四代先进核能系统以及高温气冷堆(林立志)

中科院上海应用物理研究所硕士招生简章

中科院上海应用物理研究所硕士招生简章研究所简介中国科学院上海应用物理研究所(以下简称上海应用物理所)的前身是成立于1959年的中国科学院上海原子核研究所，2003年6月经国家批准定为现名。上海应用物理所是国立综合性核技术科学研究机构，在核科学技术领域从事面向世界科技前沿和国家战略需求的基础与应用研究，开展原始创新和集成创新，致力于钍基熔盐堆核能系统的研究发展，致力于同步辐射光源和自由电子激光的大科学装置研制、运行与利用，致力于核科技前沿交叉的研究与核技术应用，以期将研究所建成我国独具特色、不可替代和具有国际竞争力的研究机构。上海应用物理所是国家重大科技基础设施——上海光源(SSRF)的工程承建和运行单位，并建有“中国科学院核辐射与核能技术重点实验室”、“中国科学院微观界面物理与探测重点实验室”、“上海市低温超导高频腔技术重点实验室”;拥有两大园区，分别坐落于上海市科技卫星城嘉定区和浦东张江高科技园区，占地面积共700余亩。上海应用物理所目前的三个战略重点是：(1)中科院战略性先导科技专项“钍基熔盐堆核能系统”，战略性先导科技专项不仅是中科院知识创新工程新征程的一个突破点和着力点，更是国家面向未来的一项战略安排，是对我国未来发展具有战略性、全局性影响的项目。(2)光源大科学装置集群建设及科学研究，包括上海光源后续线站、X射线自由电子激光装置、用于肿瘤治疗的质子加速器研制以及开展相关跨学科研究。今后5-10年是大科学装置重要的发展时期，依托上海光源、上海X射线自由电子激光装置等，建设国际上最重要的光子科学中心之一，使之成为对提升国家科技竞争力具有重要意义的综合性科研基地，是研究所重要的发展目标之一。(3)核科技与前沿交叉研究取得一系列有影响力的研究成果，核技术在材料科学、凝聚态物理、核物理、水科学、生物物理、化学等方面的应用日益广泛，促成新兴交叉学科的蓬勃发展。截至2012年底，中国科学院上海应物所共有在职职工1090人。其中科技人员944人，包括中国科学院院士2人、研究员及正高级工程技术人员96人、中国科学院“百人计划”入选者15人;国家杰出青年科学基金获得者5人;“973”项目首席科学家5人。上海应物所是1981年国务院学位委员会批准的博士、硕士学位授予权单位之一，现设有核科学与技术、物理学等2个专业一级学科博士研究生培养点，无机化学专业二级学科博士研究生培养点，核科学与技术、物理学、化学等3个专业一级学科硕士研究生培养点，还设有光学工程、电子与通信工程、核能与核技术工程、生物工程等4个专业二级学科专业学位硕士研究生培养点，并设有核科学与技术、物理学等2个专业一级学科博士后流动站，共有在学研究生361人(其中硕士生185人、博士生176人)、在站博士后16人。上海应用物理所是上海市核学会、中国核学会辐射研究与辐射工艺学分会的挂靠单位;主办《核技术》、《核科学与技术》(英文版)、《辐射研究与辐射工艺学报》等学术刊物。研究所为研究生培养提供了良好的学习和科研环境。硕士研究生的学位课程教育在中国科技大学研究生院进行，博士研究生的学位课程教育由中国科学院研究生院上海教育基地承担。学位论文的选题均结合导师承担的科研和开发项目，能为学生开展创新性的论文研究工作提供良好的科研条件和技术支持。研究所日益广泛的国际交流与合作也给学生提供了良好的科研机遇，越来越多的学生出国参加国际性学术会议，优秀学生被选派到美国、欧洲、日本、澳大利亚等国家从事3-12个月的国际合作研究。

第四代核能系统的研究开发

第四代核能系统的研究开发近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约（Charter），约定共同合作研究开发第四代核能系统（Gen Ⅳ）。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷。第四代核能系统开发的目标是要在2030年左右创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环也包括在内，组成完整的核能利用系统。 GIF主要是由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界的专家所组成，自2000年至2002年三年中，先后有100多名专家开过八次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是： 1、核电机组比投资不大于1000美元/KW，发电成本不大于3美分/KWh，建设周期不超过三年； 2、非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施； 3、尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受； 4、核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估； 5、要有全寿期和全环节的管理系统； 6、要有国际合作的开发机制。 GIF在2002年5月在巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。属于热中子堆的是：超临界水冷堆（SCWR， Supercritical water-cooled Reactor）很高温气冷堆（VHTR， Very-high-temperature gas-cooled reactor）

