加压气体(二氧化碳,他)。
主要是指的热电转换;非电的应用设想的高温(800 - 900°C)过程热的液态金属(钠,钠钾共晶,铅或铅铋共晶);核能的使用化学存储和传输也被提出。
主要兰金热力循环;蒸汽发电反应堆堆芯内直接或通过二次冷却剂代表进一步推荐。
很大程度上布雷顿热力循环;与蒸汽底驱转换,直接驱动或使用一个次要工作流体定义推荐。磁流体动力转换。
基于直接裂变产物的核泵浦激光器能量转换。
例如,(吸热)甲烷重整反应器网站;运输的C0 / H2 / co2合成气体混合物效用/用户网站;其次是放热的re-menthanation和释放化学能量的使用,和回注或再循环的替代品bet雷竞技 。
0 10 20 30 40 50
燃料燃耗,GWtd /吨嗯
图7.4部分核素浓度的变化与燃耗1060兆瓦的压水式反应堆,显示235 u司机燃料的消耗和裂变产物的积累和钚同位素(本笃et al ., 1981)。
0 10 20 30 40 50
燃料燃耗,GWtd /吨嗯
图7.4部分核素浓度的变化与燃耗1060兆瓦的压水式反应堆,显示235 u司机燃料的消耗和裂变产物的积累和钚同位素(本笃et al ., 1981)。
neutron-moderating和普通提供的冷却功能(光)水,和高压蒸汽驱动turbinegenerator系统所产生的电力。大约76%的所有商业核电站(npp)的轻水反应堆(轻水反应堆)[55%的压水反应堆(pwr)和21%的沸水反应堆(bwr)]。Heavy-water-moder-ated /轻水冷却反应堆的自然(235 u unenriched同位素)铀和气冷式(氦)/石墨慢化反应堆代表重要,但小,贡献者目前世界核电站的混合。最后,大量的小型反应堆操作没有强烈neutron-moderating(中子热化)材料和,因此,持续快速或高能中子,使用液态金属冷却剂(钠),被调查的物理和技术操作系统最终可能需要利用更大的238 u增殖性燃料资源通过育种的钚裂变燃料(图7.3)。最近(加尔佩林et al ., 1997;Murogov et al ., 1995),兴趣是开发利用232 th - 233 u育种燃料循环(图7.3 b)热中子轻水反应堆;这种兴趣是由欲望解决扩散,资源,和浪费问题通过建立在发达的热线谱轻水反应堆技术。声称(西方,2000),快中子反应堆还可以用于生产233 u铀燃料,是一样抗增殖轻水反应堆燃料。
从给出的时间表在附件7。进化的,上面描述的有些商业npp的霸权光谱结果主要来自与两用方法相关的需求和经济军事和和平核能的应用。此外,开发和部署的核电站和至关重要的“后端”。、用过的燃料存储、后处理(如果有的话),和废物处理)已经并将继续受到关注和约束相关的扩散核武器材料目前无核武器国家。这些问题和约束获胜虽然核爆炸材料尚未获得的黑暗目的民用核燃料循环(梅耶,1984)。
附录7。B(核新闻,1992年)总结在表形式现代反应堆设计和性能参数:压水反应堆(压水式反应堆),沸水反应堆(BWR),模块化的高温气体冷却反应堆(MHTGR),加拿大重水慢化(D2O)天然铀反应堆(反应堆),和先进的液态金属冷却快光谱反应堆(ALMR)。原型图的这四个npp的无花果,7.5 - -7.9,与叙事描述(本笃et al ., 1981;马歇尔,1983;科克伦和Tsoufanidis, 1990)中给出相应的说明和相关的尾注。同样,无花果。7.10 - -7.12给“顶级”的材料为轻水反应堆燃料循环流动,MHTGRs, LMFBRs,
高压涡轮
低压涡轮
发电机
输电线路
发电机
凝结水泵
注意:3或4在1000年MVIfePlant蒸汽发生器循环使用
图7.5原理图压水堆核电站压水堆()。3
3压水式反应堆的核心是推动与低(低浓缩铀,3.5% 253 u)氧化铀(U02)颗粒,包含(复合)锆合金管,通过它的大多数裂变能量进行压水堆冷却剂流动/主持人。加热的水从而通过反应堆堆芯和蒸汽发生器流出的核心,在热量交换产生蒸汽二次冷却剂循环;蒸汽用来驱动汽轮发电机单位发电。一次冷却剂系统(核心、压力容器、一次冷却剂泵、蒸汽发生器,等等)被安置在一个主安全壳厂房;燃料包壳、压力容器和容器建筑呈现连续障碍环境放射性物质的损失。
