简述原子能开发的现状及发展趋势
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发布时间：2022-04-20 06:23
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时间：2023-09-09 04:22
核电迅速发展，是由核电自身的优越性决定的．
核电是浓集、清洁、安全和经济的能源．首先，核能是高度浓集的能源，核电站可建立在最需要用电的地方，不受燃料运输的*．l公斤铀裂变产生的热量相当于1公斤标准煤燃烧后产生热量的270万倍．因此，核电站特别适合于缺乏常规能源而又急需用电的地区，如我国的东南、华南地区．核能是后备储量最丰富的能源，铀在地球上的储量相当丰富，等于有机燃料储量的20倍．
核能是清洁的能源，有利于保护环境目前，世界上80%的电力来自烧煤或烧油的火力发电站，燃烧后的烟气排放到大气中严重污染环境．相同规模的火电站释放出的放射性比核电站大几倍．煤燃烧后排放的一氧化碳、二氧化碳、硫化氢和苯并芘，容易形成酸性雨，使土壤酸化，水源酸度上升，对植物及水产资源造成有害影响，破坏生态平衡，苯并芘还是一种强致癌物质．一个成年人每天要呼吸约14公斤的空气，火电站污染造成的死亡几率是相同规模核电站的400倍．同时大气中二氧化碳浓度增加还导致大气层的“温室效应”．另外，煤和石油又是重要的化工原料，大量烧掉十分不利于化学工业的发展，是十分可惜的浪费．
核能又是安全的能源经过几十年的发展和完善，核电站已成为最安全的部门之一．我国核工业30多年的安全记录就是良好的佐证．一座反应堆运行一年称为一堆年，三里岛事故之前，全世界商用核电站已运行了1400堆年．三里岛事故后到1986年又安全运行2000堆年以上．三里岛事故是鉴于设计、管理、操作与设备的缺陷交织在一起而造成的十分罕见的事故，只要其中任何一个环节的问题得到排除，就不可能出现这样的后果．事故后果也没有*宣传的那样严重，事故中主要安全系统全都自动投入，有专家认为这从反面证实了核电站的安全性．1986年4月苏联切尔诺贝利核电站又出现了重大事故，专家们认为原苏联核电站特别是早期的，安全设施较差，没有安全壳．而事故的直接原因是由于在进行某一试验时违反操作规程，导致信号指示和控制系统没有起作用．如今国际原子能机构和各国的*部门都建立了一系列的安全法规和准则，对核电站的安全进行了严格的管理．
特别指出的是，我国19年11月建成的由清华大学核研院设计的5兆瓦低温核供热反应堆，是世界上第一座投入运行的核供热堆，也是世界上第一堆采用新型水力驱动燃料控制棒系统的核反应堆．这种反应堆设计有压力壳和安全壳．具有双重安全屏障、安全可靠，已运行5个冬季，未发现任何事故．据监测，5兆瓦低温堆向大气中排放出的放射性物质所造成的危害，只相当于吸一支香烟所造成的危害的1/400，放射性污染是极其微小的．
核能也是经济的能源．世界上已运行核电站的经验证明，尽管它的造价比火电站高30—50%，但由于燃料费和运输费较低，它的发电成本仍比火电约低30%，而且随着核电站的技术不断完善和提高，成本还将继续降低日本能源经济研究所预测，至2010年日本的核电成本为8.9日元/千瓦小时，而煤电和油电成本分别为10.45日元/千瓦小时和13.06日元/千瓦小时因此，有专家们预计，在未来的城市集中供热工程中，逐步采用低温核供热技术是必然趋势。
三、核反应堆与核电站
能维持可控自持核裂变链式反应的装置称为核反应堆．
原子能工业是在第二次世界大战期间发展起来的．当时全力制造核武器以满足军事需要．50年代以来，原子能用于和平事业有了飞速发展，所以核反应堆类型和数量增多．按照核反应堆的用途分类，大体可分为下列几类：