第四代核反应堆系统简介

第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应

核电厂主要生产系统

核电厂主要生产系统核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。

这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

甘肃武威核电项目延请道士“作法‘’,你还真不能小瞧他

甘肃武威核电项目延请道士“作法”，你还真不能小瞧了他—— 2018年4月26日上午，甘肃武威“钍基熔盐堆核能系统”项目在当地举行启动仪式，施工方邀请了道士参加，举行了传统的驱邪降福仪式。项目开工，搞一个祭祀祈福的仪式，希望它造福社会，不要成为流害，是很正常的事情，本来无可厚非，但这一举动竟然遭到了吃瓜群众的白眼，舆论由此迅速发酵。到后来，中科院也不得不出面道歉，以此来平抑舆情。事发地点为甘肃省武威市“钍基熔盐堆核能系统（TMSR）项目”的奠基现场，其选址为民勤县红砂岗，是一处戈壁滩。从网帖的图片中可以看到，现场设有供桌，上面放着祭品，一个一身道士打扮的人手持法器，做出各种动作。最后，现场还烧了一堆符纸。舆论的看点，在于把这一仪式看成了“封建迷信”活动，高技术的项目与“封建迷信”紧密挂钩，由此吸引了大量的眼球。然而，道士到此一游，真的就成了“封建迷信”了吗？道士的日常活动，代表的就是“封建迷信”，这一说法对吗？要解决这一疑问，先要澄清如下几个主题词：其一，关于武威武威位于甘肃省的中部，在中国科技史上，其地位极为特殊。武威是中国传统科学的一处重要发源地，比如，如今传世的瓷器、建筑艺术、造纸术、武术、空气的发现、天文学、矿山开采术、优生优育、生命科学，等等，都是首先在武威这里生发出来并传播到世界各地的。因为武威这座城市，中国在东汉的时候成为了世界的科学中心。这里是神圣的科学殿堂。武威是中国历代科学家的灵魂所在，与中国的科学事业的发展紧密相关。中国历史上“三茅”之一的茅固，以及天师张道陵、张衡等人都埋骨于此，这些人都是为中国科学和中国文化做出卓越贡献的历史人物，成就绝不逊色于当代任何一位科学家和文化名流。如今，一个高技术项目在武威上马，对当地来说无疑是一件大事。于此通报神灵，请求神灵护佑，原本是人之常情，比如，南宋陆游就说过“王师北定中原日，家祭无忘告乃翁”的话吧？可见，有关部门行大事之前祭祀神灵的做法并不过分。尤其在武威这个特殊的地理位置，祭祀活动实属必要，甚至不可或缺。其二，关于画符念咒画符念咒，是一个古老的说法，现在称为“贴标语”“喊口号”，有其特殊的作用。画符念咒，是“贴标语”“喊口号”早期的形式，只是说法不同而已。大凡有一定阅历的人，哪个没贴过标语，哪个没喊过口号？所以，不能将自己不理解的东西都简单地理解成是“鬼画符”。外国人看不懂中文，在外国人眼中，中文岂不就是“鬼画符”？同理，中国人看不懂外文，那么，外文岂不也都成了“鬼画符”？道士现场画符念咒，表达了一种真挚祝福的理念。这没什么值得反对的。那些反对的人，难道是不希望项目成功、让当地的百姓过得更好吗？其三、关于歃血为盟祭祀现场，人们还宰杀了一只羊，也表达了祭祀的理念。血，是生命的象征。鲜血能使人猛醒，提醒人们一举一动都要珍爱生命，要为亿万生灵负责。古时歃血为盟，就是立志要上下一心，众志成城，把事情做好、做成功。可见，宰羊的行为，是一种盟誓，表达了一种信念，也没什么可反对的，并没有什么可质疑之处。其四、关于道教和道士