对DW-Sump
蒸汽烘干机&分隔符
发电机输电线路
蒸汽烘干机&分隔符
发电机输电线路
给水泵
饲料热水器
图7.6示意图的沸水反应堆(BWR)。4
凝结水泵
循环泵嗯主周期(放射性蒸汽)主周期(反应堆级水)
给水泵
给水加热器sssa冷却周期(Non-Demineralized水)
图7.6示意图的沸水反应堆(BWR)。4
凝结水泵
4压水式反应堆,沸水型反应堆的核心是推动与低(低浓缩铀,3.5% 235 u)氧化铀(U02)颗粒,包含(复合)锆合金管,通过它的大多数裂变能量进行压水堆冷却剂流动/主持人。加热的水从而通过反应堆堆芯。与压水式反应堆,水沸腾向上通过核心和主要压力容器内变成蒸汽。这直接蒸汽通过水轮发电机,浓缩,发送回反应堆堆芯通过供给水泵。一次冷却剂系统(核心、压力容器)设在主安全壳厂房;燃料包壳、压力容器和容器建筑呈现连续障碍环境放射性物质的损失。
rw演员vvsmI冷却空气自然循环ot是encapsulatsd high-maltinQ-PuBiw-v-K点陶瓷
反应性降低*一个«tempera-lure incraatOT
rw演员vvsmI冷却空气自然循环ot是encapsulatsd high-maltinQ-PuBiw-v-K点陶瓷
反应性降低*一个«tempera-lure incraatOT
蒸汽轮机*
埋在地下金库
图7.7原理图的模块式高温气冷堆(MHTGR)。5
蒸汽轮机*
埋在地下金库
图7.7原理图的模块式高温气冷堆(MHTGR)。5
5虽然HTGR尚未广泛利用商业,其高水平的内在安全冷却剂损失[热容量大,高温耐火材料,高温氦,能够直接循环燃气轮机),高燃油效率的钍燃料循环时,为非电的应用程序及其产生过程的热量的能力共同构成了所有MHTGR长期一个重要的概念。这些好处在低功率密度增加,因此,更高的资本成本,必须谨慎交易具有非常高的燃料燃耗能力(> 100 GWtd / tonneHM)和较高的热电转换效率提供的这个概念。
图7.8加拿大氘天然铀反应堆的示意图
图7.8加拿大氘天然铀反应堆的示意图
6反应堆使用自然(unenriched)铀氧化物形式(UO2)作为燃料,和重水(D2O)作为冷却剂。这种组合的主持人比氢(氘是一个更高效的主持人当中子吸收性能考虑)和冷却剂可以提高整体的中子平衡以至于unenriched可以使用铀。压水堆冷却剂及相关蒸汽发生器在本质上是一样的,用在压水式反应堆。重水铀反应堆堆芯的功率密度相对较低,允许加油在全功率(“在线”加油),从而使植物非常高(> 90%),可用性因素和补偿成本(资本)处罚操作较低能量密度的系统。
-
- 图7.9示意图的液态金属快中子增殖反应堆(LMFBR) 7
7一个循环和一个显示LMFBR池设计。一个主持人本身不需要fastneutron钠冷却反应堆;金属、氧化物或硬质合金燃料被认为是。反应堆由三个主要区域包含stainless-steel-clad裂变(最初235 u,后来239 pu)或肥沃(238 u)燃料-核心,轴向的毯子,径向毯子。铀矩阵在所有三个区域由贫铀浓缩厂尾矿(即。235 u含量低于0.71%的价值发现,天然铀)。液态钠冷却加热(由中子激活)通过核心,将热量转移到二次冷却剂,无放射性。然后针对蒸汽发生器,蒸汽创建用于驱动汽轮发电机单元。
图7.10的轻水反应堆的燃料回收示意图,没有钚回收。燃料循环的一部分,大量的武器可用核材料可能驻留被沉重的行表示(Willrich和泰勒,1974),而虚线表示流程流,通常是在美国尚未实施。
图7.10的轻水反应堆的燃料回收示意图,没有钚回收。燃料循环的一部分,大量的武器可用核材料可能驻留被沉重的行表示(Willrich和泰勒,1974),而虚线表示流程流,通常是在美国尚未实施。
随着燃料循环的迹象在高架扩散的担忧可能出现(Willrich和泰勒,1974)。对这三个人物,在不同的地点进行操作指定的盒子,与实线/箭头指示inter-facility物质流;对钚回收不出现的情况下,使用虚线/箭头。轻水反应堆和燃料MHTGR周期开始与矿业/铣/转换(氧化
