《人文物理》课程教学资源（讲义）第七讲 物理学与核能

MACROBUTTONMTEditEquationSection2方程段1节1核能的和平利用20世纪是人类文明迅猛发展的重要阶段，但这种发展主要依赖无节制地开发利用煤、石油、天然气等化石燃料的自然资源。而这些有限的、不能再生的自然资源无法长期满足日益增长的世界能源需求。据美国石油业协会估计，地球上尚未开采的原油储藏量已不足2万亿桶，可供人类开采的时间不超过100年，石油和天然气将在21世纪末趋于枯竭。尽管煤炭资源相对比较丰富，据世界能源大会提供的资料，世界煤炭的探明可采储量约为9.842×1011t，但也只可供人类开采200余年。到2500年左右化右资源将消耗治尽。在人们将这些化右资源转换成能源并加以利用的同时，也给地球上的生态环境造成了严重破坏，使人类生存空间受到了极大的威胁。如人类大量消耗的有机矿物，每年向大气排放的二氧化碳多达2.10×1010t，并随着工业的快速发展呈明显上升趋势，而且还伴随有其它有毒物质SO2、NOx产生，给人类的生存环境带来了巨大的灾难。随着世界经济的迅速发展，能源生产与消费之间、能源与环境之间的盾越来越大，有限的能源储量已无法满足人类日益增涨的需求，能源形势越来越严峻。为了应对能源供应紧张和能源消耗过程中带来的生态环境恶化等情况，应充分利用现有传统能源、研究节能新技术、积极开发新能源，开展能源与环境的关系研究。新能源是相对于传统能源而言的，通常是指核能（裂变能和聚变能）、风能、太阳能、地热能、潮汐能、生物质能、海水温差发电等。此外，对于能提高能源利用效率和改变其使用方式的技术如磁流体发电、煤的汽化和液化等，则是新的能量转换技术，也属于新的能源技术范畴。当今，石油价格的上涨和料技的进步，促进了新能源的开发和利用尽管风能、太阳能、地热能、潮汐能、生物质能、海水温差发电等绿色能源越来越引起科学家们的重视，但是，上述这些能源由于受地理位置、气候条件等诸众多因素限制，很难在短期内实现大规模的工业生产和应用。自前，只有核能才是一种可以大规模使用且安全经济的能源。核能主要有两种，即核裂变能和核聚变能。它们的可利用资源非常丰富，其中可开发的核裂变燃料资源（含针）可使用上干年，核聚变资源可使用几亿年。裂变核能至今已有了很大发展。由于核裂变发电用核燃料的生产及发电过程中产生的核废物危害性较大，相对于核裂变，核聚变更清洁，因此，科学家们普遍看好的是利用可控核聚变反应所释放的巨大能量来产生电能。核聚变发电目前仍处于研究开发中。目前，世界上许多国家和地区都在大力发展核裂变发电，并积极开展国际合作，促进核聚变发电的实现。本章将简单介绍核能的来源、类型及核能的非军事应用。第一节核能的来源及核能发电的特点众所周知，原子核是由中子和质子组成的。一个原子的质量应该等于组成它的基本粒子的质量的总和。但是，实际上并不是这样简单。通过精密的实验测量，人们发现，原子核的质量总是小于组成它的质子和中子质量之和。例如，氨原子核是由2个质子和2个中子组成，外面有2个电子。氨原子的质量应该是：mHe=2m质子+2m中子+2m电子=2×1.00728+2×1.00867+2×0.00055=4.033u其中，u为质量单位，1u=1.66×10-24克。但经实验测得的氨原子的质量mHe=4.00260u，比组成它的基本粒子总质量少了0.0304u；再如238U的原子，它的核由92个质子和146个中子组成，核外有92个电子。这些粒子的质量加在一起应该是239.986u。但直接测量得的238U的原子质量却是238.051u，少了1.935u。像上述这种质量减少现象在其它原子核中同样存在。人们将这种现象称为“质量号损。根据爱因斯坦的质能关系式E=mc2，核反应过程中质量的减少，必然伴随着能量的放出，即>E=△mc2。这种由若干质子、中子等结合成原子核的时候放出的能量，叫做原子核的结合能，即核能。一般化学反应仅是原子与原子之间结合关系的变化，原子核结构并不发生改变。由于核子间的结合力比原子间结合力大得多，所以核反应的能量变化比化学反应要大几百倍。如用4g氢完全燃烧时放出的热量大约可以把1kg水烧开，而在合成4g氨原子的核反应中，放出的热量可以把5.0×103水烧开，两者释放出的热相差达到五百方倍：再如1kg235U裂变时可放出相当于2.7×103t标准煤的能量；1kg氙发生聚变反应所放出的能量更大，相当1.1×104t标准煤或8.6×103t汽油燃烧后的热量。核能包括核裂变能、核聚变能、核素衰变能等。其中主要的核能形式为核裂变能和核聚变能。核裂变能是重元素（铀或针等）在中子的轰击下，原子核发生裂变反应时放出的能量：核聚变能是轻元素（氛和氰）的原子核发生聚变反应时放出的能量。下面主要介绍这两种核能形式的产生。一、核裂变能某些重核原子如235U等，在热中子的轰击下，原子核发生裂变反应，产生质量相差不多的两种核素和几个中子，并释放出大量的能量。以235U为例：9U+n?5Ba+3Kr+2n+200Mel(9-1)据测算，1kg235U全部裂变后释放出的能量，相当于2.7×103标准煤完全燃烧放出的化学能。在不加控制的链式反应中，从一个原子核开始裂变放出中子，到该中子引发下一代原子核的裂变，只需一纳秒（10-9s）时间。在非常短的时间以及有限空间内，核裂变所放出巨大的能量必然会引起剧烈地爆炸。原子弹就是根据这种不加控制的链式反应的原理制成的。通过链式反应的控制，使核裂变能缓缓地释放出来，可用于直接供热或发电等。核裂变电站就是利用可控核裂变来发电的。产生核裂变能所使用的核材料主要是235U、239Pu。235U在天然铀中的丰度只有0.7%左右。232Th、238U等尽管在自然界中丰度高、贴量大，并不能直接用于核裂变能的生产，但这些易增殖材料可以在快中子作用下通过核反应转变为233U、239Pu等易裂变的优质核燃料，从而大大提高资源的利用率。仅就现在已经探明的贮量也足以用到核聚变能和太阳能取代核裂变能的时代。二、核聚变能核聚变是由两个或多个轻元素的原子核，如氢的同位素氛（H）或氙（H）的原子核，聚合成一个较重的原子核的过程。在这个过程中，由于某些轻元素如氛在聚变时质量亏损较核裂变反应时大，根据E=mc2，核聚变反应将会放出更多的能量。聚变反应有很多种，较易实现的有以下几种，并均已在实验室中观察到放能现象D +D2He+#+3.25MeD+D?T+p+4.00MevT +D.7*He +#+17.6.MeFHe+D?He+p+18.3Mel"Li+D72'He+22.4MeLi+p?2'He+17.3Mer

MACROBUTTON MTEditEquationSection2 方程段 1 节 1核能的和平利用 20世纪是人类文明迅猛发展的重要阶段，但这种发展主要依赖无节制地开发利用煤、石油、天然气等化石燃料的自然资源。而这些有限的、不能再生的 自然资源无法长期满足日益增长的世界能源需求。据美国石油业协会估计，地球上尚未开采的原油储藏量已不足2万亿桶，可供人类开采的时间不超过 100年，石油和天然气将在21世纪末趋于枯竭。尽管煤炭资源相对比较丰富，据世界能源大会提供的资料，世界煤炭的探明可采储量约为9.842×1011t， 但也只可供人类开采200余年。到2500年左右化石资源将消耗殆尽。在人们将这些化石资源转换成能源并加以利用的同时，也给地球上的生态环境造成 了严重破坏，使人类生存空间受到了极大的威胁。如人类大量消耗的有机矿物，每年向大气排放的二氧化碳多达2.10×1010t，并随着工业的快速发展呈 明显上升趋势，而且还伴随有其它有毒物质SO2、NOx产生，给人类的生存环境带来了巨大的灾难。 随着世界经济的迅速发展，能源生产与消费之间、能源与环境之间的矛盾越来越大，有限的能源储量已无法满足人类日益增涨的需求，能源形势越来越 严峻。为了应对能源供应紧张和能源消耗过程中带来的生态环境恶化等情况，应充分利用现有传统能源、研究节能新技术、积极开发新能源，开展能源 与环境的关系研究。 新能源是相对于传统能源而言的，通常是指核能（裂变能和聚变能）、风能、太阳能、地热能、潮汐能、生物质能、海水温差发电等。此外，对于能提 高能源利用效率和改变其使用方式的技术如磁流体发电、煤的汽化和液化等，则是新的能量转换技术，也属于新的能源技术范畴。当今，石油价格的上 涨和科技的进步，促进了新能源的开发和利用。 尽管风能、太阳能、地热能、潮汐能、生物质能、海水温差发电等绿色能源越来越引起科学家们的重视，但是，上述这些能源由于受地理位置、气候条 件等诸众多因素限制，很难在短期内实现大规模的工业生产和应用。目前，只有核能才是一种可以大规模使用且安全经济的能源。核能主要有两种，即 核裂变能和核聚变能。它们的可利用资源非常丰富，其中可开发的核裂变燃料资源（含钍）可使用上千年，核聚变资源可使用几亿年。裂变核能至今已 有了很大发展。由于核裂变发电用核燃料的生产及发电过程中产生的核废物危害性较大，相对于核裂变，核聚变更清洁，因此，科学家们普遍看好的是 利用可控核聚变反应所释放的巨大能量来产生电能。核聚变发电目前仍处于研究开发中。目前，世界上许多国家和地区都在大力发展核裂变发电，并积 极开展国际合作，促进核聚变发电的实现。 本章将简单介绍核能的来源、类型及核能的非军事应用。 