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这是核能简介PPT下载,主要介绍了原子组成;核能定义;平均结合能与质量数关系图;核反应形式;重核裂变;轻核聚变;氘氚原子核的聚变反应;核能发电;核能发电燃料;反应堆组成;反应堆结构形式和分类;核能发电;核电站;世界核电发展现状;大亚湾核电厂;田湾核电厂;我国核电发展前景,欢迎点击下载哦。

可持续发展能源之
核能是不可再生能源。
核能是可持续发展的能源。
核裂变的主要燃料铀和钍的储量分别约为490万吨和275万吨,足可以用到聚变能时代。轻核聚变的燃料是氘和锂,地球上海水中有40多万亿吨氘,地球上的锂储量有2000多亿吨,锂可用来制造氚,足够人类在聚变能时代使用。
原子组成
 所有物质都是由原子构
 成的,任何原子都是由
 带正电的原子核和绕原
 子核旋转的带负电的电
 子构成的。原子核一般
 是由质子和中子构成的,原子核中的质子(即原子序数)决定了这个原子属于何种元素,质子数和中子数之和称该原子的质量数。
核能定义
核能是指核反应或核跃迁时释放的能量
原子核分解为其组成的核子时放出的能量称为核的结合能。把核结合能除以该核内的核子总数,就能得到每个核子的平均结合能。以每种核的平均结合能对每种元素最稳定核素的质量数作图,可以看出结合能与核素的质量数的关系,即每一核子的平均结合能最大的核,其质量数靠近60。质量数小的轻核,如 H、 He、 Li等,以及质量数大的重核如 U、 Pt等,它们的平均结合能都较小。
平均结合能与质量数关系图
核反应形式
因此,使轻核聚变成为质量数中等的核的反应及使重核裂变成为质量数差不多的两个中等质量数的核的反应都会放出大量的原子核能。这是人类利用核能的两条主要途径。聚变反应放出的核能较裂变反应又要大很多。
         核烈变,打开原子核的结合力
        核聚变,原子的粒子熔合在一起
        核衰变,自然的慢得多的裂变形式
重核裂变
 重核裂变是指一个重原子核,分裂成两个或多个中等原子量的原子核,引起链式反应,从而释放出巨大 重核裂变的链式反应的能量。
U-235裂变示意图
重核裂变
例如,当用一个中子轰击U-235的原子核时,它就会分裂成两个质量较小的原子核,同时产生2—3个中子和β、γ等射线,并释放出约200兆电子伏特的能量。如果再有一个新产生的中子去轰击另一个铀-235原子核,便引起新的裂变,以此类推,裂变反应不断地持续下去,从而形成了裂变链式反应,与此同时,核能也连续不断地释放出来。
轻核聚变
轻核聚变是指在高温下(几百万度以上)两个质量较小的原子核结合成质量较大的新核并放出大量能量的过程,也称热核反应。由于原子核间有很强的静电排斥力,因此在一般的温度和压力下,很难发生聚变反应。核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行,故称为"热核聚变反应"。
氘氚原子核的聚变反应
轻核聚变
氢弹是利用氘氚原子核的聚变反应瞬间释放巨大能量起杀伤破坏作用,正在研究受控热核聚变反应装置也是应用这一基本原理,它与氢弹的最大不同是,其释放能量是可以被控制的。
核能发电
核能发电主要利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电,与火力发电极其相似。
核能发电利用铀燃料进行核分裂连锁所产生的热,将水加热成高温高压,利用产生的水蒸气推动蒸汽轮机并带动发电机。
核能发电
 核能发电的能量来自核反应堆中核燃料进行裂变反应所释放的裂变能。
能量转化过程:
核能→水和水蒸气的内能→发电机转子的机械能→电能
核能发电燃料
核燃料主要是铀-235、钚-239、铀-233等重元素。自然界天然存在的易于裂变的材料只有U-235,它在天然铀中的含量仅有0.711%,另外两种同位素U-238和U-234各占99.238%和0.0058%,后两种均不易裂变。另外两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料U-233和Pu-239。   用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。
核能发电
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应,从而实现核能—热能转换的装置。核反应堆是核电厂的 心脏,核裂变链式反应在其中进行。 反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。   
反应堆组成
燃料包壳:为了防止裂变产物逸出,一般燃料都需用包壳包起来,包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。