第四代核能系统的特点及其热力循环

第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。 2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。 1.超临界水冷堆（SCWR） SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率 SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。功率、温度和压力的控制上有很大挑战，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机的节流压力控制等。需要研究电站的启动过程，防止启动过程出现失控。 2.超高温气冷堆（VHTR） VHTR是高温低冷对的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。其燃料可承受高达1800度高温，冷却出口温度可大1000度以上。VHTR具有良好非能动安全特性，热效率可超过50%，经济上竞争力强。VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。 VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度，仍有许多技术上有待解决的问题，在这种超高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料研发，以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求；事故时燃料温度最高可达1800度；最大燃耗可达150到200（GWD/MTHM)。 3.熔盐反应堆（MSR）熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。氟化物传热性能好，无辐射，与空水、水都不发生剧烈反应。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，在通过第三热交换器传给能量转化系统。参考电厂的电功率是百万千瓦级。堆芯出口温度700度，也可达800度，以提高热效率。

钍元素核能开发新思路

钍元素：核能开发新思路福岛核危机，让全世界对核电安全充满了担忧。德国等一些国家甚至宣布要在不久的未来放弃使用核能。寻找更清洁、更安全的能源获得方式，成为人们更加关心的问题。不久前，英国《每日邮报》报道说，世界上已知的钍元素储量可以至少为全球提供1万年的能源支持。目前，英国科学家们已经在曼彻斯特南部的柴郡平原，建起了一个用于研究钍的小型加速器——EMMA，目的是寻求用钍代替铀作为新型核燃料的方式为解决人类未来的能源需求，人类研究应用铀和钚的核电技术已经有六七十年了，虽然核电相对于煤电有其不可替代的优点，但是安全性和核废料的处置两大问题一直引起广泛关注。翻开核能利用的研究发展史，我们注意到科学家早在上世纪50至70年代就研究过钍元素，它作为核燃料应用有很多独特优点，如果拿它来发电，既安全又绿色，是铀和钚最理想的替代品。储量大、易提炼、更清洁 1吨钍能抵200吨铀的能量虽然钍元素本身不是裂变物质，但研究发现，一个普通的钍-232原子核吸收一个中子就会变成钍-233，它很快就经历两次β-衰变，变成铀-233，这可是一种长寿命的易裂变物质。而相比于铀元素，用钍做核燃料还有很多天然优势。第一，地壳表面的钍就是钍-232，几乎不含钍的其它同位素，在原料提取中十分方便，与从天然铀中浓缩只占0.7%的铀-235相比，省了非常费事又成本高昂的一步。第二，自然界里的钍主要存在于独居石中，而独居石易于开采而且比铀矿丰富得多。据测算，天然铀里的铀-235只够人类使用几十年。除非现在开始投资另外建设一种增殖反应

堆，让占天然铀99%以上的不可裂变的铀-238变成可裂变物质钚-239，那才能延长天然铀的使用年限。而有资料称，钍的估计储量是铀储量的3至4倍。第三，钍在核反应中能更充分地释放能量，有资料显示，一吨钍裂变产生的能量抵得上200吨铀。研究还发现，使用钍来发电只产生相当于传统核电站0.6%的辐射垃圾。有毒的放射性废料大大减少，而且这些核废料只需存放三百年，其后的毒性已经很低，不像使用铀的反应堆那样，有的核废料放射性长达万年以上。因为自然界里存在的钍几乎全部是不可裂变的钍-232，如果要建造一个使用钍作为燃料的“钍基反应堆”，必须让钍-232接受辐照令其转变为铀-233，随后铀-233吸收中子开始它的链式反应。要实现这一点，目前世界上主要有三种设计思路。思路之一改造现有核电站使用铀钍混合燃料要想钍基反应堆中的钍-232持续不断地转变为铀-233，关键是要提供足够强的中子源来辐照它。现在正在运行的核电站的铀基反应堆就是强大的中子源。如果将钍嵌入低浓缩铀的核反应堆中，只要设计得当，就可以改造成为铀钍混合的核反应堆，高的中子通量不但够维持链式反应的需要，而且还有足够多的中子让钍-232持续生成新的铀-233，实现可裂变物质在堆内的不断增殖。将目前正在运行的铀基核电站反应堆，改造成为使用铀钍混合燃料或钚钍混合燃料，这是一种容易想到的思路。这种主张认为，改造现在已经成熟运行的核电站，总比重新设计新的要得心应手得多，况且也较为节省。一家名为Lightbridge的公司，提出了这样一种设计思路：在堆芯位置放入一些浓缩铀棒作为产生链式反应的“种子棒”，外围则由氧化铀和氧化钍混合原料制成的棒所包围，这样，链式反应持续进行的同时，实现了利用钍使燃料增殖并同时参与链式反应，使反应堆的输出功率提高三分之一。

