1、秦山核电二期扩建工程（３、４号机组）将更多地体现自主意识。整个工程建设将继续坚持自主设计、自主建造、自主管理和自主运营的方针。该工程技术方案中强调了10项重大技术改进，即主给水系统隔离改进，仪控数字化改进；联合泵房的改进；消防设计改进；设置完善的可燃气体控制系统；安全壳喷淋系统加药控制改进；为满足长循环换料周期相关设计的改进；稳压器卸压功能延伸；运行图的改进；采用先进燃料组件等。同时还要进行数百项一般性改进，进一步提高核电站的安全性和经济性。在设备本地化方面，两台机组要达到本地化率70％以上。
2、据悉，当前，国内有三条技术路线在同步实施。第一条是“翻版加改进”，也就是秦山二期的ＣＮＰ600技术和岭澳的法国Ｍ310技术。第二条是通过国际招标直接引进第三代技术，主要引进法国法玛通公司的ＥＰＲ或引进美国西屋公司的ＡＰ1000。第三条是自主研制发展ＣＮＰ1000／ＣＮＰ1500。
3、核电站对安全的要求是异乎寻常的，100％的安全是常规概念，而核电仿真机是实现100％安全的最好手段。 一家刚刚在中国市场试水的加拿大核电仪器公司的工程师对记者表示，他们的技术在我国尚处于空白。一位来自上海某设计院的工程师表示，“国内仿真机设备商还只能提供一些较为简单的火力发电厂仿真机。软件设计方面似乎可行性强些，但成套的设备还无法制造”。“技术是自己的、设备是别人的”现象还很普遍，这是整体制造业、工艺等问题造成的，不是某一方面能够单独完成的。
4、国务院核电自主化工作领导小组提出，到2020年，核电在全国发电总装机容量中的比例要占到4%，占总发电量的6%，即核电投运规模将达到3600万-4000万千瓦。要实现这一目标，需在2004年-2015年新开工建设30台左右的百万千瓦级核电机组。到2020年，核电建设总投资将达到约3000亿元，其中设备投资约1500亿元。如果设备国产化率达到60%-70%，那么中国核电设备制造企业将面临超千亿元的巨大“蛋糕”。业界专家纷纷表示，核电设备产业的机会来了.
5、坚持发展百万千瓦级压水堆核电技术路线，实施中采取技术引进和自主创新相接合的方式。一方面，以我为主，中外合作，通过引进国际新一代百万千瓦压水堆核电站工程的设计和设备制造技术，作为我国下一步核电建设的主要堆型。另一方面，通过消化吸收国际先进核电技术，并再创新，加强自主研发，实施“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”重大专项，通过对引进技术的改进研发及示范电站建设，形成我国大型先进压水堆自主品牌和知识产权，具备批量建设能力。与此同时，为使我国核电建设不停步，满足电力发展需求，以现有成熟的二代改进型核电技术为基础，通过设计改进和研发，自主建设一批百万千瓦级压水堆核电站。
6、国家已批准了广东岭澳二期、浙江秦山二期扩建、辽宁红沿河一期和福建宁德一期工程共计12台核电机组，装机容量达到1210万千瓦。
7、引进美国西屋公司AP1000三代核电技术建设浙江三门和山东海阳两个自主化依托项目，目前，项目各项准备工作正在开展中，计划2009年3月首台机组开工。此外，为满足核电发展需要，广东、福建、浙江、山东等高温气冷堆示范工程项目的前期工作正在积极实施中，将根据工作进展情况分批开工建设。以上项目机组共17台，容量1940万千瓦。
8、 在自主设计方面，国内已形成了多家具有资质的核蒸汽系统或核电工程设计队伍。多年来，除了自主设计、建造秦山一期、二期和二期扩建工程外，岭澳二期工程已从岭澳一期核岛设计以外方为主过渡为完全以我为主自主设计全部工程。我国已基本掌握二代改进型百万千瓦级核电技术，具备了批量化建造的能力。
9、设备制造方面，在核电建设带动下，近两年来，我国核电装备制造能力提升较快，核电安全文化和质保理念进一步深化，已形成了以东北、四川、上海三大核电装备制造基地，以及以第一、第二重型机械制造集团和上重集团为重点的大型铸锻件和压力容器制造基地，不久将形成每年6台套百万千瓦核电机组主设备制造能力。通过红沿河项目的实施，我国将具备自主加工、制造百万千瓦级压水堆核电机组的大部分核岛设备和常规岛主设备的能力，设备综合国产化率将达到75%。
10、在自主建造和自主运营方面，通过多个项目的建设和运行，积累了大型核电站的工程建设和项目管理经验，已形成了与国际接轨的核电工程建设项目管理能力，完全具备了自主核电运行管理能力。
11、 在核能技术研发方面，建立了一批大型实验台架，进行了大量科研攻关和设计研究。成功建成了10MW高温气冷实验堆，掌握了一批技术发明专利。热功率65兆瓦，电功率20兆瓦的实验快堆正在建造过程中。正在实施大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项，力争到2013年左右，建成具有自主知识产权的20万千瓦模块式高温气冷堆商业化示范电站，2017年左右建成大型先进压水堆商业示范电站，将对提升我国自主创新能力起到重要推动作用。
12、在核电人才培养方面，国家有关部门正在制定核电发展人才规划，通过重点扶持部分高等院校核学科建设，逐步建立完善的核科学技术高等教育体系，持续培养和输送核工业高级专门人才；企业、高等院校及科研院所也正在抓住机遇，在科研、设计、燃料、制造、运行和维修等环节，及核电设计、核工程技术、核反应堆工程、核与辐射安全、运行管理等专业领域，大力加强各类人才的培养工作，提高待遇，做好人才储备。
13、在铀矿勘查和天然铀生产方面，加大了国内铀资源勘查力度，实施“主攻地浸砂岩型铀矿，兼顾其他经济型铀矿”的勘探战略，同时积极开展海外铀矿勘查活动，争取获得若干铀矿勘探权。实施天然铀资源储备和保护性开采方案，充分利用国内、国外两个市场。
14、在铀浓缩及元件加工方面，实施立足国内、自主生产的核燃料加工政策。通过自主研发铀浓缩技术和对外合作，建设铀浓缩分离能力。立足国内，充分利用现有燃料元件生产南北两个基地，实现压水堆燃料元件制造和供应能力。
15、在乏燃料后处理方面，加快开展中试工程的建设和调试工作，推进乏燃料商业后处理厂技术引进谈判和前期准备工作，实现在本世纪20年代中期，通过自主研发与积极引进国外先进技术相结合的方式建成中国第一个核电站乏燃料大型商业后处理工厂。
17、我国核电建设还面临管理体制创新不足，比投资相对较高，铀资源保障能力有待提高，高级人才现状不容乐观，发展目标和布局需要进一步调整，关键设备国产化水平不足等问题。核电建设中面临的这些问题。
18、 五月初，江苏神通和中广核联合开发的百万千瓦压水堆核电站安全壳隔离蝶阀样机通过鉴定，经过一系列试验，鉴定专家组认为阀门的各项性能满足了技术和相关标准要求，各项技术指标均达到国际先进水平。
19、中核苏阀和秦山核电联合研制开发的大型压水堆核电站七种核级阀门样机通过鉴
定。七台核一、二级阀门样机以秦山二期扩建项目为依托工程进行研制，专家鉴定组分别对三种核一级阀门、四种核二级阀门进行了技术鉴定，专家组和与会用户代表认为其中的核一级高Cv值旋启式止回阀和核二级电动弹簧式平行双闸板闸阀的研制填补了国内空白，达到国外同类产品水平。
20、为加快推动核级设备鉴定工作，五月底，中科华在南京举行了LOCA鉴定试验室奠基仪式，LOCA鉴定试验室的建设对核电产业发展具有重要意义(LOCA事故即压水堆核电站一回路承压边界破坏所引起冷却剂丧失事故)。装备大型LOCA炉，可填补我国在大型设备LOCA鉴定试验领域的空白；依托核电项目，发挥大型LOCA炉作用，开展大型核级设备的LOCA鉴定试验，有利于摆脱大型核级设备依赖国外的现状。目前国际最大的17立方米LOCA炉建于美国，法国、西班牙以及韩国的LOCA炉在规模和炉体尺寸上均小于美国。此次中广核投资的LOCA鉴定试验室系国内首创，由中科华研究院负责自主研发、建设和运行，最大容积为20m3，建成后将是世界上最大的LOCA炉。鉴定条件兼顾CPR1000、AP1000以及EPR等核电技术路线对LOCA鉴定的要求，尺寸和参数可覆盖预期需要LOCA鉴定的相关设备。试验室预计今年12月底完成建设并投入运行，建成后将为各类、特别是大型核级设备的LOCA鉴定提供保障。
21、 KSB与上电集团将在6月底前签署合资合同，成立合资公司，名称为上海电气—凯士比核电泵阀有限公司，投资比例为上电集团占55%，KSB占45%，上海电气派员出任董事长和常务副总经理，KSB派员出任总经理，公司地址选在上海电气临港重装基地。
22、国产首台100吨高阻抗电弧炉在上海顺利通过鉴定。鉴定委员会审查了由西安华兴与上海重型机器厂共同研制的100吨高阻抗电弧炉鉴定的技术文件和资料，并进行了充分讨论，认为电弧炉经过在上海重型机器厂20个月的运行，证明设备运行平稳、可靠，达到了设计要求，该技术具有自主知识产权，居国内领先水平。100吨高阻抗电弧炉的研制成功，为我国核电、石化及冶金等重大技术装备配套的大型铸锻件的国产化打下了良好基础。继上重之后，一重也向西安华兴电炉公司订购了100吨电弧炉，现已试运行。目前，西安华兴正在研发200吨电弧炉，以满足重机和冶金工业的需要。
23、承担岭澳二期项目核电主设备制造任务的东方重机自2006年9月全面投产以来，用了不到2年的时间，克服困难，实现了核电设备国产化制造技术开发、产品生产的目标。该设备的成功制造和发运为今后核电产品国产化批量生产开了个好头，对全面提升我国百万千瓦级核电站自主设计和自主制造能力，加快推进广东核电产业链发展，以及改善整个华南地区重装业的水平具有深远意义。
24、面对我国核电发展“更短的工期、更高的质量、更低的成本”的内在要求，2006年8月25日，来自中国核工业建设集团公司总部各部门以及中国核工业中原建设公司、中国核工业第二二建设公司、中国核工业第二三建设公司、中国核工业第二四建设公司、中国核工业华兴建设有限公司、中国核工业第五安装工程公司、核工业工程技术研究设计院等核电工程建设单位的主任、总经理（院长）们汇聚北京，就企业在新一轮核电站工程建设中面临的主要问题以及应对的主要思路和举措进行探讨。
25、面对新的核电发展机遇，中核华兴建设有限公司建立了“设计＋土建＋安装”的核电建设总承包模式和“总部＋事业部＋项目部”的企业管理模式，一改以往单纯的建筑队企业形象；中核二三建设公司在中核建设集团公司的帮助下成立了核工业工程技术研究设计院，着力发展核电建设核心技术，在核电建设国产化和工程技术研发方面迈出了重要步伐；中核二二建设公司、中核二四建设公司、中核中原建设公司以及第五安装工程公司等核建企业也各自为迎接核电建设高峰做出了相应准备。
26、目前，我国电力总装机容量中，核能机组仅占其中的1.8％，发电量仅占2.3％。但这一局面正在逐步改变。根据国家能源结构调整的规划设想，国务院核电自主化工作领导小
组提出，到2020年，核电在全国发电总装机容量中的比例要占到４％，占总发电量的６％，即核电投运规模将达到3600万－4000万千瓦。要实现这一目标，需在2004年－2015年期间新开工建设30台左右的百万千瓦级核电机组。
27、从核电设备制造业分析，中国核电还没有形成完整的产业链。一个核电站有各种系统３００余个，需要大大小小的零配件数万台／套，而中国目前的配套生产厂家非常分散，急需整合和优化配置。这给相关企业进入核电设备产业带来了机会。 秦山二期设备采购的经验表明，核级专用设备占设备总数量的２５％，占设备总投资的５４％；非核级的其它设备占总数量的７５％，占总投资的４６％。对于生产大量非核级的一般设备的企业，市场仍有很大的需求。
28、我国最大的核电基地的浙江省，把自己的目标定在了核电辅助设备制造上，如泵、阀门、风机、承压容器、电缆、支吊架、电缆桥架、化工材料、开关柜、仪表等。徐步进认为，“这些正是现阶段浙江省的企业具有竞争优势的领域，可以有所作为。” 例如机械行业中的杭州锅炉厂、浙江上风公司等已承制了除氧器、冷凝器、低压加热器以及加热、通风和空调设备等；浙江的泵阀、电线电缆产品也已用于核电站。
29、为满足第三代核电技术的发展，上海电气集团公司投资３０多亿元，正在上海的临港新城建设临港重型机械装备基地，专门生产大型核电设备，包括核岛主要设备和百万千瓦以上的汽轮机和发电机，同时还能够生产20万千瓦级高温气冷堆压力容器等重型设备。该装备基地建成后可以年产百万千瓦级核电设备2.5套，将成为上海现代化的核电设备制造基地。
63 同位素与辐射技术基本内容分类
放射性同位素的应用是核能利用的一个重要方面。
随着核技术的发展，核反应堆、加速器的不断建造，核燃料循环体系的建立，为放射性核素的应用提供了日益丰富的物质基础。另一方面，放射性核素应用研究的开展，又为更经济有效地利用上述设备，综合利用这些“资源”开辟了一条新的途径。同位素辐射技术在工业、农业、医学、资源环境、军事科研诸多领域的应用已获得了显著的经济效益、社会效益、环境效益。
64 放射性同位素的制备
放射性同位素的制备是同位素与辐射技术应用的物质基础。目前人工放射性同位素制备大体有三种方法：在核反应堆中生产，用于制备丰中子同位素，简称堆照同位素；用带电粒子加速器制备，多用于贫中子同位素生产，简称加速器同位素；从核燃料后处理料液中分离提取同位素，这种同位素通常称为裂片同位素。
65 放射性同位素在工业上的应用
工业同位素示踪
放射性同位素的探测灵敏度极高，这是常规的化学分析无法比拟的。利用微量同位素动态追踪物质的运动规律是放射性示踪不可替代的优势。目前，这一技术已广泛用于石油、化工、冶金、水利水文等部门，并取得显著的经济效益。
同位素电池
放射性同位素在进行核衰变时释放的能量，可以用作制造特种电源――同位素电池。这种电池是目前人类进行深空探索唯一可用的能源。空间同位素电池（如钚-238电池）的特点是：不需对太阳定向，小巧紧凑，使用寿命长。
同位素监控仪表
放射性同位素放出的射线作为一种信息源可取得工业过程中的非电参数和其他信息。根据这一原理制作的各种同位素监控仪表，如料位计、密度计、测厚仪、核子秤、水分计、γ射线探伤机和离子感烟火灾报警器等可用来监控生产流程，实现无损检测，以及探知火情等。
辐射加工方面
辐射加工是利用电离辐射作为一种先进的手段对物质和材料进行加工处理的一门技术。这种加工方式目前已在交联线缆、热缩材料、橡胶硫化、泡沫塑料、表面固化、中子嬗变掺杂单晶硅、医疗用品消毒、食品辐照保藏以及废水、废气处理等领域取得显著成效，形成产业规模。
66 同位素在农业上的应用
辐射育种
辐射育种，是利用γ射线等射线诱发作物基因突变，获得有价值的新突变体，从而育成优良品种。我国辐射突变育种的成就突出育成的新品种占世界总数的四分之一。特别是根、棉、油等作物的推广，取得了显著的增产效果。
示踪技术方面
同位素示踪在农业中的应用主要是从事肥料与农药的效用和机理、有害物质的分解与残留探测、畜牧兽医研究以及农用水利方面检查测定堤坝、水库的泄漏等。另外还可以用于生物固氮、家畜疾病诊断及其妊娠预测等方面的研究。
昆虫辐射不育
昆虫受到电离辐射照射可使昆虫丧失生殖能力，从而降低害虫的数量，进一步达到防治甚至根除害虫的目的。昆虫辐射不育是一种先进的生物防治方法，不存在农药的环境污染问题。国外使用该技术在大面积根除地中海果蝇以及抑制非洲彩蝇方面取得了重大成果。而我国用此法对玉米螟、小菜蛾、柑桔大实蝇等害虫的辐射不育研究，也取得了较好的防治效果。
食品辐照保藏
食品辐照保藏，就是利用电离辐射对食品进行照射，以抑制发芽、杀虫灭菌、延长货架期和检疫处理等，从而达到保存食品的目的。经辐照彻底灭菌的食品是宇航员和特种病人最为理想的食品。目前，国外食品辐照已作为预防食源性疾病和开展国际农产品检疫的一种有效手段。
核医学诊断与癌症放射性治疗
核医学诊断是根据放射性示踪原理对患者进行疾病检查的一种诊断方式。在临床上可分为体内诊断和体外诊断。体内诊断是将放射性药物引入体内，用仪器进行脏器显像或功能测定。体外诊断是采用放射免疫分析方法，在体外对患者体液中生物活性物质进行微量分析。我国每年约有数千万人次进行这种核医学诊断。
电离辐射具有杀灭癌细胞的能力。目前，放射治疗是癌症治疗三大有效手段之一，70%以上癌症患者都需要采用放射治疗。放射治疗可分为外部远距离照射、腔内后装近程照射、间质短程照射和内介入照射等。
67 体内放射性药物治疗是近来颇受医学界关注的临床手段。单克隆抗体与放射性核素结合生成的导向药物（“生物导弹”），可能为恶性肿瘤的内照射治疗提供一种新的有效途径。 核电站史上最著名的三次事故 I： 前苏联切尔诺贝利核电站事故
切尔诺贝利事故是至今为止核电站发生的最大的核事故，也是核设施发生的最大核事故。核电站发生了切尔诺贝利这样的事故，是否还能说核电站是清洁安全的能源呢？回答是肯定的。切尔诺贝利事故不能改变核电站是清洁安全能源的结论。
目前，人们从切尔诺贝利事故中吸取了教训，提高了核电站的固有安全性，加强全体员工的安全文化素养，完善事故应急体系。核电站的整体安全性较以前进一步提高，切尔诺贝利事故后核电站负荷因子逐年有所提高就说明这一点。但切实的吸取切尔诺贝利事故的教训，对核能和核技术的发展十分必要。
切尔诺贝利事故是核电站发生的最大的灾难性事故。1986年4月25日原苏联切尔诺贝利第4号机组在低功率工作试验过程中，形成失控性不稳定状况，进而引起爆炸和起火，反应堆遭受严重破坏，大量放射性气体和气溶胶向环境释放。在事故后第10天，火被扑灭，放射性物质释放随后停止。在事故后4个月内死亡 30人，均为电厂工作人员或消防队员。其中28人因辐射致死，另外2人分别死于爆炸和烧伤。499人住院观察，其中237人开始被检查有急性放射病症状，最后诊断为急性放射病者为134人。没有公众成员受到足以产生急性放射病的高剂量。事故后约有11．6万人立即从反应堆周围地区撤离。1986年后还有约 22万人从受影响地区迁走。
从反应堆释放的放射性核素主要是碘-131、铯-134和铯-137，其半衰期相应为8天、2年和30年。事故后受影响较大的人员的平均剂量是：对 24万清理恢复人员约100mSv，对11万6千撤离人员约为30mSv；对事故后继续居住在污染区的人在第一个十年中约10mSv。最大剂量可能高1个数量级。对这些人群组可能产生的辐射随机效应，即远期影响，联合国
原子能辐射效应科学委员会在研究和分析已有资料的基础上得出的结论是：“除童年被照人员儿童可观察到甲状腺癌增加外，在切尔诺贝利事故14年后没有发现与电离辐射相关的主要公众健康影响。没有观察到与电离辐射可能有关系的总的癌症发生率或死亡率的增加；甚至在事故清理工作人员或儿童中，作为辐射照射最灵敏的指标之一的白血病也没有增高。在与电离辐射相关的其他的非肿瘤疾病（躯体的或神经性的）方面，没有增加的科学证据。”在白俄罗斯、俄罗斯和乌克兰之外的其他欧洲地区，在事故后第一年最大为1mSv，随后逐年减小。一生中所受剂量为第一年的2～5倍。天然本底辐射产生的年剂量世界平均值为
2．4mSv，变化范围约一个数量级。可见上述剂量的影响是很小的。
辐射对自然环境的直接影响。切尔诺贝利事故后，再生物体个体中和种群中观察到了损害现象。在随后的2～2．5年里，种群得到了恢复。没有观察到对动物种群或生态系统的持续严重影响。可能的长期遗传学影响及其意义有待研究。
切尔诺贝利核电事故是在特定堆型和条件下发生的，但由此引伸出来的经验教训则是具有普遍意义的。切尔诺贝利核电站是压力管式石墨慢化沸水堆。从安全观点看，反应堆设计就存在问题，反应堆的物理特性使得有可能出现不稳定状态，而世界上大多数国家包括我国在采用的压水堆和沸水堆是不存在这种弱点的。切尔诺贝利事故是在进行电控制系统实验室发生的。没有通知操纵人员要进行这些试验，他们也不了解所进行的试验可能引起反应堆爆炸。另外，他们又不遵守已制定的运行程序，关闭重要的控制系统，使得反应堆处于不稳定状态。功率突然上升引起蒸汽爆炸，导致反应堆容器破裂，剧烈地元件蒸汽相互作用使得反应堆和反应堆建筑物完全破坏，大量石墨燃烧一直延续10天。从而导致大量放射性物质的释放。总之，这种类型反应堆固然有安全性的缺陷，和各类人员安全文化素养等因素组合起来，使得反应堆在几秒钟内完全被破坏。值得指出的是三哩岛事故时堆芯也被严重损坏，但由于存在安全壳故只有微量放射性核素释放到环境中。三哩岛事故说明人因、人机接口和长期有效包容的重要性。切尔诺贝利事故表明不合格的纵深防御的可能后果以及管理的重要性，如有效的审管系统和安全文化素养等。三哩岛事故和切尔诺贝利事故后，人们为了吸取事故的教训，不断的改进核电站的安全性。20年来，核电站的安全性有了明显的提高。表现在：世界核电厂营运者联合会（WANO）统计的核电厂平均容量因子从1980年的62．7％，增加到1997年的81．6％。反应堆机组事件次数从1985年的2．38／机组降到 1998年的0．04／机组。一些安全性更好的新的设计已经完成，如西屋公司的AP600压水堆和通用电器公司的先进沸水堆等。提高核电站的安全性和可靠性已成为核电站研究和发展的主要课题，主要是两个方面：1、进一步减小堆芯严重损伤的可能性。2、加强在事故时包容放射性物质的机制。改进的和新一代的核电站比现行核电站更安全。
切尔诺贝利事故的另一教训是缺乏透明度和事故应急计划问题。在切尔诺贝利核电站发生事故前，周围居民被告知，核电站是绝对不可能发生事故的。俄罗斯科学家伊林院士在所著《切尔诺贝利：神秘和现实》一书中提到，这起事故最初是保密的。生活在那些受影响地区的居民，主要从传闻而不是从权威性报道中知道这起事故的。原苏联境外有关这起事故的第一个证据，来自北欧国家的放射性测量结果，表明存在放射性意外增加。过去告诉人们不可能发生的事故，现在发生了。提供给公众的不完整的信息，有时甚至是严重歪曲事实的信息，增加了心理上的反应。从而导致严重的社会和心理失调。这种反应表现为心理失调、紧张和焦虑。产生心理影响和因素主要是社会因素。影响的大小在很大程度上取决于个人的知识和情绪等因素。因此，增加与安全相关问题的透明度，在平时采取切实的措施使公众理解辐射照射及其效应，并与传媒保持良好的沟通是十分重要的。但这决不是简单的科普，而是
需要不断研究的核电的可能接受性问题。切尔诺贝利事故是在没有国家应急准备的情况下发生的，虽然有些辐射防护部门已制定了有关事故干预的准则，但实际上没有起作用。事故后，前苏联当局采取了许多措施，避免了部分可防止的剂量。但由于没有制定国家事故应急计划，使得一些应该可以防止的剂量没有能够避免。在4月30日政府委员会上有人提出禁止使用局部地区生产的牛奶，但没有形成决定。5月2日有人向国家领导人提出这一问题，仍然没有作出决定。5月3日卫生部才提出有关牛奶中放射性物质的标准。5月5日卫生部长要求卫生机构尽可能采取稳定碘阻滞措施。为此需要135吨碘化钾，但工厂在二个月内只能生产90吨，在基辅只有4．5吨可供使用。伊林在《切尔诺贝利：神秘和现实》一书中描述了有关情况。在事故后，甚至从中央到地方的医务人员，也不很了解在发生核事故后如何保护公众，什么是剂量限值和碘预防药。他认为如果及时采取下述3项措施：1、禁止食入131I浓度超过干预水平的食品；2、及时有效地组织服用碘阻滞预防药物；3、当烟云通过时采取防止吸入的措施。就可以使 131I对甲状腺产生的剂量减少99％。由此可见，制定完善的、可操作性强的事故应急计划是必要的。即使发生像切尔诺贝利这样的事故，如果按照预先制定的应急计划采取相应的防护措施避免一切可防止的剂量，也可把损失降低。
总之，切尔诺贝利事故的教训是深刻的。切尔诺贝利事故是在特定堆型和条件下发生的，即反应堆可能出现不稳定状态并没有安全壳，这是造成事故的根本原因；操作人员粗暴的违反安全操作规程则是造成事故的直接原因。由于没有预先制定应急计划，使得可以防止的照射没有被防止。切尔诺贝利事故后，人们从事故中吸取了教训。进一步提高了反应堆的固有安全性，各级工作人员安全文化素养得到了进一步培育，事故应急体系也更完善了。这就使得当前的核电站比以前的更安全了，今后的核电站将是更为清洁安全的能源。
68、核电站史上最著名的三次事故 II： 美国三哩岛核电站事故
1979年三哩岛核泄漏事故，通常简称“三哩岛事件”，是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈的一次严重放射性物质泄漏事故。
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事故经过
