《中国小百科全书（５）：技术科学》核技术

核 技 术 !核技术"以原子核科学理论为基础#利用原子核反应或衰变释放 的射线和能量为国民经济$国防等服务的技术领域%由于核能释 放过程伴随着核辐射的特殊性#因此核装置及核设施的新材料及 工艺生产过程涉及新的技术仪器$以及为保证设备可靠$人员安 全的特殊和标准%和许多其他新技术一样#核技术是先军用 后民用 &即和平利用’的%核武器的问世及在二次世界大战中使 用是核技术军事应用的一次划时代飞跃%战后#一些国家继续发 展军用核技术以增强其潜在的军事实力%同时#由于各种类型反 应堆$加速器的建造#放射性核素的批量生产以及军用核技术逐 步向民用过渡#加速了核技术的应用和普及%()世纪 *)年代以 后#和平利用核技术获得空前大发展#但军事上为改进核武器性 能$发展新型核武器的进程也拓宽了核技术的实际应用% 核技术的主要内容包括+&,’核能技术%将核反应释放的能 量直接利用或转化为其他形式能量的技术%利用核能瞬时释放研 制核武器+如利用重元素原子核的裂变反应原理制成的原子弹和 利用轻元素原子核的聚变原理制成的氢弹$中子弹等-使裂变燃 料维持链式裂变反应并可人为控制核能释放快慢的各种类型反应 堆的研制及其结构材料的生产技术#如石墨$重水$锆$铍等生 产$反应堆调节与控制#合理利用与排放反应堆的热能等-&(’核 动力技术%利用核反应释放的热能作为驱动力的技术%用于长期 *(.(核 技 术 不需供燃料的舰艇!如核航空母舰"核潜艇"核动力破冰船及核 动力人造卫星等#$%&同位素技术’应用稳定或放射性核素的特 殊核性质的技术’如(稳定或放射性核素的生产技术!示踪原子 技术!放射性核素制成能源或其他制剂的技术等’利用同位素进 行地质勘探已成为地质学中一项重要的应用’此外!考古研究中 也采用同位素技术鉴定年代’在材料科学"化学等领域也有 广泛应用#$)&辐射技术’利用辐射源 $包括反应堆"加速器等 辐射装置&产生的各种射线或粒子束与物质相互作用的物理"化 学和生物效应的相关技术’如(基于中子或其他粒子与物质作用 的分析"测试技术!材料的辐照改性以及辐照在农业"医学"工 业上的其他应用技术等’利用辐射技术和示踪原子技术改良农作 物和研究农作物生长规律等#射线和放射性核素制品广泛应用于 诊断或治疗疾病#利用放射性核素和射线特性对各种物理参数检 测和控制’如(各种无损探测仪和厚度"密度"料位"成份等检 测仪表!勘探石油"煤炭"水及其他资源的仪表等#放射性物质 辐射的射线 $如中子束和 *射线&具有穿透性强"又能与物质发 生作用的特点!适当控制 $剂量&!既可不破坏被辐照对象!又可 为辐照对象灭菌"保鲜或改善其性质或给出性能参数’因此辐射 技术在工业"农业"医疗"食品等领域的许多应用为其他常规技 术所不能代替#$+&核燃料技术’包括裂变燃料铀的采矿"提取! 同位素分离!冶金!核燃料元件加工!乏燃料后处理!核武器装 料的制备等技术!以及聚变燃料氘"氚和锂 ,的提取"富集和氘 氚靶丸制备等技术#$,&核安全防护技术’对辐射装置和放射性 物质采取特殊的屏蔽"隔离等方式减少放射性物质向环境排放或 射线泄漏的技术!包括对各种形态的放射性物质的转移"处理"处 置技术以及核事故或核战争条件下!人员"设施防辐射的专门技 -.). 技 术 科 学 术!此外"利用惯性约束聚变等装置模拟核爆炸效应及核爆炸物 理问"在实验室条件下改进核武器! 核技术和其他技术一样"它能为人类造福"但放射性物质会 不同程度地污染环境和伤害人体!必须采取特殊的防护措施#如 采取屏蔽$远距离操作"使放射性物质与人体和环境隔离"对产 生的各种放射性物质需专门处理"最大限度地减少放射性物质的 逸出"以保护环境!核电厂$反应堆以及所有操作$接触放射性 物质的单位在选址$建设和运行各个时期都要严格执行有关放射 性物质和辐射安全防护规定!核技术是一项先进技术"配合其他 科学技术"在解决人类面临的能源$资源$粮食和环境等重要问 题中的作用日益明显!选用新反应堆型"改善安全设计"降低建 设造价"核能发电的比重将不断上升"这对缓解能源危机无疑是 一个重大的贡献!核技术属新兴技术"人们对它的认识还不够"加 上核武器的破坏以及某些核事故的不良影响"也由于部分的错误 宣传"使得推广应用核科学技术时"常不易为公众所接受!因此 应用和发展核技术"除了加强防护措施外"在许多情况下还应多 做宣传解释"克服公众的心理障碍!展望 %&世纪"人类开发新能 源"广泛应用核技术将比今天更为迫切!越来越多的人认识到"核 能将是逐步代替化石能源的重要能源!可望在下世纪中叶"受控 核聚变技术将从实验室走向应用"为人类提供一个取之不尽的干 净能源!威力很大的核爆炸将为民用的工程建设$改造环境和开 发资源服务!核动力也将在交通运输及星际航行等方面发挥更大 的效能! ’核燃料(能产生原子核裂变或聚变反应并释放出巨大核能的物 质!核燃料包括裂变燃料和聚变燃料 )或称热核燃料*!裂变燃料 +%,%核 技 术 主要指含有易裂变同位素铀!"#$或钚!"#%或铀!"##的物质& 铀!"#’和钍!"#"是转换成易裂变核素的重要原料且它们本身 也可产生少量裂变(所以在习惯上也称它们为核燃料&聚变燃料 有氘)氚)锂!*和化合物氘化锂!*等&铀是最基本的裂变燃料& 自然界存在的天然铀中(其主要成分是铀!"#’(约占%%+"’,(易 裂变同位素铀!"