中国科学院A类先导科技专项

中国科学院A类先导科技专项和承担的国家科技重大专项简介一、A类先导科技专项战略性先导科技专项，是中科院在中国至2050年科技发展路线图战略研究基础上，瞄准事关我国全局和长远发展的重大科技问题提出的，是集科技攻关、队伍和平台建设于一体，能够形成重大创新突破和集群优势的战略行动计划。 2010年3月31日，国务院第105次常务会议审议通过中国科学院“创新2020”规划，确认中科院组织实施战略性先导科技专项，形成重大创新突破和集群优势。 1.干细胞与再生医学研究 “干细胞与再生医学研究”是现代生命科学发展的前沿，2011年中科院已将其列为战略性先导科技专项之一。战略性先导科技专项实施以来，在“细胞谱系的建立与发育调控”、“功能性细胞获得的关键技术”、“人工组织器官构建”、“干细胞应用策略的集成研究”四个项目取得的阶段性进展。 2.未来先进核裂变能中科院于2011年启动了"未来先进核裂变能"战略性先导科技专项，其中ADS嬗变系统项目和钍基熔盐堆(TMSR)核能系统项目作为其两大部署内容。加速器驱动次临界系统(ADS,Accelerator Driven Sub-critical System),以加速器产生的高能强流质子束轰击靶核

(如铅等)产生散裂中子作为外源中子驱动和维持次临界堆运行,具有固有安全性。ADS系统的中子能谱硬、通量大、能量分布宽,嬗变长寿命核素能力强,既可大幅降低核废料的放射性危害,实现核废料的最少化处置,同时还有能量输出,可以提高核资源的利用率,被国际公认为核废料处理的最有效手段。钍基熔盐堆(TMSR)核能系统项目研究目标是研发第四代裂变反应堆核能系统，计划至2020年之前建成2MW钍基熔盐实验堆，形成支撑未来TMSR核能系统发展的若干技术研发能力,并解决钍铀燃料循环和钍基熔盐堆相关重大技术挑战,研制出工业示范级钍基熔盐堆,实现钍资源的有效使用和核能的综合利用。 3.空间科学国务院第105次常务会议审议通过中国科学院“创新2020”规划后，中科院即启动实施的空间科学战略性先导科技专项。空间科学先导专项将部署以下7个研究项目。（略） 4.应对气候变化的碳收支认证及相关问题应对气候变化的碳收支认证及相关问题，作为2011年首批启动的A类先导科技专项之一。该专项针对我国应对气候变化与碳减排的国际谈判以及国家可持续发展最佳途径选择等重大科技需求,有效组织中科院和相关高校及部委相关单位多学科交叉的优势力量,深入研究我国的陆地碳收支定量认证、碳增汇潜力与速率、增汇技术与措施以及未来全球增暖情景与大气温室气体浓度关系的不确定性等重大科学技术问题。由此形成支撑我国应对气候变化的温室气体减排增汇、国家可持续发展战略决策的数据资源体系、科学知识体系和技术支持体系;全面提升我国在温室气体

我国第四代核裂变反应堆核

我国第四代核裂变反应堆核“芯”技术取得重要突破日前从中科院核能安全技术研究所了解到，该所先进核能研究团队在第四代核裂变反应堆堆芯核心技术上取得重要突破，研发出新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题。这一成果打破了国外相关技术垄断，实现了第四代核裂变反应堆核心技术自主掌握。铅基堆被“第四代核能系统国际论坛（GIF）”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代核裂变反应堆。得益于铅基材料优良的中子物理和热物理特性以及稳定的化学性质，铅基堆在产能安全性和经济性方面具有突出优势，还具有良好的核废料“焚烧”处理能力和核燃料增殖能力，是一种能够实现多种应用和可持续发展的先进核能系统。西方多个国家目前正积极推动铅基堆工程化应用，计划本世纪二十年代实现商业示范。燃料组件及包壳是铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。由中国核学会理事长李冠兴院士、上海大学周邦新院士、华中科技大学李德群院士及行业内知名专家组成的专家组，近日对中科院核安全所自主研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”进行了成果鉴定。专家组一致认为：中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现了自主化研发，填补了国内空白，其中新型包壳材料的耐高温和耐腐蚀性能处于国际先进水平，对促进我国液态金属冷却反应堆创新发展具有重要意义。据介绍，铅基堆已被选作中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能－ADS 嬗变系统”和国家“十二五”重大基础设施建设项目“加速器驱动嬗变研究装置”的反应堆系统。中科院核安全所负责“ADS嬗变系统”中铅基堆的研发工作，目前已经完成了反应堆系统详细设计及主要技术研发，并在核心设计理念与关键设备研制方面实现了突破，具备了铅基堆工程实施能力。