当天凌晨4时半，三哩岛核电站95万千瓦水堆电站二号反应堆主水泵停转，辅助水泵按照预设的程序启动，但是由于辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开，导致辅助回路没有正常启动，二回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器，热量在堆心聚集，堆心压力上升。堆心压力的上升导致减压阀开启，冷却水流出，由于发生机械故障，在堆心压力回复正常值后堆心冷却水继续注入减压水槽，造成减压水槽水满外溢。一回路冷却水大量排出造成堆心温度上升，待运行人员发现问题所在的时候，堆心燃料的47%已经融毁并发生泄漏，系统发出了放射性物质泄漏的警报，但由于当时警报蜂起，核泄漏的警报并未引起运行人员的注意，甚至时候无人能够回忆起这个警报。直到当天晚上8点，二号堆一二回路均恢复正常运转，但运行人员始终没有察觉堆心的损坏和放射性物质的泄漏。
此后，宾州州长出于安全考虑于3月30日疏散了核电站5英里范围内的学龄前儿童和孕妇，并下令对事故堆心进行检查。检查中才发现堆心严重损坏约20吨二氧化铀堆积在压力槽底部，大量放射性物质堆积在围阻体，少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
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事故后果
事故后，有关机构对周围居民进行了连续跟踪研究，研究结果显示
1. 在以三哩岛核电站为圆心的50英里范围内的220万居民中无人发生急性辐射反应
2. 周围居民所受到的辐射相当于进行了一次胸部透视的辐射剂量
3. 三哩岛核泄漏事故对于周围居民的癌症发生率没有显著性影响
4. 三哩岛附近未发现动植物异常现象
5. 当地农作物产量未发生异常变化
但是，泄漏事故造成核电站二号堆严重损毁，直接经济损失达10亿美元之巨
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事故影响
三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆心融化事故，自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据；三哩岛核泄漏事故虽然严重，但未造成严重后果，究其原因在于围阻体发挥了重要作用，凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用；在整个事件中，运行人员的误操作和机械故障是重要的原因，提示人们，核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响。
核电站史上最著名的三次事故 III：日本东海村核电站事故
1999年9月30日，位于日本茨城县东海村的一家核燃料加工公司－－JCO东海事业所的试验楼发生一起重大核泄漏事故，3名工作人员直接受到核辐射伤害，最终导致2人死亡。这次核事故是日本历史上首次发生的核裂变临界状态下严重事故，被评为核子辐射外泄事故中的五级，仅次于前苏联切尔诺贝利核电站事故评定的七级，这意味著，这将会成为继一九八六年乌克兰（当时属苏联）切尔诺贝尔核电站事故之后第三个最严重的核子事故，其严重性等同于一九七九年的美国三哩岛核电站事故。
事故原因：
根据过去的纪录，重大的核子事故都是在不断进行核子连锁反应的反应堆中发生的，切尔诺贝尔如是，三哩岛也如是。东海村事故的独特之处在于，它发生在没有反应堆的核原料处理厂内，是核原料沉淀缸内发生了按照设计决不会发生的自持式连锁反应。
连锁反应是核子裂变中的特定现象，不受控的连锁反应是为核爆炸，而受控的连锁反应，就是反应堆中的反应，可以发电，或供研究。使裂变物质在特定条件下实现自持连锁反应的所需的最少裂变物质的数量，是为临界质量。这是核子设备的重要参数之一，可从几公斤到几百公斤。只要不超过临界质量，连锁反应就不会发生。
发生事故的JCO核原料加工厂的加工工作，是要把铀浓缩至百分之十九，然后再把呈液体状的产品交给另一家工厂进一步浓缩，以供一个作实验用的高增殖反应堆使用。生产流程的一个环节，是把已进行了一定程度浓缩的粉末状八氧化三铀加入硝酸中，形成铀溶液。溶液然后注入储存塔内以待进行足够的化学反应，待一定时间之后，溶液再通过管道注入沉
淀缸内，最后成品就是缸内的沉淀物。事故就是在沉淀缸内发生的。
造成事故的原因真个匪夷所思。按照设计，为了避免发生出现超过临界质量，注入缸内的原料都必须经由管道输送，以监察数量。通常，沉淀缸内最多只会注入临界质量的四分之一至三分之一的铀。JCO核原料加工厂沉淀缸的上限因而限为二点四公斤。然而，负责向沉淀缸注入原料的那名工人，竟然是以不锈钢桶承载铀溶液注入内（工人有时直接在不锈钢桶内溶解八氧化三铀），而且注入了七桶共十六公斤之多，是为限制量的六点六倍。
缸内的铀一下子超过临界质量约达一倍！一道蓝光从缸内闪出，自持的连锁反应发生了，中子辐射外泄。这名工人立即倒下，外面两名工人冒死把他拉出来，三人都受严重辐射受伤。
切尔诺贝利核电站位于前苏联基辅市北130公里的地方，是前苏联1973年开始修建，1977年启动的最大的核电站。
1986年4月25日，切尔诺贝利核电站的4号动力站开始按计划进行定期维修。然而由于连续的操作失误，4号站反应堆状态十分不稳定。1986年4月26 日对于切尔诺贝利核电站来说是悲剧开始的日子。凌晨1点23分，两声沉闷的爆炸声打破了周围的宁静。随着爆炸声，一条30多米高的火柱掀开了反应堆的外 壳，冲向天空。反应堆的防护结构和各种设备整个被掀起，高达2000℃的烈焰吞噬着机房，熔化了粗大的钢架。携带着高放射性物质的水蒸气和尘埃随着浓烟升 腾、弥漫，遮天蔽日。虽然事故发生6分钟后消防人员就赶到了现场，但强烈的热辐射使人难以靠近，只能靠直升飞机从空中向下投放含铅（Pb）和硼（B）的沙 袋，以封住反应堆，阻止放射性物质的外泄。
切尔诺贝利核电站事故带来的损失是惨重的，爆炸时泄漏的核燃料浓度高达60％，且直至事故发生10昼夜后反应堆被封存，放射性元素一直超量释放。事故发生 3天后，附近的居民才被匆匆撤走，但这3天的时间已使很多人饱受了放射性物质的污染。在这场事故中当场死亡2人，至1992年，已有700O多人死于这次 事故的核污染。这次事故造成的放射性污染遍及前苏联15万平方公里的地区，那里居住着694．5万人。由于这次事故，核电站周围30公里范围被划为隔离 区，附近的居民被疏散，庄稼被全部掩埋，周围7千米内的树木都逐渐死亡。在日后长达半个世纪的时间里，10公里范围以内将不能耕作、放牧；10年内100 公里范围内被禁止生产牛奶。不仅如此，由于放射性烟尘的扩散，整个欧洲也都被笼罩在核污染的阴震中。临近国家检测到超常的放射性尘埃，致使粮食、蔬菜、奶 制品的生产都遭受了巨大的损失。核污染给人们带来的精神上、心理上的不安和恐惧更是无法统计。事故后的7年中，有7000名清理人员死亡，其中1／3是自 杀。参加医疗救援的工作人员中，有40％的人患了精神疾病或永久性记忆丧失。时至今日，参加救援工作的83．4万人中，已有
5．5万人丧生，匕万人成为残 疾，30多万人受放射伤害死去。
核电虽然是目前最新式、最“干净”，且单位成本最低的一种电力资源，但由于可能的核泄漏事故造成的核污染却也给人类带来了前所未有的灾难。迄今为止，除了 切尔诺贝利核泄漏事故以外，英国北部的塞拉菲尔核电站、美国的布朗斯菲尔德核电站和三喱岛核电站都发生过核泄漏事故。除此之外，在世界海域还发生过多次核 潜艇事故。这些散布在陆地、空中和沉睡在海底的核污染给人类和环境带来的危害远不是报道的数字能够划上句号的，因为核辐射的潜伏期长达几十年。
1986年4月26日，世界上最严重的核事故在苏联切尔诺贝利核电站发生。乌克兰基辅市以北130公里的切尔诺贝利核电站的灾难性大火造成的放射性物质泄 漏，污染了欧洲的大部分地区，国际社会广泛批评了苏联对核事故消息的封锁和应急反应的迟缓。在瑞典境内发现放射物质含量过高后，该事故才被曝光于天下。
切尔诺贝利核电站是前苏联最大的核电站，共有4台机组。4月，在按计划对第4机组进行停机检查时，由于电站人员多次违反操作规程，导致反应堆能量增加。 26日凌晨，反应堆熔化燃烧，引起爆炸，冲破保护壳，厂房起火，放射性物质源源泄出。用水和化学剂灭火，瞬间即被蒸发，消防员的靴子陷没在熔化的沥青中。 1、2、3号机组暂停运转，电站周围30公里宣布为危险区，撤走居民。事故发生时当场死2人，遭辐射受伤204人。5月8日，反应堆停止燃烧，温度仍达 300℃；当地辐射强度最高为每小时15毫伦琴，基辅市为0.2毫伦琴，而正常值允许量是0.01毫伦琴。瑞典检测到放射性尘埃，超过正常数的100倍。 西方各国赶忙从基辅地区撤出各自的侨民和游客，拒绝接受白俄罗斯和乌克兰的进口食品。原苏联官方4个月后公布，共死亡31人，主要是抢险人员，其中包括一 名少将；得放射病的203人；从危险区撤出13.5万人。1992年乌克兰官方公布，已有7000多人死亡于本事故的核污染。
5月9日，国际原子能机构总干事布利克斯应苏联政府邀请，乘直升飞机从800米高空察看核电站的情况，他认为这是迄今为止世界上最严重的一次核事故。
灾后两年之中，26万人参加了事故处理，为4号核反应堆浇了一层层混凝土，当成“棺材”埋葬起来。清洗了2100万平方米“脏土”，为核电站职工另建了斯 拉乌捷奇新城，为撤离的居民另建2.1万幢住宅。这一切，包括发电减少的损失，共达80亿卢布(约合120亿美元)。乌克兰政府已作出永远关闭该电站的决 定。
白俄罗斯共和国损失了20%的农业用地，220万人居住的土地遭到污染，成百个村镇人去屋空。乌克兰被遗弃的禁区成了盗贼的乐园和野马的天堂，所有珍贵物 品均被盗走，也因此将污染扩散到区外。靠近核电站7公里内的松树、云杉凋萎，1000公顷森林逐渐死亡。30公里以外的“安全区”也不安全，癌症患者、儿 童甲状腺患者和畸形家畜急剧增加；即使80公里外的集体农庄，20%的小猪生下来也发现眼睛不正常。上述怪症都被称为“切尔诺贝利综合症”。
土地、水源被严重污染，成千上万的人被迫离开家园。切尔诺贝利成了荒凉的不毛之地。10年后，放射性仍在继续危胁着白俄罗斯、乌克兰和俄罗斯约800万人的生命和健康。专家们说，切尔诺贝利事故的后果将延续一百年。
核电站优点:
1.核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染。
2.核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。
3.核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，没有其他的用途。
4.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，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。
5.核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济
情势影响，故发电成本较其他发电方法为稳定。
核电站缺点:
1.核能电厂会产生高低阶放射性废料，或者是使用过之核燃料，虽然所占体积不大，但因具有放射线，故必须慎重处理，且需面对相当大的政治困扰。
2.核能发电厂热效率较低，因而比一般化石燃料电厂排放更多废热到环境裏，故核能电厂的热污染较严重。
3.核能电厂投资成本太大，电力公司的财务风险较高。
4.核能电厂较不适宜做尖峰、离峰之随载运转。
5.兴建核电厂较易引发政治歧见纷争。
6.核电厂的反应器内有大量的放射性物质，如果在事故中释放到外界环境，会对生态及民众造成伤害。
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核电站史上最著名的事故 ： 英国温斯克尔（Windscale）核电站事故
1957年10月10日，位于英国西北沿海地区的温斯克尔钚反应堆正在进行常规的保养操作，已经降低了反应堆周围冷气的流速，以便使石墨缓速剂升温，并调整因中子轰击而杂乱了的晶体。该厂的一个工人检查了温度监测装置，看来一切正常。但是他却没有注意到不受该安全装置监测的反应堆的一个部位已经过热，那个部位的燃料棒由于高热而起火并立刻爆烧起来。科学家和工人们立刻冲到现场，企图用二氧化碳去熄灭蔓延开来的火势，但这却是徒劳的。最后有人不顾可能会发生严重爆炸的危险提出用水灭火，这才终于扑灭了大火。
其时，浓重的放射性气体烟云已从反应堆超载冷却塔（overloadedcooling tower）中逃逸出来，并在400平方英里的范围内扩散。侥幸的是，该地区主要是人烟稀少的草原，附近的居民并未受到具有危险程度的辐照。但是，英国原子能管理委员会派出的审查员们直到事故发生34小时之后才想起要去检查在受污染的草原上放牧的奶牛的奶质。而当他们检查牛奶时，发现其中的放射性略高于公认的安全标准。为慎重起见，牛群被牵出了草原，并暂停分发温斯克尔附近的1150个牛奶场生产的牛奶。事故后生产出来的数以千计加仑的牛奶只好倾入海洋。这起已被公开调查的事故，引起人们对核能公害的警惕。
目前世界各地的核能发电反应堆约有四百四十个，总装机容量约353,000兆瓦或353千兆瓦。用作商业运行的反应堆主要包括 :
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1. 压水式反应堆(压水堆)
压水式反应堆是轻水反应堆的一种，利用普通水作为冷却剂及慢化剂。压水式反应堆有一个主冷却剂回路(一回路)，冷却水会在超过150巴 (1巴=100千帕) 的高压下流过反应堆堆芯，并带出核裂变产生的热能，然后流入蒸汽发生器，通过热交换，在二回路产生蒸汽，以推动涡轮发电机，把热能转化为电力。在运作期间，一回路的水温会高达摄氏300度以上，并保持150巴以上的高压，以防沸腾。
2. 沸水式反应堆(沸水堆)
沸水式反应堆是轻水反应堆的一种，这种反应堆和压水式反应堆相似，均利用普通水作为冷却剂及慢化剂，但沸水式反应堆只有一个连接反应堆和涡轮机的回路，且没有装设蒸汽发生器。反应堆的水会维持约75巴的低压，令水可以在大约摄氏285度时沸腾。反应堆
所产生的蒸汽会经过堆芯上方的蒸汽分离器，然后直接送到涡轮机。离开涡轮机的蒸汽会经过冷凝器，凝结为液态水(给水)，然后回流至反应堆，俾能再次转化为蒸汽。
3. 重水压水式反应堆(CANDU)
CANDU是重水压水式反应堆的一种，以天然铀燃料(U-238)运作，并以重水(D2O)作为冷却剂及慢化剂。CANDU是CANada Deuterium Uranium的简称，CANDU 反应堆可在运作期间更换燃料。
4. 压力管式石墨慢化沸水反应堆(RBMK)
RBMK是前苏联设计的一种以普通沸水为冷却剂、以石墨为慢化剂的压力管式反应堆。可以实现不停堆更换燃料。切尔诺贝尔核事故便涉及这种反应堆。
采 用 压 水 式 反 应 堆 的 核 电 站
采用压水式反应堆的核电站基本分为「核岛」、「常规岛」和核电站其他部分。由反应堆产生的核能会通过在核岛内的蒸汽发生器产生蒸汽，而「核岛」所供应的蒸汽会推动「常规岛」内的涡轮发电机发电。核电站其他部分则包括站内的辅助设备及附属设施等。
「核岛」内的反应堆会进行核裂变，并产生热力，热力由一回路内的高压水带到蒸汽发生器(即热交换器)，蒸汽发生器会将二回路给水转化为约 67巴(或 6 700千帕)的高压蒸汽，再经过蒸气管送到「常规岛」，以推动涡轮发电机。
在「常规岛」内，蒸汽会经过多级涡轮机，然后进入冷凝器。冷凝器再将蒸汽冷却成水，即凝结水(冷凝器的冷却水由泵房以海水泵从海中抽取)。从冷凝器流出的凝结水(即给水)会泵回核岛内的蒸汽发生器，然后再次转化为蒸汽。在这过程中，蒸气会将涡轮发电机作高速转动(广东核电站及岭澳核电站所采用的涡轮发电机的额定转速为每分钟三千转)，从而产生电力及完成整个能源转化过程。
再生系数与临界状态
为了进一步说明问题，我们先了解两个基本概念。一是再生系数，我们把某代中子数对于上一代中子数之比称为再生系数，用K来表示。如果裂变产生100个中子（第一代中子），经过慢化再引起下一次裂变，若产生102个中子（第二代中子），那些，再生系数K＝1.02。二是临界状态，把K＝1需要的最小的裂变燃料数量叫做临界质量。当K＝1时，中子数保持不变，链式反应可继续进行下去每秒钟内发生恒定的裂变数，每次裂变放出的能量也一定，这表明反应的功率保持一定水平不变。当K＞1时，中子数越来越多，功率在增加，这个状态称为超临界状态。当K＜1时，中子数越来越少，功率也在下降，直到停堆，这种状态称为次临界状态。
作为核电站反应堆的工作主要是上述的三种状态。K＝1的临界状态是预先设计所希望的。K＜1的次临界状态，会造成停堆，自然没有什么危险性。有危险性的主要是超临界状态。
当再生系数K＞l.0065时，反应堆的功率会急剧上升而难以控制。这种状态称为瞬发临界。这在运行中是必须避免的。一个超瞬发临界的反应堆和原子弹是大不相同的。因为在没有约束的情况下，当功率上升，产生大量的热能时，热膨胀和机械解体就会使核燃料迅速分散，整个反应堆很快降到次临界状态（K ＜1）。所以绝不会发生像原子弹爆炸甚至化学炸药爆炸那样的事件，但可能发生一回路蒸汽爆破和大面积放射性污染。这仍然是非常严重的事故。
反应堆内积累的裂变产物，是反应堆潜在的主要危险。它所包含的200多种放射性同位素，放射性强度都很大。例如，一座10，000千瓦的反应堆运行三个月后，它积累的裂变产物的放射性，在停堆24小时后测量，约相当于10吨镭，或
1，000万居里。如果地面污染
0.2居里／米2，居民就要立即撤离，如果地面污染10－3居里／米2，就长期不能种庄稼或放牧，由此可见，这种潜在的危险性是多么大。如果这样大量的放射性全部扩散到环境中去，周围的居民将受到强烈的照射，其后果也是极为严重的。因此，核电站的主要危险来自可能导致大量放射性物质逸散的重大事故。 反应堆的安全性包含有两方面内容，一是反应堆固有的安全性，二是为了反应堆的正常运行和安全而引入的控制系统和防护措施。
反应堆安全控制系统
现在我们来说明为了反应堆安全正常运行而设置的控制系统。所谓安全正常运行，是指反应性随介质温度、密度和堆内吸收中子的毒物的数量发生变化时，还要保持再生系数K＝1。欲实现这一点，通常用控制棒抵消多余的反应性，把多余的中子吸收掉。当反应性减小时，就把控制棒逐渐拉出堆外，直到完全提出，这时反应堆非装新料不可。此外，为了在发生事故时快速停堆，设置了安全棒。反应性增大时，安全棒可抑制反应性的增加，因为它具有很强的吸收中子的本领。平时安全棒被置于堆芯之外，发生事故时靠重力或其他外力，在0.1～l秒的时间内自动插入堆芯，将链式反应熄灭，以免造成损坏或危险。还有，功率保护电路系统通常在反应堆功率超过设计满功率的10～20%时，使安全棒动作，实行紧急停堆。
针对核电站的危险，为防事故的发生，在设计中，采取了种种安全措施，其主要出发点是建立在防止燃料元件的不正常温度升高和阻止裂变产物大量逸散到环境中去。如果能做到这两点，也就保证了核电站的安全。安全的具体措施如下：
为了防止放射性物质的泄漏，核电站设置了四道安全屏障。
第一道屏障是核燃料芯块。现代反应堆广泛采用耐高温、耐辐射和耐腐蚀的二氧化铀陶瓷核燃料。经过烧结、磨光的这些陶瓷型的核燃料芯块能保留住98%以上的放射性裂变物质不使逸出，只有穿透能力较强的中子和γ射线才能辐射出来。这就大大减少了放射性物质的泄漏。
第二道屏障是锆合金包壳管。二氧化铀陶瓷芯块被装入包壳管，叠成柱体，组成了燃料棒。由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须绝对密封，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。
第三道屏障是压力容器和封闭的一回路系统。这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。
第四道屏障是安全壳厂房。它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。
1. 第一个问题一般都会问到：“为什么汽车可以熄火就关闭，而核电站却在按下关闭按钮之后，却仍然不能关闭？” 或者 “核电站为什么是不安全的？”
答案是，由于Nachwaerme，英语 Decay Heat，衰变热，也就是说，在核电站关闭后，裂变的产物仍然不断地向外界辐射，这个过程是不会停止的，只会越来越弱，所以核电站的裂变废物一定要妥善地保存。
同时由于关闭后衰变热如果不能够即使导引出去的话，会在堆心积累，造成严重的堆心弱化事故（TMI）。所以所有的核反应堆在关闭后，必须要启动另一套冷却系统。
2. 在核反应堆中广泛地应用的金属材料：Zr，为什么以前人们使用铁，而现在却使用Zr？大家这个得去翻资料，我已经不太清楚为什么了。
不过Zr在高温下会和水发生强烈的化学反应：
Zr+2*H2O = ZrO2 + 2* H2
会产生大量的氢气，对反应堆有害。
1.2.1欧洲先进压水堆发展情况简介
1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。目前EPR正在进行补充设计。
1.2.2欧洲先进压水堆EPR设计特点
EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。EPR主要的设计特点包括：
（1）安全性和经济性高
EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。
EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。
石岛湾即将建成号称第四代技术的高温气冷堆据我了解是一个试验堆，真正投入生产遥遥无
期
世界核电技术的发展趋势世界核电技术的发展趋势
温鸿钧
（中国核工业集团公司，北京 100822）
国家计委制订的《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出：要在实现核电国产化的同时，"积极支持我国自行开发新一代核电站的工作，为'十一五'及以后核电的发展奠定基础"。国防科工委制定的《国防科技工业军转民"十五"计划纲要》中提出："加强核电国产化的研究开发，同时开展先进压水堆核电站关键技术的研究开发工作"。
按国家计委、国防科工委的规划、计划要求，要进行先进压水堆关键技术和新一代核电站（即我国核电发展的第二步机型，满足用户要求文件的先进型（Advanced）机组）的研究开发。为了正确指导和推进这方面的工作，需要对世界核电的发展、核电技术的发展趋势，在调查研究的基础上作一正确的分析判断。为此，笔者做了这方面的工作，作了一个初步的分析，供有关方面专家、领导参考。
1 历史的回顾
1.1 核能发电技术的验证
在20世纪五、六十年代，二战时期为军事目的而发展的核技术转向民用发展核电，显示了美好的前景。一些发展核电的先行国，如美、英、法、原苏联、加拿大、瑞典等国，各自独立地进行了民用核能的开发。世界核技术的发展，由军用转向了民用。在民用核能的开发过程中，一般都通过建设和运行实验堆来验证工程技术安全上的可行性，再通过验证示范堆的建设，验证其经济上的可行性，之后再转入标准、定型、批量建设。
1942年12月，在美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆证明了实现可控的核裂变链式反应的科学可行性。 在二战期间及以后一段时间内，由美、原苏联、英、法等国家先后建成了一批生产核武器用钚的生产堆和核潜艇用动力反应堆，以及为支持这些反应堆的建设而建设了一批实验、试验反应堆，从而掌握了各种反应堆的基本性能、特点和关键技术。