第一节 核能的来源及核能发电的特点 众所周知，原子核是由中子和质子组成的。一个原子的质量应该等于组成它的基本粒子的质量的总和。但是，实际上并不是这样简单。通过精密的实验 测量，人们发现，原子核的质量总是小于组成它的质子和中子质量之和。例如，氦原子核是由2个质子和2个中子组成,外面有2个电子。氦原子的质量应 该是： mHe＝2m质子＋2m中子＋2m电子＝2×1.00728＋2×1.00867＋2×0.00055=4.033u 其中，u为质量单位，1u=1.66×10-24克。 但经实验测得的氦原子的质量mHe= 4.00260u，比组成它的基本粒子总质量少了0.0304u；再如238U的原子，它的核由92个质子和146个中子组成，核 外有92个电子。这些粒子的质量加在一起应该是239.986u。但直接测量得的238U的原子质量却是238.051u，少了1.935u。 像上述这种质量减少现象在其它原子核中同样存在。人们将这种现象称为"质量亏损"。 根据爱因斯坦的质能关系式E＝mc2，核反应过程中质量的减少，必然伴随着能量的放出，即△E=△mc2。这种由若干质子、中子等结合成原子核的时候 放出的能量，叫做原子核的结合能，即核能。 一般化学反应仅是原子与原子之间结合关系的变化，原子核结构并不发生改变。由于核子间的结合力比原子间结合力大得多，所以核反应的能量变化比 化学反应要大几百倍。如用4g氢完全燃烧时放出的热量大约可以把1kg水烧开，而在合成4g氦原子的核反应中，放出的热量可以把5.0×103t水烧开，两 者释放出的热相差达到五百万倍；再如1kg235U裂变时可放出相当于2.7×103t标准煤的能量；1kg氚发生聚变反应所放出的能量更大，相当1.1×104t标 准煤或8.6×103t汽油燃烧后的热量。 核能包括核裂变能、核聚变能、核素衰变能等。其中主要的核能形式为核裂变能和核聚变能。核裂变能是重元素（铀或钍等）在中子的轰击下，原子核 发生裂变反应时放出的能量；核聚变能是轻元素（氘和氚）的原子核发生聚变反应时放出的能量。下面主要介绍这两种核能形式的产生。 一、核裂变能 某些重核原子如235U等，在热中子的轰击下，原子核发生裂变反应，产生质量相差不多的两种核素和几个中子，并释放出大量的能量。以235U为例： （9-1） 据测算，1kg235U全部裂变后释放出的能量，相当于2.7×103t标准煤完全燃烧放出的化学能。在不加控制的链式反应中，从一个原子核开始裂变放出中 子，到该中子引发下一代原子核的裂变，只需一纳秒（10-9s）时间。在非常短的时间以及有限空间内，核裂变所放出巨大的能量必然会引起剧烈地爆 炸。原子弹就是根据这种不加控制的链式反应的原理制成的。通过链式反应的控制，使核裂变能缓缓地释放出来，可用于直接供热或发电等。核裂变电 站就是利用可控核裂变来发电的。 产生核裂变能所使用的核材料主要是235U、239Pu。235U在天然铀中的丰度只有0.7％左右。232Th、238U等尽管在自然界中丰度高、贮量大，并不能 直接用于核裂变能的生产，但这些易增殖材料可以在快中子作用下通过核反应转变为233U、239Pu等易裂变的优质核燃料，从而大大提高资源的利用 率。仅就现在已经探明的铀贮量也足以用到核聚变能和太阳能取代核裂变能的时代。 二、核聚变能 ）或氚（ ）的原子核，聚合成一个较重的原子核的过程。在这个过程中，由于某些轻元素如氘在聚变时质量亏损较核裂变反应时大，根据E=mc2，核聚变反应将 会放出更多的能量。 聚变反应有很多种，较易实现的有以下几种，并均已在实验室中观察到放能现象： 核聚变是由两个或多个轻元素的原子核，如氢的同位素氘（

(9-2)如原子弹一样，如果对聚变反应不加以控制，氢的同位素氛（D）、氛（T）发生核聚变反应时瞬间释放出大量的热，从而产生爆炸。氢弹就是利用这个原理来制造的。氢弹的爆炸是一种不可控制的释能过程，整个过程持续时间非常短，仅为百万分之几秒。而作为一种能源，人们期望聚变反应能在人工控制下缓慢、持续地发生，并把所释放的能量转化为电能输出。这种人工控制下发生的核聚变过程被称为受控核聚变。由于氛、焦聚变时释放的能量巨大、聚变反应产物放射性污染小、聚变堆安全性好，以及亢的来源丰富等特点，氢材料是一种非常理想的核聚变材料。三、核能发电的特点核能发电是目前世界上和平利用核能最重要的途径。无论从经济还是从环保角度而言，核能发电都具有许多明显的优势核能资源丰富、能量密度高产生核能所需的、针及气、靠等资源在地球上的储量十分丰富。地球上已探明的核裂变燃料，即轴矿和针矿资源，按其所含能量计算，相当于有机燃料的20倍。自然界中每吨海水或河水中均含有30g氛，据估计全球的海水中大约含有2.34×1013坑，可大量提取。此外，这些核资源每单位资源产生的能量巨大。如1t金属铀裂变所产生的能量相当于2.7×106t标准煤所产生的能量；1坑聚变产生的能量相当于1.1×107标准煤。1t海水就可以顶替33t标准煤。因此，核能的利用空间非常大，特别是在核聚变电站建成后，由于地球上存在着大量可以利用的氛等聚变资源，人类将不再为能源问题所困扰。核电是清洁能源，有利于保护环境石油、煤等有机燃料燃烧后向外部环境释放大量煤渣、烟尘和硫、氮、碳等氧化物，以及汞、镉、三四苯并花等致癌物质，这些物质不仅直接危害人体健康和农作物生长，还导致酸雨和温室效应，对全球生态平衡破坏较大。由于核裂变电站是严格按照国际上公认的安全和卫生规范进行设计的，并且对放射性废物按照尽力回收储存、不往环境排放的原则进行严格的回收处理。因此，核电站向环境排放的只是极少量经处理、符合相应排放标准的残余尾气和废水。核电站数十年的运行经验表明，每发1.0×1011kW-h（相当于3.6×1014J）电，核电产生的放射性排放总剂量平均为1.2Sv，而烧煤电站的灰渣中放射性物质总剂量则为3.5Sv。可见即使仅从放射性排放角度看，核裂变电也比火电小。核聚变电站则几乎不产生放射性废物。从性价比上来讲，核电要优于火电火力发电的成本主要包括发电厂的建造折旧费，石油、煤等有机燃料费。火电厂的燃料费占发电成本的40%~60%。由于核裂变电厂特别考究安全和质量，所以它的建造费一般比火电厂高出30%～50%，但它的燃料费只占发电成本的20%30%，比火力发电低。在西方发达国家，核裂变电的成本跟煤电比较，假如核电成本为1，则火电成本高达1.5~1.7。国外经验证明，总体上来算，核裂变电厂的发电成本要比火电厂低15%~50%。由于煤和石油都是化学工业和纺织工业的宝贵原料，可用来制造各种成纤维、合成橡胶、合成肥料、塑料、染料、药品等。它们在地球上的蕴藏量是有限的，作为原料，它们要比仅作为燃料的价值高得多。因此以核燃料代替煤和石油，有利于现有资源的合理利用。在充分利用核能时，我们也应该注意到核裂变电站所带来的危害：1）热污染排出的热水会对附近的海域生态造成影响；2）核废料处理核废料处理一直是一个难解之题，尤其是高放废物的处理与处置问题3）射线辐射射线对生物体细胞造成伤害，便得细胞病变。四、核能的应用领域核技术最初被作为现代化武器在国防军事领域所使用，如原子弹、氢弹。而后，随着社会的发展陆续开始在工业、农业、医学等诸多领域广泛应用。如利用核能直接为工厂或家庭取暖供热、核能发电、海水淡化、氢燃料的制备、航天器用的热电转换型同位素空间电池（利用核素衰变热发电）、心脏起博器或军用微机械用同位素电池（辐射伏特效应）、食品辐照、食品和器具的消毒等。在后续几节中将针对核能的和平利用进行介绍，重要介绍核裂变能发电、核聚变能发电。第节核裂变发电核裂变发电，其核心是核反应堆，它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。1942年，美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。核电站工作原理

（9-2） 如原子弹一样，如果对聚变反应不加以控制，氢的同位素氘（D）、氚（T）发生核聚变反应时瞬间释放出大量的热，从而产生爆炸。氢弹就是利用这个 原理来制造的。氢弹的爆炸是一种不可控制的释能过程，整个过程持续时间非常短，仅为百万分之几秒。而作为一种能源，人们期望聚变反应能在人工 控制下缓慢、持续地发生，并把所释放的能量转化为电能输出。这种人工控制下发生的核聚变过程被称为受控核聚变。 由于氘、氚聚变时释放的能量巨大、聚变反应产物放射性污染小、聚变堆安全性好，以及氘的来源丰富等特点，氢材料是一种非常理想的核聚变材料。 三、核能发电的特点 核能发电是目前世界上和平利用核能最重要的途径。无论从经济还是从环保角度而言，核能发电都具有许多明显的优势。 核能资源丰富、能量密度高 产生核能所需的铀、钍及氘、氚等资源在地球上的储量十分丰富。地球上已探明的核裂变燃料，即铀矿和钍矿资源，按其所含能量计算，相当于有机燃 料的20倍。自然界中每吨海水或河水中均含有30g氘，据估计全球的海水中大约含有2.34×1013t氘，可大量提取。此外，这些核资源每单位资源产生的 能量巨大。如1t金属铀裂变所产生的能量相当于2.7×106t标准煤所产生的能量；1t氘聚变产生的能量相当于1.1×107t标准煤。1t海水就可以顶替33t标准 煤。因此，核能的利用空间非常大，特别是在核聚变电站建成后，由于地球上存在着大量可以利用的氘等聚变资源，人类将不再为能源问题所困扰。 