反应堆,核电站 高中物理课件教学提纲
核反应堆物理基础PPT
1、辐射俘获（n,γ）
堆内重要的俘获反应有：
238 92
U n
1 0
239 92
U
239 92
U
23分
1 0
_
239 93
NP
2.3天
233 90
239 94
Pu
232 90
233 90
Th n
Th
Th
22分
233 91
Pa
R nv
可以有不同核反应率 吸收核反应率
Ra nv a
裂变核反应率 R f nv f
对多核素物质，核反应率为
R nv 1 nv 2 nv i
i 1 m
R nv
2、中子通量密度(中子注量率)
定义:
φ=nv
（中子/厘米2 .秒）
在反应堆内，某点的中子通量密度等于该点的中子 密度与该点中子速率的乘积，它表示单位体积内所 有的中子在一秒钟内穿行距离的总和。中子通量密 度是核反应堆物理中一个重要的参数，它的大小反 映出堆芯内核反应率的大小，因此也反映出堆的功 率水平。在热中子动力堆内，热中子通量密度的量 级一般约为1013至1014中子/厘米2· 。 秒 采用中子通量密度，核反应率 可以写成
应的一种，用符号A(a,f)表示，中子诱发裂变为最重
要的一种诱发裂变。裂变过程除了放出2-3个中子外，
还释放出约210MeV的能量。
一些核，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241
等在各种能量中子作用下都能发生诱发裂变，而且
在低能中子作用下更容易发生裂变，称这些核为易 裂变核，在自然界中唯一存在的易裂变核只有铀235；核素钍-232、铀-238和钚-240等只有在能量高
核反应堆压水堆控制绪论课件PPT
核反应
在一定条件下，一个原子核与另 一个原子核发生相互作用，导致 原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中，一个中子在裂 变过程中释放出多个中子，这些 中子又继续引发其他原子核裂变 ，形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反 应堆。
工作原理
在压水堆中，燃料棒在高温高压下发 生裂变反应，释放出能量，同时产生 中子。中子与下一个燃料棒发生链式 反应，维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论 课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子 核释放的能量，具有清洁、 高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、 研究等领域，具有广泛的 应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时，需要引入中子源，使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时，可以引入控制棒或化学抑制剂， 吸收中子，使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分，它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器，内部装有核燃料组件和控制组件。它承 受着高温高压的反应堆冷却剂，并保持其密封性，以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器 和执行机构等组成，用于监测和控制 反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、 控制反应性、稳定反应堆运行等，以 确保核反应堆安全、经济和高效地运 行。
华北电力大学 核反应堆物理分析 第1章-核反应堆的核物理基础教材
扩散考虑的新一代核系统，6种潜在堆型：超高温堆、 超临界水冷堆、熔盐堆、气冷快堆、钠冷快堆、铅冷 快堆
5
➢核素，同位素
• 一般把具有相同质子数Ｚ、中子数Ｎ的一 类原子（或原子核）称为一种核素。
• 具有相同质子数，不同中子数的核素称为 同位素。
41
t 总截面， s 散射截面， a 吸收截面
或ｃ 俘获截面， f 裂变截面
n, p （n, p）反应截面， n, （n,）反应截面
n,2n （n, 2n)反应截面。
t＝ s＋ a
a＝
＋
f＋
n,＋
n,
p＋
n
＋...