控制与保护系统中的控制棒和安全棒:为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上,需用吸收中子的材料做成吸收棒,称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率;安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。
反应堆组成
冷却系统中的冷却剂:为了将裂变的热导出来,反应堆必须有冷却剂,常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。
慢化系统中的慢化剂:由于慢速中子更易引起铀-235裂变,而中子裂变出来则是快速中子,所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料,就叫慢化剂,一般慢化剂有水、重水、石墨等。
反应堆组成
反射层:反射层设在活性区四周,它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去,减少中子的泄漏。
屏蔽系统:反应堆周围设屏蔽层,减弱中子及γ剂量。
辐射监测系统:该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。
反应堆结构形式和分类
反应堆根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。
按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆;
按冷却剂分有轻水堆,即普通水堆(又分为压水堆和沸水堆)、重水堆、气冷堆和钠冷堆。
压水堆:采用低浓(铀-235浓度约为3%)的二氧化铀作燃料,高压水作慢化剂和冷却剂。是 目前世界上最为成熟的堆型。
重水堆:重水作慢化剂,重水(或沸腾轻水)作冷却剂,可用天然铀作燃料,目前达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆,我国正建一座重水堆核电站。
沸水堆:采用低浓(铀-235浓度约为3%)的二氧化铀作燃料,沸腾水作慢化剂和冷却剂。
石墨气冷堆:以石墨作慢化剂,二氧化碳作冷却剂,用天然铀燃料,最高运行温度为360℃,这种堆已有丰富的运行经验,到90年代初期已运行了650个堆年。
快中子堆:采用钚或高浓铀作燃料,一般用液态金属钠作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。
核能发电
优点
1.核能发电不会造成空气污染,不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。
2 .核能发电所使用的铀燃料,除了发电外,暂时没有其他的用途。
3 .核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍,故核能电厂所使用的燃料体积小,运输与储存都很方便。
4.核能发电的成本中,燃料费用所占的比例较低发电成本较其他发电方法为稳定。
核能发电
缺点
1.核能电厂会产生高低阶放射性废料,同时核电厂的反应器内有大量的放射性物质,对生态及民众造成伤害。
2.核能发电厂热效率较低,故核能电厂的热污染较严重。
3.核能电厂投资成本太大。
4.兴建核电厂较易引发政治歧见纷争。
核燃料循环
核燃料循环:从核燃料进入反应堆前的制备,经反应堆中燃烧和随后的处理,直至最终处置的过程
核电站
核电站是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
压水堆核电站
以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统,其形式与常规火电厂类似。
压水堆核电站
沸水堆核电站
以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽-给水系统;反应堆辅助系统等。
沸水堆核电站
重水堆核电站
以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类。 重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
重水堆核电站
快堆核电站
由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖。 增殖堆型主要利用核裂变燃料,即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料,它对铀资源的利用率也只有1%—2%;在快堆中,铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用,但考虑到各种损耗,快堆可将铀资源的利用率提高到60%—70%。