50年代初开始，利用已有的军用核技术建造以发电为目的的反应堆，由建造实验堆阶段转入验证示范阶段。美国在潜艇动力堆技术的基础上，于1957年12月建成了希平港（Shipping Port）压水堆核电站，于1960年7月建成了德累斯顿（Dresden-1）沸水堆核电站，为轻水堆核电站的发展开辟了道路。英国于1956年10月建成了卡德霍尔（Calder Hall A）生产发电两用的石墨气冷堆核电厂。原苏联于1954年在奥布宁斯克建成APS-1压力管式石墨水冷堆核电站。加拿大于1962年建成NPD天然铀重水堆核电站。 围绕这些核电站的建设，进行了广泛的科研攻关，解决了一系列建造核电站的工程技术问题，证实了核电站能够安全、经济、稳定地运行，实现了工程可行性和经济可行性的验证，为以后七、八十年代核电较大规模的商用发展打下了基础。
1.2 核电大发展时期的标准化、系列化发展
60年代到70年代，核电的安全性和经济性得到验证，相对于常规发电系统的优越性鲜明地显现出来。此时，又是世界各国经济快速发展时期，电力需求也以十年翻一番的速度迅速增长，给核电发展提供了一个广阔的市场。核电迅速实现了标准化、批量化的建设和发展。
在核电大发展时期，同样存在激烈竞争。一些因其固有特点的限制，难于同其他机型竞争而被淘汰（如气体冷却重水堆、蒸汽发生重水堆（SGHWR）等）。有发展空间的机型，则为提高安全性、改善经济性而不断改进，如美国通用电气公司的沸水堆BWR1、BWR2等形成了系列化的发展。美国西屋公司的212、312、412型和314、414型等。
在七、八十年代，国际核电发展形成系列化建设的机型有：
（1）压水堆核电机组，包括西屋公司的压水堆、燃烧工程公司的压水堆、巴布科克·威尔科克斯（B&W）公司的压水堆、俄罗斯的WWER（即VVER，水-水动力反应堆）型压水堆，以及引进美国西屋公司压水堆技术后形成的法国法马通公司的压水堆、德国西门子公司的压水堆、日本三菱公司的压水堆等。
（2）沸水堆机组，美国通用电气公司的沸水堆、瑞典阿西亚原子能公司（ASEATOM）的沸水堆，以及从美国引进沸水堆技术发展的日本东芝、日立公司的沸水堆。
（3）加拿大原子能有限公司（AECL）独立自主开发的天然铀压力管式重水堆。
（4）原苏联基于石墨水冷堆技术开发的石墨水冷堆电站。
（5）英国开发的石墨气冷堆MGR、AGR核电系列。
上述核电系列中，B&W公司的压水堆因发生了三哩岛核事故，苏联石墨水冷堆因发生切尔诺贝利核事故，暴露了设计中的缺陷，停止了这两种机型的发展。石墨气冷堆由于其固有的特点，天然铀需求量大，现场施工量大，使其经济竞争能力差，没有打开国际市场，局限在英国建设。由此看出：由机型固有特点决定的安全性和经济竞争力是其能否持续发展的关键。确保安全，提高经济竞争力是核电技术发展的方向和动力。
1.3 更安全、更经济的先进轻水堆核电机型的发展
20世纪70和80年代中先后发生了三哩岛和切尔诺贝利两大核事故，特别是切尔诺贝利灾难性核事故，带来了强烈的反响，使核能的公众接受问题成了世界核电发展的重大障碍。为解决核能的公众接受问题，90年代，世界核电界集中力量进行了安全标准、审批程序、机型改进等方面的工作，编制用户要求文件和开发更安全、更经济的先进轻水堆核电技术。
（1）制定"用户要求文件"
1983年开始，美国电力研究所（EPRI）在美国核管会（NRC）的支持下，经多年努力，制定了一个能被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众各方面都能接受的，提高安全性和改善经济性的核电厂设计基础文件，即适用下一代轻水堆核电站设计的"用户要求文件（URD）"。随后，欧共体国家共同制定了类似的文件"欧洲用户要求文件（EUR）"。
URD的主要性能指标：
设计原则：简单、坚固、不需要原型堆；
燃料热工安全裕量：≥15%；
堆芯熔化概率：
大量放射性释放概率：
失水事故：6英寸以下破口，燃料不损坏；
设计寿命：60年；
换料周期：18~24个月；
机组可利用率：≥87%；
工作人员辐射剂量：
建设周期（从浇注第一罐混凝土至商业运行）：对1300 MW机组为54个月，对600 MW机组为42个月。
（2）更安全、更经济机型的开发
世界核电供应商按URD、EUR等的要求，在各自已形成批量生产机型的基础上，作改进创新的开发研究。
美国西屋公司研究开发了AP-600型核电机组的设计，1988年获美国核管会最终设计批准书（FDA），特点是采用非能动安全系统，简化设计。另外，还同日本三菱公司合作研究开发了APWR- 1000、APWR-1300，但尚未获美国核管会颁发的最终设计批准书。
美国ABB-CE公司在其成熟的系统80的基础上，研究开发了改进的机型系统80+。1984年获得美国核管会颁发的最终设计批准书，并于1997年完成全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。特点是采用双环路的输热系统。
美国GE公司基于成熟沸水堆技术，研究开发了先进沸水堆（ABWR），1994年获美国核管会颁发的最终设计批准书，1997年通过全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。 在日本建造了2台，运行情况良好。我国台湾省正在建造的"核四"就是这种机型。
法国法马通公司和德国西门子公司联合开发了欧洲先进核电机组欧洲压水堆（EPR）。
俄罗斯根据核电改进发展潮流，在已成熟批量建设的WWER-1000的基础上，研究开发了
AES-91型和AES-92型两种设计，向美国URD靠拢。AES-92采用较多的非能动安全系统。
（3）机型开发的思路
上述的研究开发的基本思路，大体可划分为改进型、革新型、革命型三类：
改进型是在原有设计基础上，利用国际上已成熟的改进技术，增加安全裕量，增加对付严重事故的安全措施，提高安全性，又通过增加单机容量，利用规模效益改善经济性，补偿因提高安全性而引起的经济性下降。
革新型的特点是在成熟技术基础上，采用依靠自然规律（重力、自然循环等）的非能动安全性，简化系统、减少设备，既提高安全性，又改善经济性。
革命型，在设计中引入固有安全性概念，从根本上排除产生事故的可能性。
按革命型设计思路开发的几个机型均遇到一些重大技术关键，距成熟尚有较大的距离。革新型机组的代表是AP-600，由于采用非能动安全系统有一定难度，相对于改进型成熟较晚。改进型机组的研究开发相对简单，如系统80+、ABWR、EPR等，都趋成熟，其中ABWR已成功建设和运行了2台机组。
2 核电技术发展的最新动向
2.1 核能复苏的动向
（1）美国政府颁布了新的能源政策，要复苏核能。2001年5月17日，美国总统布什颁布新的美国核能政策，指出"应该发展清洁的、资源无限的核能"，能源政策提出"把扩大核能作为国家能源政策的重要组成部分"，并提出了促进核能复苏和发展的一些具体政策。要求美国核管会在审批新的先进反应堆申请许可证的过程中将保证安全和环境保护作为最重要的条件。要求核管会推动核电企业对现役核电站安全升级、增加发电量。要求核管会对现役核电站重新发放许可证，使之达到或超过安全标准。提出发展下一代核技术和先进的核燃料循环，重新审订核燃料处理方法的研究，使得核废料少并具有强的防核扩散能力；不鼓励积累分离钚；要发展清洁、高效、废物量少、防核扩散的乏燃料处理处置技术。在2001年5月召开的核能会议上，美国核工业界提出在2020年前，新增核电装机5000万kW的设想目标。2001年8月初，美国众议院通过了"保障美国未来能源"的法案，支持在现有核电厂址上建设新的核电机组，增加国家在核能方面的研究费用，增加各大学的核科学及核工程的教育经费和研究费用。
（2）2001年1月底，俄罗斯原子能部副部长尼克马图林说："位于俄罗斯欧洲地区不久将面临电能短缺危机，政府唯一的解决方案是修建新的核反应堆"，"防止潜在的能源危机，俄罗斯计划在2020年前修建40座核反应堆"。
（3）日本政府为了兑现削减CO2排放目标的承诺，日本资源能源厅提出日本将在2001年至2010年新建13座（约1694万kW）核电站。其中沸水堆10座（约1295万kW，ABWR 8座，BWR 2座），压水堆3座（约399万kW，APWR 2座，PWR 1座）。自2011年起，
还计划建造7座核电站，约848万kW，其中ABWR 5座，BWR 2座。
2.2 第四代核电技术概念的提出
第四代核电技术概念是1999年6月美国克林顿政府的能源部首先提出的，并得到一些国家的支持。
（1）第四代核电技术的概念
把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。
（2）开发第四代核电技术的目的
美国政府对核电界共同研究开发的第三代核电技术不够满意的是：未考虑防止核扩散的要求，经济性不够理想。为了强化防止核扩散的要求和进一步改善经济性，提出要研究开发第四代核电站。
（3）第四代核电技术的性能要求
2000年5月，由美国能源部发起、美国阿贡实验室组织的全世界约100名专家进行了研讨，提出了第四代核电站14项基本要求。关于经济性的有3条：要有竞争力的发电成本，其母线发电成本为3美分/kWh；可接受的投资风险，比投资小于1000美元/kW；建造时间（从浇注第一罐混凝土至反应堆启动试验）少于3年。有5条是关于核安全和辐射安全的：非常低的堆芯破损概率；任何可信初因事故都经验证，不会发生严重堆芯损坏；不需要场外应急；人因容错性能高；尽可能小的辐射照射。关于核废物有3条：要有完整的解决方案；解决方案被公众接受；废物量要最小。关于防核扩散的有3条：对武器扩散分子的吸引力小；内在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经过评估。
由上看出，第四代核电站的要求突出了防止核扩散问题，没有考虑核燃料循环和核资源问题，而这两个问题是涉及核能可持续发展的重大问题。
（4）设想发展进度
当前的主要任务是研究确定第四代核电的性能要求，逐步由原则要求，经细化为具体指标，在此基础上再开展堆型的研究开发。预计2020年前能有一个或几个示范电站建成运行；到2030年以后再推广建设。在2001年到2030年这段时间内，将建造一批第三代的先进轻水堆核电机组。
（5）当前的进展
目前，该工作尚处于开始阶段，主要由大学教授、科研单位专家进行理论政策探讨。所提出
的性能指标要求仅是原则性的，需要深化的工作还很多，还要经过方方面面的审查认可。距离做实质性的堆型选择、堆型研究开发还有较大距离。现在就把某种堆型说成第四代核电堆型为时尚早。
2.3 核电机型开发的一些新的动向
（1）美国西屋公司和ABB-CE公司联合后，基于美国核管会批准最终设计的AP-600和系统80+，提出了AP-1000的概念。利用AP-600简化改进和被动安全的设计概念，加上系统80+双环路的设计思想，把AP-600的60万kW扩大为100万kW，采用两条50万kW的环路。结合了简化设计和扩大规模两个方面来改善核电的经济性。
（2）日本三菱公司最近提出发展21世纪核电站NP-21的压水堆机型，其单机容量为150万到170万kW，四个环路，采用卧式蒸汽发生器。
（3）俄罗斯最近提出了发展150万kW的压水堆机型，四个环路，采用非能动的余热排出系统，采用垂直盘管式的蒸汽发生器。
（4）韩国在引进ABB-CE的系统80的核电技术基础上，自主提出了大型非能动压水堆核电站CP-1300的概念，采用了西屋公司的非能动安全系统的概念，又采用了ABB-CE双环路的设计。
（5）印度从俄罗斯进口百万千瓦级压水堆核电机组的合同谈判已基本完成，待我国田湾核电站建成后付之实施。其机组以我国田湾核电站为参考，要加上非能动的余热排出系统。
（6）南非提出了球床模块化高温气冷堆的设计概念，由于其热效率高、经济性好、安全性好，引起了国际较大的反响。但是，高温气冷堆的重要关键技术尚未得到工程验证，这种堆型的乏燃料难于处理和处置。另外，高温气冷堆的发展还将涉及核燃料循环体系的技术路线。
3 世界核电技术发展的趋势
3.1 提高安全性、改善经济性成为核电技术发展的主要趋向
在核电市场竞争中，一个机型能保持持续稳定的发展而不被市场竞争所淘汰，关键是能够确保安全、在经济上有竞争力。在近十年来，指导核电技术发展的用户要求文件（URD、EUR）、最新提出的第四代核电站的性能要求以及美国最近颁布的新的能源政策，都贯穿一条主线，就是要提高安全性、改善经济性，在满足确定的安全要求的条件下，争取最好的经济性。如堆芯熔化概率
3.2 延长在役核电站的寿期已是世界各国都实际采取的行动
在经济上，延长寿期相对于新建核电站更经济。从可行性看，迅速更换反应堆的部件等措施、延长反应堆寿期在技术上和经济上已得到了验证。绝大部分原设计寿期40年的核电站机组都可延长到60年。目前，美国、英国、日本等国家做了许多关于延长寿命的研究验证工作，
并通过核安全当局的审查，批准延长寿期。
3.3 单机容量继续向大型化方向发展
为提高核电站的经济性，继续向大型化方向发展：俄罗斯提出建造150万kW的压水堆机组的概念；日本三菱公司提出了建造150万至170万kW的压水堆机组；日本的东芝、日立提出了建170万kW的ABWR-II的概念；美国西屋公司也在AP-600的基础上向AP-1000发展。
3.4 采用非能动安全系统、简化系统、减少设备来提高安全性
世界各国最新提出的设计概念，一般都在原有设计基础上增加非能动安全系统代替原有的主动安全系统，也不追求全部采用非能动安全系统，而根据技术成熟程度和对机组的安全、经济性能的改进程度确定采用哪几个非能动安全系统，即是非能动、能动混合型的安全系统。
3.5 为便于堆内安全系统的设置和安排一般采用两个或四个的偶数环路
过去百万千瓦级机组一般采用三个环路，每个环路30万kW。但最近提出的一些设计概念都采用偶数环路，每个环路容量根据设计的单机总容量确定，不限制在30万kW一个环路。如美国的AP-1000是双环路，每个环路50万kW；韩国的CP-1300也是双环路，每个环路65万kW；日本三菱的NP-21，单机容量150万至170万kW，四个环路，每个环路37.5万或42.5万kW；俄罗斯的150万kW的设计概念，也是四个环路，每个环路37.5万kW。取偶数环路的主要原因是在压力容器内安全系统布置比较容易，也比较好。
3.6 仪表控制系统（I&C）的数字化和施工建设的模块化
世界各核设备供应商提出的新的核电机型，无一例外地都采用了全数字的仪表控制系统，并且进一步向智能化方向发展。法国的N4和日本的两台ABWR机组，都是全数字的仪表控制系统。新设计的机组更是采用全数字的仪表控制系统。
核电的建设施工为缩短工期、提高经济性，都突破原有方式，向模块化方向发展。在设计标准化、模块化条件下，加大工厂制造安装量，通过大模块运输、吊装、拼接，减少现场的施工量。这是新一代机型共同采取的新技术。美国GE公司和日本联合建设的两台ABWR机组都已成功地采用了这种技术。
3.7 发展快中子堆技术，建立闭式核燃料循环，使核电能可持续发展
主要工业发达国家已经建立本国的核燃料循环技术和体系，已经基本掌握了快中子增殖堆技术，但由于多种因素，一些国家停止了快堆的工程发展。至今，曾充当开发快堆技术世界先锋的美国，虽然较早停止了快堆的工程建设，但现在正在研究是否重新启动快中子辐照试验堆FFTF，同时还从事着与快堆技术相关的其他研究。法国正在研究利用凤凰快堆电站进行燃烧锕系核素和长寿命裂变产物的工作。
俄罗斯是看好快堆技术最热心的国家，它把发展快堆和实施闭式燃料循环技术和体系看作
21世纪上半世纪核动力发展战略的奠基石，并正筹备重新启动自1989年以来一直处于冻结状态的一项BN-800快堆电站计划，并开始设计BN-1600。
美国最近颁布的能源政策中提出了研究先进的核燃料循环，要改变过去对乏燃料不作后处理的一次通过燃料循环（once-through fuel cycle）。美、英、法、德、日等国正在研究一种先进的燃料循环（Advanced Fuel Cycle）体系，不作铀钚分离，直接处理出满足快堆核电站要求的铀、钚混合燃料。这样使核能发展既满足了可持续发展的要求，又满足了防止核扩散的要求。
3.8 模块化高温气冷堆受到关注
南非国家电力公司（ESKOM）提出了模块化高温气冷堆设计，国际上有较大反响。采用耐高温包覆颗粒燃料，不会出现堆芯熔化事故，石墨慢化、氦气做冷却剂、全寿命的负温度系数，是安全性能很好的机型。由于采用高温氦气透平直接循环，热效率高；非能动安全系统，简化系统；采用一次通过循环，乏燃料不作后处理，因而有较好的经济性。但这种机型尚有一些重大关键技术，如高温高压氦气透平等尚未经过工程验证，尤其是乏燃料后处理技术十分困难，难于实现裂变物质的转化和增殖，所包含的裂变物质和锕系元素难于处理处置，在资源和环境上都不符合可持续发展的要求。由于这种堆型确有不少优点，得到了国际的关注，我们也应给予注意。
4 对于我国核电技术发展的启示
（1）我国发展核电，必须发展更安全、更经济的新一代机型
提高安全性、改善经济性是国际、国内核电发展中提出的必须解决的问题。由三哩岛事故和切尔诺贝利核电事故诱发产生的核能发展的公众接受问题，已成为世界核电发展的最大障碍，如果没有安全性更好的核电机型来代替现在的机型，并得到公众的认可，核电就不可能持续稳定地发展。对于我国来说，如果停留在广东大亚湾M310的水平上，核电的发展是十分困难的，是没有前途的，因为M310的安全性与用户要求文件（URD、EUR等）有较大距离，经济上还难于同常规火电竞争。我国发展核电，必须符合国际发展的趋势，发展更安全、更经济的新一代机型。
（2）应坚持压水堆核电的技术路线
20世纪80年代初，由国家计委、原国家科委联合召开的我国发展核电的技术政策论证会确定，后报经国务院批准颁布实施，发展压水堆核电技术路线。我国近20年的实践和国际最新核电技术发展趋势，都证明我国发展压水堆核电技术的路线是正确的， 在压水堆核电技术的发展上取得了重大的进展，并建立了较好的科技工业技术基础，培养了一支较强的、专业配套的科研设计队伍。中国新型核电机组应该充分利用我国已建立的压水堆技术基础，坚定不移地走压水堆核电的技术路线，不宜轻易改变。
关于高温气冷堆，虽然国内外呼声较高，也确有不少优点，但还有较多的不定因素，现尚不具备以发展这种堆型为主线的条件。
关于先进沸水堆ABWR，它是一个好的堆型。如果我国从零开始，可以考虑发展此堆型。鉴于我国发展压水堆已有相当的基础和经验，而ABWR相对于压水堆的优势，尚不足以促使我们放弃压水堆而改为ABWR。
（3）我国新一代的核电机型应该满足国际上的用户要求文件
我国新一代的核电机型应符合世界核电的发展趋势，要满足国际上的一些用户要求文件，如美国的URD、欧洲的EUR等。当然我国应把国际上的这些用户要求文件与我国实际情况相结合，制定符合我国实际的设计要求文件，新一代的核电机型就应满足我国自己的设计要求文件。要在符合设计要求文件的核安全要求的前提下，争取最好的经济性。
（4）新一代的核电机型应考虑采用系统简化、非能动、数字化的仪表控制系统和模块化技术的压水堆
根据国际核电技术发展的趋势，中国新型核电机组应考虑采用非能动安全系统来简化设计、提高安全性、改善经济性，但不要追求全部的非能动安全，要根据改进后可能取得效益和实现的可能性，实事求是地做出选择。采用模块化技术可缩短建设周期，提高经济性。数字化的仪表控制系统是提高核电的安全性、运行可靠性和经济性的重要措施。
（5）抓紧新一代的核电机型的研究开发，赶上世界核电发展的步伐
根据国家计委《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出的"自行开发新一代核电站"的要求和世界核电发展的趋势，我们应抓紧新一代的核电机型的研究开发工作，争取在2010年前完成机型的研究开发工作，具备上首堆工程的条件。从"十二五"初到"十二五"末或"十三五"初，完成首堆工程建设和投运， 实施标准化、批量化建设，这样大体可赶上世界核电发展的步伐。
参考资料：http://www.chinanuclear.cn/bbs/dispbbs.asp?boardid=70&id=10416
绝对安全的高温气冷四代堆[转贴]
根据国务院和国家发改委关于投资体制改革的决定及正在实施的高技术产业化专项执行情况，上海电气集团正积极申报高温气冷堆核电示范工程195MW设备研制项目。
十五”期间，我国重大科技工作取得一系列突出成就，在能源技术领域，高温气冷堆研究和建设作为“十五”863计划的标志性成果，已达到国际领先水平。这意味着我国在利用核安全技术缓解能源短缺方面取得了新进展。
记者从正在举办的国家“十五”重大科技成就展上了解到，我国对模块化高温气冷堆的研究与建造已经处于世界先进水平，而高温气冷堆氦气透平发电系统更是世界上第一个将高温堆与气体透平直接循环结合的试验装置，这使得我国成为国际上高温气冷堆研究的主要领先基地之一。
高温气冷堆是国际核能界公认的安全性最高的反应堆。与水堆相比，它不必附加另外的安全系统，而是通过自身设计保证安全。它能在发生事故时自动关闭，并将剩余热量排除冷却，
不会发生燃料元件烧毁现象。
高温气冷堆也是目前发达国家先进核电站采用的最新一代技术，中国是继美、英、德、日后第5个掌握此项技术的国家。
在国家“863”计划的支持下，“10MW高温气冷实验堆”于2000年底实现首次临界，2003年1月完成72小时满功率发电运行。此外，还完成了核心部件“氦气透平压气机组”的技术特性研究和连续运行考验，成功进行了高温堆固有安全性堆上试验，进一步证明了高温堆的先进性及安全性。中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学签署的《关于共同合作建设高温气冷堆核电示范工程投资协议》,标志着实施高温气冷堆商用示范核电站建设迈出了关键一步。
清华大学核能技术设计研究院的专家说，反应堆用氦气作冷却剂，采用全陶瓷型球形燃料元件，燃料最高限制温度为1600摄氏度，发电效率高，并可应用于煤的气化和液化、制氢、石油化工等领域。其关键设备均由中国自主设计和制造。
据悉，“十五”863计划以解决事关国家中长期发展和安全的战略性、前沿性和前瞻性高技术问题，发展具有自主知识产权的高技术，培育高技术产业生长点，力争实现跨越式发展为主要任务，实施五年来，取得了显著的成效，掌握了一批核心技术，占据了制高点，缩小了与国际先进水平的差距。
中国第一座高温气冷堆示范电站——华能石岛湾核电站初步可行性研究报告24日通过审查。这标志著中国自主知识产权的国际先进核电研究技术向商用示范核电站建设迈出实质性的一步。
据新华社北京11月24日电，高温气冷堆示范电站将由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学等以50％、35％、5％的投资比例共同投资、建设、运营。电站地址初选在山东省威海市荣成石岛湾，核电装机规模为400万千瓦，一期工程建设一台20万千瓦示范机组。工程总投资约30亿元，工期48个月。预计2006年底完成开工准备工作，2010年正式投入运行。
高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，中国高温气冷堆研究技术处於国际领先地位。其主要特点是安全性能好、热效率高、系统简单。目前已成功地建设了10兆瓦实验电站，并完成了多项安全性实验工作。据介绍，该工程已被列入中国能源发展的中长期规划。
核工业期待知识产权唱主角
知识产权报
41年前，中国第一颗原子弹的成功引爆曾震惊世界。今天，更引人注目的却是中国核能的和平利用尤其是民用核电站的发展——这关系到一个飞速发展中的国家如何解决其日益尖锐的能源供需矛盾。
中国科学院学部核能发展战略咨询组近日起草的一份战略研究报告指出，我国能源供应面临三大挑战：第一，能源发展需求与我国能源资源人均拥有量不足之间的矛盾；第二，以煤为主的能源结构不合理，大量燃煤造成严重的环境污染和温室气体问题；第三，能源利用效率不高，能源浪费比较严重。为应对上述挑战，我国将强化节能和提高能效作为基本国策放在首位，并逐步调整和优化能源结构，逐步降低化石能源的消耗份额，提高新能源的份额。而“在各种替代能源中，只有核能既是一种经济、安全、洁净的能源，又可大规模地替代化石
能源。只有积极发展核能，才能缓解我国近、中期能源供应方面的压力，并保障我国经济、社会和环境的可持续发展。”
国防科工委有关负责人也表示，“十一五”期间，要以核电发展为龙头，以核燃料循环为支撑，以核应用技术产业化为新的经济增长点。伴随着我国对核电发展的方针从“十五”期间的“适度发展”转为如今的“积极发展”，中国核工业是注定要提速了。