#$的丰度为 -+./,(其余为极微量的铀!"#0& 早期的一些生产堆用核燃料就是天然铀&常用的核燃料(其铀! "#$的丰度比天然丰度大(是由天然铀经同位素分离后获得的&铀 !"##在自然界中不存在(它通常是利用钍!"#"在核反应堆内经 中子照射得到&自然界存在的钍几乎 /--,是钍!"#"(常和铀以 及稀土元素等共生&自然界中几乎没有钚(易裂变同位素钚!"#% 是利用铀!"#’在核反应堆内经中子照射转换而成的&氘是氢的 稳定同位素(存在于普通水中的重水 12"-3内(但含量很低(需 要利用电解)蒸馏或化学交换等分离制得&氚是氢的放射性 同位素(在自然界中极少(主要是利用金属锂!*或它的合金(在 核反应堆内经中子照射来生产&氘化锂是由锂!*和氘直接化合 而成的固态化合物&核燃料单位质量放出的能量比化学燃料的大 得多(例如 /千克铀!"#$全部裂变释放的能量相当于燃烧 ".-- 吨标准煤的能量&因此核燃料最早用于军事目的(作为原子弹)氢 弹等核武器的装药以及核动力潜艇用反应堆和生产堆的燃料元 件&裂变燃料现已广泛用于核电站反应堆和各种研究试验堆中& 4天然铀5自然界中天然存在的铀&是铀的数种同位素的混合物( 其中铀!"#’占%%+"’,(铀!"#$占-+./,(其余为铀!"#0&天 然铀存在于岩石和海水中(少数富铀矿石约含 /60,的铀&利用 水冶法和化学转化可从铀矿石中提取和转换成六氟化铀178*3或 -#0" 技 术 科 学 金属铀!金属天然铀可制成燃料元件用于重水堆和石墨堆"生产 电力#生产新的核燃料和同位素! $浓缩铀%同位素铀&’()的丰度大于其天然丰度 *+,-./0的铀" 又称富集铀!铀&’()的丰度小于 .+/的浓缩铀称低浓铀"铀& ’()的丰度等于或大于 1+/的浓缩铀称高浓铀!动力反应堆中使 用的核燃料大多是低浓铀"高浓铀大多用于军事目的和少数研究 试验堆!制取浓缩铀的方法主要是气体扩散法和气体离心法!都 是根据铀的同位素铀&’(2和铀&’()之间原子量的差异实现分 离和浓缩的!研制中的激光浓缩工艺利用铀的同位素在激光辐射 下产生的电离作用"可直接生产金属铀"在经济上更具有竞争力! 一座 .+++345电功率的压水堆核电厂每年约需 ’)吨低浓二氧 化铀 *铀&’()的丰度约为 (/0! $贫化铀%同位素铀&’()的丰度小于其天然丰度 *+,-./0的铀! 通常指天然铀经同位素分离后的尾料和某些从核反应堆卸出的乏 燃料元件经后处理分离出的铀!贫化铀可用作快中子堆的可转换 材料和制作炮弹等! $氧化燃料%铀#钚或钍的氧化物!它们属于陶瓷材料"具有熔点 高 *’-)+60"抗水腐蚀"辐照性能稳定和高温强度大等优点!缺 点是导热性差"抗冲击强度低!此种核燃料的铀密度较低"在用 于核反应堆时"需采用富集铀或钚的氧化燃料!例如"在压水堆 核电厂的反应堆中使用富集度 (/左右的二氧化铀燃料"在快中 子堆中"使用 .)&’+/富集度的二氧化铀和二氧化钚的混合燃 料! .(7’核 技 术 !碳化燃料"铀#钚或钍的碳化物$它们也属于陶瓷材料#导热率 和铀#钚的密度比氧化燃料高%但与水能起剧烈反应$此种核燃 料主要用于高温气冷堆和钠冷快中子堆$ !燃料元件"核燃料的单元体%通常由核燃料芯体#包壳及其附件 组成$为满足各种核反应堆设计的需要#燃料元件有棒状#片状# 球状#圆管和六角套管等形状$燃料元件以一定的排列形式放置 在堆内%藉助于冷却剂将各燃料元件的释热带走$燃料包壳的作 用是防止冷却剂对燃料的腐蚀和侵蚀%防止核燃料与冷却剂的化 学反应和裂变产物及其放射性进入冷却剂回路%同时可提高燃料 元件的结构强度%延长元件的使用寿命$ !核燃料转换与增殖"在核反应堆中%可转换物质如铀&’()和钍 ’(’吸收中子后可分别转换成易裂变物质钚&’(*#钚&’+,和铀 &’((等的过程$转换能力用转换比 -./0度量%即平均每消耗 一个易裂变原子所产生的新的易裂变原子数$若./1,则表明反 应堆内产生的易裂变物质的原子数要比消耗的多%这种转换过程 称增殖%其转换比称增殖比 -2/0$例如%快中子增殖堆的增殖比 为 ,3’4,35$ !核燃料循环"核燃料从矿石开采%冶炼#同位素分离#加工制造# 堆内使用到后处理和再加工等所经历的一系列工艺步骤$通常可 将核燃料循环分为两个阶段%在核燃料放入核反应堆内使用之前 的阶段称循环前端%在堆内使用之后的阶段称后端$核燃料循环 可分为闭式循环和开式循环两种$闭式循环包括后处理和再加工 ’(+’ 技 术 科 学 过程!开式循环是核燃料元件经堆内使用后卸出不再进行后处理" 经一定处置后长期贮存"又称一次通过式# $乏燃料%在反应堆内经辐照后卸出并不再返回堆内使用的核燃 料#一座&’’’()*电功率的压水堆核电厂每年约卸出+,吨乏燃 料"其中含有铀-钚等元素的各种同位素和裂变产物"具有很强 的放射性#通常需要进行冷却贮存和后处理 .回收铀和钚/或长 期贮存# $燃耗%核燃料在反应堆或其他核能 .以回收铀和钚/装置内经辐 照后其原子发生核转换"造成燃料的消耗#度量核燃料的燃耗程 度用燃耗深度表示"通常有两种表示法!.&/用易裂变物质被消 耗的原子百分比菲马 .01(2/表示!.+/用每吨核燃料在辐照期 间发生的总能量兆瓦3日4吨表示#核反应堆运行放出能量的过 程"也是核燃料消耗的过程#燃耗深度愈大"表示核燃料 5燃 烧6愈充分"即核燃料利用率越高# $乏燃料后处理%对乏燃料进行化学处理"除去其中的裂变产物" 回收易裂变物质.