核电站所用的核能是哪儿来的?是取之不尽用之不竭的吗?核电站所用的
核所用的核能是哪儿来的？是取之不尽、用之不竭的吗？
核燃料 含有易裂变核素或可聚变核素(见核素)﹐在反应堆中可以发生自持的核反应﹐并连续释放能量的材料。核燃料释放的能量称为核能。产生核能的核反应有两种形式﹕重核分裂成两个中等质量核的核裂变过程和两个轻核聚合成一个较重核的核聚变过程。发生核裂变而提供能量的核素(如铀235﹑钸239和铀 233)称为裂变核燃料(见铀﹑钸)﹐因发生核聚变而提供能量的核素(如氘和氚)称为聚变核燃料。聚变核燃料又称热核燃料。 核燃料提供的能量远比燃料提供的能量大﹐1千克铀235完全裂变所释放的能量约为2×10 千卡﹐相当于2500吨煤完全燃烧所释放的能量。1 千克氘聚变所释放的能量比1千克铀 235约大3倍。核燃料蕴藏有如此巨大的能量﹐所以自20世纪40年代以来﹐越来越受到人们的重视。 裂变核燃料 铀235﹑钸239和铀 233是三种有工业价值的裂变核燃料(通称核燃料)。铀 235是天然存在的核素﹐所以被称为原始核燃料。它在天然铀中的丰度为 0.720％﹐在地壳中总含量约7000亿吨﹐具有 放射性﹐半衰期7.038×10 年。由于它的放射性比活度低﹐易于操作加工﹐又能从天然铀获得﹐所以工业上实用的核动力堆都采用它(以天然铀或含铀235约3％的低浓缩铀的形式)作核燃料。钸239必须用铀238作原料﹐在反应堆中经中子轰击发生 U(n﹐γ)239U俘获反应后﹐经衰变才能制得。其生成方式为﹕ 钸239具有 放射性﹐半衰期2.411×10 年。与钸 239相似﹐铀233必须用钍232作原料﹐在反应堆中经中子轰击发生 Th(n﹐γ)233Th 俘获反应后﹐再经衰变才能得到。其生成方式为﹕ (433-02) 铀233具有 放射性﹐半衰期1.592×10 年。用铀233作核燃料的优点是它在热中子或快中子堆中都可能实现较大的转换比﹐有利于生产更多的核燃料﹐使地壳中存在的钍资源得到利用。但铀 233生成时常伴随有相当量的铀232﹐而铀232子体中包含着具有强γ辐射的核素﹐在核燃料加工时﹐会增加技术上的困难。钸239和铀233必须相应地在反应堆中辐照铀238和钍232才能得到﹐所以也称次级核燃料。 中子链式反应 由附图 中子链式反应示意图 可以看到﹕重核(图中的裂变燃料核﹐即铀235﹑钸239或铀233的原子核)在中子轰击下﹐分裂成两个中等质量的裂变产物核(它们包括元素周期表中从锌到钆的30多种元素的同位素的原子核)﹐并放出2～3个中子﹐同时释放出大量能量。所放出的中子又可以轰击另外的裂变燃料核﹐继续发生裂变﹐放出中子。这样﹐原则上只要有一个中子引起了第一次裂变﹐就能周而复始地引起持续不断的中子诱发的裂变链式反应﹐并持续地释放出具有实用价值的核能。 由中子链式反应的过程可以看到﹕中子与核燃料发生核反应的特性与核燃料的利用有着十分密切的关系。中子轰击核燃料而被吸收时﹐除发生裂变反应放出中子外﹐还能发生俘获反应﹐核燃料俘获轰击它的中子﹐生成核燃料的同位素﹐如 U(n﹐γ)236U﹑239Pu(n﹐γ)240Pu﹑233U(n﹐γ)234U等。俘获反应虽然消耗中子﹐但铀235﹑钸239﹑铀233吸收中子后发生裂变反应的几率(裂变截面)比发生俘获反应的几率(俘获截面)大得多﹐所以都可用作核燃料(表1 核燃料(铀235﹑钸239﹑铀233)的中子核反应特性 )。 临界质量 要实现自持的核裂变链式反应﹐所需易裂变材料(核燃料)不能低于一定的极限值﹐这个极限值称为临界质量。存在临界质量的原因是﹕虽然核燃料裂变所产生的中子比使它发生裂变所消耗的中子多﹐但所生成的中子除轰击到核燃料的原子核上外﹐还可能因泄漏出核燃料系统而损失﹐如果泄漏的份额过大﹐就不足以引起链式反应。因此必须使核燃料系统的质量足够大﹐以减少中子的泄漏﹐链式反应才能实现。 为了减小临界质量以节约核燃料﹐可以采取多种措施﹐如采用中子吸收截面小的材料作中子反射层﹐使泄漏出去的中子重新反射回核燃料系统﹔设计具有适当几何形状的核燃料系统以减少中子泄漏﹔选用适当的中子慢化剂﹐使更多的裂变中子慢化为热中子以增大与核燃料发生裂变反应的截面﹔提高核燃料纯度以减少杂质对中子的吸收等。