知识产权凸显差距
中国发展核电的目标是：到2020年达到4000万千瓦左右的装机容量，届时将占全国电力装机总容量的4%，而现在的比例仅为1.6%。这需要在今后10年间新开工建设30台左右的百万千瓦级核电机组，要求从现在起每年开工建设3台百万千瓦级的核电站。由于我国核电起步较晚，现有核电工业基础还比较薄弱，这一任务将非常艰巨。
“我国核电发展的一个重要技术瓶颈在于，核心部件主要还是依靠进口。”中国原子能科学研究院教授顾忠茂向中国知识产权报记者表示，虽然我国核电建设的国产化率有所提高，但是对此要进行辩证的看待。比如，核岛是核电设备的关键部分，而核反应堆压力容器等又是核岛的关键部分，我国很多企业不能自己设计制造这些关键部分，大多是通过其他一些边缘技术的自主化带动整体国产化率的提高。
据媒体报道，以前国内建成和在建的核电机组中，近九成的核心技术及设备须从国外进口。在秦山二期、三期、大亚湾、岭澳、田湾等项目中，国内厂商只能提供辅助设备，或者只是个别主设备的分包商、合作制造商。以岭澳一期为例，核岛设备国产化率只有15%。
掌握第三代核电建造关键技术
今年早些时候，作为我国核电建设领域一大投资主体的中国核工业建设集团公司曾经表示，“十一五”期间，将通过国外技术转让和自主研发，掌握第三代核电建造的关键技术，实现第三代先进压水堆核电站的自主化建造。
第二代核电技术已被证明是成熟的核电技术，“第三代”将在此基础上进一步提高经济竞争力和安全性。不失时机地建设改进型的“第二代”大型压水堆核电站并形成一定批量是明智而稳妥的举措。同时，还应瞄准国际上先进的第三代先进压水堆核电技术进行自主开发，并积极开展包括国际招标在内的国际合作，尽快掌握“第三代”技术，在2015年左右具备批量建设符合国际上“第三代”技术要求的核电站。对此，业内人士已达成了共识。
前不久，中国核工业建设集团公司和清华大学已就大型先进压水堆及高温气冷堆核电站示范工程立项论证有关工作向国防科工委进行了汇报，明年两会，这一工程将很可能入选国家中长期科技发展规划大型专项，届时将获得更好的发展助力。
但顾忠茂向中国知识产权报记者透露，今年以来，相关的国际招标工作进行得并不顺利，“主要还是在价钱上存在分歧。设备还好说些，别人辛辛苦苦研发出的技术，不花大代价是买不来的。何况，他也不愿意一下子就卖给你。”实际上，我国相关部门曾提出从“第二代”向“第三代”进行跨越式发展，现在看来，技术上的掣肘使得我们只能选择一种更平稳的推进
了。
实际上，我国相关部门曾提出从“第二代”向“第三代”进行跨越式发展，现在看来，技术上的掣肘使得我们只能选择一种更平稳的推进了。
根据我国已有的技术基础和用户意向，目前国内以压水堆为主的热堆核电技术将在今后30年至40年内成为我国核电的主导产业，而我国核能发展应遵循热堆（压水堆）——快堆——聚变堆的三步走发展战略。顾忠茂说，如果热堆可以称为“今天”的核电产业、那么快堆和聚变堆则是“明天”与“后天”的核电产业。在做好“今天”核电产业技术升级的同时，中国还应及时启动快堆核能系统的开发，这也许会是“十二五”以后的事，但“十一五”期间的准备工作也相当重要。
自主创新呼唤研发人才
我国在核电技术开发、工程设计、设备制造、工程建设、项目管理、核电站运行维修等方面已经具有较好的基础和较强的实力，掌握了一些国外核电成熟的设计技术能自主设计建设60万千瓦压水堆核电站，也初步具备了“以我为主、中外合作”条件下建设百万千瓦级压水堆核电站的能力。但与发达国家核电在电力供应中所占份额超过20%的情况相比，我国目前核电所占份额太低，已经建成和正在建设的核电站均属于“第二代”。有关大型商用核电站的设计技术还不全面，没有形成完整的标准体系，设计管理技术、项目管理技术与国际水平还存有差距，尚不具备独立自主设计符合国际上“第三代”技术要求的大型核电站的能力。本文开头提到的中科院报告这样概括了我国核工业的现状。
对此，有关专家指出，我国核工业要提速发展，必须加强核科学基础研究，注重技术创新，提升核心技术能力，形成自主知识产权。
其中，创新型人才非常关键。目前，我国核工业系统科研、生产的人才队伍出现严重断层。为此，应注意从人才的源头抓起，有计划地恢复一些大学和专科学校的核科学工程专业，并根据核事业的需要培养不同层次的核科学技术人才，改变我国核科研和核工业系统后继乏人的局面。
据了解，在日前中国核工业建设集团公司召开的一次以其发展战略和“十一五”规划为主题的会议上，也把实施人才强企战略放在了提高科技水平和自主创新能力前面。
一．概述
自从1896年法国物理学家贝可勒尔发现铀的天然放射性以来，由于近百年来世界各国科学家的辛勤探索，人类不但对物质的微观结构有了更深刻的了解，而且还开发出了威力无比的核能。与此同时与核能相关的核技术，如加速器技术、同位素制备技术、核辐射探测技术、核成像技术、辐射防护技术及应用核技术等也得到迅猛发展。近百年来在这个领域已有40多位科学家获得了世界科学技术成就的最高奖赏——诺贝尔物理学奖或化学奖，这是其他任何学科领域都从未有过的。
第二次世界大战末期，美国使用绰号叫“小男孩”和“胖子”的两颗原子弹在日本广岛和长崎造成了人间灾难。从此人们一听到“原子弹”三个字就不寒而粟，甚至“原子能”或“核
能”也被曲解为核武器的代名词。直至今天还有不少人对核电站害怕得很，以为核电站出事故时也会像原子弹一样爆炸，公众对核能和核技术充满恐惧感和神秘感。
然而核能的发现和应用也与古代“火药”的发明和应用一样，它既能用来作为杀人武器，又能移山填海，造福人类。事实上，第二次世界大战结束后，热爱和平的各国科学家就在和平利用核能力上面进行了卓有成效的工作。原子弹爆炸9年后，世界上第一座核电站在前苏联建成发电，它标志着人类大规模利用核能时代的开始。然而，直到今天，核能的利用仍然在两个领域中同时展开和同时发展。一方面在建设更多的不同堆型的核电站——轻水堆电站、重水堆电站、快堆电站，另一方面又在制造大规模的杀伤核武器——原子弹、氢弹、中子弹；一方面在建造核动力破冰船，另一方面又在建造核动力航空母舰和核潜艇。以致直至今天人类仍处在核威胁和核恐怖之中。为此热爱和平的人们一直在呼吁禁止核武器，直至彻底销毁全部核武器。
在进入21世纪，和平和发展已成为世界主流，人们既期望核能作为最具潜力的新能源在解决人类面临的能源危机中能发挥主力军的作用；又希望核武器永远在地球上消失，让人类赖以生存的地球成为美丽的乐园。
二．原子与原子核
人类对客观世界的认识是逐步深化的。从宏观上讲，宇宙浩瀚无穷；从微观上讲，又存在一个肉眼看不见的，难以捉摸的无限渺小的世界。
两千多年前人们就提出：世畀是由什么构成的?鉴于当时的科学技术水平，人们只能靠猜测和臆想来解释丰富多采的自然现象。时至今日，对这个问题人们可以毫不犹豫地回答：宇宙间浩瀚的万物都是由元素构成的。
构成元素的最小单位是原于。原子非常小，其直径大约只有l*lO-8cm。1911年卢瑟福通过用α粒子轰击金属薄片的散射实验证实这么小的原子也是有核的。原子核更小，约为10-13cm，只占原子大小的十万分之一。原于核带正电，它周围是数目不等的带负电的电子。原子核又是由质子和中子两种粒子组成，质子带正电，中子不带电。质子所带正电荷的大小和电子所带负电荷的大小正好相等，因此整个原子是中性的。现代科学家测出质子的质量为1.007277原子质量单位，中子的质量为1.008665原子质量单位，而电子质量仅为0.0005486原子质量单位，可见原子的质量主要集中在核上。质子所带正电荷的电量为
1.602192*lO-19C。
如果原子核是由Z个质子和N个中子组成，则Z就是该原子核所属元素的原子序数。Z+N=A，A就是原子的质量数。因此如果知道某元素的原子序数和质量数就可以知道原于核里的质子和中子数。通常用如下符号表示元素的核状态：
质子数相同的原子具有相似的化学性质，处在元素周期表的同一位置，但它们的中子数可能不同；我们就把质子数相同而中子数不同的元素称之为同位素。例如氢原子核只有一个质子，没有中子( )，而它的同位素氘则有一个质子和一个中子( )，氚有两个中子和一个质子( )。同
位素在化学性质方面虽然相似，但其他性质就相差甚远。如氢和氘都是稳定的同位素，而氚却带放射性。
1896年法国科学家贝可勒尔发现铀元素能自动地放射出一种穿透力很强的射线，它能透过黑纸使底片感光，这就是所谓放射现象。随后1900年居里夫妇在研究镭射线时发现，镭射线通过磁场后被分为两束。1906年卢瑟福在重复居里夫妇的实验时采用更高强度的磁场，结果镭射线被分成了三束(见图4-1)。后来科学家就把这三束射线分别称之为α射线、β射线和γ射线。其中α射线是由带正电的高速度的氦原子核组成；α射线是由速度很大的电子组成；而γ射线则是一种波长极短，不带电荷的穿透力极强的射线。
现在科学家们已经知道，每一种元素的同位素在受到中子轰击后，多半都会变成一种特定的放射性元素，都会放出。、α β γ射线，这些射线都具有一定的穿透力。因此人们可以在一种元素的原子核上人为地添加中子或质子，使他们变成别的原子。这样的原子常常是有放射性的，通常就称之为放射性同位素。通过加速器或核反应可以获得大量的放射性同位素。
放射性同位素的原子核是不稳定的，它能自发地放射出α、β、γ射线而转为另一种元素或转变到另一种状态，这一过程称之为衰变。衰变是放射性原子核的基本特征。但放射性同位素的每个核的衰变并不是同时发生的，而是有先有后。为了描述衰变过程的快慢，科学家定义放射性元素的原子核数因衰变而减少到原有原子核数一半时所需的时间为半衰期。因此衰变越快的元素，半衰期越短。半衰期是放射性同位素的一个特定常数，它基本上不随外界条件的变动和元素所处状态的改变而改变。
三．核能的来源
人类生活中利用的大多是化学能。化石燃料燃烧时燃料中的碳原子和空气中的氧原子结合，同时放出一定的能量。这种原子结合和分离使得电子的位置和运动发生变化，从而释放出的能量称之为化学能。显然它与原子核无关。
如果设法使原子核结合或分离是否也能释放出能量呢?近百年来科学家持之以恒的努力给予的答案是肯定的。这种由于原子核变化而释放出的能量，早先通俗地称为原子能。因为所谓原子能实际上是由于原子核发生变化而引起的，因此应该确切地称之为原子核能。经过科学家们多年的宣传，现在广大公众已了解原子能实际上是“核”的功劳，于是现在简洁的称呼“核能”取代了“原子能”；“核弹”、“核武器”取代了“原子弹”和“原子武器”。
“核能”来源于将核子(质子和中子)保持在原子核中的一种非常强的作用力——核力。试想，原于核中所有的质子都是带正电的，当它们拥挤在一个直径只有10-13cm的极小空间内时其排斥力该有多么大!然而质子不仅没有飞散，相反地还和不带电的中子紧密地结合在一起。这说明在核子之间还存在一种比电磁力要强得多的吸引力，这种力科学家就称之为“核力”。核力和人们熟知的电磁力以及万有引力完全不同，它是一种非常强大的短程作用力。当核子间的相对距离小于原子核的半径时，核力显得非常强大；但随着核子间距离的增加，核力迅速减小，一旦超出原于核半径，核力很快下降为零。而万有引力和电磁力都是长程力，它们的强度虽会随着距离的增加而减小，但却不会为零。
科学家在研究原于核结合时发现，原子核结合前后核子质量相差甚远。例如氦核是由4个核子(2个质子和2个中子)组成，对氦核的质量测量时发现，其质量为4.002663原子质量单位：而若将4个核子的质量相加则应为4.032980原子质量单位。
这说明氦核结合后的质量发生了“亏损”，即单个核的质量要比结合成核的核子质量数大。这种“质量亏损现象”正是缘于核子间存在的强大核力。核力迫使核子间排列得更紧密，从而引发质量减少的“怪”现象。
根据爱因斯坦的质能关系，任何物质的质量m和能量E之间有如下关系： E=mc2
式中：C为真空中的光速。根据上式，氮核的质量亏损所形成的能量为E=28.30MeV。当然就单个氦核而言，质量亏损所形成的能量很小，但对1g氦而言，它释放的能量就大得惊人，达6.78×1011J，即相当于19万kW·h的电能。由于核力比原子核与外围电子之间的相互作用力大得多，因此核反应中释放的能量就要比化学能大几百万倍。科学家将这种由核子结合成原子核时所放出的能量称之为原子核的总结合能。由于各种原子核结合的紧密程度不同，原子核中核子数不同，因此总结合能也会随之变化。由于结合能上的差异，于是产生了两种利用核能的不同途径：核裂变和核聚变。
核裂变又称核分裂，它是将平均结合能比较小的重核设法分裂成两个或多个平均结合能大的中等质量的原子核，同时释放出核能。重核裂变 般有自发裂变和感生裂变两种方式。自发裂变是重核本身不稳定造成的，因此其半衰期都很长。如纯铀自发裂变的半衰期约为45亿年，因此要利用自发裂变释放出的能量是不现实的。例如100万kg的铀自发裂变发出的能量一天还不到lkW·h电能。感生裂变是重核受到其他粒子(主要是中子)轰击时裂变成两块质量略有不同的较轻的核，同时释放出能量和中子。一个铀核受中子轰击时发生感生裂变时所释放的能量如表4-1所示。核感生裂变释放出的能量才是人们可以加以利用的核能。
核聚变又称热核反应，它是将平均结合能较小的轻核，例如 氘和氚在一定条件下将它们聚合成一个较重的平均结合能较大的原子核．同时释放出巨大的能量。由于原子核间有很强的静电排斥力，因此一般条件下发生核裂变的几率很小，只有在几千万度的超高温下，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的核聚变。由于超高温是核聚变发生必须的外部条件，所以又称核聚变为热核反应。
由于原子核的静电斥力同其所带电荷的乘积成正比，所以原子序数越小，质子数越少，聚合所需的动能(即温度)就越低。因此只有一些较轻的原子核，如氢、氘、氚、氦、锂等才容易释放出聚变能。最有希望的聚合反应是氘和氚的反应，它释放的能量是铀裂变反应的5倍。
利用氦（2He4）、锂（3Li6）和氢的同位素氘及氚产生的几种不同的聚变反应，其中以氘－氚反应和氘－氘反应较为理想。氘－氚反应可以在较低的温度下进行：
1D2＋1T3 → 2He4＋n＋17.6MeV
但氚只能由人工制造，如用中子轰击锂－6获得：
3Li6＋n → 2He4＋1T3＋4.8MeV
而锂资源有限，只能供应数百年，因此氘－氚反应不能从根本上解决能源问题。利用丰富的氘同位素作原料，使其聚合发生下列反应：
1D2 ＋1D2 → 2He3＋n＋3.2MeV
1D2＋1D2 → 1T3＋P＋4.0MeV
1D2＋2He3 → 2He4＋P＋18.3MeV
在不使用锂－6的情况下，总反应为：
61D2 → 2 2He4＋2P＋2n＋43.1MeV
氘在海水中含量非常丰富，而且提取也经济。海水中的重水是提取氘的重要原料。如每一立方米海水中的氘具有的潜能相当于大约270吨煤或1360桶石油的燃烧能量，而全球海洋中的氘的总能量供应相当于全世界原始化石燃料总能量供应的5000万倍。若氘－氘反应能够实现，海洋将成为人类用之不竭的能源。另一方面由于聚变反应不产生裂变碎片，所以更为安全，因此核聚变是理想的能源。
在氢弹爆炸中发生的是不可控的核聚变反应，而可控的核聚变反应至今仍处在研究阶段。核聚变反应的主要困难是如何获得热核反应所需的1亿摄氏度的高温及如何约束高温下的热核材料。虽然目前世界上已建成了很多对高温等离子体实行磁约束的实验装置，但至今未获得突破性的进展。
由于核聚变要求很高的温度，目前只有在氢弹爆炸和由加速器产生的高能粒子的碰撞中才能实现。因此使聚变能能够持续地释放，让其成为人类可控制的能源，即实现可控热核反应仍是21世纪科学家奋斗的目标。
四．反应堆
1．链式反应
20世纪最激动人心的科学成果之一就是核裂变的利用。链式反应是实现大规模可控核裂变的关健。图4-2是核裂变链式反应的示意图。从图上可以看出；每个铀核裂变时会产生2-3个中子，这些中子又会轰击其他铀核，使其裂变并产生更多的中子，这样一代一代发展下去就会形成一连串的裂变反应。这种连续不断的核裂变过程就称之为链式反应。虽然控制中子数的多寡就能控制链式反应的强弱。最常用的控制中子数的方法就是用善于吸收中子的材料制成控制棒，并通过控制棒位置的移动来控制维持链式反应的中子数目，从而实现可控核裂变。镉、硼、铪等材料吸收中子能力强，常用来制作控制棒。
2．反应堆的分类
实现大规模可控核裂变链式反应的装置称为核反应堆，简称为反应堆．它是向人类提供核能的关键设备。根据反应堆的用途所采用的燃料、冷却剂与慢化剂的类型以及中于子能量的大小，反应堆有许多分类的方法。
(1)按反应堆的用途分类
1) 生产堆。这种堆专门用来生产易裂变或易聚变物质，其主要目的是生产核武器的装料怀和氚。
2)动力堆。这种堆主要用作发电和舰船的动力。
3)试验堆。这种堆主要用于试验研究，它既可进行核物理、辐射化学、生物、医学等方面的基础研究，也可用于反应堆材料，释热元件、结构材料以及堆本身的静、动态特性的应用研究。
4)供热堆。这种堆主要用作大型供热站的热源。
(2)按反应堆采用的冷却剂分类
1)水冷堆。它采用水作为反应堆的冷却剂。
2)气冷堆。它采用氦气作为反应堆的冷却剂。
3)有机介质堆。它采用有机介质作反应堆的冷却剂。
4)液态金属冷却堆。它采用液态金属钠作反应堆的冷却剂。
(3)按反应堆采用的核燃料分类
1)天然铀堆。以天然铀作核燃料。
2)浓缩铀堆。以浓缩铀作核燃料。
3)钍堆。以钍作核燃料。
(4)按反应堆采用的慢化剂分类
1)石墨堆。以石墨作慢化剂。
2)轻水堆。以普通水作慢化剂。
3)重水堆。以重水作慢化剂。
(5)按核燃料的分布分类
1)均匀堆。核燃料均匀分布。
2)非均匀堆。核燃料以燃料元件的形式不均匀分布。
(6)按中子的能量分类
1)热中子堆。堆内核裂变由热中子引起。
2)快中子堆。堆内核裂变由快中子引起。
3．动力堆
在核能的利用中动力堆最为重要。动力堆主要有轻水堆，重水堆、气冷堆和快中子增殖堆。
(1)轻水堆
轻水堆是动力堆中最主要的堆型。在全世界的核电站中轻水堆约占85.9%。普通水(轻水)在反应堆中既作冷却剂又作慢化剂。轻水堆又有两种堆型：沸水堆和压水堆。前者的最大特点是作为冷却剂的水会在堆中沸腾面产生蒸汽，故叫沸水堆。后者反应堆中的压力较高，冷却剂水的出口温度低于相应压力下的饱和温度，不会沸腾，因此这种堆又叫压水堆。压水堆是核电站应用最多的堆型，在核电站的各类堆型中约占61.3%。
(2)重水堆
重水堆以重水作为冷却剂和慢化剂。由于重水对中子的慢化性能好，吸收中子的几率小，因此重水堆可以采用天然铀作燃料。这对天然铀资源丰富，又缺乏浓缩铀能力的国家是一种非常有吸引力的堆型。在核电站中重水堆约占4.5%。
(3)气冷堆
气冷堆是以气体作冷却剂，石墨作慢化剂。气冷堆经历了三代。第一代气冷堆是以天然铀作燃料，石墨作慢化剂．二氧化碳作冷却剂。这种堆最初是为生产核武器装料，后来才发展为产和发电两用。这种堆型早巳停建。第二代称之为改进型气冷堆，它是采用低浓缩铀作燃料，慢化剂仍为石墨，冷却剂亦为二氧化碳，但冷却剂的出口温度已由第一代的400度提高到600℃。第三代为高温气冷堆。与苗两代的区别是采用高浓缩铀作燃料，并用氦作为冷却剂。由于氦冷却效果好，燃料为弥散型无包壳，堆芯石墨又能承受高温，所以堆芯气体出口温度可高达800℃，故称之为高温气冷堆。核电站的各种堆型中气冷堆约占2%—3%，除发电外高温气冷堆的高温氦气还可直接用于需要高温的场合，如炼钢、煤的气化和化工过程等。
(4)快中子增殖堆
前述的几种堆型中核燃料的裂变主要是依靠能量比较小的热中子，都是所谓热中子堆。在这些堆中为了慢化中子，堆内必须装有大量的慢化剂。快中子反应堆不用慢化剂，裂变主要依
靠能量较大的快中子。如果快中子堆中采用239Pu（钚）作燃料，则消耗一个239Pu核所产生的平均中子数达2.6个，除维持链式反应用去一个中子外，因为不存在慢化剂的吸收，故还可能有一个以上的中子用于再生材料的转换。例如可以把堆内天然铀中的238U转换成239Pu，其结果是新生成的239Pu核与消耗的239Pu核之比(所谓增殖比)可达1.2左右，从而实现了裂变燃料的增殖。所以这种堆也称为快中子增殖堆。它所能利用的铀资源中的潜在能量要比热中子堆大几十倍。这正是快堆突出的优点。
由于快堆堆芯中没有慢化剂，故堆芯结构紧凑、体积小，功率密度比一般轻水堆高4-8倍。由于快堆体积小，功率密度大，故传热问题显得特别突出。通常为强化传热都采用液态金属钠作为冷却剂。快中子堆虽然前途广阔，但核术难度非常大，目前在核电站的各种堆型中仅占0.7%。
潮汐能发电
潮汐能的主要利用方式是潮汐发电。利用潮汐发电必须具备两个物理条件：首先潮汐的幅度必须大，至少要有几米；第二海岸地形必须能储蓄大量海水，并可进行土建工程。潮汐发电的工作原理与一般水力发电的原理是相近的，即在河口或海湾筑一条大坝，以形成天然水库，水轮发电机组就装在拦海大坝里。潮汐电站可以是单 水库或双水库。从图1可以看出单水库潮汐电站只筑一道堤坝和一个水库。老的单水库潮汐电站是涨潮时使海水进人水库，落潮时利用水库与海面的潮差推动水轮发电机组。它不能连续发电，因此又称为单水库单程式潮汐电站。新的单水库潮汐电站利用水库的特殊设计和水闸的作用既可涨潮时发电，又可在落潮时运行，只是在水库内外水位相同的平潮时才不能发电。这种电站称之为单水库双程式潮汐电站，它大大提高了潮汐能的利用率。
因此为了使潮汐电站能够全日连续发电就必须采用双水库的潮汐电站。图2是双水库潮汐电站的示意图。这种电站建有两个相邻的水库，水轮发电机组放在两个水库之间的隔坝内。一个水库只在涨潮时进水（高水位库），一个水库（低水位库）只在落潮时泄水；两个水库之间始终保持有水位差，因此可以全日发电。 由于海水潮汐的水位差远低于一般水电站的水位差，所以潮汐电站应采用低水头、大流量的水轮发电机组。目前全贯流式水 轮发电机组由于其外形小、重量轻、管道短、效率高已为各潮汐电站广泛采用。
据估计到2O00年全世界潮汐发电站的年发电量可达到3X1010～6X1010kw·h。潮汐电站除了发电外还有着广阔的综合利用前景，其中最大的效益是围海造田、增加土地，此外还可进行海产养殖及发展旅游。正由于以上原因潮汐发电已倍受世界各国重视。
参考资料：《能源科学导论》
考：应该是CATAGORY（类别）的简称，取其发音相同用"K"(国际上机械类专业常用)而没有用"C"
1、秦山核电二期扩建工程（３、４号机组）将更多地体现自主意识。整个工程建设将继续坚持自主设计、自主建造、自主管理和自主运营的方针。该工程技术方案中强调了10项重大技术改进，即主给水系统隔离改进，仪控数字化改进；联合泵房的改进；消防设计改进；设置完善的可燃气体控制系统；安全壳喷淋系统加药控制改进；为满足长循环换料周期相关设计的改进；稳压器卸压功能延伸；运行图的改进；采用先进燃料组件等。同时还要进行数百项一般性改进，进一步提高核电站的安全性和经济性。在设备本地化方面，两台机组要达到本地化率70％以上。
2、据悉，当前，国内有三条技术路线在同步实施。第一条是“翻版加改进”，也就是秦山二期的ＣＮＰ600技术和岭澳的法国Ｍ310技术。第二条是通过国际招标直接引进第三代技术，主要引进法国法玛通公司的ＥＰＲ或引进美国西屋公司的ＡＰ1000。第三条是自主研制发展ＣＮＰ1000／ＣＮＰ1500。
3、核电站对安全的要求是异乎寻常的，100％的安全是常规概念，而核电仿真机是实现100％安全的最好手段。 一家刚刚在中国市场试水的加拿大核电仪器公司的工程师对记者表示，他们的技术在我国尚处于空白。一位来自上海某设计院的工程师表示，“国内仿真机设备商还只能提供一些较为简单的火力发电厂仿真机。软件设计方面似乎可行性强些，但成套的设备还无法制造”。“技术是自己的、设备是别人的”现象还很普遍，这是整体制造业、工艺等问题造成的，不是某一方面能够单独完成的。
4、国务院核电自主化工作领导小组提出，到2020年，核电在全国发电总装机容量中的比例要占到4%，占总发电量的6%，即核电投运规模将达到3600万-4000万千瓦。要实现这一目标，需在2004年-2015年新开工建设30台左右的百万千瓦级核电机组。到2020年，核电建设总投资将达到约3000亿元，其中设备投资约1500亿元。如果设备国产化率达到60%-70%，那么中国核电设备制造企业将面临超千亿元的巨大“蛋糕”。业界专家纷纷表示，核电设备产业的机会来了.