铀7+8,和钚7+89等/和可转换物质.铀7+8: 等/#为了降低乏燃料元件的放射性强度"通常在进行后处理前需 要有一定的贮存和冷却时间#乏燃料后处理的方法通常分湿法和 干法两种#湿法有沉淀法"萃取法和离子交换法等!干法有高温 冶金法和挥发法等#工业规模常用的是萃取法"利用有机萃取剂 把乏燃料中的铀和钚从乏燃料的硝酸水溶液中萃取出来#广泛应 用的工艺为普雷克斯 .;<=*>/流程"即利用磷酸三丁酯 .?@;/ 萃取铀和钚#在后处理过程中产生的高-中-低放射性废物需进 88A+核 技 术 行处理!中间贮存和最终处置" #核能$曾俗称原子能"原子核结构发生变化 %核反应和核衰变& 过程中放出的束缚在原子核内的部分能量"在习惯上是指重元素 的原子核裂变’轻元素的原子核聚变和放射性同位素的核衰变所 放出的能量"核能来自于核子 %质子和中子&在核力的作用下凝 聚成原子核时的结合能"核裂变反应释放出的能量至少要比化学 能大 ())万倍’其大小由原子核的结合能’即核子结合状态的能 量’与其自由状态 %核子相互分开并无限地相互远离&下的能量 之差确定"例如 ()))铀*+,-的原子核裂变可释放出 .(太焦的 能量’相当于燃烧 +/))吨标准煤所产生的能量"轻原子核聚变反 应放出的能量’在相同的质量情况下’约为重原子核裂变反应放 出能量的 ,01倍"核能的开发和利用是在 (2,.年发现了铀核的 裂变后开始的’最先是制造原子弹!氢弹等核武器和建造生产核 武器装料的生产堆以及核潜艇!核动力航空母舰等军用动力装置" 迄今在民用方面已取得了很大的成就’主要是利用核裂变能发电 和同位素小功率电源"随着世界常规能源的日益紧缺和人们对环 境保护意识的日益增强’核能作为现阶段一种成熟的和清洁的新 能源’核发电和核供热必将得到更广泛的应用"到 +(世纪核能将 成为人类的主要能源之一" #裂变产物$在核裂变反应过程中’原子核吸收中子后所分裂出的 两 %或三&个质量不等的碎片及它们的衰变产物"裂变产物的质 量数在 /+0(3)之间’约有 +))种’大多具有放射性"一座 ()))45 电功率的核电厂每年约产出 (+))67的裂产物"通过乏 燃料后处理可将某些裂变产物分离出’用作放射源’在工农业!医 1,1+ 技 术 科 学 学和科学研究中应用! "轻水堆#使用普通水作慢化剂和冷却剂的核反应堆!轻水堆中$ 用高压水作慢化剂和冷却剂$堆芯内的高压水不沸腾的称压水堆% 高压水在堆内沸腾并直接产生蒸汽的称沸水堆!轻水堆需采用低 浓铀燃料 &’()的丰度通常为 ’*+,(*)-.$堆芯体积较小$功率 密度大!压水堆的堆芯压力比沸水堆高$堆芯更紧凑$最早用于 军用潜艇!在同样的燃料温度下$沸水堆可得到较高的蒸汽温度$ 热效率通常比压水堆高!在世界上正在运行和建造中的核电厂中 轻水堆是应用最多的一种堆型$约占 /0,10- &其中压水堆约为 20-$沸水堆约为’0,(0-.!为了进一步提高核电的安全性和经 济性$各国正在积极发展新一代具有非能动安全&无需动力源$只 靠自然规律来实现安全功能.和固有安全 &内在固有的安全功 能.的中小型轻水堆! "气冷堆#利用气体作冷却剂导出核反应堆堆芯内热量的一种堆 型!可用于发电和生产核燃料!典型的气冷堆是使用石墨作慢化 剂的石墨气冷堆$它经历了三个发展阶段$并产生了天然铀石墨 气冷堆$改进型石墨气冷堆和高温石墨气冷堆!下表为这三种气 冷堆的主要参数! "天然铀石墨气冷堆#用金属天然铀作燃料$二氧化碳作冷却剂$ 石墨作慢化剂的核反应堆!最早在英3法两国建造$使用了在较 高温度下不易氧化的镁诺克斯 &456789.合金作燃料元件的包 壳$又称镁诺克斯型堆!这种堆的堆芯由核纯的 )(+’核 技 术 名 称 天然铀石墨气冷堆 改进型石墨气冷堆 高温石墨气冷堆 棱柱堆芯 球床堆芯 热功率!"# $%&’ $(() %(* &’+ 电功率!"# ’,+ )++ --+ -++ 堆芯尺寸!高度.直径!/ ,0$.$&0( %0*.,0’ (0&).’0,( ).’0) 平均功率密度!"#1/- +0, *0* )0- )0+ 冷却剂材料 23* 23* 45 45 冷却剂进1出口温度!6 *(&1($( *,+1)&’ (+)1&%’ *’+1&’+ 冷却剂压力!"78 *0) -0* (0% (0+ 燃料富集度!9*-’: 天然金属铀!+&$ 二氧化铀!*0- 高浓铀;钍 ,- 高浓铀;钍 ,+ 燃料包壳材料 <$%+"8=>?@ A铝镁合金B 不锈钢 热解炭和 碳化硅 热解炭和 碳化硅 平均燃耗深度!"#C1D -)++ $%+++ $++!+++ $++!+++ 蒸汽参数!温度61压力!"E8 (++1(0& ’))1$)0- ’-%1$)0, ’-’1$%0$ 石墨块堆砌而成!其中有许多装有棒状燃料元件的通道!以便加 压的二氧化碳冷却剂流过!导出堆内的热量F整个堆芯包容在一 个钢制的或内衬钢的予应力混凝土压力容器内F第一座天然铀石 墨气冷堆电厂是$,’)年开始运行的英国卡德豪尔核电厂F这种堆 型的优点是采用价廉易得的天然金属铀F缺点是功率密度低!堆 芯体积大!造价高F同时!受金属铀和镁合金允许温度的限制!冷 却剂出口温度只能达(++6左右!所得到的蒸汽参数低!