PDF《一、核能重大计划介绍 二、先进裂变能》

4亿千瓦 在役机组 >

70座24 0.254

11 中国

42 3.72

436 全球

2050 2020 在建核电 机组数 装机容量 (亿千瓦) 运行核电 机组数 中国核电现状与规划 裂变能的两个关键问题 核能要实现长期持续发展, 必须解决两个关键问题: ? 核燃料的稳定供应 ? 核废料的安全处理 核燃料的稳定供应问题 1. 海水、盐湖提铀 海水中溶解的铀是矿藏铀的几百上千倍,但含量极微, 提取成本高.许多基础性技术和方法问题尚待解决. 2. 激光共振提铀 利用激光技术对低浓度铀矿进行再提炼,可使提取效率 提高30%-50%. 但目前技术仍不成熟. 3. 增殖堆技术 (1) 铀钚循环: (2) 钍铀循环: 232Tu和238U在地球上的含量是235U的3―5倍,而且现有大量 238U 库存.增殖反应产生239Pu和233U都是优质裂变燃料. 核废料的安全处理 一座100万千瓦的压水堆电站,每年产生乏燃料约25t;

其中含有: ? 铀约23.75t, ? 钚约200kg, ? 中短寿命裂变产物(FPs )约1000kg ? 还有次锕系核素(MAs)约20kg ? 长寿命裂变产物约(LLFPs)30kg 若装机容量达到1000GWe,则乏料将达2.5万吨 ? 其中含有钚约200吨, ? 次锕系核素(MAs)约20吨?长寿命裂变产物约(LLFPs)30吨 先进裂变能系统 先进裂变能-第四代核能系统 先进核能系统--第四代核能系统候选者 气冷快堆 -GFR 铅冷快堆 -LFR 熔盐堆 - MSR S-冷快堆 -SFR 超临界水堆-SCWR 极高温堆 -VHTR 燃料增殖:快堆系统 核废料嬗变:ADS 核废料处理前后 聚变能 氢循环: 4p->

4He+26.7MeV D+3He →4He(3.67MeV) +p(14.67MeV) D + T → 4He(3.52MeV) + n(14.06MeV) D + D → T(1.01MeV) + p(3.03MeV) D + D → 3He(0.82MeV) + n(2.45MeV) H2 + O2/2 → H2O(2.96eV) 聚变反应堆 聚变 等离子体启动 点火条件:仅用反应产生的、约束在磁场内的α粒子维持反 应所需的温度,而无须外加热. s m n E

3 20

10 5 .

1 ? * >

τ keVs m T n E

3 21

10 3 ? * >

τ Lawson判据:考虑到聚变反应所产生 的所有能量经一定转换效率(一般 设为1/3)返回加热等离子体,并考 虑到轫致辐射损失,得到反应可持 续下去的条件. s m n E

3 20

10 6 .

0 ? * >

τ 等离子体约束 磁约束 引力约束 惯性约束 磁约束聚变装置类型 ? 分类 ? 托卡马克 ? 球形托卡马克 ? 仿星器 ? 磁镜 ? 箍缩装置 ? 紧凑环 ? 内环装置 聚变装置类型在位形-时间平面上的分布 开端装置和环形装置 托卡马克和仿星器的比较 全球性能源危机 托卡马克(Tokamak)是一种利用磁约束来实现受控核聚 变的环性容器.它的名字 Tokamak 来源于环形(toroidal) 、真空室(kamera)、磁(magnit)、线圈(kotushka).最初 是由位于苏联莫斯科的库尔恰托夫研究所的阿齐莫维齐 等人在20世纪50年代发明的. 托卡马克(Tokmak)和球形托卡马克(ST) 磁场能量利用率高 宏观稳定性好 可达到高的比压 未观察到破裂不稳定性 中心螺线管效率低 辐射问题严重 仿星器磁镜装置 我国聚变装置历史 2005年我国加入ITER 超导托卡马克 EAST

2006 物理所、清华 球形托卡马克 SUNIST

2002 西南物理研究院 HL-2A

2002 由1984年的HL-1改装 西南物理研究院 HL-1M

1994 等离子体所 超导托卡马克 HT-7

1991 等离子体所 托卡马克 HT-6M

1984 西南物理研究院 环流器 HL-1

1984 中科院筹建等离子体所 西南585所 超导磁镜 磁镜303

1975 物理所、电工所 托卡马克 CT-6

1974 西南585所 仿星器 凌云