如纯铀235在几何形状为球形时﹐临界质量为50千克左右﹔采用厚度为20厘米的天然金属铀作反射层﹐则临界质量可下降到22.8千克左右﹔而在硫酸铀酰水溶液的无反射层均匀体系中﹐铀235的临界质量可降低到0.82千克(6.3升)。 在处理或贮存核燃料时(如在核燃料后处理厂或核燃料贮存库中)﹐必须注意防止发生超临界质量事故。这可以采取与上述相反的措施来达到。 核燃料的转换 由核燃料的中子特性可见﹕铀 235﹑钸239或铀233吸收一个中子后所产生的中子除维持链式反应外﹐还有相当数量的剩余可用于将铀238或钍232分别转变成钸239或铀233。这种转变成核燃料的过程称为核燃料的转换。生成的核燃料的核数与为产生中子而消耗掉的核燃料的核数之比称为转换比﹐当转换比大于1时称为增殖﹐这时就可以使核燃料的产生大于消耗﹐得到核燃料的净增。三种核燃料可能的最大转换比见表2 核燃料(铀 235﹑钸239﹑铀233)的转换比 。表中所列转换比虽然都大于1﹐但在实际应用中的转换比要比表中所列的小。只有当表中值大于1.1时﹐才有可能得到核燃料的增殖。 用天然铀或低浓铀作燃料﹐实际上是一种易裂变核素(铀235)和可转换核素(铀238)的组合燃料。与此类似﹐也可以采用其它组合形式的混合物作燃料﹐以生产用于不同目的的核燃料﹐例如﹐钸239-铀238组合﹑铀233-钍232组合等。 核燃料组件 固体核燃料需要制成一定形式的核燃料组件才能送进反应堆。这是因为﹕核燃料及其裂变产物都是具有放射性的核素﹐必须将它们与环境介质严格地隔离开﹔核燃料在反应堆中还要经受中子和γ射线辐照以及其它严重的物理和化学侵蚀。因此﹐需要将核燃料转化成合适的化学状态并密封包装在合适的包壳中﹐制成核燃料组件﹐以保证反应堆安全运行。工业用的铀燃料可以采用金属﹑化合物或合金等形式。金属铀有熔点低﹑硬度低并易发生相变等缺点﹐所以不宜用在功率较高的反应堆中。用铀的氧化物(UO )或碳化物 (UC)制成的陶瓷型燃料能耐高温并具有较高的强度﹐是动力堆常用的燃料形式。 核燃料包壳的材料应具有对中子的吸收截面小﹑耐腐蚀﹑机械强度高等性质﹐低温水堆通常用纯铝﹐中温水堆用铝合金﹐高温水堆用不锈钢或锆合金。 聚变核燃料(热核燃料) 两个轻元素的原子核发生核反应时﹐能聚合成一个较重元素的原子核﹐同时释放出巨大的能量。这种反应称为聚变反应。参与聚变反应的轻核素﹐必须具有相当高的能量。使轻核素具有高能量的一种方式是提高轻核素的温度﹐在几兆度的高温下﹐就能引起聚变反应﹐所释放的能量能继续维持高温﹐从而使聚变反应持续进行。这种自持的聚变反应是取得原子能的另一重要途径。由于聚变反应是在极高温度下进行的核反应﹐所以又称热核反应。产生聚变反应所用的轻核素称为聚变核燃料﹐又称热核燃料。人工热核反应首先在氢弹爆炸中实现。用于工业目的的可控聚变反应堆还处于研究试验阶段。 热核燃料有氘(D)﹑氚(T)和锂6( Li)三种核素。锂6是转换成氚的原料。氘和氚主要通过下述聚变释放能量﹕ D+D─→ He+n+3.25MeV D+D─→ T+p+4.0MeV D+T─→ He+n+17.6MeV 上述反应在高温下就能进行﹐不受热核燃料数量的限制。 氘又称重氢﹐是氢的稳定同位素﹐它存在于自然界中。天然水中含有氘水(重水)0.02％﹐由于大量海水的存在﹐可以说氘是取之不尽的能源。 氚又称超重氢﹐是氢的放射性同位素。氚具有β-放射性﹐半衰期12.323年。它是用锂6在反应堆中俘获中子产生的。其生成核反应为﹕ Li+n→T+ He+4.8MeV 与(D﹐D)聚变反应相比﹐引发(D﹐T)聚变反应所需的温度较低而释放的能量较高﹐所以采用氘﹑氚混合物作燃料﹐比只用稳定的氘作燃料更容易实现热核反应。 锂 6是天然存在的核素﹐它在天然锂中的同位素丰度为 7.5％(其余为锂 7)。锂在地壳中的平均含量为5×10-3％(重量)﹐比铀﹑钍的含量丰富。 我抄来一段你看看.这就是核电站所用的核能是哪儿来的.