核电是清洁能源，有利于保护环境 石油、煤等有机燃料燃烧后向外部环境释放大量煤渣、烟尘和硫、氮、碳等氧化物，以及汞、镉、三四苯并芘等致癌物质，这些物质不仅直接危害人体 健康和农作物生长，还导致酸雨和"温室效应"，对全球生态平衡破坏较大。由于核裂变电站是严格按照国际上公认的安全和卫生规范进行设计的，并且 对放射性废物按照尽力回收储存、不往环境排放的原则进行严格的回收处理。因此，核电站向环境排放的只是极少量经处理、符合相应排放标准的残余 尾气和废水。核电站数十年的运行经验表明，每发1.0×1011kW·h（相当于3.6×1014J）电，核电产生的放射性排放总剂量平均为1.2Sv，而烧煤电站的 灰渣中放射性物质总剂量则为3.5Sv。可见即使仅从放射性排放角度看，核裂变电也比火电小。核聚变电站则几乎不产生放射性废物。 从性价比上来讲，核电要优于火电 火力发电的成本主要包括发电厂的建造折旧费，石油、煤等有机燃料费。火电厂的燃料费占发电成本的40%～60%。由于核裂变电厂特别考究安全和质 量，所以它的建造费一般比火电厂高出30%～50%，但它的燃料费只占发电成本的20%～30%，比火力发电低。在西方发达国家，核裂变电的成本跟煤 电比较，假如核电成本为1，则火电成本高达1.5～1.7。国外经验证明，总体上来算，核裂变电厂的发电成本要比火电厂低15%～50%。由于煤和石油都 是化学工业和纺织工业的宝贵原料，可用来制造各种成纤维、合成橡胶、合成肥料、塑料、染料、药品等。它们在地球上的蕴藏量是有限的，作为原 料，它们要比仅作为燃料的价值高得多。因此以核燃料代替煤和石油，有利于现有资源的合理利用。 在充分利用核能时，我们也应该注意到核裂变电站所带来的危害： 1）热污染 排出的热水会对附近的海域生态造成影响； 2）核废料处理 核废料处理一直是一个难解之题，尤其是高放废物的处理与处置问题； 3）射线辐射 射线对生物体细胞造成伤害，便得细胞病变。 四、核能的应用领域 核技术最初被作为现代化武器在国防军事领域所使用，如原子弹、氢弹。而后，随着社会的发展陆续开始在工业、农业、医学等诸多领域广泛应用。如 利用核能直接为工厂或家庭取暧供热、核能发电、海水淡化、氢燃料的制备、航天器用的热电转换型同位素空间电池（利用核素衰变热发电）、心脏起 博器或军用微机械用同位素电池（辐射伏特效应）、食品辐照、食品和器具的消毒等。在后续几节中将针对核能的和平利用进行介绍，重要介绍核裂变 能发电、核聚变能发电。 第二节 核裂变发电 核裂变发电，其核心是核反应堆，它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。1942年，美国芝加哥大学建成了世界上第 一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。 核电站工作原理

核蒸汽供应系统蒸汽发生器降压器二回路控制棒二反应罐堆芯（核燃料）压力容器主泵给水泵一回路核电站是利用核裂变反应释放出的能量来发电的工厂。它是通过冷却剂流过核燃料元件表面，把裂变产生地热量带出来，再产生蒸汽，推动汽轮发电机组发电。压水堆核电站工作示意图图9-1为压水堆核电站工作原理图。它主要由一回路系统和二回路系统两大部分组成。一一回路系统主要由核反应堆、稳压器，蒸汽发生器，主泵和冷却剂管道组成。冷却剂由主泵压入反应堆，流经核燃料时将核裂变放出的热带出：被加热的冷却剂进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器中的传热管加热二回路中的水，使之变成蒸汽，从而驱动汽轮发电机组工作：冷却剂从蒸汽发生器出来后，又由主泵压回反应堆内循环使用。一回路被称为核蒸汽供应系统，俗称"核岛”。为确保安全，整个一回路系统装在一个称为安全壳的密封厂房内。二回路系统主要由汽轮机、冷凝器、给水泵和管道组成。二回路系统与常规热电厂的汽轮发电机系统基本相同，因此也称为常规岛。一、二次回路系统中的水是各自封闭循环，完全隔绝，以避免任何放射性物质外泄。核反应堆组成核应堆由堆芯、冷却系统、中子慢化系统、中子反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。堆芯中的燃料反应堆的燃料是可裂变或可增殖材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有235U，它在天然铀中的含量仅有0.711%。另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料233U和239Pu。将这些裂变材料制成金属、合金、氧化物、碳化物以及混合燃料等形式作为反应堆的燃料。燃料包壳由于裂变材料在堆内辐照时会产生大量裂变产物、特别是裂变气体，为了防止裂变产物逸出，需要将核燃料装在一个封密的包壳中。包壳材料多采用铝、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。吸收体材料一般是铪、硼、碳化硼、镉、银钢镉等。冷却系统由于核裂变时产生大量的热，为了维持堆运行的安全，需要将核裂变反应时产生的热导出来，因此反应堆必须有冷却系统。常用的冷却剂有轻水、重水、氨和液态金属钠等。中子慢化系统，由于慢速中子更易引起235U裂变，而核裂变产生的中子则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料。这种材料就叫慢化剂。常用的慢化剂有水、重水、石墨等。中子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，减少中子的泄漏量。屏蔽系统屏蔽系统设备在在反应堆周围，以减弱中子及v剂量。辐射监测系统该系统能监测并及早发现核反应堆放射性泄漏情况。核裂变反应堆的结构形式和分类反应堆的结构形式干姿百态，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。目前世界上有大小反应堆上干座，其分类也是多种多样。通常按能谱、冷却剂类型及用途对反应堆进行分类。按能谱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；按用途分有研究试验堆（用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究）、）生产堆（主要是生产新的易裂变的材料233U、239Pu）、动力堆（利用核裂变所产生的热能用于舰船的推进动力和核能发电）。图9-2为按能谱及冷却水分类的裂变堆类型。裂变堆型堆型分类（按能谱及冷却剂分类）下面简单介绍按反应堆用途分类的反应堆类型

核电站是利用核裂变反应释放出的能量来发电的工厂。它是通过冷却剂流过核燃料元件表面，把裂变产生地热量带出来，再产生蒸汽，推动汽轮发电机 组发电。 压水堆核电站工作示意图 图9-1为压水堆核电站工作原理图。它主要由一回路系统和二回路系统两大部分组成。一回路系统主要由核反应堆、稳压器、蒸汽发生器、主泵和冷却 剂管道组成。冷却剂由主泵压入反应堆，流经核燃料时将核裂变放出的热带出；被加热的冷却剂进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器中的传热管加热二回 路中的水，使之变成蒸汽，从而驱动汽轮发电机组工作；冷却剂从蒸汽发生器出来后，又由主泵压回反应堆内循环使用。一回路被称为核蒸汽供应系 统，俗称"核岛"。为确保安全，整个一回路系统装在一个称为安全壳的密封厂房内。二回路系统主要由汽轮机、冷凝器、给水泵和管道组成。二回路系 统与常规热电厂的汽轮发电机系统基本相同，因此也称为常规岛。一、二次回路系统中的水是各自封闭循环，完全隔绝，以避免任何放射性物质外泄。 核反应堆组成 核应堆由堆芯、冷却系统、中子慢化系统、中子反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。 堆芯中的燃料 反应堆的燃料是可裂变或可增殖材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有235U，它在天然铀中的含量仅有0.711%。另外，还有两种 利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料233U和239Pu。 将这些裂变材料制成金属、合金、氧化物、碳化物以及混合燃料等形式作为反应堆的燃料。 燃料包壳 由于裂变材料在堆内辐照时会产生大量裂变产物、特别是裂变气体，为了防止裂变产物逸出，需要将核燃料装在一个封密的包壳中。包壳材料 多采用铝、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。吸收体材料一般是铪、硼、碳化硼、镉、银铟镉等。 冷却系统 由于核裂变时产生大量的热，为了维持堆运行的安全，需要将核裂变反应时产生的热导出来，因此反应堆必须有冷却系统。常用的冷却剂有 轻水、重水、氦和液态金属钠等。 中子慢化系统 由于慢速中子更易引起235U裂变，而核裂变产生的中子则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料。