,2 n
42
宏观截面
将(1-12)式改写成微分形式 dI=-NIdx, 对x坐标积分， 得靶厚度为x处未经碰撞的平行中子束强度为： I(x) = I0exp(-Nx)
• 铀235的丰度是： 0.72% • 铀235的富集度是： 0.712%
为什么富集度的值小于丰度的值？
23
二、中子与原子核的相互作用
• 1.1.1 中子特性
– 原子核由质子和中子两种核子组成(氢核？) – 静止质量：1.675E-27kg，工程计算取为1u – 中子属性：不带电荷，不产生初级电离 – 自由中子(free neutron)：不稳定（T1/2=10.6 min）
• 某种材料的宏观吸收截面Σa＝0.25/cm，那么中 子在此材料中飞行1cm，被该材料吸收的概率为 0.25
29
复合核的形成:
第一阶段：复 合核的形成
第二阶段：复合 核的衰变分解
30
复合核的各种衰变方式
核电站与反应堆原理.ppt
IAEA-INSAG 的安全目标
国际原子能机构(IAEA)的国际原子能安全咨询委 员会(INSAG)安全目标是：
－ 堆芯损伤事故的发生频率（CDF）为：现有堆104/堆年，新堆10-5/堆年。
发生大量早期放射性向环境释放事故的概
《核动力厂设计安全规定 》，2004年4月国家核安全局批准发布
中国的核安全目标
对于在设计该核动力厂时考虑过的 所有可能事故，包括概率很低的事 故，要以高可信度保证任何放射性 后果尽可能小且低于规定限值；
并保证有严重放射性后果的事故发 生的概率极低
ALARA
所有的危害必须降低到一个水平: As Low As Reasonably Achievable 合理可行尽量低
安全文化 (Safety Culture)
✓ 这就要求安全工作首先要对风险进行分析和评价，使之可知；然后 选用特定的措施来进一步防范或减小其后果，使风险成为可控，满足人 们的可接受性。
核电危险性的本质
核裂变 强放射性 高温高压水 剩余反应性 衰变热
放射性 核电站的根本威胁
• 核电站的根本威胁是放射性 • 放射性的根本来源是被辐照过的燃料元件
核电厂有可能发生比设计功率高得多的超功率事故，对
何
控制要求特别高。
谓
剩余发热很强，需要长期冷却。
核
放射性（运行、停闭），需要屏蔽。
安
产生大量放射性废物，必须妥善处置。
全 问 ✓ 核电站的风险：
题
– 事故工况下不可控的放射性核素的释放。
?
人类生活在一个充满风险的社会中！
地震
汽车
台风
火车
疾病
炸药
核能发电技术
6 核安全管理
1 核电站风险的来源 2 核电厂的安全保障 3 核安全标准与原则 4 核安全管理 5 核电厂的安全性能 6 辐射剂量与危害
核电站PPT精品课件
练习：如图18-2俄罗斯的 切尔诺贝利的核电站事故 造成的辐射污染波及了白 俄罗斯、俄罗斯及乌克兰 的大片领土。各类辐射病、 癌症、神经紧张、居民被 迫疏散等后斯影响还深深 的留在人们的心中。有的 同学提出，既然核电站有 这么大的危害，就不用建 造核电站。你认为这种观 点合理吗？提出你的看法。
思考:
体外受精
动
有性生殖
物
卵生
的 生
胚胎发育方式
胎生
殖 方
卵胎生
式
分裂生殖
无性生殖
出芽生殖
当我们走过青春期之后，我们将走向成年，最 终将走向衰老与死亡。
1.衰老的概念：
衰老是身体各部分器官系统的功能逐渐衰退的过程。
2.衰老的表现：
表现有：脸上有大量皱纹，老态龙钟，年老无力， 皮肤失去弹性，钙大量流失，易骨折。行动迟缓， 反应迟钝等等。
据预测，2050年世界60岁以上老年人将达到 20亿，是2000年的3、4倍。
随着生活水平的提高，人的平均寿命也在不断地提高， 人口老龄化逐渐成为人们普遍关注的社会问题
小组讨论：
(1)你的家中有老人吗？ (2)你都为他们做了什么？ (3)你认为应如何尊重老人？ (4)在社会中我们可以为老人做些什么？
第二节 核能
一、核能：在原子核发生变化时放出的能量.