核电厂的 热效率仅为 -+9左右F*+世纪 )+年代末不再建造此种堆F世界 上共建造了 -%座这种堆型的核电厂!装机容量 %+-+"#F G改进型石墨气冷堆H天然铀石墨气冷堆的改进型堆F用二氧化铀 作燃料并将铀I*-’的丰度提高到 *J-9 A低浓铀燃料B!燃料元 件的包壳改用不锈钢以代替镁合金F二氧化碳的堆芯出口温度提 高到 )’+6左右!核电厂的热效率可达 (*9F堆芯结构与天然铀 石墨气冷堆类似!但蒸汽发生器和循环风机布置在反应堆四周!并 与核反应堆一起被包容在预应力混凝土压力容器内F英国自 $,)’ )-(* 技 术 科 学 年起共建造了 !"座改进型石墨气冷堆电厂#装机容量 $%$$&’( 此种堆型与轻水堆相比#造价和发电成本均较高#从)*世纪$*年 代起已停止建造这种堆型的电厂( +高温石墨气冷堆,采用陶瓷型涂敷颗粒燃料和氦气作冷却剂的先 进气冷堆#简称高温气冷堆(涂敷颗粒燃料由直径为 )**-"**微 米的二氧化铀或碳化铀芯#外面涂敷 )-.层热解炭和碳化硅组 成(将这些直径约 !毫米的燃料颗粒弥散在石墨基体中并压制成 燃料元件(这种堆型具有良好的内在固有安全性#氦冷却剂温度 可达 /0*1以上#用途十分广泛#不仅可用于热电联供#还可用于 燃气轮机发电和提供 20*1的高温工艺热#用于煤的气化和液化 以及裂解水制氢等生产工艺(高温气冷堆有两种堆芯型式#一种 是使用柱状燃料元件的棱柱堆芯#另一种是使用球形元件的球床 堆芯(已做出的小型模块式设计#代表了高温气冷堆的发展趋向# 在发生事故时#能自动停堆#堆芯的剩余发热可通过辐射传热和 自然对流导出#不会发生堆芯熔化(中国已将高温气冷堆列入高 技术计划#准备建造一座 !*&’ 高温气冷实验堆( +重水堆,用重水 34)56作慢化剂的热中子反应堆(重水堆可以 用重水#也可以用普通水#有机物或气体作冷却剂(重水对中子 的慢化性能好#吸收中子几率小(重水堆可使用天然铀作燃料且 燃耗较深#乏燃料中铀7).0的丰度很低 3-*8)096#对铀的利 用较充分(最初重水堆用于生产新的易裂变物质和其他军用同位 素#后来加拿大的坎杜型堆 3:;<=>堆-加拿大氘铀堆的英文缩 写6用于发电(这种堆的堆芯由装有棒束型天然铀燃料元件的锆 压力管和重水组成(重水堆的重水装量大#每座%**&’ 电功率的 /.")核 技 术 重水堆核电厂约需!"#吨重水$为防止重水泄漏%设备较复杂%造 价较高$ &生产堆’主要利用中子与原子核的核反应%生产易裂变物质 (钚 )*+,-%热核材料 (氚-和其他放射性同位素 (如钴).#-的热 中子反应堆$通常%生产堆使用金属天然铀作燃料%这有利于获 得较高的转换比%生产堆的转换比约为#/"$为了取得较纯净的武 器级的钚%生产堆燃料元件的燃耗深度较浅%不允许超过一定的 限度$因此%装换料频繁%需要供应和进行后处理的燃料元件量 很大%必须有大规模燃料元件生产厂和提取钚的后处理工厂与它 配套$生产堆与动力堆不同%不追求高的冷却剂温度%因此%大 多生产堆的热工参数都很低%为提高经济性%现在已适当提高了 冷却剂的热工参数%将单纯的生产堆改为生产发电两用堆$现有 的生产堆按所采用的慢化剂分为石墨生产堆和重水生产堆两种$ &研究试验堆’主要用作研究试验工具的核反应堆$试验研究的范 围很广%包括中子物理%材料辐照试验和燃料元件辐照考验等物 理研究和为动力堆的设计和运行提供数据$此外%还可以用来生 产放射性同位素和培训操作运行人员$对这种堆的基本要求是简 单%功率低%运行安全0可靠%实验方便和投资费用较低$中子 通量密度值通常是研究试验堆的一个重要性能指标%一般为 1#1*21#1!中子3厘米*秒并将平均热中子通量密度高于 4/1#1!中 子3厘米*5秒的研究试验堆称为高通量堆$ &动力堆’用作生产动力的反应堆$主要可分为两类%一类是核电 厂和核热电厂用堆%用于生产电力和热电联供$另一类是核潜艇% "+!* 技 术 科 学 核动力航空母舰等用堆!用来获得推进力" #热中子反应堆$堆内的核裂变反应大部分是由热中子 %与所在介 质的原子核达到热平衡状态的中子!能量大多在 &’(电子伏左 右)引起的核反应堆"热中子是由核裂变产生的快速中子经与所 在介质发生碰撞减速而来的"易裂变材料 %铀*+,-和钚*+,. 等)最容易在热中子作用下发生裂变"在设计上!热中子堆比快 中子堆具有较大的灵活性!反应堆内的慢化剂 %又称减速剂)!冷 却剂和核燃料都可以有较多的选择余地且热中子堆可以在易裂变 材料的装载量较快中子堆少的条件下达到临界!同时比较容易控 制"目前实用的核反应堆大多是热中子反应堆" #脉冲反应堆$在很短的时间间隔 %几个至几十毫秒)内超临界! 使反应堆功率和中子通量密度产生一个强脉冲的反应堆"脉冲功 率峰值通常可大于额定功率 (&,量级以上!脉冲中子通量密度达 (&(/0(&(1中子2厘米+3秒"脉冲反应堆通常为铀氢锆堆芯!属于 先进的研究试验堆!它用途广泛安全可靠!价格低廉" #聚变堆$能实现自持和受控的热核聚变反应的装置"当聚变能与 输入的能量之比远大于 (即实现点火并能取出热量时!就可从聚 变装置发展成聚变堆"托卡马克型聚变装置最有发展希望!正在 设计和准备建造的大型国际合作项目 4567就是国际托卡马克工 程实验堆"预计到 +&世纪末建成实验堆!+&,&年左右建成示范 堆!