快堆核电站
世界核电发展现状
1954年苏联建成世界上第一座电功5000KWe实验性核电厂,1957年美国建成电功率9万KWe的希平港原型核电站以来,世界核电已取得了长足发展。据统计,2006年全世界正在运行的核电机组有441个(其中轻水堆核电机组约占80%,重水堆核电机组约占8%,轻水堆核电机组中压水堆机组占了76%,沸水堆机组约占34%),分布在31个国家或地区,年发电量占世界总发电量的16%。另外,正在建造的核电机组有25台。
世界核电发展现状
目前,世界核电主要分布在北美(美国、加拿大)、欧洲(法国、英国、俄罗斯、德国)和东亚(日本、韩国),这8个国家的核电机组数量占全世界总和的74%,其装机容量则占79.5%。核电装机容量排名前三位的美国、法国和日本的核电机组之和占全世界的49.4%,装机容量占56.9%。
美国核电发展
美国核电发展
美国第一座核电厂建成于1975年12月。近50年来美国总共建成商业核电机组132台,除去已经关闭的28台目前仍在运行的有103台,居世界之最。它们分布在美国的31个州(见图4)2006年美国核能发电量约为7804亿千瓦小时,占全国总发电量的19.3%。
法国核电发展
法国核电发展
目前正在运行的核电机组有59个,核电总装机容量6613万千瓦,2006年总核电量为4309亿千瓦小时,占总核电量的78.5%,核电比例位居世界第一。
日本核电发展
日本核电发展
目前日本运行的核电机组有55台,2006年核电总装机容量为4858万千瓦,核能发电量为2807亿千瓦小时,占全国总发电量的29.3%。
在核电堆型选择方面,日本的压水堆和沸水堆核电机组并行发展,两者数量相近。
日本柏崎核电厂
日本柏崎核电厂是目前世界上装机总容量最大的核电厂(总装机容量8841兆瓦),其中的两台ABWR机组是目前世界上最先进上午轻水堆核电机组。
我国核电发展
我国的核能事业开始于1955年,但核能发电起步较晚,上世纪七十年代开始设计工作,1985年开始建设我国大陆第一座核电厂(即秦山核电厂),1994年投入运行。
 我国大陆已投入商业运行的11台核电机组,其总装机容量约为900万千瓦。2007年核发电量近600亿千瓦小时,大约占全国总发电量的1.8%。
我国核电分布
我国核电分布
我国大陆现有三个核电基地,即浙江秦山核电基地,,已建成5个核电机组,在建4个机组;广东大亚湾核电基地,已建成4个核电机组,在建2台机组;江苏田湾核电基地,2台核电机组已投入运行;在其它地区正在建设的核电厂有:辽宁红沿河4台机组;福建宁德2台机组,福清2台机组。
秦山一期
浙江秦山一期30万千瓦机组是我国自主设计、建造和运营的第一个原型堆核电机组。它的建成结束了我国大陆无核电的历史,使我国成为继美、英、法、前苏联、加拿大和瑞典之后世界上第7个能自行设计、建造核电厂的国家。
秦山一期
秦山一期
秦山一期核电机组自1994年4月投入商业运行以来,安全稳定运行业绩良好,截止2005年12月15日,累计发电量260亿千瓦时,取得了良好的经济效益和社会效益,同时为秦山二、三期的建设提供了建设滚动资金。
秦山二期
秦山二期核电厂是我国首座自主建设、自主建造、自主管理、自主运营的2×650MWe级商用压水堆核电厂。两台机组分别于2002年4月15日和2004年5月3日投入商业运行。
秦山二期
秦山三期
秦山三期核电厂是引进加拿大重水堆技术建造的两台728MW级重水堆核电厂。两台机组先后于2002年12月31日和2003年7月24日投入商业运行。目前他们正在安全运行。
秦山三期
大亚湾核电厂
 广东大亚湾核电厂是我国引进国外资金、设备和技术建设的首座2×900MW级商用压水堆核电厂。两台单机容量984MW压水堆机组的核岛部分采用的是法国压水堆技术。
 大亚湾核电厂年发电量约150亿千瓦时,70%供香港,30%送广东电网。
大亚湾核电厂
岭澳核电厂
广东岭澳核电厂一期工程建成两台单机容量为984MW的压水堆核电机组,它们以大亚湾核电机组为参考,综合经验反馈、新技术应用和核安全发展的要求,实施了若干改进。
两台机组先后于2002年5月28日和2003年1月8日投入商业运行,目前运行性能良好。
田湾核电厂
江苏核电厂采用的是俄罗斯AES-91型压水堆核电机组。两台机组的单机容量为1060MW。
我国核电发展前景
  我国目前核电规模不大,核发电量占全国中发电量比例甚小,与世界核电平均水平相差甚远。其主要原因是过去我国核电在国家能源战略中的作用和地位无足轻重。
  为了满足我国电力增长需求,保障能源供应安全、调整能源结构、减少环境污染、保证社会和国民经济持续发展,我国近来调整可核电政策,由过去的“适度发展核电”转变为“积极发展核电”。
我国核电发展前景
 

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