(1)生产堆．主要用于生产易裂变材料和其他材料，或用于工业规模的辐照，称为生产堆．50年代建成的第一批石墨水冷堆和天然重水堆，都是生产军用239Pu，也就是使天然铀中大量的238U在堆内吸收中子转化成239Pu．239Pu是一种易裂变物质，可用作核武器原料，此外，还可把Li放在堆内受中子辐照而产生氚（H），氚是氢弹的重要原料．
(2)试验堆．主要是为取得设计或研制一座反应堆或一种堆型所需的堆物理或堆工程数据而运行的反应堆．例如用于核物理、放射化学、生物、医学研究和放射性同位素生产等，也可以用于反应堆元件、结构材料考验以及各种新型反应堆自身的静、动态特性研究等等．
(3)用于生产动力（发电、推进、供热）的反应堆称为动力堆，如核电站、核供热、核潜艇等所用的反应堆就是这种类型．目前常用的动力堆型分为四大类：
a．石墨气冷堆——包括最早的镁诺克斯堆，改进型气冷堆及高温气冷堆．该反应堆是以石墨为慢化剂，气体作冷却剂的堆型．镁诺克斯（Magnox）堆以天然铀为燃料，燃料包壳是镁诺克斯镁合金，用二氧化碳冷却．镁诺克斯进一步发展为高温气冷堆（HTGR）．它以氦为冷却剂避免了CO2对石墨的腐蚀作用，取消了用金属材料制成的燃料包壳，其燃料是碳化钠及碳化针混合物的颗粒（100—400μm），燃料颗粒弥散在石墨中，制成燃料元件，装入石墨砌块的燃料孔道中．由于以上措施，大大提高了中子的经济利用及运行温度，致使高温气冷堆热效率提高40%以上．此外高温气冷堆燃料中的钍是增殖原料，它可使反应堆获得较高的转换比目前我国清华大学核研院对高温气冷堆的研究取得了一系列重大成果．
b．轻水堆 轻水堆有两种类型，一是沸水堆，一是压水堆．两者均用轻水作慢化剂兼冷却剂；用低富集度二氧化铀制成芯块，装入锆合金包壳中作燃料，沸水堆不需另设蒸汽发生器、但由于蒸汽带有一定的放射性，对汽轮机的厂房要屏蔽，同时对检修增加了困难．据统计，当今核电站的80%为压水堆．我国秦山一期和大亚湾核电站均属此类．“九五”期间秦山二期工程、广东核电站以及辽宁核电站也将采用压水堆．
c．重水堆 重水堆是以天然铀作燃料，以重水堆作慢化剂的堆型．它是加拿大重点发展的堆型，以坎都（CANQL）型为代表．由于它用数百根压力管代替整体的压力容器，压力管可以成批生产，易于保证质量，在扩大堆容量时只须多加压力管数，有利于标准化．压力管内，可以实现不停堆装卸料．这样可控制各燃料棒束达到均匀的燃耗深度，有利于充分利用燃料，减少停堆时间，提高反应堆的有效利用率．而且重水堆采用天然铀为燃料，无需设立浓缩铀工厂，对分离能力不足的国家，发展此种堆型特别有利．我国“九五”期间，秦山核电三期工程将引进加拿大的重水堆．重水堆所用重水价格昂贵，防止泄漏及回收泄漏出的重水是一个特别棘手的问题．
d．钢冷快堆钠冷快堆就是钠冷却快中子堆在核能发电问题上，必须考虑增殖问题，否则对核燃料资源的利用是极为不利的．增殖堆的采用，可以将核燃料资源矿大数百倍快堆是利用中子实现核裂变及增殖．而前述石墨气冷堆，轻水堆和重水堆，都是热中子堆．对每次裂变而言，快堆的中子产额高于热中子堆，且所有结构材料对快中子的吸收截面小于热中子的吸收截面这就是实现增殖的原因．
钠冷快堆用金属钠作冷却剂．钠在98℃时熔化；883℃时沸腾，具有高于大多数金属的比热和良好的导热性能，而且价格较低，适合用作反应堆的冷却剂．
国际快堆的发展已有较长的历史，据报道，1995年8目29日，日本文殊28万千瓦快堆以5%的额定功率——l.4万千瓦并入电网．我国开发快堆技术始于60年代中后期，已取得丰硕成果．1987年底已将快堆纳入“863”高技术研究计划，计划2015年建成并推广单推功率100—150兆瓦的模块式快堆电站到2025年建成和推广增殖性能的1000—1500兆瓦的大型快堆．