5、坚持发展百万千瓦级压水堆核电技术路线，实施中采取技术引进和自主创新相接合的方式。一方面，以我为主，中外合作，通过引进国际新一代百万千瓦压水堆核电站工程的设计和设备制造技术，作为我国下一步核电建设的主要堆型。另一方面，通过消化吸收国际先进核电技术，并再创新，加强自主研发，实施“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”重大专项，通过对引进技术的改进研发及示范电站建设，形成我国大型先进压水堆自主品牌和知识产权，具备批量建设能力。与此同时，为使我国核电建设不停步，满足电力发展需求，以现有成熟的二代改进型核电技术为基础，通过设计改进和研发，自主建设一批百万千瓦级压水堆核电站。
6、国家已批准了广东岭澳二期、浙江秦山二期扩建、辽宁红沿河一期和福建宁德一期工程共计12台核电机组，装机容量达到1210万千瓦。
7、引进美国西屋公司AP1000三代核电技术建设浙江三门和山东海阳两个自主化依托项目，目前，项目各项准备工作正在开展中，计划2009年3月首台机组开工。此外，为满足核电发展需要，广东、福建、浙江、山东等高温气冷堆示范工程项目的前期工作正在积极实施中，将根据工作进展情况分批开工建设。以上项目机组共17台，容量1940万千瓦。
8、 在自主设计方面，国内已形成了多家具有资质的核蒸汽系统或核电工程设计队伍。多年来，除了自主设计、建造秦山一期、二期和二期扩建工程外，岭澳二期工程已从岭澳一期核岛设计以外方为主过渡为完全以我为主自主设计全部工程。我国已基本掌握二代改进型百万千瓦级核电技术，具备了批量化建造的能力。
9、设备制造方面，在核电建设带动下，近两年来，我国核电装备制造能力提升较快，核电安全文化和质保理念进一步深化，已形成了以东北、四川、上海三大核电装备制造基地，以及以第一、第二重型机械制造集团和上重集团为重点的大型铸锻件和压力容器制造基地，不久将形成每年6台套百万千瓦核电机组主设备制造能力。通过红沿河项目的实施，我国将具备自主加工、制造百万千瓦级压水堆核电机组的大部分核岛设备和常规岛主设备的能力，设备综合国产化率将达到75%。
10、在自主建造和自主运营方面，通过多个项目的建设和运行，积累了大型核电站的工程建设和项目管理经验，已形成了与国际接轨的核电工程建设项目管理能力，完全具备了自主核电运行管理能力。
11、 在核能技术研发方面，建立了一批大型实验台架，进行了大量科研攻关和设计研究。成功建成了10MW高温气冷实验堆，掌握了一批技术发明专利。热功率65兆瓦，电功率20兆瓦的实验快堆正在建造过程中。正在实施大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项，力争到2013年左右，建成具有自主知识产权的20万千瓦模块式高温气冷堆商业化示范电站，2017年左右建成大型先进压水堆商业示范电站，将对提升我国自主创新能力起到重要推动作用。
12、在核电人才培养方面，国家有关部门正在制定核电发展人才规划，通过重点扶持部分高等院校核学科建设，逐步建立完善的核科学技术高等教育体系，持续培养和输送核工业高级专门人才；企业、高等院校及科研院所也正在抓住机遇，在科研、设计、燃料、制造、运行和维修等环节，及核电设计、核工程技术、核反应堆工程、核与辐射安全、运行管理等专业领域，大力加强各类人才的培养工作，提高待遇，做好人才储备。
13、在铀矿勘查和天然铀生产方面，加大了国内铀资源勘查力度，实施“主攻地浸砂岩型铀矿，兼顾其他经济型铀矿”的勘探战略，同时积极开展海外铀矿勘查活动，争取获得若干铀矿勘探权。实施天然铀资源储备和保护性开采方案，充分利用国内、国外两个市场。
14、在铀浓缩及元件加工方面，实施立足国内、自主生产的核燃料加工政策。通过自主研发铀浓缩技术和对外合作，建设铀浓缩分离能力。立足国内，充分利用现有燃料元件生产南北两个基地，实现压水堆燃料元件制造和供应能力。
15、在乏燃料后处理方面，加快开展中试工程的建设和调试工作，推进乏燃料商业后处理厂技术引进谈判和前期准备工作，实现在本世纪20年代中期，通过自主研发与积极引进国外先进技术相结合的方式建成中国第一个核电站乏燃料大型商业后处理工厂。
17、我国核电建设还面临管理体制创新不足，比投资相对较高，铀资源保障能力有待提高，高级人才现状不容乐观，发展目标和布局需要进一步调整，关键设备国产化水平不足等问题。核电建设中面临的这些问题。
18、 五月初，江苏神通和中广核联合开发的百万千瓦压水堆核电站安全壳隔离蝶阀样机通过鉴定，经过一系列试验，鉴定专家组认为阀门的各项性能满足了技术和相关标准要求，各项技术指标均达到国际先进水平。
19、中核苏阀和秦山核电联合研制开发的大型压水堆核电站七种核级阀门样机通过鉴
定。七台核一、二级阀门样机以秦山二期扩建项目为依托工程进行研制，专家鉴定组分别对三种核一级阀门、四种核二级阀门进行了技术鉴定，专家组和与会用户代表认为其中的核一级高Cv值旋启式止回阀和核二级电动弹簧式平行双闸板闸阀的研制填补了国内空白，达到国外同类产品水平。
20、为加快推动核级设备鉴定工作，五月底，中科华在南京举行了LOCA鉴定试验室奠基仪式，LOCA鉴定试验室的建设对核电产业发展具有重要意义(LOCA事故即压水堆核电站一回路承压边界破坏所引起冷却剂丧失事故)。装备大型LOCA炉，可填补我国在大型设备LOCA鉴定试验领域的空白；依托核电项目，发挥大型LOCA炉作用，开展大型核级设备的LOCA鉴定试验，有利于摆脱大型核级设备依赖国外的现状。目前国际最大的17立方米LOCA炉建于美国，法国、西班牙以及韩国的LOCA炉在规模和炉体尺寸上均小于美国。此次中广核投资的LOCA鉴定试验室系国内首创，由中科华研究院负责自主研发、建设和运行，最大容积为20m3，建成后将是世界上最大的LOCA炉。鉴定条件兼顾CPR1000、AP1000以及EPR等核电技术路线对LOCA鉴定的要求，尺寸和参数可覆盖预期需要LOCA鉴定的相关设备。试验室预计今年12月底完成建设并投入运行，建成后将为各类、特别是大型核级设备的LOCA鉴定提供保障。
21、 KSB与上电集团将在6月底前签署合资合同，成立合资公司，名称为上海电气—凯士比核电泵阀有限公司，投资比例为上电集团占55%，KSB占45%，上海电气派员出任董事长和常务副总经理，KSB派员出任总经理，公司地址选在上海电气临港重装基地。
22、国产首台100吨高阻抗电弧炉在上海顺利通过鉴定。鉴定委员会审查了由西安华兴与上海重型机器厂共同研制的100吨高阻抗电弧炉鉴定的技术文件和资料，并进行了充分讨论，认为电弧炉经过在上海重型机器厂20个月的运行，证明设备运行平稳、可靠，达到了设计要求，该技术具有自主知识产权，居国内领先水平。100吨高阻抗电弧炉的研制成功，为我国核电、石化及冶金等重大技术装备配套的大型铸锻件的国产化打下了良好基础。继上重之后，一重也向西安华兴电炉公司订购了100吨电弧炉，现已试运行。目前，西安华兴正在研发200吨电弧炉，以满足重机和冶金工业的需要。
23、承担岭澳二期项目核电主设备制造任务的东方重机自2006年9月全面投产以来，用了不到2年的时间，克服困难，实现了核电设备国产化制造技术开发、产品生产的目标。该设备的成功制造和发运为今后核电产品国产化批量生产开了个好头，对全面提升我国百万千瓦级核电站自主设计和自主制造能力，加快推进广东核电产业链发展，以及改善整个华南地区重装业的水平具有深远意义。
24、面对我国核电发展“更短的工期、更高的质量、更低的成本”的内在要求，2006年8月25日，来自中国核工业建设集团公司总部各部门以及中国核工业中原建设公司、中国核工业第二二建设公司、中国核工业第二三建设公司、中国核工业第二四建设公司、中国核工业华兴建设有限公司、中国核工业第五安装工程公司、核工业工程技术研究设计院等核电工程建设单位的主任、总经理（院长）们汇聚北京，就企业在新一轮核电站工程建设中面临的主要问题以及应对的主要思路和举措进行探讨。
25、面对新的核电发展机遇，中核华兴建设有限公司建立了“设计＋土建＋安装”的核电建设总承包模式和“总部＋事业部＋项目部”的企业管理模式，一改以往单纯的建筑队企业形象；中核二三建设公司在中核建设集团公司的帮助下成立了核工业工程技术研究设计院，着力发展核电建设核心技术，在核电建设国产化和工程技术研发方面迈出了重要步伐；中核二二建设公司、中核二四建设公司、中核中原建设公司以及第五安装工程公司等核建企业也各自为迎接核电建设高峰做出了相应准备。
26、目前，我国电力总装机容量中，核能机组仅占其中的1.8％，发电量仅占2.3％。但这一局面正在逐步改变。根据国家能源结构调整的规划设想，国务院核电自主化工作领导小
组提出，到2020年，核电在全国发电总装机容量中的比例要占到４％，占总发电量的６％，即核电投运规模将达到3600万－4000万千瓦。要实现这一目标，需在2004年－2015年期间新开工建设30台左右的百万千瓦级核电机组。
27、从核电设备制造业分析，中国核电还没有形成完整的产业链。一个核电站有各种系统３００余个，需要大大小小的零配件数万台／套，而中国目前的配套生产厂家非常分散，急需整合和优化配置。这给相关企业进入核电设备产业带来了机会。 秦山二期设备采购的经验表明，核级专用设备占设备总数量的２５％，占设备总投资的５４％；非核级的其它设备占总数量的７５％，占总投资的４６％。对于生产大量非核级的一般设备的企业，市场仍有很大的需求。
28、我国最大的核电基地的浙江省，把自己的目标定在了核电辅助设备制造上，如泵、阀门、风机、承压容器、电缆、支吊架、电缆桥架、化工材料、开关柜、仪表等。徐步进认为，“这些正是现阶段浙江省的企业具有竞争优势的领域，可以有所作为。” 例如机械行业中的杭州锅炉厂、浙江上风公司等已承制了除氧器、冷凝器、低压加热器以及加热、通风和空调设备等；浙江的泵阀、电线电缆产品也已用于核电站。
29、为满足第三代核电技术的发展，上海电气集团公司投资３０多亿元，正在上海的临港新城建设临港重型机械装备基地，专门生产大型核电设备，包括核岛主要设备和百万千瓦以上的汽轮机和发电机，同时还能够生产20万千瓦级高温气冷堆压力容器等重型设备。该装备基地建成后可以年产百万千瓦级核电设备2.5套，将成为上海现代化的核电设备制造基地。
63 同位素与辐射技术基本内容分类
放射性同位素的应用是核能利用的一个重要方面。
随着核技术的发展，核反应堆、加速器的不断建造，核燃料循环体系的建立，为放射性核素的应用提供了日益丰富的物质基础。另一方面，放射性核素应用研究的开展，又为更经济有效地利用上述设备，综合利用这些“资源”开辟了一条新的途径。同位素辐射技术在工业、农业、医学、资源环境、军事科研诸多领域的应用已获得了显著的经济效益、社会效益、环境效益。
64 放射性同位素的制备
放射性同位素的制备是同位素与辐射技术应用的物质基础。目前人工放射性同位素制备大体有三种方法：在核反应堆中生产，用于制备丰中子同位素，简称堆照同位素；用带电粒子加速器制备，多用于贫中子同位素生产，简称加速器同位素；从核燃料后处理料液中分离提取同位素，这种同位素通常称为裂片同位素。
65 放射性同位素在工业上的应用
工业同位素示踪
放射性同位素的探测灵敏度极高，这是常规的化学分析无法比拟的。利用微量同位素动态追踪物质的运动规律是放射性示踪不可替代的优势。目前，这一技术已广泛用于石油、化工、冶金、水利水文等部门，并取得显著的经济效益。
同位素电池
放射性同位素在进行核衰变时释放的能量，可以用作制造特种电源――同位素电池。这种电池是目前人类进行深空探索唯一可用的能源。空间同位素电池（如钚-238电池）的特点是：不需对太阳定向，小巧紧凑，使用寿命长。
同位素监控仪表
放射性同位素放出的射线作为一种信息源可取得工业过程中的非电参数和其他信息。根据这一原理制作的各种同位素监控仪表，如料位计、密度计、测厚仪、核子秤、水分计、γ射线探伤机和离子感烟火灾报警器等可用来监控生产流程，实现无损检测，以及探知火情等。
辐射加工方面
辐射加工是利用电离辐射作为一种先进的手段对物质和材料进行加工处理的一门技术。这种加工方式目前已在交联线缆、热缩材料、橡胶硫化、泡沫塑料、表面固化、中子嬗变掺杂单晶硅、医疗用品消毒、食品辐照保藏以及废水、废气处理等领域取得显著成效，形成产业规模。
66 同位素在农业上的应用
辐射育种
辐射育种，是利用γ射线等射线诱发作物基因突变，获得有价值的新突变体，从而育成优良品种。我国辐射突变育种的成就突出育成的新品种占世界总数的四分之一。特别是根、棉、油等作物的推广，取得了显著的增产效果。
示踪技术方面
同位素示踪在农业中的应用主要是从事肥料与农药的效用和机理、有害物质的分解与残留探测、畜牧兽医研究以及农用水利方面检查测定堤坝、水库的泄漏等。另外还可以用于生物固氮、家畜疾病诊断及其妊娠预测等方面的研究。
昆虫辐射不育
昆虫受到电离辐射照射可使昆虫丧失生殖能力，从而降低害虫的数量，进一步达到防治甚至根除害虫的目的。昆虫辐射不育是一种先进的生物防治方法，不存在农药的环境污染问题。国外使用该技术在大面积根除地中海果蝇以及抑制非洲彩蝇方面取得了重大成果。而我国用此法对玉米螟、小菜蛾、柑桔大实蝇等害虫的辐射不育研究，也取得了较好的防治效果。
食品辐照保藏
食品辐照保藏，就是利用电离辐射对食品进行照射，以抑制发芽、杀虫灭菌、延长货架期和检疫处理等，从而达到保存食品的目的。经辐照彻底灭菌的食品是宇航员和特种病人最为理想的食品。目前，国外食品辐照已作为预防食源性疾病和开展国际农产品检疫的一种有效手段。
核医学诊断与癌症放射性治疗
核医学诊断是根据放射性示踪原理对患者进行疾病检查的一种诊断方式。在临床上可分为体内诊断和体外诊断。体内诊断是将放射性药物引入体内，用仪器进行脏器显像或功能测定。体外诊断是采用放射免疫分析方法，在体外对患者体液中生物活性物质进行微量分析。我国每年约有数千万人次进行这种核医学诊断。
电离辐射具有杀灭癌细胞的能力。目前，放射治疗是癌症治疗三大有效手段之一，70%以上癌症患者都需要采用放射治疗。放射治疗可分为外部远距离照射、腔内后装近程照射、间质短程照射和内介入照射等。
67 体内放射性药物治疗是近来颇受医学界关注的临床手段。单克隆抗体与放射性核素结合生成的导向药物（“生物导弹”），可能为恶性肿瘤的内照射治疗提供一种新的有效途径。 核电站史上最著名的三次事故 I： 前苏联切尔诺贝利核电站事故
切尔诺贝利事故是至今为止核电站发生的最大的核事故，也是核设施发生的最大核事故。核电站发生了切尔诺贝利这样的事故，是否还能说核电站是清洁安全的能源呢？回答是肯定的。切尔诺贝利事故不能改变核电站是清洁安全能源的结论。
目前，人们从切尔诺贝利事故中吸取了教训，提高了核电站的固有安全性，加强全体员工的安全文化素养，完善事故应急体系。核电站的整体安全性较以前进一步提高，切尔诺贝利事故后核电站负荷因子逐年有所提高就说明这一点。但切实的吸取切尔诺贝利事故的教训，对核能和核技术的发展十分必要。
切尔诺贝利事故是核电站发生的最大的灾难性事故。1986年4月25日原苏联切尔诺贝利第4号机组在低功率工作试验过程中，形成失控性不稳定状况，进而引起爆炸和起火，反应堆遭受严重破坏，大量放射性气体和气溶胶向环境释放。在事故后第10天，火被扑灭，放射性物质释放随后停止。在事故后4个月内死亡 30人，均为电厂工作人员或消防队员。其中28人因辐射致死，另外2人分别死于爆炸和烧伤。499人住院观察，其中237人开始被检查有急性放射病症状，最后诊断为急性放射病者为134人。没有公众成员受到足以产生急性放射病的高剂量。事故后约有11．6万人立即从反应堆周围地区撤离。1986年后还有约 22万人从受影响地区迁走。
从反应堆释放的放射性核素主要是碘-131、铯-134和铯-137，其半衰期相应为8天、2年和30年。事故后受影响较大的人员的平均剂量是：对 24万清理恢复人员约100mSv，对11万6千撤离人员约为30mSv；对事故后继续居住在污染区的人在第一个十年中约10mSv。最大剂量可能高1个数量级。对这些人群组可能产生的辐射随机效应，即远期影响，联合国
原子能辐射效应科学委员会在研究和分析已有资料的基础上得出的结论是：“除童年被照人员儿童可观察到甲状腺癌增加外，在切尔诺贝利事故14年后没有发现与电离辐射相关的主要公众健康影响。没有观察到与电离辐射可能有关系的总的癌症发生率或死亡率的增加；甚至在事故清理工作人员或儿童中，作为辐射照射最灵敏的指标之一的白血病也没有增高。在与电离辐射相关的其他的非肿瘤疾病（躯体的或神经性的）方面，没有增加的科学证据。”在白俄罗斯、俄罗斯和乌克兰之外的其他欧洲地区，在事故后第一年最大为1mSv，随后逐年减小。一生中所受剂量为第一年的2～5倍。天然本底辐射产生的年剂量世界平均值为
2．4mSv，变化范围约一个数量级。可见上述剂量的影响是很小的。
辐射对自然环境的直接影响。切尔诺贝利事故后，再生物体个体中和种群中观察到了损害现象。在随后的2～2．5年里，种群得到了恢复。没有观察到对动物种群或生态系统的持续严重影响。可能的长期遗传学影响及其意义有待研究。
切尔诺贝利核电事故是在特定堆型和条件下发生的，但由此引伸出来的经验教训则是具有普遍意义的。切尔诺贝利核电站是压力管式石墨慢化沸水堆。从安全观点看，反应堆设计就存在问题，反应堆的物理特性使得有可能出现不稳定状态，而世界上大多数国家包括我国在采用的压水堆和沸水堆是不存在这种弱点的。切尔诺贝利事故是在进行电控制系统实验室发生的。没有通知操纵人员要进行这些试验，他们也不了解所进行的试验可能引起反应堆爆炸。另外，他们又不遵守已制定的运行程序，关闭重要的控制系统，使得反应堆处于不稳定状态。功率突然上升引起蒸汽爆炸，导致反应堆容器破裂，剧烈地元件蒸汽相互作用使得反应堆和反应堆建筑物完全破坏，大量石墨燃烧一直延续10天。从而导致大量放射性物质的释放。总之，这种类型反应堆固然有安全性的缺陷，和各类人员安全文化素养等因素组合起来，使得反应堆在几秒钟内完全被破坏。值得指出的是三哩岛事故时堆芯也被严重损坏，但由于存在安全壳故只有微量放射性核素释放到环境中。三哩岛事故说明人因、人机接口和长期有效包容的重要性。切尔诺贝利事故表明不合格的纵深防御的可能后果以及管理的重要性，如有效的审管系统和安全文化素养等。三哩岛事故和切尔诺贝利事故后，人们为了吸取事故的教训，不断的改进核电站的安全性。20年来，核电站的安全性有了明显的提高。表现在：世界核电厂营运者联合会（WANO）统计的核电厂平均容量因子从1980年的62．7％，增加到1997年的81．6％。反应堆机组事件次数从1985年的2．38／机组降到 1998年的0．04／机组。一些安全性更好的新的设计已经完成，如西屋公司的AP600压水堆和通用电器公司的先进沸水堆等。提高核电站的安全性和可靠性已成为核电站研究和发展的主要课题，主要是两个方面：1、进一步减小堆芯严重损伤的可能性。2、加强在事故时包容放射性物质的机制。改进的和新一代的核电站比现行核电站更安全。
切尔诺贝利事故的另一教训是缺乏透明度和事故应急计划问题。在切尔诺贝利核电站发生事故前，周围居民被告知，核电站是绝对不可能发生事故的。俄罗斯科学家伊林院士在所著《切尔诺贝利：神秘和现实》一书中提到，这起事故最初是保密的。生活在那些受影响地区的居民，主要从传闻而不是从权威性报道中知道这起事故的。原苏联境外有关这起事故的第一个证据，来自北欧国家的放射性测量结果，表明存在放射性意外增加。过去告诉人们不可能发生的事故，现在发生了。提供给公众的不完整的信息，有时甚至是严重歪曲事实的信息，增加了心理上的反应。从而导致严重的社会和心理失调。这种反应表现为心理失调、紧张和焦虑。产生心理影响和因素主要是社会因素。影响的大小在很大程度上取决于个人的知识和情绪等因素。因此，增加与安全相关问题的透明度，在平时采取切实的措施使公众理解辐射照射及其效应，并与传媒保持良好的沟通是十分重要的。但这决不是简单的科普，而是
需要不断研究的核电的可能接受性问题。切尔诺贝利事故是在没有国家应急准备的情况下发生的，虽然有些辐射防护部门已制定了有关事故干预的准则，但实际上没有起作用。事故后，前苏联当局采取了许多措施，避免了部分可防止的剂量。但由于没有制定国家事故应急计划，使得一些应该可以防止的剂量没有能够避免。在4月30日政府委员会上有人提出禁止使用局部地区生产的牛奶，但没有形成决定。5月2日有人向国家领导人提出这一问题，仍然没有作出决定。5月3日卫生部才提出有关牛奶中放射性物质的标准。5月5日卫生部长要求卫生机构尽可能采取稳定碘阻滞措施。为此需要135吨碘化钾，但工厂在二个月内只能生产90吨，在基辅只有4．5吨可供使用。伊林在《切尔诺贝利：神秘和现实》一书中描述了有关情况。在事故后，甚至从中央到地方的医务人员，也不很了解在发生核事故后如何保护公众，什么是剂量限值和碘预防药。他认为如果及时采取下述3项措施：1、禁止食入131I浓度超过干预水平的食品；2、及时有效地组织服用碘阻滞预防药物；3、当烟云通过时采取防止吸入的措施。就可以使 131I对甲状腺产生的剂量减少99％。由此可见，制定完善的、可操作性强的事故应急计划是必要的。即使发生像切尔诺贝利这样的事故，如果按照预先制定的应急计划采取相应的防护措施避免一切可防止的剂量，也可把损失降低。
总之，切尔诺贝利事故的教训是深刻的。切尔诺贝利事故是在特定堆型和条件下发生的，即反应堆可能出现不稳定状态并没有安全壳，这是造成事故的根本原因；操作人员粗暴的违反安全操作规程则是造成事故的直接原因。由于没有预先制定应急计划，使得可以防止的照射没有被防止。切尔诺贝利事故后，人们从事故中吸取了教训。进一步提高了反应堆的固有安全性，各级工作人员安全文化素养得到了进一步培育，事故应急体系也更完善了。这就使得当前的核电站比以前的更安全了，今后的核电站将是更为清洁安全的能源。
68、核电站史上最著名的三次事故 II： 美国三哩岛核电站事故
1979年三哩岛核泄漏事故，通常简称“三哩岛事件”，是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈的一次严重放射性物质泄漏事故。
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事故经过
当天凌晨4时半，三哩岛核电站95万千瓦水堆电站二号反应堆主水泵停转，辅助水泵按照预设的程序启动，但是由于辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开，导致辅助回路没有正常启动，二回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器，热量在堆心聚集，堆心压力上升。堆心压力的上升导致减压阀开启，冷却水流出，由于发生机械故障，在堆心压力回复正常值后堆心冷却水继续注入减压水槽，造成减压水槽水满外溢。一回路冷却水大量排出造成堆心温度上升，待运行人员发现问题所在的时候，堆心燃料的47%已经融毁并发生泄漏，系统发出了放射性物质泄漏的警报，但由于当时警报蜂起，核泄漏的警报并未引起运行人员的注意，甚至时候无人能够回忆起这个警报。直到当天晚上8点，二号堆一二回路均恢复正常运转，但运行人员始终没有察觉堆心的损坏和放射性物质的泄漏。