到 +&-&年左右开始商用化" #混合堆$将聚变反应和裂变反应组合在一个混合系统中的自持可 .,8+核 技 术 控的核能装置!通常是在聚变反应堆芯容器外面包围一层主要由 可转换物质铀"#$%组成的裂变层&使聚变堆芯内产生的中子在 裂变层内引起裂变&产生更多的中子和能量!这些中子不仅能与 锂 ’()*反应生产氚外&还可以用来生产较多的易裂变物质 ’钚" #$+或铀"#$$等*!这种堆型的优点是,’-*中子和能量在包层 内得到增殖&降低了对聚变技术的要求!’#*不需要初始易裂变 物质并转换铀"#$%或钍"#$#为易裂变物质的产量比同规模的 快中子增殖堆大!’$*包层区是次临界系统&没有临界安全问题! 鉴于此混合堆的聚变堆芯技术要求较低&研究和发展混合堆&可 以促进聚变技术的发展&使聚变技术早日在能源经济上发挥作用& 保证裂变堆有足够的燃料供应!中国已将混合堆列入高技术计划! .均匀反应堆/核燃料和慢化剂均匀混合的反应堆!这种均匀混合 的状态有液态的如硫酸铀酰溶解于重水中&也有固态的如二氧化 铀或碳化铀弥散于石墨中和铀0氢0锆合金!液态的均匀堆仅早 期用于研究试验&已不再建造!固态的均匀堆有广泛用于教学研 究的 12345堆和球床型高温气冷堆! .空间反应堆/应用于航空航天的小功率自持式核裂变装置!通常 以小型快中子堆为主&同时必须防护乘员与仪器设备免受反应堆 的辐射影响!前苏联于-+67年建成了电功率899瓦的快中子0热 电转换器 :洛马什卡;动力装置&并曾多次发射太空运行!正在 研制的有电功率 8到 -9千瓦的快中子堆0热发射转换器 :托巴 兹;!美国于 -+68年成功地将热中子堆0热电转换器 <50=>0 -95’电功率 899瓦*送入太空!正在研制的是快中子堆0热电转 换器 <>-99&电功率 -99千瓦! 977# 技 术 科 学 !核能供热"主要供给工业用热和居民采暖等热能的核能应用技术 领域#包括低温核供热$核热电联供和高温工艺供热三部分#为 了防止放射性$确保核辐射安全$核能供热需采用三回路系统#核 能供热的首要条件是反应堆应具有良好的内在固有安全性#例如$ 正在研究和发展并得到国际核能界公认为具有高度固有安全特性 的核能供热堆有%加拿大的 &’()*(+,型池式自然循环轻水堆 -已建成 &’()*(+,./0$瑞典的 123&型硼水控制的压水堆 -&,456,78和 123&9:;;0$美国和德国的模块式高温气冷堆 -<8=>?@A;和8=?9<(B5C,0等#中国已于 DEFE年建成运行 A52;718 $718)兆电子伏*?$5<@$%$2A)焦*式中 -!9!01!B和 :" 2;;3核 技 术 分别表示氘核!氚核!氦核!中子和质子"前两个反应的反应几 率大致相同"#$%反应比 #$#反应几率大"产生的能量大得 多"且反应时所要求的温度也较低"但氚在自然界中存在极少&目 前实验室中常用的是#$#反应&氘和氚都是氢的同位素"主要存 在于天然水中& 受控热核聚变反应研究的终极目的是要和平利用这种核反应 能量"做成有实用意义的能源&这种能源的优点是’()*燃料丰 富"价格低廉&)升海水中含的氘"在聚变反应时释放的能量相当 于 +,,升汽油完全燃烧时的能量&地球上海水中的氘经聚变反应 放出的能量"可供全球人类使用 +-,亿年&氘可用普通的电解水 的方法提取.(/*放射性废物少"不污染环境.(+*运行安全可 靠&因而"受控热核聚变反应能是最理想的能源& 自 /,世纪 0,年初开始研究受控热核聚变以来"人们已建成 了许多种实验装置"大体上可将它们分成磁约束系统和惯性约束 系统两大类&前一类中"托卡马克等离子体参数最高.后一类中" 激光聚变最领先&)11)年))月"欧共体国家建立在英国的23%托 卡马克在含)45的氚和-,5的氘的混合燃料条件下运行时"聚变 能量约束时间长达 /秒"反应持续 )分钟"温度达到 +亿度"产 生了 ),)-个聚变反应中子&激光聚变中")11)年氘氚密度已被压 缩到6,,倍固体密度"在提高激光照射均匀度!降低能量损失!改 进靶丸结构等方面也取得很大进展&但总的看来"要建成实用的 热核聚变堆"还有很多具体的技术问题有待解决"人们还要做出 长期努力& 7惯性约束聚变8聚变燃料由于其自身的惯性作用"在它还来不及 飞散开的极短时间内就被加热到极高温度并产生聚变反应&这种 444/ 技 术 科 学 只靠燃料粒子的惯性来约束自身而实现的聚变反应称为惯性约束 聚变!在惯性约束聚变中"氘氚燃料的惯性约束时间为 #$%#$秒的 量级"为了达到劳逊判据条件"粒子密度至少大于#$&’厘米%("也 即要将粒子密度压缩到固体密度的 #$$倍以上"温度约 #$)*"其 相应的压强高达#$)大气压!如用磁场来约束这些粒子"则磁场强 度要大于#$+高斯"对现有的技术水平而言"如此大的磁场强度是 难于得到的!属于惯性约束聚变的有,激光聚变-相对论电子束 聚变-轻离子束聚变-重离子束聚变-爆聚衬筒聚变-超速粒子 撞击聚变等!进展较大的是激光聚变和轻离子束聚变! .激光聚变/将功率巨大的激光从四面八方照射到核聚变燃料 0氘 氚1靶上"使其成为等离子体"这些等离子体由于其惯性作用"在 还未散开时便被加热到很高温度并进行聚变反应!用这种方法实 现的聚变称为激光聚变!它属于惯性约束聚变!#23(年原苏联巴 索夫首次提出"但直到#2+&年美国尼库4华德提出了向心爆聚的 思想后"激光聚变才有了迅速的发展!