二、获得核能的两条途径是：
（1）重核的裂变
对链式反应不加控制——原子弹 控制链式反应速度——核反应堆 （2）轻核的聚变
不加控制——氢弹 可控实验装置——中国环流器1号
裂变
科学家们发现用中 子轰击铀235时， 铀核会分裂成大小 差不多的两部分， 这种现象叫做裂变
1945年8月6日名为“小男孩”的原子弹。这 个“小男孩”的巨大毁灭力，令日本广岛核 爆中心方圆2公里内所有建筑物全部被夷为 平地。
核电站320教材 反应堆物理基础
反应堆物理基础1.1.1 核反应与结合能核反应与我们熟知的化学反应有本质的不同。
化学反应是两个或数个原子的电子相互作用的结果，原子核没有改变；核反应则使原子核发生变化，并由此引起化学性质的改变。
核反应发生在一个原子核和一个粒子相遇的情况下，该粒子可能是质子、中子或氦核等，也可能是一种电磁射线。
除此之外，某些存在于自然界的核素很不稳定，会在没有外部干预的情况下自行裂变和衰变，放出粒子和能量，我们称这些核为放射性核。
核反应只涉及原子核，反应中吸收或放出的能量远大于化学反应。
核反应形成的新原子核往往是不稳定的，会放出能量，变成稳定核，也可能放出粒子变成另一原子核，这种现象称为衰变。
人们把放射性原子的数目衰变一半所需的时间定义为半衰期。
原子核由质子和中子组成，统称核子，但实际上一个原子核的质量小于组成它的单个核子的质量之和，这种差异称为原子核的质量亏损。
根据爱因斯坦质能方程，质量亏损对应于系统的能量变化：2C m E ⋅∆=∆其中C 为光速（3×108 m/s)，∆E 和∆m 的单位分别为J 和Kg 。
当一定数量的质子和中子聚合起来组成一个原子核后，它们亏损了质量，相应地必然放出能量；反之，为了打破一个原子核，使每个核子分离开，就必须吸收对应于质量亏损的能量。
与质量亏损相应的能量叫做原子核的结合能。
质量亏损越大，原子核的核子结合越紧密，因而这个原子核越稳定。
在研究原子时，习惯上用电子伏特（eV ）作为能量单位。
1电子伏特是带单位电子电荷的粒子不受阻碍地通过1V 电势时所获得的能量，1eV=1.60×10-19 J 。
在实际应用中，eV 显得太小，常用MeV 作单位，1MeV=106 eV 。
图1.1给出了不同核素的核子平均结合能随质量数（即核子数）的变化。
由图可见，最轻和最重的原子核的结合能较小，而中等质量的原子核则具有较大的结合能。
因此，如果把曲线两端的原子核通过核反应转变成位置较为中间的原子核，则质量亏损比原来的多，这种增加的质量亏损就会产生能量释放。
E核电站与核反应堆ppt课件
•.
•7
3.反应堆的用途
核裂变可释放大量能量，同时又 产生大量中子。因此，反应堆的用途主要可 归结为利用核能和利用中子两个方面。
如利用核能可以用来发电、供热、也 可以作为火箭、飞机、潜艇、航空母舰 等的动力装置等；利用中子可以大量生 产放射性同位素、利用中子掺杂技术生 产优质半导体材料、还可以利用堆内放 出的中子治疗癌症等。
堆中释放的能量要利用载热流体（水、氦 气、液态金属）通过第一回路带到热交换 器，再通过热交换器，加热工作物质，由 第二回路送到涡轮发电机。
•.
•12
1954年，在库尔恰托夫的主持下，前 苏联建成了世界上第一座核电站—— 奥布灵斯克5MW石墨水冷堆核电站。从 此人类进入了核电时代。这种类型的 核电站目前只在原苏联和东欧少数国 家使用。
变为电能的发电厂。
随着石油和煤炭资源日渐稀缺，核能发电开始受
到重视。
蒸汽发生器 蒸汽 汽轮机 发电机
反
应
堆
水
冷凝器
汞
汞
水泥防护层 核岛
冷却剂
•.
常规岛
•11
核电站的基本构成及基本原理
核电站由核岛、常规岛及配套设施组成。 核电站与一般电厂的区别主要在核岛部分，
核岛的主要部分是反应堆。 核电站的核心装置是提供核能的反应堆，
•.
•15
压水堆核电站示意图
•.