此后，宾州州长出于安全考虑于3月30日疏散了核电站5英里范围内的学龄前儿童和孕妇，并下令对事故堆心进行检查。检查中才发现堆心严重损坏约20吨二氧化铀堆积在压力槽底部，大量放射性物质堆积在围阻体，少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
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事故后果
事故后，有关机构对周围居民进行了连续跟踪研究，研究结果显示
1. 在以三哩岛核电站为圆心的50英里范围内的220万居民中无人发生急性辐射反应
2. 周围居民所受到的辐射相当于进行了一次胸部透视的辐射剂量
3. 三哩岛核泄漏事故对于周围居民的癌症发生率没有显著性影响
4. 三哩岛附近未发现动植物异常现象
5. 当地农作物产量未发生异常变化
但是，泄漏事故造成核电站二号堆严重损毁，直接经济损失达10亿美元之巨
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事故影响
三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆心融化事故，自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据；三哩岛核泄漏事故虽然严重，但未造成严重后果，究其原因在于围阻体发挥了重要作用，凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用；在整个事件中，运行人员的误操作和机械故障是重要的原因，提示人们，核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响。
核电站史上最著名的三次事故 III：日本东海村核电站事故
1999年9月30日，位于日本茨城县东海村的一家核燃料加工公司－－JCO东海事业所的试验楼发生一起重大核泄漏事故，3名工作人员直接受到核辐射伤害，最终导致2人死亡。这次核事故是日本历史上首次发生的核裂变临界状态下严重事故，被评为核子辐射外泄事故中的五级，仅次于前苏联切尔诺贝利核电站事故评定的七级，这意味著，这将会成为继一九八六年乌克兰（当时属苏联）切尔诺贝尔核电站事故之后第三个最严重的核子事故，其严重性等同于一九七九年的美国三哩岛核电站事故。
事故原因：
根据过去的纪录，重大的核子事故都是在不断进行核子连锁反应的反应堆中发生的，切尔诺贝尔如是，三哩岛也如是。东海村事故的独特之处在于，它发生在没有反应堆的核原料处理厂内，是核原料沉淀缸内发生了按照设计决不会发生的自持式连锁反应。
连锁反应是核子裂变中的特定现象，不受控的连锁反应是为核爆炸，而受控的连锁反应，就是反应堆中的反应，可以发电，或供研究。使裂变物质在特定条件下实现自持连锁反应的所需的最少裂变物质的数量，是为临界质量。这是核子设备的重要参数之一，可从几公斤到几百公斤。只要不超过临界质量，连锁反应就不会发生。
发生事故的JCO核原料加工厂的加工工作，是要把铀浓缩至百分之十九，然后再把呈液体状的产品交给另一家工厂进一步浓缩，以供一个作实验用的高增殖反应堆使用。生产流程的一个环节，是把已进行了一定程度浓缩的粉末状八氧化三铀加入硝酸中，形成铀溶液。溶液然后注入储存塔内以待进行足够的化学反应，待一定时间之后，溶液再通过管道注入沉
淀缸内，最后成品就是缸内的沉淀物。事故就是在沉淀缸内发生的。
造成事故的原因真个匪夷所思。按照设计，为了避免发生出现超过临界质量，注入缸内的原料都必须经由管道输送，以监察数量。通常，沉淀缸内最多只会注入临界质量的四分之一至三分之一的铀。JCO核原料加工厂沉淀缸的上限因而限为二点四公斤。然而，负责向沉淀缸注入原料的那名工人，竟然是以不锈钢桶承载铀溶液注入内（工人有时直接在不锈钢桶内溶解八氧化三铀），而且注入了七桶共十六公斤之多，是为限制量的六点六倍。
缸内的铀一下子超过临界质量约达一倍！一道蓝光从缸内闪出，自持的连锁反应发生了，中子辐射外泄。这名工人立即倒下，外面两名工人冒死把他拉出来，三人都受严重辐射受伤。
切尔诺贝利核电站位于前苏联基辅市北130公里的地方，是前苏联1973年开始修建，1977年启动的最大的核电站。
1986年4月25日，切尔诺贝利核电站的4号动力站开始按计划进行定期维修。然而由于连续的操作失误，4号站反应堆状态十分不稳定。1986年4月26 日对于切尔诺贝利核电站来说是悲剧开始的日子。凌晨1点23分，两声沉闷的爆炸声打破了周围的宁静。随着爆炸声，一条30多米高的火柱掀开了反应堆的外 壳，冲向天空。反应堆的防护结构和各种设备整个被掀起，高达2000℃的烈焰吞噬着机房，熔化了粗大的钢架。携带着高放射性物质的水蒸气和尘埃随着浓烟升 腾、弥漫，遮天蔽日。虽然事故发生6分钟后消防人员就赶到了现场，但强烈的热辐射使人难以靠近，只能靠直升飞机从空中向下投放含铅（Pb）和硼（B）的沙 袋，以封住反应堆，阻止放射性物质的外泄。
切尔诺贝利核电站事故带来的损失是惨重的，爆炸时泄漏的核燃料浓度高达60％，且直至事故发生10昼夜后反应堆被封存，放射性元素一直超量释放。事故发生 3天后，附近的居民才被匆匆撤走，但这3天的时间已使很多人饱受了放射性物质的污染。在这场事故中当场死亡2人，至1992年，已有700O多人死于这次 事故的核污染。这次事故造成的放射性污染遍及前苏联15万平方公里的地区，那里居住着694．5万人。由于这次事故，核电站周围30公里范围被划为隔离 区，附近的居民被疏散，庄稼被全部掩埋，周围7千米内的树木都逐渐死亡。在日后长达半个世纪的时间里，10公里范围以内将不能耕作、放牧；10年内100 公里范围内被禁止生产牛奶。不仅如此，由于放射性烟尘的扩散，整个欧洲也都被笼罩在核污染的阴震中。临近国家检测到超常的放射性尘埃，致使粮食、蔬菜、奶 制品的生产都遭受了巨大的损失。核污染给人们带来的精神上、心理上的不安和恐惧更是无法统计。事故后的7年中，有7000名清理人员死亡，其中1／3是自 杀。参加医疗救援的工作人员中，有40％的人患了精神疾病或永久性记忆丧失。时至今日，参加救援工作的83．4万人中，已有
5．5万人丧生，匕万人成为残 疾，30多万人受放射伤害死去。
核电虽然是目前最新式、最“干净”，且单位成本最低的一种电力资源，但由于可能的核泄漏事故造成的核污染却也给人类带来了前所未有的灾难。迄今为止，除了 切尔诺贝利核泄漏事故以外，英国北部的塞拉菲尔核电站、美国的布朗斯菲尔德核电站和三喱岛核电站都发生过核泄漏事故。除此之外，在世界海域还发生过多次核 潜艇事故。这些散布在陆地、空中和沉睡在海底的核污染给人类和环境带来的危害远不是报道的数字能够划上句号的，因为核辐射的潜伏期长达几十年。
1986年4月26日，世界上最严重的核事故在苏联切尔诺贝利核电站发生。乌克兰基辅市以北130公里的切尔诺贝利核电站的灾难性大火造成的放射性物质泄 漏，污染了欧洲的大部分地区，国际社会广泛批评了苏联对核事故消息的封锁和应急反应的迟缓。在瑞典境内发现放射物质含量过高后，该事故才被曝光于天下。
切尔诺贝利核电站是前苏联最大的核电站，共有4台机组。4月，在按计划对第4机组进行停机检查时，由于电站人员多次违反操作规程，导致反应堆能量增加。 26日凌晨，反应堆熔化燃烧，引起爆炸，冲破保护壳，厂房起火，放射性物质源源泄出。用水和化学剂灭火，瞬间即被蒸发，消防员的靴子陷没在熔化的沥青中。 1、2、3号机组暂停运转，电站周围30公里宣布为危险区，撤走居民。事故发生时当场死2人，遭辐射受伤204人。5月8日，反应堆停止燃烧，温度仍达 300℃；当地辐射强度最高为每小时15毫伦琴，基辅市为0.2毫伦琴，而正常值允许量是0.01毫伦琴。瑞典检测到放射性尘埃，超过正常数的100倍。 西方各国赶忙从基辅地区撤出各自的侨民和游客，拒绝接受白俄罗斯和乌克兰的进口食品。原苏联官方4个月后公布，共死亡31人，主要是抢险人员，其中包括一 名少将；得放射病的203人；从危险区撤出13.5万人。1992年乌克兰官方公布，已有7000多人死亡于本事故的核污染。
5月9日，国际原子能机构总干事布利克斯应苏联政府邀请，乘直升飞机从800米高空察看核电站的情况，他认为这是迄今为止世界上最严重的一次核事故。
灾后两年之中，26万人参加了事故处理，为4号核反应堆浇了一层层混凝土，当成“棺材”埋葬起来。清洗了2100万平方米“脏土”，为核电站职工另建了斯 拉乌捷奇新城，为撤离的居民另建2.1万幢住宅。这一切，包括发电减少的损失，共达80亿卢布(约合120亿美元)。乌克兰政府已作出永远关闭该电站的决 定。
白俄罗斯共和国损失了20%的农业用地，220万人居住的土地遭到污染，成百个村镇人去屋空。乌克兰被遗弃的禁区成了盗贼的乐园和野马的天堂，所有珍贵物 品均被盗走，也因此将污染扩散到区外。靠近核电站7公里内的松树、云杉凋萎，1000公顷森林逐渐死亡。30公里以外的“安全区”也不安全，癌症患者、儿 童甲状腺患者和畸形家畜急剧增加；即使80公里外的集体农庄，20%的小猪生下来也发现眼睛不正常。上述怪症都被称为“切尔诺贝利综合症”。
土地、水源被严重污染，成千上万的人被迫离开家园。切尔诺贝利成了荒凉的不毛之地。10年后，放射性仍在继续危胁着白俄罗斯、乌克兰和俄罗斯约800万人的生命和健康。专家们说，切尔诺贝利事故的后果将延续一百年。
核电站优点:
1.核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染。
2.核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。
3.核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，没有其他的用途。
4.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，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。
5.核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济
情势影响，故发电成本较其他发电方法为稳定。
核电站缺点:
1.核能电厂会产生高低阶放射性废料，或者是使用过之核燃料，虽然所占体积不大，但因具有放射线，故必须慎重处理，且需面对相当大的政治困扰。
2.核能发电厂热效率较低，因而比一般化石燃料电厂排放更多废热到环境裏，故核能电厂的热污染较严重。
3.核能电厂投资成本太大，电力公司的财务风险较高。
4.核能电厂较不适宜做尖峰、离峰之随载运转。
5.兴建核电厂较易引发政治歧见纷争。
6.核电厂的反应器内有大量的放射性物质，如果在事故中释放到外界环境，会对生态及民众造成伤害。
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核电站史上最著名的事故 ： 英国温斯克尔（Windscale）核电站事故
1957年10月10日，位于英国西北沿海地区的温斯克尔钚反应堆正在进行常规的保养操作，已经降低了反应堆周围冷气的流速，以便使石墨缓速剂升温，并调整因中子轰击而杂乱了的晶体。该厂的一个工人检查了温度监测装置，看来一切正常。但是他却没有注意到不受该安全装置监测的反应堆的一个部位已经过热，那个部位的燃料棒由于高热而起火并立刻爆烧起来。科学家和工人们立刻冲到现场，企图用二氧化碳去熄灭蔓延开来的火势，但这却是徒劳的。最后有人不顾可能会发生严重爆炸的危险提出用水灭火，这才终于扑灭了大火。
其时，浓重的放射性气体烟云已从反应堆超载冷却塔（overloadedcooling tower）中逃逸出来，并在400平方英里的范围内扩散。侥幸的是，该地区主要是人烟稀少的草原，附近的居民并未受到具有危险程度的辐照。但是，英国原子能管理委员会派出的审查员们直到事故发生34小时之后才想起要去检查在受污染的草原上放牧的奶牛的奶质。而当他们检查牛奶时，发现其中的放射性略高于公认的安全标准。为慎重起见，牛群被牵出了草原，并暂停分发温斯克尔附近的1150个牛奶场生产的牛奶。事故后生产出来的数以千计加仑的牛奶只好倾入海洋。这起已被公开调查的事故，引起人们对核能公害的警惕。
目前世界各地的核能发电反应堆约有四百四十个，总装机容量约353,000兆瓦或353千兆瓦。用作商业运行的反应堆主要包括 :
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1. 压水式反应堆(压水堆)
压水式反应堆是轻水反应堆的一种，利用普通水作为冷却剂及慢化剂。压水式反应堆有一个主冷却剂回路(一回路)，冷却水会在超过150巴 (1巴=100千帕) 的高压下流过反应堆堆芯，并带出核裂变产生的热能，然后流入蒸汽发生器，通过热交换，在二回路产生蒸汽，以推动涡轮发电机，把热能转化为电力。在运作期间，一回路的水温会高达摄氏300度以上，并保持150巴以上的高压，以防沸腾。
2. 沸水式反应堆(沸水堆)
沸水式反应堆是轻水反应堆的一种，这种反应堆和压水式反应堆相似，均利用普通水作为冷却剂及慢化剂，但沸水式反应堆只有一个连接反应堆和涡轮机的回路，且没有装设蒸汽发生器。反应堆的水会维持约75巴的低压，令水可以在大约摄氏285度时沸腾。反应堆
所产生的蒸汽会经过堆芯上方的蒸汽分离器，然后直接送到涡轮机。离开涡轮机的蒸汽会经过冷凝器，凝结为液态水(给水)，然后回流至反应堆，俾能再次转化为蒸汽。
3. 重水压水式反应堆(CANDU)
CANDU是重水压水式反应堆的一种，以天然铀燃料(U-238)运作，并以重水(D2O)作为冷却剂及慢化剂。CANDU是CANada Deuterium Uranium的简称，CANDU 反应堆可在运作期间更换燃料。
4. 压力管式石墨慢化沸水反应堆(RBMK)
RBMK是前苏联设计的一种以普通沸水为冷却剂、以石墨为慢化剂的压力管式反应堆。可以实现不停堆更换燃料。切尔诺贝尔核事故便涉及这种反应堆。
采 用 压 水 式 反 应 堆 的 核 电 站
采用压水式反应堆的核电站基本分为「核岛」、「常规岛」和核电站其他部分。由反应堆产生的核能会通过在核岛内的蒸汽发生器产生蒸汽，而「核岛」所供应的蒸汽会推动「常规岛」内的涡轮发电机发电。核电站其他部分则包括站内的辅助设备及附属设施等。
「核岛」内的反应堆会进行核裂变，并产生热力，热力由一回路内的高压水带到蒸汽发生器(即热交换器)，蒸汽发生器会将二回路给水转化为约 67巴(或 6 700千帕)的高压蒸汽，再经过蒸气管送到「常规岛」，以推动涡轮发电机。
在「常规岛」内，蒸汽会经过多级涡轮机，然后进入冷凝器。冷凝器再将蒸汽冷却成水，即凝结水(冷凝器的冷却水由泵房以海水泵从海中抽取)。从冷凝器流出的凝结水(即给水)会泵回核岛内的蒸汽发生器，然后再次转化为蒸汽。在这过程中，蒸气会将涡轮发电机作高速转动(广东核电站及岭澳核电站所采用的涡轮发电机的额定转速为每分钟三千转)，从而产生电力及完成整个能源转化过程。
再生系数与临界状态
为了进一步说明问题，我们先了解两个基本概念。一是再生系数，我们把某代中子数对于上一代中子数之比称为再生系数，用K来表示。如果裂变产生100个中子（第一代中子），经过慢化再引起下一次裂变，若产生102个中子（第二代中子），那些，再生系数K＝1.02。二是临界状态，把K＝1需要的最小的裂变燃料数量叫做临界质量。当K＝1时，中子数保持不变，链式反应可继续进行下去每秒钟内发生恒定的裂变数，每次裂变放出的能量也一定，这表明反应的功率保持一定水平不变。当K＞1时，中子数越来越多，功率在增加，这个状态称为超临界状态。当K＜1时，中子数越来越少，功率也在下降，直到停堆，这种状态称为次临界状态。
作为核电站反应堆的工作主要是上述的三种状态。K＝1的临界状态是预先设计所希望的。K＜1的次临界状态，会造成停堆，自然没有什么危险性。有危险性的主要是超临界状态。
当再生系数K＞l.0065时，反应堆的功率会急剧上升而难以控制。这种状态称为瞬发临界。这在运行中是必须避免的。一个超瞬发临界的反应堆和原子弹是大不相同的。因为在没有约束的情况下，当功率上升，产生大量的热能时，热膨胀和机械解体就会使核燃料迅速分散，整个反应堆很快降到次临界状态（K ＜1）。所以绝不会发生像原子弹爆炸甚至化学炸药爆炸那样的事件，但可能发生一回路蒸汽爆破和大面积放射性污染。这仍然是非常严重的事故。
反应堆内积累的裂变产物，是反应堆潜在的主要危险。它所包含的200多种放射性同位素，放射性强度都很大。例如，一座10，000千瓦的反应堆运行三个月后，它积累的裂变产物的放射性，在停堆24小时后测量，约相当于10吨镭，或
1，000万居里。如果地面污染
0.2居里／米2，居民就要立即撤离，如果地面污染10－3居里／米2，就长期不能种庄稼或放牧，由此可见，这种潜在的危险性是多么大。如果这样大量的放射性全部扩散到环境中去，周围的居民将受到强烈的照射，其后果也是极为严重的。因此，核电站的主要危险来自可能导致大量放射性物质逸散的重大事故。 反应堆的安全性包含有两方面内容，一是反应堆固有的安全性，二是为了反应堆的正常运行和安全而引入的控制系统和防护措施。
反应堆安全控制系统
现在我们来说明为了反应堆安全正常运行而设置的控制系统。所谓安全正常运行，是指反应性随介质温度、密度和堆内吸收中子的毒物的数量发生变化时，还要保持再生系数K＝1。欲实现这一点，通常用控制棒抵消多余的反应性，把多余的中子吸收掉。当反应性减小时，就把控制棒逐渐拉出堆外，直到完全提出，这时反应堆非装新料不可。此外，为了在发生事故时快速停堆，设置了安全棒。反应性增大时，安全棒可抑制反应性的增加，因为它具有很强的吸收中子的本领。平时安全棒被置于堆芯之外，发生事故时靠重力或其他外力，在0.1～l秒的时间内自动插入堆芯，将链式反应熄灭，以免造成损坏或危险。还有，功率保护电路系统通常在反应堆功率超过设计满功率的10～20%时，使安全棒动作，实行紧急停堆。
针对核电站的危险，为防事故的发生，在设计中，采取了种种安全措施，其主要出发点是建立在防止燃料元件的不正常温度升高和阻止裂变产物大量逸散到环境中去。如果能做到这两点，也就保证了核电站的安全。安全的具体措施如下：
为了防止放射性物质的泄漏，核电站设置了四道安全屏障。
第一道屏障是核燃料芯块。现代反应堆广泛采用耐高温、耐辐射和耐腐蚀的二氧化铀陶瓷核燃料。经过烧结、磨光的这些陶瓷型的核燃料芯块能保留住98%以上的放射性裂变物质不使逸出，只有穿透能力较强的中子和γ射线才能辐射出来。这就大大减少了放射性物质的泄漏。
第二道屏障是锆合金包壳管。二氧化铀陶瓷芯块被装入包壳管，叠成柱体，组成了燃料棒。由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须绝对密封，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。
第三道屏障是压力容器和封闭的一回路系统。这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。
第四道屏障是安全壳厂房。它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。
1. 第一个问题一般都会问到：“为什么汽车可以熄火就关闭，而核电站却在按下关闭按钮之后，却仍然不能关闭？” 或者 “核电站为什么是不安全的？”
答案是，由于Nachwaerme，英语 Decay Heat，衰变热，也就是说，在核电站关闭后，裂变的产物仍然不断地向外界辐射，这个过程是不会停止的，只会越来越弱，所以核电站的裂变废物一定要妥善地保存。
同时由于关闭后衰变热如果不能够即使导引出去的话，会在堆心积累，造成严重的堆心弱化事故（TMI）。所以所有的核反应堆在关闭后，必须要启动另一套冷却系统。
2. 在核反应堆中广泛地应用的金属材料：Zr，为什么以前人们使用铁，而现在却使用Zr？大家这个得去翻资料，我已经不太清楚为什么了。
不过Zr在高温下会和水发生强烈的化学反应：
Zr+2*H2O = ZrO2 + 2* H2
会产生大量的氢气，对反应堆有害。
1.2.1欧洲先进压水堆发展情况简介
1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。目前EPR正在进行补充设计。
1.2.2欧洲先进压水堆EPR设计特点
EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。EPR主要的设计特点包括：
（1）安全性和经济性高
EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。
EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。
石岛湾即将建成号称第四代技术的高温气冷堆据我了解是一个试验堆，真正投入生产遥遥无
期
世界核电技术的发展趋势世界核电技术的发展趋势
温鸿钧
（中国核工业集团公司，北京 100822）
国家计委制订的《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出：要在实现核电国产化的同时，"积极支持我国自行开发新一代核电站的工作，为'十一五'及以后核电的发展奠定基础"。国防科工委制定的《国防科技工业军转民"十五"计划纲要》中提出："加强核电国产化的研究开发，同时开展先进压水堆核电站关键技术的研究开发工作"。
按国家计委、国防科工委的规划、计划要求，要进行先进压水堆关键技术和新一代核电站（即我国核电发展的第二步机型，满足用户要求文件的先进型（Advanced）机组）的研究开发。为了正确指导和推进这方面的工作，需要对世界核电的发展、核电技术的发展趋势，在调查研究的基础上作一正确的分析判断。为此，笔者做了这方面的工作，作了一个初步的分析，供有关方面专家、领导参考。
1 历史的回顾
1.1 核能发电技术的验证
在20世纪五、六十年代，二战时期为军事目的而发展的核技术转向民用发展核电，显示了美好的前景。一些发展核电的先行国，如美、英、法、原苏联、加拿大、瑞典等国，各自独立地进行了民用核能的开发。世界核技术的发展，由军用转向了民用。在民用核能的开发过程中，一般都通过建设和运行实验堆来验证工程技术安全上的可行性，再通过验证示范堆的建设，验证其经济上的可行性，之后再转入标准、定型、批量建设。
1942年12月，在美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆证明了实现可控的核裂变链式反应的科学可行性。 在二战期间及以后一段时间内，由美、原苏联、英、法等国家先后建成了一批生产核武器用钚的生产堆和核潜艇用动力反应堆，以及为支持这些反应堆的建设而建设了一批实验、试验反应堆，从而掌握了各种反应堆的基本性能、特点和关键技术。