我国快堆和第4代先进核能系统

重大核科学工程

中国实验快堆（CEFR）我国快堆和第4代先进核能系统徐钅米 2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。它们的技术基础不同。世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，已积累了350快堆·年的运行经验，工程技术已近成熟；熔盐堆只建过实验堆；其它4种堆型从未建造，其中铅冷快堆仅于20世纪六七十年代建造过类似于铅冷的铅铋冷却潜艇用快堆十一二座，因冷却剂工艺问题，运行并不成功。 2001年以来，“第4代”在两个世界性的技术合作组织INPRO（反应堆与燃料循环创新国际计划）和GIF（第Ⅳ代先进核能系统国际论坛）组织下，近30个核能国家参于合作开发，至今尚未有任何“第4代”堆型完整的设计，但已有对“第4代”比较明确的定性目标，即可持续性、经济性、安全性和可靠性及防核扩散和实体防卫。 1）可持续性 “第4代”的要求是：能提供清洁、可持续的核能，能为世界长期使用和对核燃料实现有效利用；应能处理好核废物，并使核废物量最小化，特别是减少核废物长期管理的负担，从而改进对公众和环境的保护。在各种反应堆堆型中，快中子反应堆是唯一能实现工程意义上燃料增殖的堆型，且能嬗变长寿命核废物核素。我国选择的钠冷快堆采用合金燃料，有最高的燃料增殖能力，不仅能使我国核能可持续发展，且能满足我国核能快速增长的需求，比如，到2050年，可使我国核电发展到240 GWe 或以上。在我国核能发展的战略研究中，准备用我国原型快堆规模的快堆，一址多堆、模块化建造焚烧堆，以焚烧长寿命次量锕系核素（MA）和嬗变长寿命裂变产物（LLFP）。 2）经济性 “第4代”的要求是在整个寿期的投资上明显地优于其它能源系统，应在投资风险方面能与其它能源系统不相上下。我国快堆工程发展尚在实验快堆阶段，以后将逐步发展到原型快堆、经济验证性快堆阶段，并力争主要技术选择的一致性，以此减小商用快堆的技术经济风险，并逐步达到优化和简化系统使快堆有好的经济性。实际上，目前已有快堆工程经验的国家正在建造和设计的快堆已有可与当前轻水堆竞争的可能性了。 3）安全性和可靠性 “第4代”应有更优良的安全性和可靠性，有非常低的堆芯损坏程度，应消除厂外应急的需要。我国钠冷快堆的设计指导思想是充分利用快堆固有安全性和尽量采用非能动安全的工程措施，如对中国实验快堆采用了非能动余热导出系统，对中国原型快堆和经济性验证快堆将会增设非能动停堆系统以应对其可能的正钠空泡效应，保证在任何设计事故下钠不沸腾，堆芯不熔化。计算结果指出，中国实验快堆的堆芯熔化概率已低到每堆·年4×10－7，且设计事故甚至超设计事故下均不需要厂外应急。

专题(50)原子核(解析版)

2021年（新高考）物理一轮复习专题强化练专题（50）原子核（解析版）一、选择题（本题共17小题，每小题6分，满分102分。在每小题给出的四个选项中,有一个或一个以上选项符合题目要求,全部选对的得6分,选不全的得3分,有选错或不答的得0分。） 1.(多选)下列应用是把放射性同位素作为示踪原子的是() A.利用钴60治疗肿瘤等疾病 B.γ射线探伤 C.利用含有放射性碘131的油检测地下输油管的漏油情况 D.把含有放射性元素的肥料施给农作物用以研究农作物吸收养分的规律【答案】CD 2、如图甲是α、β、γ三种射线穿透能力的示意图，图乙是工业上利用射线的穿透性来检查金属内部伤痕的示意图，请问图乙中的检查利用的是() A.α射线 B.β射线 C.γ射线 D.三种射线都可以【答案】C 【解析】α、β、γ三种射线中α射线电离能力最强，γ射线穿透能力最强，因此用γ射线来检查金属内部的伤痕，故选C。 3.(多选)下列说法正确的是() A.天然放射现象说明原子核内部具有复杂的结构 B.α粒子散射实验说明原子核内部具有复杂的结构