•16
秦山核电站
我国核电起步较晚，80年代 才动工兴建核电站。
1991年底投•. 入运行
•17
1987年开工 199•.4年全部并网发电
•18
反应堆核电站高中物理PPT课件
2. 核电站：
• 组成： 核岛、常规岛、配套设施
2. 核电站：
• 优点？ 《练习册》P34 #8
核能－－ “无穷”的能
核裂变能
源
铀、钍矿石
如全部利用， 能供使用
2400～2800
年
海洋
核聚变能
40亿万吨 2千多亿吨
氘（来自海水）、锂
如实现可控核聚变，
能供使用上千亿
年
英国 印度 德国 日本 俄罗斯 中国 美国
燃燃料料芯芯块块
控制棒 燃料组件 返回
❖ 安置核材料的物 体—燃料棒；
❖ 冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂；
❖ 使中子慢化的物
控制棒❖ 组体控件—制慢中化子剂数；量，
即控制功率的物 体—控制棒。
反应堆是如何被控制的
• 核燃料的点火
– 中子发生器首先启动，发出自 由中子，引发链式反应。
• 反应堆的停止
费米
1．反应堆：
用人工方法控制核裂变链式反应并获得核能的装置 。
反应堆的组成：
燃料棒（铀棒）、减速剂（石墨、重水、普 通水：将快中子变为慢中子） 、控制棒（镉 棒：吸收中子能力强）、冷却系统、防护层 （很厚的水泥：防止射线危害人体）。
反应堆的组成
燃料组件 燃料棒
燃料组件
控制棒
冷却剂（慢化剂）人口
利用核能冶炼钢铁
写在最后
经常不断地学习,你就什么都知道。你知道得越多,你就越有力量 Study Constantly, And You Will Know Everything. The More
You Know, The More Powerful You Will Be
结束语
感谢聆听
《核反应堆物理分析》知识点整理
第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。
弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。
111001100[]AA A ZZ Z AA Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。
宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。
也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。
平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。
核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。
中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。
多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。
瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。
第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。
扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。
平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。
慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。
核反应堆物理复习提纲
PF：快中子慢化不泄漏概率；PT：热中子扩散不泄漏概率；keff：有效增殖 因数。令 P=PFPT，则 P 表示中子在慢化、扩散过程中不泄漏概率。 keff 两种定义式：keff=堆堆内内上一一代代裂裂变变中中子子数总数，keff=中子的消中失子率的（产吸生收率+泄漏）。 六因子公式：keff=εpfηPFPT，将 P=PFPT 代入得五因子公式：keff=εpfηP，如
裂变放出的能量 Ef=200MeV。 24.停堆后的衰变热功率表如下表所示。
表中数据表明，停堆后 1s 由裂变产物衰变而释放的衰变热稍大于反应 堆运行功率的 6%。对于短的冷却时间，只要运行时间长于 30d 左右，则 Pd/P 基本上与运行时间无关。其原因是半衰期较短的裂变产物很快地达到 了它们的饱和值，当然也首先衰变。往后的衰变热由半衰期较长的裂变产 物产生，它们在停堆时的数量取决于反应堆的运行时间。
3∑s
9.费米年龄τ：τ在数值上等于中子由产生地点（该处年龄为 0）到年龄为τ
的地点所穿行（净矢量）距离均方值的1，即
6
τ=1
6