50年代初开始，利用已有的军用核技术建造以发电为目的的反应堆，由建造实验堆阶段转入验证示范阶段。美国在潜艇动力堆技术的基础上，于1957年12月建成了希平港（Shipping Port）压水堆核电站，于1960年7月建成了德累斯顿（Dresden-1）沸水堆核电站，为轻水堆核电站的发展开辟了道路。英国于1956年10月建成了卡德霍尔（Calder Hall A）生产发电两用的石墨气冷堆核电厂。原苏联于1954年在奥布宁斯克建成APS-1压力管式石墨水冷堆核电站。加拿大于1962年建成NPD天然铀重水堆核电站。 围绕这些核电站的建设，进行了广泛的科研攻关，解决了一系列建造核电站的工程技术问题，证实了核电站能够安全、经济、稳定地运行，实现了工程可行性和经济可行性的验证，为以后七、八十年代核电较大规模的商用发展打下了基础。
1.2 核电大发展时期的标准化、系列化发展
60年代到70年代，核电的安全性和经济性得到验证，相对于常规发电系统的优越性鲜明地显现出来。此时，又是世界各国经济快速发展时期，电力需求也以十年翻一番的速度迅速增长，给核电发展提供了一个广阔的市场。核电迅速实现了标准化、批量化的建设和发展。
在核电大发展时期，同样存在激烈竞争。一些因其固有特点的限制，难于同其他机型竞争而被淘汰（如气体冷却重水堆、蒸汽发生重水堆（SGHWR）等）。有发展空间的机型，则为提高安全性、改善经济性而不断改进，如美国通用电气公司的沸水堆BWR1、BWR2等形成了系列化的发展。美国西屋公司的212、312、412型和314、414型等。
在七、八十年代，国际核电发展形成系列化建设的机型有：
（1）压水堆核电机组，包括西屋公司的压水堆、燃烧工程公司的压水堆、巴布科克·威尔科克斯（B&W）公司的压水堆、俄罗斯的WWER（即VVER，水-水动力反应堆）型压水堆，以及引进美国西屋公司压水堆技术后形成的法国法马通公司的压水堆、德国西门子公司的压水堆、日本三菱公司的压水堆等。
（2）沸水堆机组，美国通用电气公司的沸水堆、瑞典阿西亚原子能公司（ASEATOM）的沸水堆，以及从美国引进沸水堆技术发展的日本东芝、日立公司的沸水堆。
（3）加拿大原子能有限公司（AECL）独立自主开发的天然铀压力管式重水堆。
（4）原苏联基于石墨水冷堆技术开发的石墨水冷堆电站。
（5）英国开发的石墨气冷堆MGR、AGR核电系列。
上述核电系列中，B&W公司的压水堆因发生了三哩岛核事故，苏联石墨水冷堆因发生切尔诺贝利核事故，暴露了设计中的缺陷，停止了这两种机型的发展。石墨气冷堆由于其固有的特点，天然铀需求量大，现场施工量大，使其经济竞争能力差，没有打开国际市场，局限在英国建设。由此看出：由机型固有特点决定的安全性和经济竞争力是其能否持续发展的关键。确保安全，提高经济竞争力是核电技术发展的方向和动力。
1.3 更安全、更经济的先进轻水堆核电机型的发展
20世纪70和80年代中先后发生了三哩岛和切尔诺贝利两大核事故，特别是切尔诺贝利灾难性核事故，带来了强烈的反响，使核能的公众接受问题成了世界核电发展的重大障碍。为解决核能的公众接受问题，90年代，世界核电界集中力量进行了安全标准、审批程序、机型改进等方面的工作，编制用户要求文件和开发更安全、更经济的先进轻水堆核电技术。
（1）制定"用户要求文件"
1983年开始，美国电力研究所（EPRI）在美国核管会（NRC）的支持下，经多年努力，制定了一个能被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众各方面都能接受的，提高安全性和改善经济性的核电厂设计基础文件，即适用下一代轻水堆核电站设计的"用户要求文件（URD）"。随后，欧共体国家共同制定了类似的文件"欧洲用户要求文件（EUR）"。
URD的主要性能指标：
设计原则：简单、坚固、不需要原型堆；
燃料热工安全裕量：≥15%；
堆芯熔化概率：
大量放射性释放概率：
失水事故：6英寸以下破口，燃料不损坏；
设计寿命：60年；
换料周期：18~24个月；
机组可利用率：≥87%；
工作人员辐射剂量：
建设周期（从浇注第一罐混凝土至商业运行）：对1300 MW机组为54个月，对600 MW机组为42个月。
（2）更安全、更经济机型的开发
世界核电供应商按URD、EUR等的要求，在各自已形成批量生产机型的基础上，作改进创新的开发研究。
美国西屋公司研究开发了AP-600型核电机组的设计，1988年获美国核管会最终设计批准书（FDA），特点是采用非能动安全系统，简化设计。另外，还同日本三菱公司合作研究开发了APWR- 1000、APWR-1300，但尚未获美国核管会颁发的最终设计批准书。
美国ABB-CE公司在其成熟的系统80的基础上，研究开发了改进的机型系统80+。1984年获得美国核管会颁发的最终设计批准书，并于1997年完成全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。特点是采用双环路的输热系统。
美国GE公司基于成熟沸水堆技术，研究开发了先进沸水堆（ABWR），1994年获美国核管会颁发的最终设计批准书，1997年通过全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。 在日本建造了2台，运行情况良好。我国台湾省正在建造的"核四"就是这种机型。
法国法马通公司和德国西门子公司联合开发了欧洲先进核电机组欧洲压水堆（EPR）。
俄罗斯根据核电改进发展潮流，在已成熟批量建设的WWER-1000的基础上，研究开发了
AES-91型和AES-92型两种设计，向美国URD靠拢。AES-92采用较多的非能动安全系统。
（3）机型开发的思路
上述的研究开发的基本思路，大体可划分为改进型、革新型、革命型三类：
改进型是在原有设计基础上，利用国际上已成熟的改进技术，增加安全裕量，增加对付严重事故的安全措施，提高安全性，又通过增加单机容量，利用规模效益改善经济性，补偿因提高安全性而引起的经济性下降。
革新型的特点是在成熟技术基础上，采用依靠自然规律（重力、自然循环等）的非能动安全性，简化系统、减少设备，既提高安全性，又改善经济性。
革命型，在设计中引入固有安全性概念，从根本上排除产生事故的可能性。
按革命型设计思路开发的几个机型均遇到一些重大技术关键，距成熟尚有较大的距离。革新型机组的代表是AP-600，由于采用非能动安全系统有一定难度，相对于改进型成熟较晚。改进型机组的研究开发相对简单，如系统80+、ABWR、EPR等，都趋成熟，其中ABWR已成功建设和运行了2台机组。
2 核电技术发展的最新动向
2.1 核能复苏的动向
（1）美国政府颁布了新的能源政策，要复苏核能。2001年5月17日，美国总统布什颁布新的美国核能政策，指出"应该发展清洁的、资源无限的核能"，能源政策提出"把扩大核能作为国家能源政策的重要组成部分"，并提出了促进核能复苏和发展的一些具体政策。要求美国核管会在审批新的先进反应堆申请许可证的过程中将保证安全和环境保护作为最重要的条件。要求核管会推动核电企业对现役核电站安全升级、增加发电量。要求核管会对现役核电站重新发放许可证，使之达到或超过安全标准。提出发展下一代核技术和先进的核燃料循环，重新审订核燃料处理方法的研究，使得核废料少并具有强的防核扩散能力；不鼓励积累分离钚；要发展清洁、高效、废物量少、防核扩散的乏燃料处理处置技术。在2001年5月召开的核能会议上，美国核工业界提出在2020年前，新增核电装机5000万kW的设想目标。2001年8月初，美国众议院通过了"保障美国未来能源"的法案，支持在现有核电厂址上建设新的核电机组，增加国家在核能方面的研究费用，增加各大学的核科学及核工程的教育经费和研究费用。
（2）2001年1月底，俄罗斯原子能部副部长尼克马图林说："位于俄罗斯欧洲地区不久将面临电能短缺危机，政府唯一的解决方案是修建新的核反应堆"，"防止潜在的能源危机，俄罗斯计划在2020年前修建40座核反应堆"。
（3）日本政府为了兑现削减CO2排放目标的承诺，日本资源能源厅提出日本将在2001年至2010年新建13座（约1694万kW）核电站。其中沸水堆10座（约1295万kW，ABWR 8座，BWR 2座），压水堆3座（约399万kW，APWR 2座，PWR 1座）。自2011年起，
还计划建造7座核电站，约848万kW，其中ABWR 5座，BWR 2座。
2.2 第四代核电技术概念的提出
第四代核电技术概念是1999年6月美国克林顿政府的能源部首先提出的，并得到一些国家的支持。
（1）第四代核电技术的概念
把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。
（2）开发第四代核电技术的目的
美国政府对核电界共同研究开发的第三代核电技术不够满意的是：未考虑防止核扩散的要求，经济性不够理想。为了强化防止核扩散的要求和进一步改善经济性，提出要研究开发第四代核电站。
（3）第四代核电技术的性能要求
2000年5月，由美国能源部发起、美国阿贡实验室组织的全世界约100名专家进行了研讨，提出了第四代核电站14项基本要求。关于经济性的有3条：要有竞争力的发电成本，其母线发电成本为3美分/kWh；可接受的投资风险，比投资小于1000美元/kW；建造时间（从浇注第一罐混凝土至反应堆启动试验）少于3年。有5条是关于核安全和辐射安全的：非常低的堆芯破损概率；任何可信初因事故都经验证，不会发生严重堆芯损坏；不需要场外应急；人因容错性能高；尽可能小的辐射照射。关于核废物有3条：要有完整的解决方案；解决方案被公众接受；废物量要最小。关于防核扩散的有3条：对武器扩散分子的吸引力小；内在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经过评估。
由上看出，第四代核电站的要求突出了防止核扩散问题，没有考虑核燃料循环和核资源问题，而这两个问题是涉及核能可持续发展的重大问题。
（4）设想发展进度
当前的主要任务是研究确定第四代核电的性能要求，逐步由原则要求，经细化为具体指标，在此基础上再开展堆型的研究开发。预计2020年前能有一个或几个示范电站建成运行；到2030年以后再推广建设。在2001年到2030年这段时间内，将建造一批第三代的先进轻水堆核电机组。
（5）当前的进展
目前，该工作尚处于开始阶段，主要由大学教授、科研单位专家进行理论政策探讨。所提出
的性能指标要求仅是原则性的，需要深化的工作还很多，还要经过方方面面的审查认可。距离做实质性的堆型选择、堆型研究开发还有较大距离。现在就把某种堆型说成第四代核电堆型为时尚早。
2.3 核电机型开发的一些新的动向
（1）美国西屋公司和ABB-CE公司联合后，基于美国核管会批准最终设计的AP-600和系统80+，提出了AP-1000的概念。利用AP-600简化改进和被动安全的设计概念，加上系统80+双环路的设计思想，把AP-600的60万kW扩大为100万kW，采用两条50万kW的环路。结合了简化设计和扩大规模两个方面来改善核电的经济性。
（2）日本三菱公司最近提出发展21世纪核电站NP-21的压水堆机型，其单机容量为150万到170万kW，四个环路，采用卧式蒸汽发生器。
（3）俄罗斯最近提出了发展150万kW的压水堆机型，四个环路，采用非能动的余热排出系统，采用垂直盘管式的蒸汽发生器。
（4）韩国在引进ABB-CE的系统80的核电技术基础上，自主提出了大型非能动压水堆核电站CP-1300的概念，采用了西屋公司的非能动安全系统的概念，又采用了ABB-CE双环路的设计。
（5）印度从俄罗斯进口百万千瓦级压水堆核电机组的合同谈判已基本完成，待我国田湾核电站建成后付之实施。其机组以我国田湾核电站为参考，要加上非能动的余热排出系统。
（6）南非提出了球床模块化高温气冷堆的设计概念，由于其热效率高、经济性好、安全性好，引起了国际较大的反响。但是，高温气冷堆的重要关键技术尚未得到工程验证，这种堆型的乏燃料难于处理和处置。另外，高温气冷堆的发展还将涉及核燃料循环体系的技术路线。
3 世界核电技术发展的趋势
3.1 提高安全性、改善经济性成为核电技术发展的主要趋向
在核电市场竞争中，一个机型能保持持续稳定的发展而不被市场竞争所淘汰，关键是能够确保安全、在经济上有竞争力。在近十年来，指导核电技术发展的用户要求文件（URD、EUR）、最新提出的第四代核电站的性能要求以及美国最近颁布的新的能源政策，都贯穿一条主线，就是要提高安全性、改善经济性，在满足确定的安全要求的条件下，争取最好的经济性。如堆芯熔化概率
3.2 延长在役核电站的寿期已是世界各国都实际采取的行动
在经济上，延长寿期相对于新建核电站更经济。从可行性看，迅速更换反应堆的部件等措施、延长反应堆寿期在技术上和经济上已得到了验证。绝大部分原设计寿期40年的核电站机组都可延长到60年。目前，美国、英国、日本等国家做了许多关于延长寿命的研究验证工作，
并通过核安全当局的审查，批准延长寿期。
3.3 单机容量继续向大型化方向发展
为提高核电站的经济性，继续向大型化方向发展：俄罗斯提出建造150万kW的压水堆机组的概念；日本三菱公司提出了建造150万至170万kW的压水堆机组；日本的东芝、日立提出了建170万kW的ABWR-II的概念；美国西屋公司也在AP-600的基础上向AP-1000发展。
3.4 采用非能动安全系统、简化系统、减少设备来提高安全性
世界各国最新提出的设计概念，一般都在原有设计基础上增加非能动安全系统代替原有的主动安全系统，也不追求全部采用非能动安全系统，而根据技术成熟程度和对机组的安全、经济性能的改进程度确定采用哪几个非能动安全系统，即是非能动、能动混合型的安全系统。
3.5 为便于堆内安全系统的设置和安排一般采用两个或四个的偶数环路
过去百万千瓦级机组一般采用三个环路，每个环路30万kW。但最近提出的一些设计概念都采用偶数环路，每个环路容量根据设计的单机总容量确定，不限制在30万kW一个环路。如美国的AP-1000是双环路，每个环路50万kW；韩国的CP-1300也是双环路，每个环路65万kW；日本三菱的NP-21，单机容量150万至170万kW，四个环路，每个环路37.5万或42.5万kW；俄罗斯的150万kW的设计概念，也是四个环路，每个环路37.5万kW。取偶数环路的主要原因是在压力容器内安全系统布置比较容易，也比较好。
3.6 仪表控制系统（I&C）的数字化和施工建设的模块化
世界各核设备供应商提出的新的核电机型，无一例外地都采用了全数字的仪表控制系统，并且进一步向智能化方向发展。法国的N4和日本的两台ABWR机组，都是全数字的仪表控制系统。新设计的机组更是采用全数字的仪表控制系统。
核电的建设施工为缩短工期、提高经济性，都突破原有方式，向模块化方向发展。在设计标准化、模块化条件下，加大工厂制造安装量，通过大模块运输、吊装、拼接，减少现场的施工量。这是新一代机型共同采取的新技术。美国GE公司和日本联合建设的两台ABWR机组都已成功地采用了这种技术。
3.7 发展快中子堆技术，建立闭式核燃料循环，使核电能可持续发展
主要工业发达国家已经建立本国的核燃料循环技术和体系，已经基本掌握了快中子增殖堆技术，但由于多种因素，一些国家停止了快堆的工程发展。至今，曾充当开发快堆技术世界先锋的美国，虽然较早停止了快堆的工程建设，但现在正在研究是否重新启动快中子辐照试验堆FFTF，同时还从事着与快堆技术相关的其他研究。法国正在研究利用凤凰快堆电站进行燃烧锕系核素和长寿命裂变产物的工作。
俄罗斯是看好快堆技术最热心的国家，它把发展快堆和实施闭式燃料循环技术和体系看作
21世纪上半世纪核动力发展战略的奠基石，并正筹备重新启动自1989年以来一直处于冻结状态的一项BN-800快堆电站计划，并开始设计BN-1600。
美国最近颁布的能源政策中提出了研究先进的核燃料循环，要改变过去对乏燃料不作后处理的一次通过燃料循环（once-through fuel cycle）。美、英、法、德、日等国正在研究一种先进的燃料循环（Advanced Fuel Cycle）体系，不作铀钚分离，直接处理出满足快堆核电站要求的铀、钚混合燃料。这样使核能发展既满足了可持续发展的要求，又满足了防止核扩散的要求。
3.8 模块化高温气冷堆受到关注
南非国家电力公司（ESKOM）提出了模块化高温气冷堆设计，国际上有较大反响。采用耐高温包覆颗粒燃料，不会出现堆芯熔化事故，石墨慢化、氦气做冷却剂、全寿命的负温度系数，是安全性能很好的机型。由于采用高温氦气透平直接循环，热效率高；非能动安全系统，简化系统；采用一次通过循环，乏燃料不作后处理，因而有较好的经济性。但这种机型尚有一些重大关键技术，如高温高压氦气透平等尚未经过工程验证，尤其是乏燃料后处理技术十分困难，难于实现裂变物质的转化和增殖，所包含的裂变物质和锕系元素难于处理处置，在资源和环境上都不符合可持续发展的要求。由于这种堆型确有不少优点，得到了国际的关注，我们也应给予注意。
4 对于我国核电技术发展的启示
（1）我国发展核电，必须发展更安全、更经济的新一代机型
提高安全性、改善经济性是国际、国内核电发展中提出的必须解决的问题。由三哩岛事故和切尔诺贝利核电事故诱发产生的核能发展的公众接受问题，已成为世界核电发展的最大障碍，如果没有安全性更好的核电机型来代替现在的机型，并得到公众的认可，核电就不可能持续稳定地发展。对于我国来说，如果停留在广东大亚湾M310的水平上，核电的发展是十分困难的，是没有前途的，因为M310的安全性与用户要求文件（URD、EUR等）有较大距离，经济上还难于同常规火电竞争。我国发展核电，必须符合国际发展的趋势，发展更安全、更经济的新一代机型。
（2）应坚持压水堆核电的技术路线
20世纪80年代初，由国家计委、原国家科委联合召开的我国发展核电的技术政策论证会确定，后报经国务院批准颁布实施，发展压水堆核电技术路线。我国近20年的实践和国际最新核电技术发展趋势，都证明我国发展压水堆核电技术的路线是正确的， 在压水堆核电技术的发展上取得了重大的进展，并建立了较好的科技工业技术基础，培养了一支较强的、专业配套的科研设计队伍。中国新型核电机组应该充分利用我国已建立的压水堆技术基础，坚定不移地走压水堆核电的技术路线，不宜轻易改变。
关于高温气冷堆，虽然国内外呼声较高，也确有不少优点，但还有较多的不定因素，现尚不具备以发展这种堆型为主线的条件。
关于先进沸水堆ABWR，它是一个好的堆型。如果我国从零开始，可以考虑发展此堆型。鉴于我国发展压水堆已有相当的基础和经验，而ABWR相对于压水堆的优势，尚不足以促使我们放弃压水堆而改为ABWR。
（3）我国新一代的核电机型应该满足国际上的用户要求文件
我国新一代的核电机型应符合世界核电的发展趋势，要满足国际上的一些用户要求文件，如美国的URD、欧洲的EUR等。当然我国应把国际上的这些用户要求文件与我国实际情况相结合，制定符合我国实际的设计要求文件，新一代的核电机型就应满足我国自己的设计要求文件。要在符合设计要求文件的核安全要求的前提下，争取最好的经济性。
（4）新一代的核电机型应考虑采用系统简化、非能动、数字化的仪表控制系统和模块化技术的压水堆
根据国际核电技术发展的趋势，中国新型核电机组应考虑采用非能动安全系统来简化设计、提高安全性、改善经济性，但不要追求全部的非能动安全，要根据改进后可能取得效益和实现的可能性，实事求是地做出选择。采用模块化技术可缩短建设周期，提高经济性。数字化的仪表控制系统是提高核电的安全性、运行可靠性和经济性的重要措施。
（5）抓紧新一代的核电机型的研究开发，赶上世界核电发展的步伐
根据国家计委《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出的"自行开发新一代核电站"的要求和世界核电发展的趋势，我们应抓紧新一代的核电机型的研究开发工作，争取在2010年前完成机型的研究开发工作，具备上首堆工程的条件。从"十二五"初到"十二五"末或"十三五"初，完成首堆工程建设和投运， 实施标准化、批量化建设，这样大体可赶上世界核电发展的步伐。
参考资料：http://www.chinanuclear.cn/bbs/dispbbs.asp?boardid=70&id=10416
绝对安全的高温气冷四代堆[转贴]
根据国务院和国家发改委关于投资体制改革的决定及正在实施的高技术产业化专项执行情况，上海电气集团正积极申报高温气冷堆核电示范工程195MW设备研制项目。
十五”期间，我国重大科技工作取得一系列突出成就，在能源技术领域，高温气冷堆研究和建设作为“十五”863计划的标志性成果，已达到国际领先水平。这意味着我国在利用核安全技术缓解能源短缺方面取得了新进展。
记者从正在举办的国家“十五”重大科技成就展上了解到，我国对模块化高温气冷堆的研究与建造已经处于世界先进水平，而高温气冷堆氦气透平发电系统更是世界上第一个将高温堆与气体透平直接循环结合的试验装置，这使得我国成为国际上高温气冷堆研究的主要领先基地之一。
高温气冷堆是国际核能界公认的安全性最高的反应堆。与水堆相比，它不必附加另外的安全系统，而是通过自身设计保证安全。它能在发生事故时自动关闭，并将剩余热量排除冷却，
不会发生燃料元件烧毁现象。
高温气冷堆也是目前发达国家先进核电站采用的最新一代技术，中国是继美、英、德、日后第5个掌握此项技术的国家。
在国家“863”计划的支持下，“10MW高温气冷实验堆”于2000年底实现首次临界，2003年1月完成72小时满功率发电运行。此外，还完成了核心部件“氦气透平压气机组”的技术特性研究和连续运行考验，成功进行了高温堆固有安全性堆上试验，进一步证明了高温堆的先进性及安全性。中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学签署的《关于共同合作建设高温气冷堆核电示范工程投资协议》,标志着实施高温气冷堆商用示范核电站建设迈出了关键一步。
清华大学核能技术设计研究院的专家说，反应堆用氦气作冷却剂，采用全陶瓷型球形燃料元件，燃料最高限制温度为1600摄氏度，发电效率高，并可应用于煤的气化和液化、制氢、石油化工等领域。其关键设备均由中国自主设计和制造。
据悉，“十五”863计划以解决事关国家中长期发展和安全的战略性、前沿性和前瞻性高技术问题，发展具有自主知识产权的高技术，培育高技术产业生长点，力争实现跨越式发展为主要任务，实施五年来，取得了显著的成效，掌握了一批核心技术，占据了制高点，缩小了与国际先进水平的差距。
中国第一座高温气冷堆示范电站——华能石岛湾核电站初步可行性研究报告24日通过审查。这标志著中国自主知识产权的国际先进核电研究技术向商用示范核电站建设迈出实质性的一步。
据新华社北京11月24日电，高温气冷堆示范电站将由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学等以50％、35％、5％的投资比例共同投资、建设、运营。电站地址初选在山东省威海市荣成石岛湾，核电装机规模为400万千瓦，一期工程建设一台20万千瓦示范机组。工程总投资约30亿元，工期48个月。预计2006年底完成开工准备工作，2010年正式投入运行。
高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，中国高温气冷堆研究技术处於国际领先地位。其主要特点是安全性能好、热效率高、系统简单。目前已成功地建设了10兆瓦实验电站，并完成了多项安全性实验工作。据介绍，该工程已被列入中国能源发展的中长期规划。
核工业期待知识产权唱主角
知识产权报