这种材料 就叫慢化剂。常用的慢化剂有水、重水、石墨等。 中子反射层 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，减少中子的泄漏量。 屏蔽系统 屏蔽系统设备在在反应堆周围，以减弱中子及γ剂量。 辐射监测系统 该系统能监测并及早发现核反应堆放射性泄漏情况。 核裂变反应堆的结构形式和分类 反应堆的结构形式千姿百态，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。目前世界上 有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。通常按能谱、冷却剂类型及用途对反应堆进行分类。 按能谱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； 按用途分有研究试验堆（用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究）、）生产堆（主要是生产新的易裂 变的材料233U、239Pu）、动力堆（利用核裂变所产生的热能用于舰船的推进动力和核能发电）。图9-2为按能谱及冷却水分类的裂变堆类型。 裂变堆型堆型分类（按能谱及冷却剂分类） 下面简单介绍按反应堆用途分类的反应堆类型

1）研究实验反应堆研究型实验反应堆是指用于科学实验研究的反应堆，但不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。研究型实验堆的应用领域很广，包括堆物理、堆工程、生物、化学、物理、医学等，并可用于生产各种放射性核素和反应堆工程人员培训。研究实验堆种类很多，它包括游泳池式研究实验堆、罐式研究实验堆、重水研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状而得其名。罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。重水研究实验堆：重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。2）生产堆生产堆主要用于生产易裂变材料或其它材料，或用来进行工业规模的辐照。生产堆包括产环堆、产氙堆和产环产氙两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆。如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产环堆。该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产239Pu的原料。中子来源于用天然制作的元件中的235U。235U裂变中子产额为2~3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被238U吸收，即可转换成239Pu，平均烧掉一个235U原子可获得0.8个原子。也可以用生产堆生产热核燃料氙。3）动力反应堆世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。压水堆：它采用低丰度（235U丰度约为3%）的二氧化铀作燃料，以高压水作慢化剂和冷却剂，是目前世界上最为成熟的堆型沸水堆：采用低丰度（235U丰度约为3%）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和冷却剂。重水堆：以重水作慢化剂，重水（或沸腾轻水）作冷却剂，可用天然作为燃料。加拿大开发的坎杜堆达重水堆处于国际领先地位，目前也只有该堆型达到了商用水平。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℃C，这种堆已积累了丰富的运行经验，到90年代初期已运行了650个堆年。快中子堆：采用或高浓铀作燃料，一般用液态碱金属如液态金属钠或气体作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。利用快堆可实现238U、232Th等核材料的增殖，可使天然铀的利用率提高到60%~70%。这是扩大核燃料资源的重要途径，被认为是继热堆之后的第二代很有应用前途的一种堆型。不过快堆的核反应功率密度比热堆高，要求冷却剂导热性好，对中子的慢化作用小。液态金属钠具有沸点高（881℃）、比热大、对中子吸收率低等优点，是快中子堆理想的冷却剂。但金属钠的化学性质极为活跃，易与水、空气中的氧产生剧烈反应，因此在使用中必须严防泄漏，从而加大了快堆的技术难度。这也是快堆发展长期滞后于热堆的原因之一。238U的增殖过程的核反应式如下2(9-3)P(9-4)D(9-5)核能发电的发展历史及国内外发展现状核能利用是人类在20世纪取得的最伟大的科技成果之一。19世纪末，英国物理学家汤姆逊发现了电子。1895年，德国物理学家伦琴发现了X射线。1896年，法国物理学家贝克勒尔发现了放射性。1898年，居里夫人发现新的放射性元素针。1905年，爱因斯坦在其著名的相对论中列出了质量和能量相互转换的公式：E=mc2。这一公式表明，少量的质量亏损就可转换为十分巨大的能量，揭示了核能来源的物理规律。这些发现都为核能的利用奠定了重要的理论基础。1938年，德国物理化学家哈恩和施特拉斯发现了235U的裂变现象：在铀原子核发生裂变的同时，释放出巨大的能量。这个能量来源于原子核内部核子的结合能，它恰好相等于核裂变时的质量亏损。这一发现使核能的利用从理论走向了现实，人类从此揭开了核能的秘密。正如其它各种最先进的技术一样，核能的利用是从制造核武器开始的。1942年，美国著名科学家费米领导几十位科学家，在美国芝加哥大学建成了世界上第一座核反应堆，首次实现了可控核裂变连锁反应，并利用其试验成果于1945年建成投产了世界上第一座生产核武器级环的反应堆，标志着人类从此进入了核能时代。核能的和平利用始于20世纪50年代初期。1951年，美国利用一座生产环的反应堆的余热试验发电，功率为200kW。1954年，苏联建成世界上第一座核电站，发电功率为5MW。之后，英国和法国相继建成一批生产环和发电两用的气冷堆核电站。美国利用其掌握的核潜艇技术建成了第一座压水堆核电站，电功率90MW。那时，各有核国家在抓紧进行核武器军备竞赛的同时也竞相建造核电站。20世纪70年代中期，西方国家进入建造核电站的高潮。这段时期，核电站增长的速度远高于火电和水电。在20世纪80年前后相继发生了两起重大的核电站事故，一起是发生在1979年的美国三里岛核电站事故，另一起是发生在1986年前苏联的切尔诺贝利核电站事故。这是商用核电厂在32个国家中累积运行12000堆年期间发生的仅有的两起重大事故。切尔诺贝利核事故发生的主要原因是反应堆没有装备安全壳；相比之下，安装有安全壳的三里岛核事故却没有对任何人造成放射性伤害。这两起核电站事故给全世界核电的发展带来严重冲击，特别是切尔诺贝利事故使全球核电发展形势急转直下。这次事故直接引发了很多国家，尤其是西欧各国的"反核、“限核"乃至“废核“运动。如比利时、意大利、德国、荷兰、瑞典、瑞士等受国际国内政治因素影响，明文规定限制核电发展；加拿大、捷克、芬兰、法国、匈牙利、西班牙、英国、美国等虽然核电稳定在一定的规模上，但增长缓慢。美国甚至在三里岛核电站事故后的近三十年时间里没有新建一台核电机组；只有韩国、日本、印度等国，由于经济快速增长导致能源需求增大或受到资源约束等原因，仍积极发展核电。此外，核燃料和高放废物最终处置问题也是当时乃至现在制约核电发展的一个重要原因。20世纪八、九十年代，世界核电处于发展的低潮。20世纪末，由于化石燃料的来源日趋紧张，其供应和价格受国际形式影响波动较大，以及使用过程中排放的温室气体所带来的环境问题压力日益加剧，再加上两次大事故后世界核电的运行业绩和技术进步，使得世界上许多国家把发展清洁能源的注意力又重新转移到核能。世界核电正逐走向复苏。特别是在20世纪末21世纪初的几年里，美国政府发起了第4代核电技术政策研究（1999年6月），俄罗斯总统普京在世界新干年峰会上发出推动世界核电发展的倡议（2000年9月）以及美国为复苏核电的发展而制订新的能源政策（2001年5月）。从这三件大事可看到世界核电复苏的前景，从政策的制定、发展战略、长远规划，直到采取的实际行动，正在切实地推动核电的发展。特别是俄罗斯制订的发展战略和规划第4代核电堆型取得的共识，给我们描绘了一幅美好的前景。这三件大事极大的推动了全球核电的复苏。之后，许多国家计划大规模建造先进的核电机组，并继续开发先进核能系统。总的发展路线图是：现有核电机组延长使用寿命一新建第三代轻水堆机组一→开发第四代核能系统一开发核能制氢。据国际原子能机构公布的统计数据，截至2002年底，全世界共有441台核电机组在运行，分布在31个国家或地区。2002年共生产电力2.574×1012kW-h，约占当年世界总发电量的17%。其中，核发电量占本国总发电量比例最高的国家是立陶宛，达到80%，其次是法国，达到79%，核电占本国总发电量超过40%的国家还有比利时、保加利亚、斯洛伐克、瑞典、乌克兰和韩国。核电站高速发展的主要原因是其发电成本比燃油电站以及燃煤电站低很多，大约低15%~50%。统计表明1985年，法国、比利时、荷兰、意大利、西德和英国的核电成本比煤电成本分别低41.4%、34.7%、19.5%、25.1%、36.4%和23%~38%。许多国家和地区的实践证明，核电已成为比火电更加安全、清洁、经济的工业能源。表9-1为2006年世界各国核电装机容量及发电量的统计。从表9-1可以看出，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%