rs2。
慢化长度 Ll是中子在慢化过程中飞行的净矢量（或直飞）距离的一种量度，
数值等于费米年龄τ的平方根。单位时间单位体积内快中子与原子核发生散
射的次数为∑sΦl，一个源中子从初始能量 E0 慢化到 Eth 以下需要的平均碰 撞次数为1ξ lnEEt0h，定义移出截面∑l：快中子变成热中子的概率，那么单位时 间单位体积内慢化为热中子的数量为∑lΦl=1ξ∑lnsEΦEt0lh，∑l=lnξ∑EEts0h，则 Ll=√D∑ll ， Ll 影响反应堆中快中子的泄漏，Ll 越大，快中子泄漏到反应堆外几率越大。
v
反应堆核电站课件PPT
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核，同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究， 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式，促进核能领域的 学术交流和合作。
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感谢您的观看
评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价，以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响， 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置，以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ，同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度，实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂，将核能转化为 热能，再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型，反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
E.反应堆核电站-沪科版高二物理下册教案
E.反应堆核电站-沪科版高二物理下册教案一、教学目标1.了解反应堆的构成及其原理；2.掌握反应堆的运行及其控制方式；3.了解核电站的运行及其优点；4.掌握核电站的安全保障措施。
二、教学内容（一）反应堆的构成及其原理1.核反应堆的定义；2.核反应堆的构成及其原理；3.核反应堆的基本类型。
（二）反应堆的运行及其控制方式1.反应堆的运行条件；2.反应堆的控制原理；3.反应堆的保护措施。
（三）核电站的运行及其优点1.核电站的组成及其作用；2.核电站的运行原理；3.核电站的优点。
（四）核电站的安全保障措施1.核电站事故的原因及其类别；2.核电站的应急措施；3.核电站的安全管理和监控。
三、教学重点与难点（一）教学重点1.反应堆的构成及其原理；2.核电站的运行及其优点。
（二）教学难点1.反应堆的控制和保护措施；2.核电站的安全保障措施。
四、教学方法1.讲授法；2.实验法；3.互动探究法。
五、教学过程（一）反应堆的构成及其原理1.核反应堆的定义：通过核裂变从而获得能量的设备。
2.核反应堆的构成及其原理：核反应堆主要由反应堆堆芯、控制装置、冷却剂系统、热交换器和辅助设备等五个部分组成，反应堆堆芯由核燃料、热交换器和控制器构成，核燃料主要是铀、钍、钚等放射性物质，通过控制器的控制使得核燃料发生核裂变从而释放出能量，这个能量通过热交换器传递给冷却剂进行热交换，冷却剂被加热后通过冷却系统冷却再进入反应堆堆芯再次进行热交换。
3.核反应堆的基本类型：按照燃料的形态分为固体堆和液态堆；按照反应堆的冷却剂不同分为气冷堆、水冷堆和液态金属冷堆等多种类型。
（二）反应堆的运行及其控制方式1.反应堆的运行条件：可控核连锁反应和维持聚变反应条件的能量水平。
2.反应堆的控制原理：反应堆运行时，由于裂变反应释放出大量中子，这些中子再与其他核素发生碰撞后会引起更多的裂变，如果不采取控制措施，核裂变反应将失控，导致反应堆事故。
为了控制反应堆的反应速率和反应堆的输出功率，必须采用控制器来对中子进行控制。
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“污染大国” 我国大气污染
属煤烟型污染。 排入大气中90
％的SO2、70 ％的烟尘、85 ％的CO2来自
于燃煤
1000 2000 3000 4000 5000 6000 CO2排放量（百万吨）
2. 核电站：
优点：①污染小；②可采储量大；③比较经济
经济、安全、干净
缺点：①一旦核泄露会造成严重核污染；
将建的三门核电站厂址