C.原子核发生β衰变生成的新核原子序数增加 D.氢原子从能级3跃迁到能级2辐射出的光子的波长小于从能级2跃迁到基态辐射出的光子的波长(氢原子的能级公式E n＝1 n2E1，n＝1,2,3，…) 【答案】AC 【解析】天然放射现象说明原子核内部具有复杂的结构，A正确.α粒子散射实验说明原子具有核式结构，B 错误.根据电荷数守恒、质量数守恒知，β衰变放出了一个电子，新核的核电荷数增加1，即原子序数增加，C正确.氢原子从能级3跃迁到能级2辐射出的光子的频率小于从能级2跃迁到基态辐射出的光子的频率，故从能级3跃迁到能级2辐射出的光子的波长大于从能级2跃迁到基态辐射出的光子的波长，D错误. 4.(多选)下列有关说法正确的是() A.铀核发生α衰变时，释放出α粒子和一定的能量，目前核电站利用的就是这一自发释放的能量 B.如果利用紫光照射某种金属可以发生光电效应，改用红光一定不能发生光电效应 C.氢原子由较高能级跃迁到较低能级时，会释放出一定频率的光子 D.机械波和电磁波都具有干涉、衍射的特性【答案】CD 【解析】核电站利用的是铀核的裂变反应释放的能量，选项A错误；紫光的频率大于红光，如果利用紫光照射某种金属可以发生光电效应，则改用红光不一定能发生光电效应，有可能发生光电效应，选项B错误；氢原子由较高能级跃迁到较低能级时，会释放出一定频率的光子，选项C正确；机械波和电磁波都具有干涉、衍射的特性，选项D正确. 5.(多选)下列说法正确的是() A.分别用X射线和绿光照射同一金属表面都能发生光电效应，则用X射线照射时光电子的最大初动能较小 B.用升温、加压或发生化学反应的方法不能改变放射性元素的半衰期 C.以m D、m p、m n分别表示氘核、质子、中子的质量，则m D＝m p＋m n D.天然放射现象中的γ射线是原子核受激发产生的【答案】BD 【解析】分别用X射线和绿光照射同一金属表面都能发生光电效应，由光电效应方程：E k＝hν－W0，则用

第四代核能系统介绍

目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段

清华大学工程物理系能源专家讲座—先进核能系统与反应堆物理

“领异标新二月花” ——《先进核能系统与反应堆物理研究方法》报告感想核能基于基础科学发现，起步于军事应用。从微观粒子的相继发现到费米提出链式反应的基本观念，再到1942年芝加哥大学实现可控链式核裂变反应，1954年前苏联OBNINSK核电站成功并网发电。从第一代核反应堆到如今的第三代到不久的未来的第四代反应堆，核能系统不断走向更加先进。今天，王侃教授给我们带来了“先进核能系统与反应对物理方法发展”的讲座，是我们对核能系统和核反应堆物理又增进了了解。光有核裂变是没有裂变核能的，裂变核能的实现需要有链式反应。反应堆的定义是能维持可控自持（续）核裂变链式反应的装置。所以研究的核心内容是如何使可控的链式核裂变反应自持下去。从中子的角度，即要达到平衡，所以要定量设计系统。开始的种子从哪里来呢？目前有五种产生中子方式：自发裂变、水慢化动力堆启动（含10^5kg的U238）、中子诱发裂变，强流质子加速器、中子衰变。而快堆比热堆对于铀资源利用率更高，且可以焚烧掉一些核废料，比功率比热堆大。冷却剂不同。从中子模型到裂变，再到链式核裂变，这一系列的技术发展，为后来的链式核裂变的实际应用打下基础。在1942年建立反应堆，实现可控的链式核裂变反应，由科学研究到“可控”，即到了工程应用领域。然后王教授说：我们现在要两条腿走路，要建造与研发一同进行。下一个问题就是第四代反应堆代际的标准。怎么叫第四代？达到四类标准：可持续经济性、安全与可靠性、防核扩和物理实体保护标准。然后王侃老师谈了很多关于反应堆物理与方法。物理与核物理区别，但又有关系，核物理是反应堆物理基础，核物理学的研究内容是反应堆物理的起点，比