1）研究实验反应堆 研究型实验反应堆是指用于科学实验研究的反应堆，但不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种 模式堆等。研究型实验堆的应用领域很广，包括堆物理、堆工程、生物、化学、物理、医学等，并可用于生产各种放射性核素和反应堆工程人员培训。 研究实验堆种类很多，它包括游泳池式研究实验堆、罐式研究实验堆、重水研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。 游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状而得其名。 罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。 重水研究实验堆：重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通 量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。 2）生产堆 生产堆主要用于生产易裂变材料或其它材料，或用来进行工业规模的辐照。生产堆包括产钚堆、产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照 堆。如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。 该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产239Pu的原料。中子来源于用天然铀制 作的元件中的235U。235U裂变中子产额为2～3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被238U吸收，即可转换成239Pu，平均"烧掉"一个235U 原子可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。 3）动力反应堆 世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水 堆、石墨气冷堆和快堆等。 压水堆：它采用低丰度（235U丰度约为3%）的二氧化铀作燃料，以高压水作慢化剂和冷却剂，是目前世界上最为成熟的堆型。 沸水堆：采用低丰度（235U丰度约为3%）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和冷却剂。 重水堆：以重水作慢化剂，重水（或沸腾轻水）作冷却剂，可用天然铀作为燃料。加拿大开发的坎杜堆达重水堆处于国际领先地位，目前也只有该堆型 达到了商用水平。 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℃，这种堆已积累了丰富的运行经验，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，一般用液态碱金属如液态金属钠或气体作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。利用 快堆可实现238U、232Th等核材料的增殖，可使天然铀的利用率提高到60%～70%。这是扩大核燃料资源的重要途径，被认为是继热堆之后的第二代、 很有应用前途的一种堆型。不过快堆的核反应功率密度比热堆高，要求冷却剂导热性好，对中子的慢化作用小。液态金属钠具有沸点高（881℃）、比 热大、对中子吸收率低等优点，是快中子堆理想的冷却剂。但金属钠的化学性质极为活跃，易与水、空气中的氧产生剧烈反应，因此在使用中必须严防 泄漏，从而加大了快堆的技术难度。这也是快堆发展长期滞后于热堆的原因之一。238U的增殖过程的核反应式如下： （9-3） （9-4） （9-5） 核能发电的发展历史及国内外发展现状 核能利用是人类在20世纪取得的最伟大的科技成果之一。19世纪末，英国物理学家汤姆逊发现了电子。1895年，德国物理学家伦琴发现了X射线。1896 年，法国物理学家贝克勒尔发现了放射性。1898年，居里夫人发现新的放射性元素钋。1905年，爱因斯坦在其著名的相对论中列出了质量和能量相互 转换的公式：E=mc2。这一公式表明，少量的质量亏损就可转换为十分巨大的能量，揭示了核能来源的物理规律。这些发现都为核能的利用奠定了重要 的理论基础。 1938年，德国物理化学家哈恩和施特拉斯发现了235U的裂变现象：在铀原子核发生裂变的同时，释放出巨大的能量。这个能量来源于原子核内部核子 的结合能，它恰好相等于核裂变时的质量亏损。这一发现使核能的利用从理论走向了现实，人类从此揭开了核能的秘密。 正如其它各种最先进的技术一样，核能的利用是从制造核武器开始的。1942年，美国著名科学家费米领导几十位科学家，在美国芝加哥大学建成了世界 上第一座核反应堆，首次实现了可控核裂变连锁反应，并利用其试验成果于1945年建成投产了世界上第一座生产核武器级钚的反应堆，标志着人类从此 进入了核能时代。 核能的和平利用始于20世纪50年代初期。1951年，美国利用一座生产钚的反应堆的余热试验发电，功率为200kW。1954年，苏联建成世界上第一座核 电站，发电功率为5MW。之后，英国和法国相继建成一批生产钚和发电两用的气冷堆核电站。美国利用其掌握的核潜艇技术建成了第一座压水堆核电 站，电功率90MW。那时，各有核国家在抓紧进行核武器军备竞赛的同时也竞相建造核电站。20世纪70年代中期，西方国家进入建造核电站的高潮。这 段时期，核电站增长的速度远高于火电和水电。 在20世纪80年前后相继发生了两起重大的核电站事故，一起是发生在1979年的美国三里岛核电站事故，另一起是发生在1986年前苏联的切尔诺贝利核 电站事故。这是商用核电厂在32个国家中累积运行12000堆年期间发生的仅有的两起重大事故。切尔诺贝利核事故发生的主要原因是反应堆没有装备安 全壳；相比之下，安装有安全壳的三里岛核事故却没有对任何人造成放射性伤害。这两起核电站事故给全世界核电的发展带来严重冲击，特别是切尔诺 贝利事故使全球核电发展形势急转直下。这次事故直接引发了很多国家，尤其是西欧各国的"反核"、"限核"乃至"废核"运动。如比利时、意大利、德国、 荷兰、瑞典、瑞士等受国际国内政治因素影响，明文规定限制核电发展；加拿大、捷克、芬兰、法国、匈牙利、西班牙、英国、美国等虽然核电稳定在 一定的规模上，但增长缓慢。美国甚至在三里岛核电站事故后的近三十年时间里没有新建一台核电机组；只有韩国、日本、印度等国，由于经济快速增 长导致能源需求增大或受到资源约束等原因，仍积极发展核电。此外，核燃料和高放废物最终处置问题也是当时乃至现在制约核电发展的一个重要原 因。20世纪八、九十年代，世界核电处于发展的低潮。 20世纪末，由于化石燃料的来源日趋紧张，其供应和价格受国际形式影响波动较大，以及使用过程中排放的温室气体所带来的环境问题压力日益加剧， 再加上两次大事故后世界核电的运行业绩和技术进步，使得世界上许多国家把发展清洁能源的注意力又重新转移到核能。世界核电正逐渐走向复苏。特 别是在20世纪末21世纪初的几年里，美国政府发起了第4代核电技术政策研究（1999年6月），俄罗斯总统普京在世界新千年峰会上发出推动世界核电 发展的倡议（2000年9月）以及美国为复苏核电的发展而制订新的能源政策（2001年5月）。从这三件大事可看到世界核电复苏的前景，从政策的制 定、发展战略、长远规划，直到采取的实际行动，正在切实地推动核电的发展。特别是俄罗斯制订的发展战略和规划第4代核电堆型取得的共识，给我 们描绘了一幅美好的前景。这三件大事极大的推动了全球核电的复苏。之后，许多国家计划大规模建造先进的核电机组，并继续开发先进核能系统。总 的发展路线图是：现有核电机组延长使用寿命→新建第三代轻水堆机组→开发第四代核能系统→开发核能制氢。 据国际原子能机构公布的统计数据，截至2002年底，全世界共有441台核电机组在运行，分布在31个国家或地区。2002年共生产电力 2.574×1012kW·h，约占当年世界总发电量的17%。其中，核发电量占本国总发电量比例最高的国家是立陶宛，达到80%，其次是法国，达到79%，核 电占本国总发电量超过40%的国家还有比利时、保加利亚、斯洛伐克、瑞典、乌克兰和韩国。核电站高速发展的主要原因是其发电成本比燃油电站以及 燃煤电站低很多，大约低15%~50%。统计表明1985年，法国、比利时、荷兰、意大利、西德和英国的核电成本比煤电成本分别低41.4%、34.7%、 19.5%、25.1%、36.4%和23%~38%。许多国家和地区的实践证明，核电已成为比火电更加安全、清洁、经济的工业能源。 表9-1为2006年世界各国核电装机容量及发电量的统计。从表9-1可以看出，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%