激光聚变有两种驱动法,直 接驱动法和间接驱动法! 直接驱动法是将多束激光从四周直接均匀照射在靶球上"靶 表面原子蒸发和电离"在靶周围形成等离子体!激光束部分被等 离子体吸收并加热等离子体"另一部分在临界密度层处被反射掉! 等离子体的热量通过热导穿过临界密度层继续向内传递"靶面物 质被烧掉并向四方飞散!在这些物质飞离靶面的同时产生反作用 力 0类似火箭效应1"使靶球表面壳 0称为助推器1向靶心压缩 0称为爆聚1形成向心运动的高压球面冲击波"靶心燃料体积被压 缩"其密度和温度随之增高"进而产生聚变反应"并伴随着产生 向外爆炸的热核爆炸波"助推器即被粉碎!直接驱动法的驱动器 5’’&核 技 术 多用钕玻璃激光器!它运行可靠且可时空控制!现已将氘氚密度 压缩到 "##倍固体密度!要求照射在靶球上的激光必须均匀$ 间接驱动法是将含有聚变燃料的小丸悬在一个用原子序数 % 高的材料 &金’做成的小腔内!激光从腔壁的小孔射入腔内!腔 壁内表面物质吸收激光能量!温度升高!产生软()射线!软() 射线被禁闭在腔内$在这簿壁层热材料内!辐射和材料之间几乎 完全是热平衡的!因而形成了 (*射线辐射场$辐射热波向冷壁传 播!高%冷壁被加热并引起()射线发射!因而成为()射线的再 发射区$()射线均匀照射到腔内的小丸上产生烧蚀+压缩!最后 产生聚变!间接驱动法的优点是激光可均匀地照射在靶上并被吸 收的效率高$现在人们还在研制新型短波长激光器)),-.激光 器!其优点是波长短!有利于对靶的耦合!具有使光束均匀化所 需的带宽及激光转换效率高/还在研制二极管激光器泵浦的固态 激光器!其优点是重复频率高!效率高!可通过变频使波长变短! 获得高功率输出$ 0粒子束聚变1利用高能带电粒子束轰击聚变燃料靶丸而实现的聚 变!称为粒子束聚变$这种聚变属于惯性约束聚变$常用的带电 粒子束有相对论电子束+高能轻离子束和高能重粒子束$其中轻 离子束聚变最受青睐$ 0离子束聚变1用高能离子束轰出聚变燃料靶引起的聚变!称为离 子束聚变$它是惯性约束聚变的一种$离子束聚变是 2#年代末提 出的$离子束可以是轻离子 &如氢离子或碳离子’束!或者是重 离子 &原子数)3##’束$轻离子束聚变与激光聚变相比!轻离子 束的能量转换效率高 &)345’!而激光束能量转换效率仅)45$ "663 技 术 科 学 达到聚变能量得失相当时!所需的束能相对来说也较小 "#$%兆 焦尔&!而激光聚变则要#’%#$%%兆焦尔(靶的预热影响较小 "靶的预热可减弱压缩效果&!造价也较低!约为激光聚变装置造 价的$)*!轻离子可从产生相对论电子束的加速器中引出(重离子 束聚变的优点是+束能耦合到靶的效率高!所需的束流强度较小! 运行可靠等(但束的聚焦和传输都比轻离子束困难!造价也较高( ,相对论电子束聚变-用相对论电子束轰击聚变燃料靶引起的聚 变!称为相对论电子束聚变(其过程类似于直接驱动的激光聚变 "见 .激光聚变/词条&(相对论电子束聚变属于惯性约束聚变(相 对论电子束聚变是 0%年代末期提出的(目前!相对论电子束输出 的能量已达到#*兆焦尔!已接近理论上为达到聚变能量得失相 当所需的能量 "#$%兆焦尔&(能量转换效率 "#1%2&比激光束 的能量转换效率 "#’2&高!这是它的一大优点(存在的主要困 难是+很难将电子束聚焦到一个足够小的焦斑上!以获得达到能 量得失相当所需的能量密度3电子束对靶的预热!削弱了对靶物 质的向内爆聚!也即降低了对靶物质的压缩效应(一般认为!很 难用相对论电子束聚变建成聚变堆( ,爆聚衬筒聚变-利用快速增加的冲力!将圆筒状的导体 "固体导 体或液体金属&壳作快速的径向压缩!使圆筒内初始低密度等离 子体沿径向向内压缩 "或称爆聚&!通过绝热压缩!使等离子体的 密度和温度增加!引起聚变反应(由这种方式引起的聚变称为爆 聚衬筒聚变(由于爆聚衬筒的惯性起到了约束粒子的作用!故爆 聚衬筒聚变属于惯性约束聚变(爆聚之前!有时先用较弱的磁场 将初始等离子体约束住!即先使等离子体磁化!也可不使等离子 4115核 技 术 体磁化!磁化等离子体的磁场在衬筒爆聚时"可使热等离子体和 衬筒壁绝缘!使用非磁化等离子体可改善等离子体稳定性!驱动 衬筒的力可以是由快速放电产生的电磁力"也可以是机械力!近 年来"有人提出使用高压强 #几千大气压$气体来压缩等离子体" 并可改善磁流体不稳定性!爆聚衬筒聚变堆设计表明"这种聚变 堆的功率密度高"可直接用机械能来加热等离子体"不需大量电 能储能系统"液体金属锂衬筒可起到聚变堆第一壁的作用 #再生 层%辐射屏蔽及冷却$!缺点是&初始等离子体的形成和克服等离 子体不稳定性 #泰勒’瑞利不稳定性$的方法麻烦!爆聚衬筒聚 变是 ()年代初提出的!在液体金属衬筒的压缩%克服磁流体不稳 定性及重复运行等方面做了不少研究工作"但这种聚变方法未引 起人们的广泛兴趣! *托卡马克+托卡马克是一种轴对称的环形磁约束受控热核聚变研 究装置!托卡马克 #,-./0/.$是俄文"意为 1具有磁体线圈的 环形室2一词的缩写!托卡马克装置由以下几部分组成&不锈钢 波纹真空室%空芯或铁芯变压器%极向磁场线圈 #即变压器的初 级线圈$%纵向磁场线圈%垂直磁场线圈 #早期托卡马克用导体壳 代之$!变压器的初级线圈在真空室内感生环向等离子体电流!等 离子体电流产生沿环截面圆周方向 #称为极向或角向$的极向磁 场!