不同类型的核反应堆，相应的核电站的系统和设备有较大的差异．以压水堆为例，核电站是由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统组成．核反应堆是核电站动力装置的重要设备，同时，由于反应堆内进行的是裂变反应．因此它又是放射性的发源地．一回路系统由反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备所组成，它形成一个密闭的循环回路，将核裂变所释放的热量以水蒸汽形式带出．二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置，并在停机或事故情况下，保证核蒸汽系统的冷却．辅助系统的主要作用是保证反应堆和回路系统能正常运行，为一些重大事故提供必要的安全保护及防止放射性物质扩散的措施．
我国的原子能科学技术，虽然起步晚，但经过30多年的努力，已具有雄厚的基础．60年代以来，我国成功地爆炸了原子弹、氢弹和研制成核潜艇．至今，原子能开发利用技术已达到一定的水平，它为核电的建设打下了良好的基础1991年12月15日，我国自行设计的秦山核电站一期工程30万千瓦压水堆机组并网发电成功．1993年底，广东大亚湾核电站已经成功运行．1995年，秦山核电站发电22亿千瓦时，大亚湾核电站已超额完成了100亿千瓦时的发电任务，这样，我国在1995年核发电已达到122亿千瓦时
四、压水堆棒形核燃料元件
核反应堆堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源．堆芯由核燃料组件、控制棒组件等组成．现代压水反应堆的燃料是采用低浓铀（铀—235的浓缩度约为2一4%）作核燃料．
核燃料元件制造的第一大工艺过程是在比工车间里生产为满足一定性能要求的二氧化铀粉末．我国目前采用技术上较成熟的ADU（重铀酸铵）法制取二氧化铀粉末．主要过程是将六氟化铀汽化，经水解生产成氟化铀铣（UO2F2），在通有氨水的沉淀槽转化为ADU粉末．经氢气还原为二氧化铀第二大工艺过程是将二氧化铀粉末压制成粗块，经烧结、磨削成一定性能要求、一定尺寸和规格的圆柱形二氧化铀芯块．在经装配车间把二氧化铀芯块和长棒形空锆管装配成核燃料元件棒，并且棒内充入一定量的氦气，两端密封；然后，按一定的排列方式排列成正方形或六角形的栅阵，中间用几层弹簧夹型的定位格架将元件棒夹紧，上下两端固定骨架构件上下管座，构成棒束型的燃料元件．
我国具有核元件的自行设计和制造能力，1994年，我国核工业总公司国营八一二厂成功地从法国杰马公司引进了大型核燃料元件生产线秦山的首炉燃料、首炉换料和大亚湾核电站的首炉换料大部分由该厂生产．从它们运行的数据来看，国产元件质量是可靠的．
五、新科技及前景展望
人们对核电站使用的担心集中在核安全问题上，如：核燃料的放射性，运行中的核事故，以及核废料处理等1979美国的三里岛核事故与1986年原苏联切尔诺贝利事故导致一些人对核电的恐惧心理，给和平利用核能蒙上阴影，经专家事后分析，三里岛事故和切尔诺贝利事故都在很大程度上是人为因素造成的．核能技术发展至今，已进入成熟阶段，尤其采用快中子增殖反应堆，既可提高核电站的安全系数，又较少产生核废料，而且所产生核废料较容易处理此外，这种反应堆还可少量处置老式反应堆产生的核废料，在燃烧过程中销毁老式反应堆产生核废料中放射性的钚及锕系元素．有关专家认为．此种反应堆具有很高的运行可靠性和安全性，并是目前销毁部分核废料的最佳方法．目前，国际核能界正致力发展快中子增殖堆（简称快堆）．此种反应堆运行时，一方面消耗核燃料，产生热能而发电，另一方面产生新的核燃料钚，并且产出大于消耗、这样，天然铀的单位消耗降低到原来的1/5—1/10．并保持核能的经济性；同时最主要是依靠核燃料、冷却剂、放射性废物及核工艺的其他组份所固有的基本物理化学性能和规律来消除事故，这将是人类“第二个核时代”的主要内涵．
目前世界上尚有14个国家在修建38座核电站．这一事实表明，随着世界“能源危机”的加剧，生态环境的进一步恶化，利用清洁、安全的核能将是人类不可回避的课题