我国的核能事业开始于1955年，但核能发电起步较晚，70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。其后，除1996年开工建设的秦山2期核电厂是自主设计外；先后从法国引入大亚湾2×984MWe和岭澳一期轻水核电站，从加拿大引入秦山3期2×750MWe重水核电站，从俄罗斯引进田湾2×1060MWe核电站。目前，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9.0×106kW（见表9-2）。2007年核发电量近6.0×1010kW-h，大约占全国总发电量的1.8%。积极推进核电建设，是我国能源建设的一项重要政策。为此，我国制定了《核电中长期发展规划（2005～2020年）》，计划到2020年，在目前在建和运行核电容量1.6968×107kW的基础上，新投产核电装机容量约2.3×107kW，使核电运行装机容量争取达到4.0×107kW，核电年发电量达到2.6×1011kW-h~2.8×1011kW-h。为此需要规划并建造一大批核电站。我国的核电建设项目设想见表9-3。表9-1世界各国2006年核电装机容量及发电量统计国家/地区运行机组数（台）总装机容量（MWe)占总发电量比例（%）美国10310452019.3181336014.6加拿大220072.5巴西210056.9阿根廷521364墨西哥59法国78.566130231285219.9英国1731德国2136610瑞典963546.75337232.1瑞士9西班牙773319.6755.6比利时60924288044.1保加利亚312324215.8俄罗斯1548.5乌克兰138356斯洛伐克264056.16捷克358130.54芬兰278032.94186637.2匈牙利14813.9荷兰1罗马尼亚7068.6170742.4斯洛文尼亚140842.7亚美尼亚218885.5南112.18958中国大陆6中国台湾4904-201771644.7韩国55日本4858029.3152.8印度331024622.8巴基斯坦1立陶宛130069.6441387680-全世界表9-2中国大陆已投入运行和在建的核电厂机组名称单机容量（MWe）开始建造时间商业运行时间3001985-03-021994-04秦山一期2×6501996-06-022002-05-03秦山二期2×728秦山三期1998-06-082003-07-24大亚湾2×9841987-08-071994-05-06岭澳一期2×9841997-052003-01-082×10601999-10田湾一期2007-11

我国的核能事业开始于1955年，但核能发电起步较晚，70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。其后，除1996年开工建设的秦山2期核电厂是自主设计外；先后从法国引入大亚湾2×984MWe和蛉澳一期轻水核电站，从加拿大引入秦山3期 2×750MWe重水核电站，从俄罗斯引进田湾2×1060MWe核电站。目前，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9.0×106kW（见 表9-2）。2007年核发电量近6.0×1010kW·h，大约占全国总发电量的1.8%。 积极推进核电建设，是我国能源建设的一项重要政策。为此，我国制定了《核电中长期发展规划（2005～2020年）》，计划到2020年，在目前在建和 运行核电容量1.6968×107kW的基础上，新投产核电装机容量约2.3×107kW，使核电运行装机容量争取达到4.0×107kW，核电年发电量达到 2.6×1011kW·h~2.8×1011kW·h。为此需要规划并建造一大批核电站。我国的核电建设项目设想见表9-3。 表9-1 世界各国2006年核电装机容量及发电量统计 国家/地区 运行机组数（台） 总装机容量（MWe） 占总发电量比例（%） 美国 103 104520 19.3 加拿大 18 13360 14.6 巴西 2 2007 2.5 阿根廷 2 1005 6.9 墨西哥 2 1364 5 法国 59 66130 78.5 英国 23 12852 19.9 德国 17 21366 31 瑞典 10 9635 46.7 瑞士 5 3372 32.1 西班牙 9 7733 19.6 比利时 7 6092 55.6 保加利亚 4 2880 44.1 俄罗斯 31 23242 15.8 乌克兰 15 13835 48.5 斯洛伐克 6 2640 56.1 捷克 6 3581 30.5 芬兰 4 2780 32.9 匈牙利 4 1866 37.2 荷兰 1 481 3.9 罗马尼亚 1 706 8.6 斯洛文尼亚 1 707 42.4 亚美尼亚 1 408 42.7 南非 2 1888 5.5 中国大陆 11 8958 2.1 中国台湾 6 4904 - 韩国 20 17716 44.7 日本 55 48580 29.3 印度 15 3310 2.8 巴基斯坦 2 462 2.8 立陶宛 1 1300 69.6 全世界 441 387680 - 表9-2 中国大陆已投入运行和在建的核电厂 机组名称 单机容量（MWe） 开始建造时间 商业运行时间 秦山一期 300 1985-03-02 1994-04 秦山二期 2×650 1996-06-02 2002-05-03 秦山三期 2×728 1998-06-08 2003-07-24 大亚湾 2×984 1987-08-07 1994-05-06 岭澳一期 2×984 1997-05 2003-01-08 田湾一期 2×1060 1999-10 2007－11

2×650在建秦山二期扩建2×984在建-岭澳二期-4x984在建辽宁红沿河-2×984福建宁德在建2×984在建-浙江方家山2×984在建.福建福清表9-3我国的核电建设项目设想五年内新五年末核电五年内投结转下个开工规模产工规模五年规模运行总规模226.82000年前规模--346468558694.8“十·五"期间124455812441252.8"十一·五"期间1244200020002496.8"十二·五"期间180020001800“十三·五"期间4496.8注：因因单机容量有变化，实际开工和完工核电容量数有变化；单位：104kW第三节核聚变发电及热核聚变堆研究进展尽管核裂变发电是解决目前全球能源危机的一种新的能源，并且已经在国民经济和社会生活中发挥着重要作用，但由于地球上铀资源有限、针资源利用技术发展不足，目前探明的铀资源仅能维持目前已建和计划建设的核裂变电站几十年的全功率运行。此外，核电站运行过程中产生的大量高放废物，这些高放废物的处理与处置一直是困扰世界的一个难题；公众对核裂变堆的安全性、可靠性有所顾虑，对目前高放废物处理措施一直持保留态度。基于以上原因，核裂变能的发展受到了一定阻碍。相比核裂变，核聚变几乎不会带来放射性污染等环境问题，而且其原料可直接取自海水中的氛，来源几乎取之不尽，是理想的能源方式。目前人类已经可以实现不受控制的核聚变，如氢弹的爆炸。但是要想能量可被人类有效利用，必须能够合理的控制核聚变的速度和规模，实现持续、平稳的能量输出。科学家正努力研究如何控制核聚变，而目前唯一最简单可行的可控核聚变方式：是以轻原子如氛、氛为聚变反应原料，通过高温提高原子核的动能，使之克服核之间的为库仑斥力，直到原子核的融合，从而释放出能量。核聚变堆一旦建立，将有望永久解决人类社会能源需求问题。目前，核聚变技术研究成为全世界研究的一个热点。核聚变能的优点作为另一种重要的形式的核能，核聚变具有以下优点核聚变比核裂变释放出更多的能量。例如，235U的裂变反应，将干分之一的物质变成了能量；而氛的聚变反应则将近干分之四的物质变成了能量。因此，单位质量的氛聚变所放出的能量是单位质量235U裂变所放出能量的4倍左右。这是聚变核能作为一种潜在的新能源的突出优点之一。核聚变资源充足。海水中含有2.34×1013氛，并且氙可以通过用中子轰击锂核产生，而地球上锂非常资源丰富。因此，如果实现以氛（氛/靠）为原料的受控核聚变，就会永久解决世界能源短缺的问题；核聚变能是一种非常安全的能源。核聚变堆发生的任何运行事故都能使等离子体迅速冷却，从而使核聚变反应在极短时间内熄灭；同时，等离子体中的储能非常低小，不会发生核裂变堆上因核裂变余热而引起的反应堆事故。因此，核聚变堆的安全性非常高；核聚变能是相当清洁的能源。D-D、D-T核聚变的最终聚变产物仅为无放射性的氨，不产生二氧化碳等温室气体，也不产生长寿命放射性废物，免去了铀、环回收以及高放废物处理、处置难题。因此，从长远来看，发展核聚变能，对解决全球能源紧缺、保护地球环境等至关重要。