纵场线圈中的电流沿环的轴向 #称为纵向$产生纵向磁场!这 两个磁场合成围绕环轴行进的螺旋磁场!垂直场线圈产生的极向 磁场控制等离子体电流环的位置及其截面形状!等离子体被这种 复杂的磁场位形约束着!等离子体具有电阻"因而在等离子体电 流形成和维持期间"等离子体被其自身的电流加热 #称为欧姆加 热$!这是托卡马克等离子体加热的主要方法!等离子体电阻率随 3445 技 术 科 学 温度的上升而变小!因而加热效率也随之降低"为了进一步提高 等离子体温度!必需采用辅助加热手段!如高能中性粒子注入加 热#电子 $或离子%回旋共振加热#低混杂波加热#绝热压缩加 热等等"托卡马克等离子体电流环的截面通常是圆形的!但有的 做成如英文字母 &形#椭圆形#泪滴形等形状!以提高约束时间 和比压值’$比压值为等离子体压强与磁压强之比!它反映了对外 加磁能的利用率%"托卡马克装置的基本思想是 ()年代初由原苏 联的塔姆和萨哈罗夫提出的"*+(,年库尔恰托夫研究所建成了世 界上第一个托卡马克装置-./"现在!世界上正在运行的托卡马 克至少有 *))个以上"但等离子体电流超过 *兆安的大托卡马克 只有 01- $欧共体国家联合建于英国卡拉姆实验室#-2-3 $美 国%#0-4,)$日本%#-4*($原苏联%#-531 67/38 $法 国%和 &94&$美国%"*++*年 **月 01-取得很大进展:在氚 $*;<%和氘 $=,<%的混合燃料条件下运行时!等离子体温度达 到>)千电子伏!聚变能量的约束时间 ?秒#反应持续 *分钟#输 出功率达*@=兆瓦#产生了*)*=个聚变反应中子#劳逊参数AB-4 ,C*)?)米D>E秒E千电子伏!接近点火指标"输出能量与输入能量 $其中不包括供给纵场的能量%之比!即增益因子 F&-G)@**D )@*?"目前的托卡马克都是脉冲式运行的"要做成有实用意义的 聚变堆!仍有很多具体的技术问题有待解决!还需要作出长期努 力" H仿星器I仿星器是一种环形磁约束受控热核聚变研究装置"在其 真空室外!绕有 J对螺旋线圈 $BG*!?!>KK%!相邻导体线圈 中电流的方向相反#大小相等!在等离子体中只产生极向磁场"在 真空室外!还有纵场线圈!产生沿大环方向的纵向磁场"旋转变 +;;?核 技 术 换和剪切完全由这对线圈产生!一般常取"#$或%!"#$的优点 是在整个等离子体内旋转变换都很大&缺点是剪切很小!而"#% 时&剪切大&但在等离子体中心处无旋转变换!当 "’(时&旋转 变换值很小的区域大大增加&故大多数仿星器中取"#$或"#%! 等离子体主要靠初始等离子体的欧姆加热!为了进一步提高温度& 还需如托卡马克中那样的辅助加热&例如高能中性粒子束注入加 热及波加热等等!仿星器概念是 )*+)年由美国小斯必泽提出的& 最初的仿星器是 ,字形的&后来演变成现在的环形结构! -磁镜.磁镜指的是一个轴对称的且磁场强度沿着轴向 /设 0向1 递增的区域!磁场强度极大值 23与极小值 24之比 5/5#236 241称为磁镜比!带电粒子的磁矩37是绝热不变量!一个带电粒 子从弱磁场区向强磁场区运动时&其沿磁力线方向的运动速度 8))逐渐减小&垂直于磁力线方向的速度 89增加!若强区的磁场 强度足够大&则 8))#4&即阻止了粒子沿磁力线的运动!在磁场 方向&由磁场梯度产生的力:;#<=7>2>;/ 式中 =7#789$6$2!&7 为粒子质量&>26>;是磁场强度在轴向的梯度!1作用下&粒子便 返回弱场区&犹如光线被镜子折回一样!如果将两个磁镜装在一 根直的放电管两端&便是磁镜装置&等离子体被约束在两磁镜之 间!事实上&如粒子的初速度 8!与 8))之夹角小于角度 ?!/?! @#)6 51&则这些粒子仍能沿磁力线逃逸&造成终端损失! -等离子体焦点.利用快脉冲放电技术产生快速运动的等离子体 流&并使其会聚到一个小区域内&形成一团高密高温等离子体&这 团等离子体称为等离子体焦点!产生等离子体焦点的装置大致可 4+($ 技 术 科 学 分为两大类!"#$%&’型和()**)++,-型.两者的放电电极都是同轴 的.前者的电极细而长.后者则粗而短/等离子体焦点的形成原 理相同/将开关0接通后.电容器1向电极系统放电.沿着绝缘 体表面的气体先被击穿.形成电流 2’.在流过中心电极的电流 34 所产生的磁场56和3’构成的罗伦兹力7 8 9:5 8 6作用下.等离子体 电流被推向电极末端.并最后在中心电极端面处通过箍缩效应使 等离子体会聚在一起.即形成了焦点/()**)++,-型焦点于;<年代 末建成."#$%&’型焦点则于=<年代初运行/焦点中等离子体密度 可达><>?@A<厘米BC.温度为几百到几千电子伏.寿命约为A<<毫微 秒/在能量不大的装置上就能产生大量的中子和DE射线.故等离 子体焦点有可能发展成脉冲中子源或脉冲DE射线源/现在人们利 用焦点寿命短的特点.企图用它做成高电压大电流断路开关/ F紧凑环G紧凑环是一种在等离子体环中心没有磁场线圈通过的环 形磁约束受控热核聚变研究装置/紧凑环中的磁场位形.通常由 外加角向磁场和环向磁场H有的装置中没有环向磁场I组成的/等 离子体环的截面可以是扁长的 H截面在平行于大轴方向拉长I.或 是扁园的 H截面在垂直于大轴方向拉长I/根据角向磁场 5J与环 向磁场 5$之比 5JK5$.