41年前，中国第一颗原子弹的成功引爆曾震惊世界。今天，更引人注目的却是中国核能的和平利用尤其是民用核电站的发展——这关系到一个飞速发展中的国家如何解决其日益尖锐的能源供需矛盾。
中国科学院学部核能发展战略咨询组近日起草的一份战略研究报告指出，我国能源供应面临三大挑战：第一，能源发展需求与我国能源资源人均拥有量不足之间的矛盾；第二，以煤为主的能源结构不合理，大量燃煤造成严重的环境污染和温室气体问题；第三，能源利用效率不高，能源浪费比较严重。为应对上述挑战，我国将强化节能和提高能效作为基本国策放在首位，并逐步调整和优化能源结构，逐步降低化石能源的消耗份额，提高新能源的份额。而“在各种替代能源中，只有核能既是一种经济、安全、洁净的能源，又可大规模地替代化石
能源。只有积极发展核能，才能缓解我国近、中期能源供应方面的压力，并保障我国经济、社会和环境的可持续发展。”
国防科工委有关负责人也表示，“十一五”期间，要以核电发展为龙头，以核燃料循环为支撑，以核应用技术产业化为新的经济增长点。伴随着我国对核电发展的方针从“十五”期间的“适度发展”转为如今的“积极发展”，中国核工业是注定要提速了。
知识产权凸显差距
中国发展核电的目标是：到2020年达到4000万千瓦左右的装机容量，届时将占全国电力装机总容量的4%，而现在的比例仅为1.6%。这需要在今后10年间新开工建设30台左右的百万千瓦级核电机组，要求从现在起每年开工建设3台百万千瓦级的核电站。由于我国核电起步较晚，现有核电工业基础还比较薄弱，这一任务将非常艰巨。
“我国核电发展的一个重要技术瓶颈在于，核心部件主要还是依靠进口。”中国原子能科学研究院教授顾忠茂向中国知识产权报记者表示，虽然我国核电建设的国产化率有所提高，但是对此要进行辩证的看待。比如，核岛是核电设备的关键部分，而核反应堆压力容器等又是核岛的关键部分，我国很多企业不能自己设计制造这些关键部分，大多是通过其他一些边缘技术的自主化带动整体国产化率的提高。
据媒体报道，以前国内建成和在建的核电机组中，近九成的核心技术及设备须从国外进口。在秦山二期、三期、大亚湾、岭澳、田湾等项目中，国内厂商只能提供辅助设备，或者只是个别主设备的分包商、合作制造商。以岭澳一期为例，核岛设备国产化率只有15%。
掌握第三代核电建造关键技术
今年早些时候，作为我国核电建设领域一大投资主体的中国核工业建设集团公司曾经表示，“十一五”期间，将通过国外技术转让和自主研发，掌握第三代核电建造的关键技术，实现第三代先进压水堆核电站的自主化建造。
第二代核电技术已被证明是成熟的核电技术，“第三代”将在此基础上进一步提高经济竞争力和安全性。不失时机地建设改进型的“第二代”大型压水堆核电站并形成一定批量是明智而稳妥的举措。同时，还应瞄准国际上先进的第三代先进压水堆核电技术进行自主开发，并积极开展包括国际招标在内的国际合作，尽快掌握“第三代”技术，在2015年左右具备批量建设符合国际上“第三代”技术要求的核电站。对此，业内人士已达成了共识。
前不久，中国核工业建设集团公司和清华大学已就大型先进压水堆及高温气冷堆核电站示范工程立项论证有关工作向国防科工委进行了汇报，明年两会，这一工程将很可能入选国家中长期科技发展规划大型专项，届时将获得更好的发展助力。
但顾忠茂向中国知识产权报记者透露，今年以来，相关的国际招标工作进行得并不顺利，“主要还是在价钱上存在分歧。设备还好说些，别人辛辛苦苦研发出的技术，不花大代价是买不来的。何况，他也不愿意一下子就卖给你。”实际上，我国相关部门曾提出从“第二代”向“第三代”进行跨越式发展，现在看来，技术上的掣肘使得我们只能选择一种更平稳的推进
了。
实际上，我国相关部门曾提出从“第二代”向“第三代”进行跨越式发展，现在看来，技术上的掣肘使得我们只能选择一种更平稳的推进了。
根据我国已有的技术基础和用户意向，目前国内以压水堆为主的热堆核电技术将在今后30年至40年内成为我国核电的主导产业，而我国核能发展应遵循热堆（压水堆）——快堆——聚变堆的三步走发展战略。顾忠茂说，如果热堆可以称为“今天”的核电产业、那么快堆和聚变堆则是“明天”与“后天”的核电产业。在做好“今天”核电产业技术升级的同时，中国还应及时启动快堆核能系统的开发，这也许会是“十二五”以后的事，但“十一五”期间的准备工作也相当重要。
自主创新呼唤研发人才
我国在核电技术开发、工程设计、设备制造、工程建设、项目管理、核电站运行维修等方面已经具有较好的基础和较强的实力，掌握了一些国外核电成熟的设计技术能自主设计建设60万千瓦压水堆核电站，也初步具备了“以我为主、中外合作”条件下建设百万千瓦级压水堆核电站的能力。但与发达国家核电在电力供应中所占份额超过20%的情况相比，我国目前核电所占份额太低，已经建成和正在建设的核电站均属于“第二代”。有关大型商用核电站的设计技术还不全面，没有形成完整的标准体系，设计管理技术、项目管理技术与国际水平还存有差距，尚不具备独立自主设计符合国际上“第三代”技术要求的大型核电站的能力。本文开头提到的中科院报告这样概括了我国核工业的现状。
对此，有关专家指出，我国核工业要提速发展，必须加强核科学基础研究，注重技术创新，提升核心技术能力，形成自主知识产权。
其中，创新型人才非常关键。目前，我国核工业系统科研、生产的人才队伍出现严重断层。为此，应注意从人才的源头抓起，有计划地恢复一些大学和专科学校的核科学工程专业，并根据核事业的需要培养不同层次的核科学技术人才，改变我国核科研和核工业系统后继乏人的局面。
据了解，在日前中国核工业建设集团公司召开的一次以其发展战略和“十一五”规划为主题的会议上，也把实施人才强企战略放在了提高科技水平和自主创新能力前面。
一．概述
自从1896年法国物理学家贝可勒尔发现铀的天然放射性以来，由于近百年来世界各国科学家的辛勤探索，人类不但对物质的微观结构有了更深刻的了解，而且还开发出了威力无比的核能。与此同时与核能相关的核技术，如加速器技术、同位素制备技术、核辐射探测技术、核成像技术、辐射防护技术及应用核技术等也得到迅猛发展。近百年来在这个领域已有40多位科学家获得了世界科学技术成就的最高奖赏——诺贝尔物理学奖或化学奖，这是其他任何学科领域都从未有过的。
第二次世界大战末期，美国使用绰号叫“小男孩”和“胖子”的两颗原子弹在日本广岛和长崎造成了人间灾难。从此人们一听到“原子弹”三个字就不寒而粟，甚至“原子能”或“核
能”也被曲解为核武器的代名词。直至今天还有不少人对核电站害怕得很，以为核电站出事故时也会像原子弹一样爆炸，公众对核能和核技术充满恐惧感和神秘感。
然而核能的发现和应用也与古代“火药”的发明和应用一样，它既能用来作为杀人武器，又能移山填海，造福人类。事实上，第二次世界大战结束后，热爱和平的各国科学家就在和平利用核能力上面进行了卓有成效的工作。原子弹爆炸9年后，世界上第一座核电站在前苏联建成发电，它标志着人类大规模利用核能时代的开始。然而，直到今天，核能的利用仍然在两个领域中同时展开和同时发展。一方面在建设更多的不同堆型的核电站——轻水堆电站、重水堆电站、快堆电站，另一方面又在制造大规模的杀伤核武器——原子弹、氢弹、中子弹；一方面在建造核动力破冰船，另一方面又在建造核动力航空母舰和核潜艇。以致直至今天人类仍处在核威胁和核恐怖之中。为此热爱和平的人们一直在呼吁禁止核武器，直至彻底销毁全部核武器。
在进入21世纪，和平和发展已成为世界主流，人们既期望核能作为最具潜力的新能源在解决人类面临的能源危机中能发挥主力军的作用；又希望核武器永远在地球上消失，让人类赖以生存的地球成为美丽的乐园。
二．原子与原子核
人类对客观世界的认识是逐步深化的。从宏观上讲，宇宙浩瀚无穷；从微观上讲，又存在一个肉眼看不见的，难以捉摸的无限渺小的世界。
两千多年前人们就提出：世畀是由什么构成的?鉴于当时的科学技术水平，人们只能靠猜测和臆想来解释丰富多采的自然现象。时至今日，对这个问题人们可以毫不犹豫地回答：宇宙间浩瀚的万物都是由元素构成的。
构成元素的最小单位是原于。原子非常小，其直径大约只有l*lO-8cm。1911年卢瑟福通过用α粒子轰击金属薄片的散射实验证实这么小的原子也是有核的。原子核更小，约为10-13cm，只占原子大小的十万分之一。原于核带正电，它周围是数目不等的带负电的电子。原子核又是由质子和中子两种粒子组成，质子带正电，中子不带电。质子所带正电荷的大小和电子所带负电荷的大小正好相等，因此整个原子是中性的。现代科学家测出质子的质量为1.007277原子质量单位，中子的质量为1.008665原子质量单位，而电子质量仅为0.0005486原子质量单位，可见原子的质量主要集中在核上。质子所带正电荷的电量为
1.602192*lO-19C。
如果原子核是由Z个质子和N个中子组成，则Z就是该原子核所属元素的原子序数。Z+N=A，A就是原子的质量数。因此如果知道某元素的原子序数和质量数就可以知道原于核里的质子和中子数。通常用如下符号表示元素的核状态：
质子数相同的原子具有相似的化学性质，处在元素周期表的同一位置，但它们的中子数可能不同；我们就把质子数相同而中子数不同的元素称之为同位素。例如氢原子核只有一个质子，没有中子( )，而它的同位素氘则有一个质子和一个中子( )，氚有两个中子和一个质子( )。同
位素在化学性质方面虽然相似，但其他性质就相差甚远。如氢和氘都是稳定的同位素，而氚却带放射性。
1896年法国科学家贝可勒尔发现铀元素能自动地放射出一种穿透力很强的射线，它能透过黑纸使底片感光，这就是所谓放射现象。随后1900年居里夫妇在研究镭射线时发现，镭射线通过磁场后被分为两束。1906年卢瑟福在重复居里夫妇的实验时采用更高强度的磁场，结果镭射线被分成了三束(见图4-1)。后来科学家就把这三束射线分别称之为α射线、β射线和γ射线。其中α射线是由带正电的高速度的氦原子核组成；α射线是由速度很大的电子组成；而γ射线则是一种波长极短，不带电荷的穿透力极强的射线。
现在科学家们已经知道，每一种元素的同位素在受到中子轰击后，多半都会变成一种特定的放射性元素，都会放出。、α β γ射线，这些射线都具有一定的穿透力。因此人们可以在一种元素的原子核上人为地添加中子或质子，使他们变成别的原子。这样的原子常常是有放射性的，通常就称之为放射性同位素。通过加速器或核反应可以获得大量的放射性同位素。
放射性同位素的原子核是不稳定的，它能自发地放射出α、β、γ射线而转为另一种元素或转变到另一种状态，这一过程称之为衰变。衰变是放射性原子核的基本特征。但放射性同位素的每个核的衰变并不是同时发生的，而是有先有后。为了描述衰变过程的快慢，科学家定义放射性元素的原子核数因衰变而减少到原有原子核数一半时所需的时间为半衰期。因此衰变越快的元素，半衰期越短。半衰期是放射性同位素的一个特定常数，它基本上不随外界条件的变动和元素所处状态的改变而改变。
三．核能的来源
人类生活中利用的大多是化学能。化石燃料燃烧时燃料中的碳原子和空气中的氧原子结合，同时放出一定的能量。这种原子结合和分离使得电子的位置和运动发生变化，从而释放出的能量称之为化学能。显然它与原子核无关。
如果设法使原子核结合或分离是否也能释放出能量呢?近百年来科学家持之以恒的努力给予的答案是肯定的。这种由于原子核变化而释放出的能量，早先通俗地称为原子能。因为所谓原子能实际上是由于原子核发生变化而引起的，因此应该确切地称之为原子核能。经过科学家们多年的宣传，现在广大公众已了解原子能实际上是“核”的功劳，于是现在简洁的称呼“核能”取代了“原子能”；“核弹”、“核武器”取代了“原子弹”和“原子武器”。
“核能”来源于将核子(质子和中子)保持在原子核中的一种非常强的作用力——核力。试想，原于核中所有的质子都是带正电的，当它们拥挤在一个直径只有10-13cm的极小空间内时其排斥力该有多么大!然而质子不仅没有飞散，相反地还和不带电的中子紧密地结合在一起。这说明在核子之间还存在一种比电磁力要强得多的吸引力，这种力科学家就称之为“核力”。核力和人们熟知的电磁力以及万有引力完全不同，它是一种非常强大的短程作用力。当核子间的相对距离小于原子核的半径时，核力显得非常强大；但随着核子间距离的增加，核力迅速减小，一旦超出原于核半径，核力很快下降为零。而万有引力和电磁力都是长程力，它们的强度虽会随着距离的增加而减小，但却不会为零。
科学家在研究原于核结合时发现，原子核结合前后核子质量相差甚远。例如氦核是由4个核子(2个质子和2个中子)组成，对氦核的质量测量时发现，其质量为4.002663原子质量单位：而若将4个核子的质量相加则应为4.032980原子质量单位。
这说明氦核结合后的质量发生了“亏损”，即单个核的质量要比结合成核的核子质量数大。这种“质量亏损现象”正是缘于核子间存在的强大核力。核力迫使核子间排列得更紧密，从而引发质量减少的“怪”现象。
根据爱因斯坦的质能关系，任何物质的质量m和能量E之间有如下关系： E=mc2
式中：C为真空中的光速。根据上式，氮核的质量亏损所形成的能量为E=28.30MeV。当然就单个氦核而言，质量亏损所形成的能量很小，但对1g氦而言，它释放的能量就大得惊人，达6.78×1011J，即相当于19万kW·h的电能。由于核力比原子核与外围电子之间的相互作用力大得多，因此核反应中释放的能量就要比化学能大几百万倍。科学家将这种由核子结合成原子核时所放出的能量称之为原子核的总结合能。由于各种原子核结合的紧密程度不同，原子核中核子数不同，因此总结合能也会随之变化。由于结合能上的差异，于是产生了两种利用核能的不同途径：核裂变和核聚变。
核裂变又称核分裂，它是将平均结合能比较小的重核设法分裂成两个或多个平均结合能大的中等质量的原子核，同时释放出核能。重核裂变 般有自发裂变和感生裂变两种方式。自发裂变是重核本身不稳定造成的，因此其半衰期都很长。如纯铀自发裂变的半衰期约为45亿年，因此要利用自发裂变释放出的能量是不现实的。例如100万kg的铀自发裂变发出的能量一天还不到lkW·h电能。感生裂变是重核受到其他粒子(主要是中子)轰击时裂变成两块质量略有不同的较轻的核，同时释放出能量和中子。一个铀核受中子轰击时发生感生裂变时所释放的能量如表4-1所示。核感生裂变释放出的能量才是人们可以加以利用的核能。
核聚变又称热核反应，它是将平均结合能较小的轻核，例如 氘和氚在一定条件下将它们聚合成一个较重的平均结合能较大的原子核．同时释放出巨大的能量。由于原子核间有很强的静电排斥力，因此一般条件下发生核裂变的几率很小，只有在几千万度的超高温下，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的核聚变。由于超高温是核聚变发生必须的外部条件，所以又称核聚变为热核反应。
由于原子核的静电斥力同其所带电荷的乘积成正比，所以原子序数越小，质子数越少，聚合所需的动能(即温度)就越低。因此只有一些较轻的原子核，如氢、氘、氚、氦、锂等才容易释放出聚变能。最有希望的聚合反应是氘和氚的反应，它释放的能量是铀裂变反应的5倍。
利用氦（2He4）、锂（3Li6）和氢的同位素氘及氚产生的几种不同的聚变反应，其中以氘－氚反应和氘－氘反应较为理想。氘－氚反应可以在较低的温度下进行：
1D2＋1T3 → 2He4＋n＋17.6MeV
但氚只能由人工制造，如用中子轰击锂－6获得：
3Li6＋n → 2He4＋1T3＋4.8MeV
而锂资源有限，只能供应数百年，因此氘－氚反应不能从根本上解决能源问题。利用丰富的氘同位素作原料，使其聚合发生下列反应：
1D2 ＋1D2 → 2He3＋n＋3.2MeV
1D2＋1D2 → 1T3＋P＋4.0MeV
1D2＋2He3 → 2He4＋P＋18.3MeV
在不使用锂－6的情况下，总反应为：
61D2 → 2 2He4＋2P＋2n＋43.1MeV
氘在海水中含量非常丰富，而且提取也经济。海水中的重水是提取氘的重要原料。如每一立方米海水中的氘具有的潜能相当于大约270吨煤或1360桶石油的燃烧能量，而全球海洋中的氘的总能量供应相当于全世界原始化石燃料总能量供应的5000万倍。若氘－氘反应能够实现，海洋将成为人类用之不竭的能源。另一方面由于聚变反应不产生裂变碎片，所以更为安全，因此核聚变是理想的能源。
在氢弹爆炸中发生的是不可控的核聚变反应，而可控的核聚变反应至今仍处在研究阶段。核聚变反应的主要困难是如何获得热核反应所需的1亿摄氏度的高温及如何约束高温下的热核材料。虽然目前世界上已建成了很多对高温等离子体实行磁约束的实验装置，但至今未获得突破性的进展。
由于核聚变要求很高的温度，目前只有在氢弹爆炸和由加速器产生的高能粒子的碰撞中才能实现。因此使聚变能能够持续地释放，让其成为人类可控制的能源，即实现可控热核反应仍是21世纪科学家奋斗的目标。
四．反应堆
1．链式反应
20世纪最激动人心的科学成果之一就是核裂变的利用。链式反应是实现大规模可控核裂变的关健。图4-2是核裂变链式反应的示意图。从图上可以看出；每个铀核裂变时会产生2-3个中子，这些中子又会轰击其他铀核，使其裂变并产生更多的中子，这样一代一代发展下去就会形成一连串的裂变反应。这种连续不断的核裂变过程就称之为链式反应。虽然控制中子数的多寡就能控制链式反应的强弱。最常用的控制中子数的方法就是用善于吸收中子的材料制成控制棒，并通过控制棒位置的移动来控制维持链式反应的中子数目，从而实现可控核裂变。镉、硼、铪等材料吸收中子能力强，常用来制作控制棒。
2．反应堆的分类
实现大规模可控核裂变链式反应的装置称为核反应堆，简称为反应堆．它是向人类提供核能的关键设备。根据反应堆的用途所采用的燃料、冷却剂与慢化剂的类型以及中于子能量的大小，反应堆有许多分类的方法。
(1)按反应堆的用途分类
1) 生产堆。这种堆专门用来生产易裂变或易聚变物质，其主要目的是生产核武器的装料怀和氚。
2)动力堆。这种堆主要用作发电和舰船的动力。
3)试验堆。这种堆主要用于试验研究，它既可进行核物理、辐射化学、生物、医学等方面的基础研究，也可用于反应堆材料，释热元件、结构材料以及堆本身的静、动态特性的应用研究。
4)供热堆。这种堆主要用作大型供热站的热源。
(2)按反应堆采用的冷却剂分类
1)水冷堆。它采用水作为反应堆的冷却剂。
2)气冷堆。它采用氦气作为反应堆的冷却剂。
3)有机介质堆。它采用有机介质作反应堆的冷却剂。
4)液态金属冷却堆。它采用液态金属钠作反应堆的冷却剂。
(3)按反应堆采用的核燃料分类
1)天然铀堆。以天然铀作核燃料。
2)浓缩铀堆。以浓缩铀作核燃料。
3)钍堆。以钍作核燃料。
(4)按反应堆采用的慢化剂分类
1)石墨堆。以石墨作慢化剂。
2)轻水堆。以普通水作慢化剂。
3)重水堆。以重水作慢化剂。
(5)按核燃料的分布分类
1)均匀堆。核燃料均匀分布。
2)非均匀堆。核燃料以燃料元件的形式不均匀分布。
(6)按中子的能量分类
1)热中子堆。堆内核裂变由热中子引起。
2)快中子堆。堆内核裂变由快中子引起。
3．动力堆
在核能的利用中动力堆最为重要。动力堆主要有轻水堆，重水堆、气冷堆和快中子增殖堆。
(1)轻水堆
轻水堆是动力堆中最主要的堆型。在全世界的核电站中轻水堆约占85.9%。普通水(轻水)在反应堆中既作冷却剂又作慢化剂。轻水堆又有两种堆型：沸水堆和压水堆。前者的最大特点是作为冷却剂的水会在堆中沸腾面产生蒸汽，故叫沸水堆。后者反应堆中的压力较高，冷却剂水的出口温度低于相应压力下的饱和温度，不会沸腾，因此这种堆又叫压水堆。压水堆是核电站应用最多的堆型，在核电站的各类堆型中约占61.3%。
(2)重水堆
重水堆以重水作为冷却剂和慢化剂。由于重水对中子的慢化性能好，吸收中子的几率小，因此重水堆可以采用天然铀作燃料。这对天然铀资源丰富，又缺乏浓缩铀能力的国家是一种非常有吸引力的堆型。在核电站中重水堆约占4.5%。
(3)气冷堆
气冷堆是以气体作冷却剂，石墨作慢化剂。气冷堆经历了三代。第一代气冷堆是以天然铀作燃料，石墨作慢化剂．二氧化碳作冷却剂。这种堆最初是为生产核武器装料，后来才发展为产和发电两用。这种堆型早巳停建。第二代称之为改进型气冷堆，它是采用低浓缩铀作燃料，慢化剂仍为石墨，冷却剂亦为二氧化碳，但冷却剂的出口温度已由第一代的400度提高到600℃。第三代为高温气冷堆。与苗两代的区别是采用高浓缩铀作燃料，并用氦作为冷却剂。由于氦冷却效果好，燃料为弥散型无包壳，堆芯石墨又能承受高温，所以堆芯气体出口温度可高达800℃，故称之为高温气冷堆。核电站的各种堆型中气冷堆约占2%—3%，除发电外高温气冷堆的高温氦气还可直接用于需要高温的场合，如炼钢、煤的气化和化工过程等。
(4)快中子增殖堆
前述的几种堆型中核燃料的裂变主要是依靠能量比较小的热中子，都是所谓热中子堆。在这些堆中为了慢化中子，堆内必须装有大量的慢化剂。快中子反应堆不用慢化剂，裂变主要依
靠能量较大的快中子。如果快中子堆中采用239Pu（钚）作燃料，则消耗一个239Pu核所产生的平均中子数达2.6个，除维持链式反应用去一个中子外，因为不存在慢化剂的吸收，故还可能有一个以上的中子用于再生材料的转换。例如可以把堆内天然铀中的238U转换成239Pu，其结果是新生成的239Pu核与消耗的239Pu核之比(所谓增殖比)可达1.2左右，从而实现了裂变燃料的增殖。所以这种堆也称为快中子增殖堆。它所能利用的铀资源中的潜在能量要比热中子堆大几十倍。这正是快堆突出的优点。
由于快堆堆芯中没有慢化剂，故堆芯结构紧凑、体积小，功率密度比一般轻水堆高4-8倍。由于快堆体积小，功率密度大，故传热问题显得特别突出。通常为强化传热都采用液态金属钠作为冷却剂。快中子堆虽然前途广阔，但核术难度非常大，目前在核电站的各种堆型中仅占0.7%。
潮汐能发电
潮汐能的主要利用方式是潮汐发电。利用潮汐发电必须具备两个物理条件：首先潮汐的幅度必须大，至少要有几米；第二海岸地形必须能储蓄大量海水，并可进行土建工程。潮汐发电的工作原理与一般水力发电的原理是相近的，即在河口或海湾筑一条大坝，以形成天然水库，水轮发电机组就装在拦海大坝里。潮汐电站可以是单 水库或双水库。从图1可以看出单水库潮汐电站只筑一道堤坝和一个水库。老的单水库潮汐电站是涨潮时使海水进人水库，落潮时利用水库与海面的潮差推动水轮发电机组。它不能连续发电，因此又称为单水库单程式潮汐电站。新的单水库潮汐电站利用水库的特殊设计和水闸的作用既可涨潮时发电，又可在落潮时运行，只是在水库内外水位相同的平潮时才不能发电。这种电站称之为单水库双程式潮汐电站，它大大提高了潮汐能的利用率。
因此为了使潮汐电站能够全日连续发电就必须采用双水库的潮汐电站。图2是双水库潮汐电站的示意图。这种电站建有两个相邻的水库，水轮发电机组放在两个水库之间的隔坝内。一个水库只在涨潮时进水（高水位库），一个水库（低水位库）只在落潮时泄水；两个水库之间始终保持有水位差，因此可以全日发电。 由于海水潮汐的水位差远低于一般水电站的水位差，所以潮汐电站应采用低水头、大流量的水轮发电机组。目前全贯流式水 轮发电机组由于其外形小、重量轻、管道短、效率高已为各潮汐电站广泛采用。
据估计到2O00年全世界潮汐发电站的年发电量可达到3X1010～6X1010kw·h。潮汐电站除了发电外还有着广阔的综合利用前景，其中最大的效益是围海造田、增加土地，此外还可进行海产养殖及发展旅游。正由于以上原因潮汐发电已倍受世界各国重视。
参考资料：《能源科学导论》
考：应该是CATAGORY（类别）的简称，取其发音相同用"K"(国际上机械类专业常用)而没有用"C"