实现核聚变的基本条件在轻元素的原子核聚变过程中，如氛·氛聚变或氛－氛聚变都是带正电的原子核的结合反应，由于原子核之间的库仑斥力很大，必须有足够大的动能才能使它们克服库仑斥力接近到核力能够起作用范围内（<10-15m）。尽管用加速器可以将轻核加速到0.05MeV，轰击氛靶引发核聚变，但是在100万个被加速的氛核中大约只发生一次聚变，聚变获得的聚变能量远小于加速器所消耗的电能，得不偿失。目前，增大核动能的唯一可行的方法就是使参加聚变反应的物质具有足够高的温度，即通常所称的核聚变点火温度。对于D-D反应，其点火温度为5×108K，D-T反应的点火温度为108K。如此高的点火温度下，任何物质都已离解成等离子体。要实现自持的聚变反应，等离子体光有足够高的温度还不行，还需要聚变所产生的能量能为次级粒子提供足够的动能以维持聚变反应的进行，即热核反应放出的能量至少要和加热燃料所用的能量相当（反应放出能与输入能量之比Q=1，称为得失相当）。要实现Q≥1，除了高温外，还必须满足下面两个条件：一个是需要适当的等离子体密度，一个是维持高温和密度以足够的时间T。等离子体的密度越大，粒子碰撞发生核聚变反应的机率就越大；高温和等离子体维持时间越长，聚变反应就更充分。1957年，英国的劳逊通过计算核聚变等离子体的能量平衡计算，提出了判断一个聚变反应在点火温度下能否持续发生的条件，即劳逊判据，见式9-6。诚常量(9-6)式中n-等离子体密度，m-3T-等离子体维持时间，S。劳逊条件是实现自持核聚变，并能获得能量增益的必要条件。对D-T反应和D-D反应的劳逊判据如下：D-T反应"r-10*m*1=10"m×D-D反盘：T=10°KiT =10"K(9-7)等离子体的约束由上面的讨论可以知道，要实现受控核聚变并获得能量增益，其核心问题是产生一个高温、高密度的等离子体并维持一定时间。由于聚变点火温度极高（108K以上），任何物质在此温度下已被熔化掉了，不可能找到一个实际的固体容器来盛放这种等离子体。因此，高温等离子体的约束问题就也就成为受控热核反应所需解决的关键

秦山二期扩建 2×650 在建 - 岭澳二期 2×984 在建 - 辽宁红沿河 4×984 在建 - 福建宁德 2×984 在建 - 浙江方家山 2×984 在建 - 福建福清 2×984 在建 - 表9-3 我国的核电建设项目设想 五年内新 开工规模 五年内投 产工规模 结转下个 五年规模 五年末核电 运行总规模 2000年前规模 － － － 226.8 "十·五"期间 346 468 558 694.8 "十一·五"期间 1244 558 1244 1252.8 "十二·五"期间 2000 1244 2000 2496.8 "十三·五"期间 1800 2000 1800 4496.8 注：因因单机容量有变化，实际开工和完工核电容量数有变化；单位：104kW 第三节 核聚变发电及热核聚变堆研究进展 尽管核裂变发电是解决目前全球能源危机的一种新的能源，并且已经在国民经济和社会生活中发挥着重要作用，但由于地球上铀资源有限、钍资源利用 技术发展不足，目前探明的铀资源仅能维持目前已建和计划建设的核裂变电站几十年的全功率运行。此外，核电站运行过程中产生的大量高放废物，这 些高放废物的处理与处置一直是困扰世界的一个难题；公众对核裂变堆的安全性、可靠性有所顾虑，对目前高放废物处理措施一直持保留态度。基于以 上原因，核裂变能的发展受到了一定阻碍。相比核裂变，核聚变几乎不会带来放射性污染等环境问题，而且其原料可直接取自海水中的氘，来源几乎取 之不尽，是理想的能源方式。目前人类已经可以实现不受控制的核聚变，如氢弹的爆炸。但是要想能量可被人类有效利用，必须能够合理的控制核聚变 的速度和规模，实现持续、平稳的能量输出。科学家正努力研究如何控制核聚变，而目前唯一最简单可行的可控核聚变方式：是以轻原子如氘、氚为聚 变反应原料，通过高温提高原子核的动能，使之克服核之间的为库仑斥力，直到原子核的融合，从而释放出能量。核聚变堆一旦建立，将有望永久解决 人类社会能源需求问题。目前，核聚变技术研究成为全世界研究的一个热点。 核聚变能的优点 作为另一种重要的形式的核能，核聚变具有以下优点： 核聚变比核裂变释放出更多的能量。例如，235U的裂变反应，将千分之一的物质变成了能量；而氘的聚变反应则将近千分之四的物质变成了能量。因 此，单位质量的氘聚变所放出的能量是单位质量235U裂变所放出能量的4倍左右。这是聚变核能作为一种潜在的新能源的突出优点之一。 核聚变资源充足。海水中含有2.34×1013t氘，并且氚可以通过用中子轰击锂核产生，而地球上锂非常资源丰富。因此，如果实现以氘（氘/氚）为原料的 受控核聚变，就会永久解决世界能源短缺的问题； 核聚变能是一种非常安全的能源。核聚变堆发生的任何运行事故都能使等离子体迅速冷却，从而使核聚变反应在极短时间内熄灭；同时，等离子体中的 储能非常低小，不会发生核裂变堆上因核裂变余热而引起的反应堆事故。因此，核聚变堆的安全性非常高； 核聚变能是相当清洁的能源。D-D、D-T核聚变的最终聚变产物仅为无放射性的氦，不产生二氧化碳等温室气体，也不产生长寿命放射性废物，免去了 铀、钚回收以及高放废物处理、处置难题。 因此， 从长远来看，发展核聚变能，对解决全球能源紧缺、保护地球环境等至关重要。 实现核聚变的基本条件 在轻元素的原子核聚变过程中，如氘－氘聚变或氘－氚聚变都是带正电的原子核的结合反应，由于原子核之间的库仑斥力很大，必须有足够大的动能才 能使它们克服库仑斥力接近到核力能够起作用范围内（<10-15m）。尽管用加速器可以将轻核加速到0.05MeV，轰击氘靶引发核聚变，但是在100万个 被加速的氘核中大约只发生一次聚变，聚变获得的聚变能量远小于加速器所消耗的电能，得不偿失。目前，增大核动能的唯一可行的方法就是使参加聚 变反应的物质具有足够高的温度，即通常所称的核聚变点火温度。对于D-D反应，其点火温度为5×108K，D-T反应的点火温度为108K。如此高的点火温 度下，任何物质都已离解成等离子体。 要实现自持的聚变反应，等离子体光有足够高的温度还不行，还需要聚变所产生的能量能为次级粒子提供足够的动能以维持聚变反应的进行，即热核反 应放出的能量至少要和加热燃料所用的能量相当（反应放出能与输入能量之比Q=1，称为得失相当）。要实现Q≥１，除了高温外，还必须满足下面两个 条件：一个是需要适当的等离子体密度，一个是维持高温和密度以足够的时间τ。等离子体的密度越大，粒子碰撞发生核聚变反应的机率就越大；高温 和等离子体维持时间越长，聚变反应就更充分。 1957年，英国的劳逊通过计算核聚变等离子体的能量平衡计算，提出了判断一个聚变反应在点火温度下能否持续发生的条件，即劳逊判据，见式9-6。 （9-6） 式中 n－等离子体密度，m-3； τ－等离子体维持时间，s。 劳逊条件是实现自持核聚变，并能获得能量增益的必要条件。 对D－T反应和D－D反应的劳逊判据如下： （9-7） 等离子体的约束 由上面的讨论可以知道，要实现受控核聚变并获得能量增益，其核心问题是产生一个高温、高密度的等离子体并维持一定时间。由于聚变点火温度极高 （108K以上），任何物质在此温度下已被熔化掉了，不可能找到一个实际的固体容器来盛放这种等离子体。因此，高温等离子体的约束问题就也就成为 受控热核反应所需解决的关键

目前，研究受控核聚变的实验装置多种多样，但是根据其实现约束的原理，这些装置可以分为两类：磁约束和惯性约束。前者使用磁场约束高温等离子体，后者则用强激光聚焦加热燃料靶丸。这里只简单介绍这两类装置的原理。磁约束装置磁约束是受控核整变研究中最旦提出的一种约束方法，也暴暑目前认为比较有希望在近期内实现点火条件的途径由于等离子体是由带电的粒子组成，在磁场中运动会受到磁场的作用力。如果把磁场的形状、强度及分布设计得合理，就有可能使带电粒子在规定的区域内运动。在聚变研究初期，提出了各种不同类型的磁约束装置如快箍缩、磁镜、仿星器等，并进行研究。直到20世纪70年代，研究重点才逐渐集中到前苏联科学家提出的托卡马克（Tokamak）装置（即环流器）上（见图9-3），但其它类型的磁约束装置的研究仍没停止。图9-3为托卡马克装置主要部件示意图。它是在环形真空反应室内造成两个磁场，一个是由反应室外面的通电线圈产生的非常强的沿环形轴线的轴向磁场；另一个是由变压器线圈的脉冲电流在等离子体中激发的强大感应电流（可达百万安培）产生的圈向磁场。圈向磁场对等离子体产生箍缩压力，使之约束在环内，且能提高粒子密度。等离子体被约束在在反应器环形室内，无休止地沿磁力线旋进。强大的感应电流通过等离子体时，还能起到加热作用，这有利于核聚变反应的实现和维持。由于托卡马克装置性能优越，各国相继建造。50多年来，全世界共建造了上百个托卡马克装置，其中含有不少大型装置，如美国普林斯顿等离子体物理实验室于1982年12月建成大型托卡马克装置TFTR（TokamakFusionTestReactor）、位于英国牛津卡拉姆的欧洲联合核聚变实验环形装置JER、前苏联的T-15、日本的JT-60等。中国先后建造了的大小不等的十多个此类装置。十多年前，美国的FTR托卡马克装置就已实现了等离子体温度高达20keV及nT7×1013s·cm-3，已经十分接近点火条件的要求。