核电发展可分为四代

世界核电站可划分为四代录入时间：2008-3-25 作者：snpec 第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。第三代核电站: 对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表：第三代核电站美国欧洲 EPR 能动核电站：System 80+, APR1400,APWR1600，ABWR， ESBWR 非能动核电站：AP1000 EP1000 第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。第四代核能系统: 第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确；2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明” 。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：第四代核能系统代号中子能谱燃料循环

EPR先进的核反应堆

EPR —先进的核反应堆 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREVA集团的子公司）。法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。一、EPR实现了三大目标： 1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。 2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。 3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。二、EPR的主要特征 1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。 2、 EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。 3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。 4、EPR属压水堆技术。法国在运行的核电站都是压水堆。目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。 5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量； 6、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。 7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备。三、经济性能更高 EPR的发电成本将更低，比N4系列反应堆低10%。主要优化措施是： 1、 EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦）更高。 2、建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。 3、能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。 4、EPR技术寿期将达到60年。 5、提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的铀，废物产量因此降低。同样，也降低了核燃料循环（从铀浓缩到后处理等各个环节）的费用。 6、EPR降低了运行费：由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平，减少了人工干预；设备布局更合理，便于进入工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停

2020年我国核能发展路线图

针对三大"瓶颈" 中科院拟定我国核能发展路线图核能具有绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势已被世人公认，从20世纪90年代开始，全球核能迎来发展的春天，而近年来我国更是将“积极发展”核能列入了中长期发展规划的战略重点之一。据国家发展和改革委员会2007年10月通过的《核电中长期发展规划（2005-2020年）》，到2020年，我国核电运行装机容量争取达到4000万千瓦；仅仅3年之后的今天，这一目标已经不能满足社会经济发展的需要，据有关专家透露，到2020年，中国核电装机容量将达7000万～8000万千瓦，到2030年，核电装机将提高到2亿千瓦，2050年则将提高到4亿千瓦。可以预见，我国核能长期持续发展的主要瓶颈是“核废料处理”、“核燃料稳定供给”和“核科学工程人才”。近来，中国科学院针对这些核心问题，提出了以建立ADS（加速器驱动的次临界系统）嬗变系统和钍基核能系统为最终目标的“未来先进核裂变能”战略性先导科技专项，希望通过开展基础性、前瞻性和战略性的先导专项研究，储备未来先进核能的核心技术和人才，并与我国已有或正在部署的其他重要内容一起，构成我国近中远相结合的核能发展完整布局，保障其长期持续发展。利用ADS系统嬗变长寿命核废料根据我国的核电中长期发展规划和相关预测，我国的核电发展速度将远远高于世界核电发展的平均速度。目前全球在建的28个核电站中，17个在亚洲，而我国就占其中的12个。

有关专家给记者算了一笔账：一座1GWe的核电站，按一年使用25吨浓缩铀计算，则每年卸出燃烧过的乏燃料约25吨，其中，可再利用的铀（其中含1%235U）约为23.75吨，钚约200公斤，中短寿命的裂变产物（FPs）约1吨，寿命长达百万年的次锕系核素（MAs）约20公斤，长寿命裂变产物（LLFPs）约30公斤。目前，我国《核电中长期发展规划（2005-2020）》的调整方案正在等待国务院最后审批。其2020年的保守目标是运行75GWe（1GWe=1百万千瓦）、在建30GWe，努力目标则是运行80～100GWe。按保守目标估算，到2020年的核乏料累积存量为0.75万～1.25万吨；按努力目标计算，则达到2.0万～2.5万吨，其中钚160～200吨、MAs16～20吨、LLFPs24～30吨。那么，在快速发展核电的同时，如何安全地处理处置长寿命核废料？美国作为世界上核电规模最大的国家，采用的是被称为“一次通过”的方案，也就是核乏料从核电站反应堆内卸出并经冷却后，直接进行永久性地质深埋储存。该方案的出发点是不分离核乏料中的钚，以免核扩散；但这种方案也浪费了核乏料中仍可使用的核燃料，而且建设和运行地质处置库的成本极高。更为严重的是，核废料的放射性寿命长达上百万年，“在如此长的时间内，它们对整个生物圈的放射性危害难以预估和控制。”相关专家表示。因此，美国的“尤卡山计划”在实施22年后于2009年9月被奥巴马政府终止。法国是世界上核电占全国总发电量比例最高的国家，达到80%。