及离子在角向磁场中的回旋半径 JJ与等 离子体截面的小半径#之比JJK#的大小.可将这类装置分类.如 下表所示/ >;LA核 技 术 !!"#$% !!"#&% ’("’) 场反磁镜装置 电子层 场反角向 箍缩装置 离子层 ’("’)*% 球马克或 +零场 ,-箍缩. 相对论电子束 注入形成的环 紧凑环的优点是/等离子体的形成区域和加热区域可以分开0便 于对等离子体进一步加热0闭合磁面与开端磁力线的分界面在真 空室里面0分离面自然地起到了过滤器的作用0将等离子体中的 杂质滤走1由于等离子体环中心没有磁场线圈通过0故装置可以 做得很紧凑1比压值 2反映对外加磁能的利用率大小3较高4紧 凑环概念约于56年代提出0目前主要研究场反向角向箍缩和球马 克等离子体4 7核电厂8利用核反应堆内裂变链式反应或聚变反应产生的热能转 化为电能的发电厂4核电厂又称核电站0通常由核岛9常规岛和 配套设施三部分组成0即包括核反应堆9冷却剂循环泵和蒸汽发 生器 2或热交换器3的供热侧等组成的一回路系统0蒸汽发生器 的受热侧9汽轮发电机组等组成的二回路系统和其他辅助系统与 配套设施4对于快中子堆核电厂0为了严防钠冷却剂与水或空气 接触和放射性逸出的严重事故而增设了一个中间回路0将放射性 钠的热量通过中间热交换器传给非放射性钠4自从%:;<年前苏联 建成了第一座试验性核电厂以来0迄今建成和正在运行的动力堆 =;<= 技 术 科 学 有 !""多座#主要是热中子堆型且大多是轻水堆 $包括压水堆和 沸水堆%其他有气冷堆&重水堆和快中子堆&截止 ’((’年底#世 界上正在运行的核电厂装机容量已达)*+,-吉瓦#全年核发电量 约占总发电量的 ’+./中国自行设计建造的 )""兆瓦秦山核电厂 已于 ’((’年 ’*月并网发电#引进法国的 *0(""兆瓦/广东大亚 湾核电站将于 ’(()年和 ’((!年相继建成运行/中国台湾省现有 1座核电厂在运行#装机容量为 !2(吉瓦/核电是一种安全&经济 和清洁的能源/核电厂设有燃料包壳#反应堆压力壳和安全壳等 多道屏障#以防止放射性物质外逸/同时还设置了工程安全设施 和非能动安全系统#对各种可能发生的事故加以纵深防御#确保 核电厂的安全/核电厂的废气&废液和固体废物经三废处理和处 置后#对环境的影响极小/核电厂的基建投资较高#但燃料费低# 因向在核电较发达的国家#核电成本都比使用化石燃料电厂的低/ 随着世界常规能源日趋紧缺和燃煤引起的大气污染问题的日益严 重#核电将在世界能源发展中起更重要的作用/ 3核岛4核电厂中有关核工程系统和设备的部分/通常由核反应堆& 冷却剂循环泵和蒸汽发生器 $或热交换器%的供热侧等组成的一 回路系统及相关的辅助系统和设备组成/这也是与常规电厂所不 同的部分#即替代了常规锅炉及其辅助系统和设备/ 3常规岛4核电厂中与常规电厂中基本相同的系统和设备#通常由 蒸汽发生器的受热侧和汽轮发电机组&凝汽器&给水泵等组成的 二回路系统及其相关的辅助系统和设备/ 3安全壳4用来控制和限制核反应堆及其一回路系统发生严重事故 )-!*核 技 术 时从堆芯释放出的放射性物质向外逸出的密闭结构!安全壳及其 辅助设备构成了核电厂的第三道安全屏障!能确保核电厂在发生 极限事故时"能可靠地将放射性物质包容在安全壳内"保证向环 境释放的放射性物质不超过规定的限值!安全壳大多是半球形拱 顶的圆柱体或球形预应力钢筋混凝土建筑物具有良好的密封性" 能承受极限事故引起的内压和温度剧增"能承受外部自然危害如 龙卷风#地震和外来飞射物如飞机坠毁的撞击! $工程安全设施%在核电厂发生事故甚至是假想的严重事故时"不 使事故扩大"防止堆芯熔化和烧毁"保证安全壳完整性的一些专 设系统!主要有应急堆芯感冷却系统"应急加硼系统"安全壳喷 淋系统"安全壳内气体控制系统和安全壳隔离系统等!目前对工 程安全设施又称能动安全设施"即它们的安全功能实施是依靠触 发动作#机械运动或动态力等外源而工作的系统和设备"因而当 系统发生故障或操作运行人员的失误会影响安全动能的实施!这 些工程安全设施"在核电厂正常运行时"一般不投入#只是当发 生事故时才自动投入! $非能动安全系统%不依靠外部电源或其他动力源而是以自然规律 和材料的物理化学特性为基础的自作用安全系统!此系统具有在 核电厂发生事故甚至是假想的严重事故时"不使事故扩大"防止 堆苡熔化和烧毁"保证安全壳完整等安全功能! $三废处理%对具有放射性的固态#液态和气态三种废物的各种处 理和处置技术!主要内容包括对三种废物的操作运输#处理#贮 存和处置 &永久存放’等各种技术和措施!一般根据放射性水平 ()(* 技 术 科 学 可将放射性废物分为高放废物!中放废物和低放废物三类并有相 应的处理和处置方法"目前各有关国家都制定了关于放射性废物 的法律!法规和标准#使放射性废物经三废处理后#排放出的放 射性水平远低于规定值#确保对公众和环境的辐射安全" $三里岛事故%美国三里岛压水堆核电厂二号堆于 &’(’年 )月 *+ 日发生的堆芯失水而熔化和放射性物质外逸的重大事故"这次事 故是由于二回路的水泵发生故障后#二回路的事故冷却系统自动 投入#但因前些天工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开#致 使这一系统自动投入后#二回路的水仍断流"当堆内温度和压力 在此情况下升高后#反应堆就自动停堆#卸压阀也自