中国第一个输出的核电站巴基斯坦恰希玛核电站
一台30万千瓦 机组的压水堆
核电站
反应堆在其他方面的应用： 1. 利用核能 2. 利用中子 3. 生产钚239
核动力舰船威的力源无动穷力的—原—子推进器
裂变核能
✓续航力长 ✓无须空气助燃
✓游舰弋船地推球进力
✓不换燃料
压水堆型舰船核动力推进装置
控制棒 稳压器
反应堆
燃料组件
压力容器 冷却剂泵
安全壳
发电机 汽轮机 冷凝器
典型核电站回路及主要设备
能量转化
核能 动ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ装置
发电机
电能
蒸汽的动能（热能） 汽轮机
机械能
反应堆——核电与火电的主要差别
核燃料
替代
煤
燃料组件
压水堆燃料组件
重水堆燃料组件
控制棒
秦山核电二期控制棒
蒸汽发生器
汽轮机
发电机
海底蛟龙――核潜艇
✓隐蔽性、机动性好 ✓水 下 长 期 潜 航 、 自 持力、续航力和航速 高
宇航、卫星中的核电源
核电池
核电池是利用放射性同位素的射 线被物质吸收产生热能，并通过热 －电转换设备获得电力。
空间核电站
空 间 热 离 子 核 反 应 堆
火箭核推进发动机
核能供热
低温核供热站
核能海水淡化
俄罗斯引进的 两台100万千 瓦机组的压水
堆核电站
广东岭澳核电站
法国技术的两 台90万千瓦机 组的压水堆核
电站
近期将建的核电站
我国将于2010－2020年，在山东 省海阳、广东省岭澳、浙江省三 门、福建、江西和安徽等省的计 划建造百万千瓦级核电站。国家 计划到2020年核电装机容量将要 达到3200万千瓦（相当于20多个 百万级核电机组）。
第十二章：物质的微观结构
E．反应堆 核电站
“反应堆”- “Pile” -- Reactor
第一个反应堆 “Pile”
世界上第一座链式 核裂变装置是费米在美 国芝加哥大学的足球场 上建造的，慢化材料采 用了石墨，核裂变材料 被放在其中，由于石墨 被堆成一个堆，故称为 “反应堆”。
实际上应称为“原 子锅炉”，或“原子炉 ”
燃燃料料芯芯块块
控制棒 燃料组件 返回
❖ 安置核材料的物 体—燃料棒；
❖ 冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂；
❖ 使中子慢化的物
控制棒❖ 组体控件—制慢中化子剂数；量，
即控制功率的物 体—控制棒。
反应堆是如何被控制的
• 核燃料的点火
– 中子发生器首先启动，发出自 由中子，引发链式反应。
• 反应堆的停止
核污染是指由于各种原因产生核泄漏甚至
核爆炸而引起的放射性污染。其危害范围 大，对周围生物破坏极为严重，持续时期 长，事后处理危险复杂。如1986年4月，前 苏联切尔诺贝利核电站发生核泄漏事故， 13万人被疏散，经济损失达150亿美元。
2. 核电站：
优点：①污染小；②可采储量大；③比较经济
经济、安全、干净
缺点：①一旦核泄露会造成严重核污染； ②核废料处理困难
世界核电厂分布图
各国核电发电比例
韩国 日本 美国 德国
法国
我国计划到2020年核电将达到4%的电力比例 中国
我国的 核电站：
秦山、大亚湾、岭澳（在建）、 田湾（在建）
秦山核电站
我国自行设计、建造 的第一座核电站，位
于浙江海盐县
一台30万千瓦 机组的压水堆
海水淡化反应堆装置原理图
利用核能冶炼钢铁
核电站
广东大亚湾核电站
法国引进的两 台90万千瓦机 组的压水堆核
电站
我国第一座 中外合资核 电站，位于 广东深圳市
秦山核电站二期工程
我国自行设计 的两台60万千 瓦机组压水堆
核电站
秦山核电站三期工程
我国第一座重水 反应堆核电站
加拿大引进的 两台70万千瓦 机组的重水堆
核电站
国内其他核电站
江苏田湾核电站
费米
1．反应堆：
用人工方法控制核裂变链式反应并获得核能的装置 。
反应堆的组成：
燃料棒（铀棒）、减速剂（石墨、重水、普 通水：将快中子变为慢中子） 、控制棒（镉 棒：吸收中子能力强）、冷却系统、防护层 （很厚的水泥：防止射线危害人体）。
反应堆的组成
燃料组件 燃料棒
燃料组件
控制棒
冷却剂（慢化剂）人口
– 大量的中子被可裂变材临料界以体外积
的材料吸收掉后，链式反应就 不能延续
插入控制棒 • 反应性控制（功率调节）
– 反应性控制是指控制反应堆偏 离临界的程度。
移动控制棒
控制棒 燃料组件
反应堆
2. 核电站：
利用反应堆中的核燃料裂变放出的核能转变为 电能的发电厂。
核电站动力回路
主蒸汽管道 蒸汽发生器
2. 核电站：
• 组成： 核岛、常规岛、配套设施
2. 核电站：
• 优点？ 《练习册》P34 #8
核能－－ “无穷”的能
核裂变能
源
铀、钍矿石
如全部利用， 能供使用
2400～2800
年
海洋
核聚变能
40亿万吨 2千多亿吨
氘（来自海水）、锂
如实现可控核聚变，
能供使用上千亿
年
英国 印度 德国 日本 俄罗斯 中国 美国