铀矿 |
- u (N)矿石——» |
铀铣 |
- u (N) 3 |
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
钍 |
th矿石- * |
钍 |
|||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
矿业 |
铣 |
U (N) F6生产 浓缩  辐照燃料组件[U (H) C2 + U233C2] +裂变产物燃料后处理 U (H) C2 + ThC2 +石墨燃料组件燃料组件w / U233C2添加辐照燃料组件(U (H) C2 + U233C2) +裂变产物 U (H) C2 + ThC2 +石墨燃料组件燃料组件w / U233C2补充道  , 贫铀 ,燃料后处理 ■U233C U2330,少量的残余U235 U236 存储浪费存储 U (N) =天然铀(H) =高浓缩铀(U235 / U 90 - 95%) 图7.11的燃料回收示意图MHTGR Th-U燃料循环,没有233 u回收。燃料循环的一部分,大量的武器可用核材料可能驻留被沉重的行表示(Willrich和泰勒,1974),而虚线表示流程流,尚未实现。  图7.12的燃料回收示意图LMFBR U-Pu燃料循环完全基于贫铀的使用。燃料循环的一部分,大量的武器可用核材料存在由沉重的行表示(Willrich和泰勒,1974)。通常,pyro-chemical /电化学(非水)处理LMFBR辐照燃料和毛毯材料整体时将会发生 LMFBR发电厂操作。图7.12的燃料回收示意图LMFBR U-Pu燃料循环完全基于贫铀的使用。燃料循环的一部分,大量的武器可用核材料存在由沉重的行表示(Willrich和泰勒,1974)。通常,pyro-chemical /电化学(非水)处理LMFBR辐照燃料和毛毯材料整体时将会发生 LMFBR发电厂操作。 气态UF6) /浓缩操作,而LMFBR燃料循环图7.12中描述被认为是持续的贫铀浓缩行动。基于使用钍燃料循环的轻水反应堆将类似于MHTGR(图7.13),除了在早期阶段所需的235 u富集Th-U /轻水反应堆的燃料循环将低于20%。 7.2.4衰变热和放射性裂变产物原子核的分裂导致裂变产物,根据实验和玻尔韦勒理论(波尔和惠勒,1939),在质量不平等。这些裂变产物核中子过剩(正如父核)和,因此,对β衰变不稳定。一般来说他们将通过一连串的β射线(即衰减。高能电子)排放到一个更稳定的原子核的结果。这些衰减导致独特的核裂变能源的两个问题。放射性衰变产生热量(8%的动能后立即停止核连锁反应,
~ 1%,此前一天,和~ 0.2%一个月后)以及其他各种放射性排放。衰变热会产生意外的故障non-passively冷却设计,冷却系统的放射性物质,如果释放,会导致癌症和杀人。这两个特色引起相当大的关注。图7.13显示了核衰变热全功率的比例作为时间的函数裂变过程已经停止后,以及放射性作为时间的函数停止后的连锁反应。(科恩,1977;本尼迪克特et al ., 1981;博丹斯基,1997)。停止裂变后核余热和辐射率下降约为1 /病人,指出通过和维格纳(1948),而不是指数decays.8指数,因为它是一个笔 8本笃,Pigford和利未(1981,pp。55-9)用参数表示残热衰减更精确地11.7 eV / s = 3.0 / t19 + / t14,与这种能量由γ和β射线同样在各占25%,剩下的由中微子;还Ci / W(裂变)= 1.9/102 + 1 / (T + T) 02,其中T是在全功率的时候,和T是冷却反应堆关闭后的时间;衰变热0.0042全部裂变的一小部分力量(1 / t02 + 1 / (T + T) 02) + 0.0063 (1 / t04 + 1 / (T + T) 04)。
|
|||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