由于托卡马克类型装置采用的脉冲电流加热，而单靠欧姆加热是不可能达到聚变温度的，因此必然要发展大功率的辅助加热和非感应电流驱动。此外，还必须防止约束等离子体的磁流体不稳定而产生的等离子体破裂现象。为此，人们托卡马克类型装置形状及加热材料等进行了改进。近二十年来发展较快的是一种球形环装置，又称球形托卡马克（ST）。它是一种低环径比（环形等离子体大半径与小半径之比）的托卡马克。该装置在保留传统托卡马克装置中等离子体稳定性的同时，大大改善托卡马克十分低的约束效率。图9-4为它和托卡马克等离子体形状的比较。相对于普通托卡马克装置，磁力线和沿磁力线运动的粒子更多停留在磁场强的芯部，所以它能更有效地利用磁能，使等离子体达到较高的温度和电流密度；同时等离子体的约束效率高，不易发生等离子体破裂。ST是由美籍华裔物理学家彭元凯于1986年开始推动，20世纪90年代中期得到了美国、欧洲的正式支持，分别在普林斯顿和卡拉姆建立了兆安级的ST装置，并投入运行。之后，国际上出现了大量中小ST装置，使得ST成为传统托卡马克最有挑战性的磁约束途径。目前ST已达到的参数除传统托卡马克外仅次于仿星器。不过，ST装置过小的中心空间使得中心螺管在极高的应力、热负荷及中子负荷下工作，这就对材料的可靠性提出了更高要求，同时中心空间过小使得中心螺管效率降低。因此，中心螺管成为ST发展的重大障碍。研究无中心螺管的等离子体电流启动成为ST发展中的一个重要课题。随着托卡马克装置规模加大、脉冲拉长，全面使用超导磁体是必然的选择。超导技术成功用于托卡马克强磁场的线圈上是受控热核聚变能研究的一次重大突破。超导托卡马克装置的建成，使得磁约束位形的连续稳态运行成为现实。它被公认为是探索、解决未来具有超导堆芯的聚变反应堆工程及物理问题的最有效途径。目前，全世界仅有俄、日、法、中四国拥有超导托卡马克。中国的超导托卡马克装置HF-7是在中俄联合努力下于1994年建成。法国的超导托卡马克Tore-supra体积是HT-7的17.5倍，它是世界上第一个真正实现高参数准稳态运行的装置，在放电时间长达120s条件下，等离子体温度为两干万度，中心密度每立方米1.5×1019，放电时间是热能约束时间的数百倍。惯性约束装置惯性约束装置是精确利用来多路激光束、相对论电子束或高能重离子束，在一个很短的时间内，同时射向一个微小的氛、氛燃料的靶丸，使靶丸从表面熔化、向外喷射而产生的向内的聚心的反冲力，将靶丸物质压缩至高密度，同时将靶丸物质加热到核聚变所需的高温，由于粒子的惯性，这种高温高密度状态将维持一定的时间，可使核聚变能充分进行，并释放出大量的聚变能。在这种情况下，由于惯性约束时间短，可不考虑辐射能量损失激光聚变是20世纪70年代发展起来的一种核聚变方案，近三十年来发展迅猛，倍受人们关注。目前国际上最大的激光聚变装置是位于美国加利福尼亚州劳伦斯一利弗莫尔国家实验室的国家点装火装置（NationalIgnitionFacility，NIF）。该装置目前还处于建设中，部分光路已投入运行。它长215m，宽120m，有192束激光，每束激光发射出持续大约十亿分之三秒、蕴涵1.8×106J能量的脉冲紫外光输出激光。该装置除了用作核聚变的点火源外，还能够模拟中子星、行星内核、超新星和核武器中存在的巨大压力、灼热高温和庞大磁场等宇宙中最极端情况，为人类探索太空奥秘提供了条件。该装置预计2009年完全建成。可控核聚变发展历史二次大战刚结束，美、苏就率先开始受控热核聚变的研究。随着研究的进一步深入，在理论和技术上遇到了一个个巨大的难题，迫使这些国家先后公布了自己的研究状况，开展了广泛的国际合作。20世纪60年代后，英、法、德、日及中国也陆续参与了研究。在受控核聚变研究初期的研究主要集中在等离子体约束途径的探索上，至到80年代才逐渐形成惯性约束以激光核聚变为主、磁约束以托卡马克途径成为主的研究方向。1980年以来，国际磁约束受控核聚变研究取得了显著进展，一批大型和超大型托卡马克装置（美国的TFTR、欧共体的JET、日本的JT260U、前苏联的T215等）相继建成并投入运行。到20世纪90年代中，在三大托克马克装置JET、JT-60、TFTR上取得重大研究成果：聚变输出功率16.1MW、等离子体温度达到4.4×109℃C，Q值已达到1.25。这些成就表明：在托卡马克上产生聚变能的科学可行性被基本证实，托卡马克是最有可能首先实现聚变能商业化的途径。上述大型装置的大托克马克建造和实验，为国际热核聚变实验堆（IntermationalThermonuclearExperimentReactor，ITER）计划奠定了坚实的科学和技术的基础。IETR计划是继国际空间站之后的又一个重大国际合作项目。该项目计划投资50亿美元，在法国建造一个热核聚变堆，以证实受控核聚变能的开发在技术上和工程上的现实性，随着大功率激光技术、粒子束技术的发展，惯性约束聚变研究也取得了重大的进展。20世纪90年代，美国开始建造即使到现在也是世界上最大和最复杂的激光光学系统-NIF。该系统由主振室、预放模块、输入探测包和预放光束传输系统四部分构成，负责产生全系统的种子脉冲，经过时间和空间整形、位相调制、放大和分束后，实现焦耳级输出。它将192条激光束集中于一个花生米大小的、装有重氢燃料的靶室上。每束激光发射出持续大约十亿分之三秒、能量达180万焦耳的脉冲紫外光。当这些脉冲撞击到目标反应室上，它们将产生X光。这些X光会集中于位于反应室中心装满重氢燃料的一个塑料封壳上。根据NIF研究小组的估计，X光将把燃料加热到一亿度，并施加足够的压力使重氢核生聚变反应。聚变反应释放的能量将是输入能量的15倍之多。NIF最初计划投入20亿美元，在2003年左右建成；但由于该工程的复杂性，其实际投入已经达35多亿，已远远超过当初的预算。到目前为止，在192束激光中的4束已经工作了24个月，并已经发射出世界上最强的激光。但NIF的激光每几小时只能发射一次。Mercury激光的方案已经在计划中，它可能没有NIF大，但它的目标是每秒钟发射10次脉冲激光。除美国外，我国和法国也开展了类似的研究。我国已建成了神光II激光装置，从2000年运行以来性能稳定，提供了大量物理实验；3倍频能量万焦耳级的神光IⅢI原型也开始出光；3倍频能量1.5×104J~2.0×104J的神光III的设计正在进行。目前，中国正在建造"神光IⅢI巨型激光器，并计划于2020年左右建成与美、法点火装置能量相当的百万焦耳神光IV，以实现我国自己热核点火和自持燃烧目标。大型国际科技合作项目-ITER计划概述ITER计划的起源及发展ITER计划是1985年由苏联领导人戈尔巴乔夫和美国总统里根在日内瓦峰会上共同倡议的。ITER计划一出台就受到各国政府的高度关注最初，该计划仅由美、俄、欧、日四方参加，独立于联合国原子能委员会（IAEA）之外，总部分设美、日、欧三处。由于当时的科学理论和技术条件还不够成熟，四方于1996年提出的ITER初步设计不很合理，投资上百亿美元。1998年，美国由于国内政策的调整，以加强基础研究为名，宣布退出ITER计划。美国退出后，欧、日、俄三方则继续合作，他们基于20世纪90年代核聚变研究成果及其它高新技术的发展，大幅度改造了实验堆的设计，并于2001年完成了ITER装置的工程设计（EDA），预计建造费用约为50亿美元，建造期8至10年，运行期20年

目前，研究受控核聚变的实验装置多种多样，但是根据其实现约束的原理，这些装置可以分为两类：磁约束和惯性约束。前者使用磁场约束高温等离子 体，后者则用强激光聚焦加热燃料靶丸。这里只简单介绍这两类装置的原理。 磁约束装置 磁约束是受控核聚变研究中最早提出的一种约束方法，也是目前认为比较有希望在近期内实现点火条件的途径。 由于等离子体是由带电的粒子组成，在磁场中运动会受到磁场的作用力。如果把磁场的形状、强度及分布设计得合理，就有可能使带电粒子在规定的区 域内运动。在聚变研究初期，提出了各种不同类型的磁约束装置如快箍缩、磁镜、仿星器等，并进行研究。直到20世纪70年代，研究重点才逐渐集中到 前苏联科学家提出的托卡马克（Tokamak）装置（即环流器）上（见图9-3），但其它类型的磁约束装置的研究仍没停止。 图9-3为托卡马克装置主要部件示意图。它是在环形真空反应室内造成两个磁场，一个是由反应室外面的通电线圈产生的非常强的沿环形轴线的轴向磁 场；另一个是由变压器线圈的脉冲电流在等离子体中激发的强大感应电流（可达百万安培）产生的圈向磁场。圈向磁场 对等离子体产生箍缩压力，使之约束在环内，且能提高粒子密度。等离子体被约束在在反应器环形室内，无休止地沿磁力线旋进。强大的感应电流通过 等离子体时，还能起到加热作用，这有利于核聚变反应的实现和维持。 由于托卡马克装置性能优越，各国相继建造。50多年来，全世界共建造了上百个托卡马克装置，其中含有不少大型装置，如美国普林斯顿等离子体物理 实验室于1982年12月建成大型托卡马克装置TFTR（Tokamak Fusion Test Reactor）、位于英国牛津郡卡拉姆的欧洲联合核聚变实验环形装置JER、前 苏联的T-15、日本的JT-60等。中国先后建造了的大小不等的十多个此类装置。十多年前，美国的FTR托卡马克装置就已实现了等离子体温度高达20keV 及nτ≥7×1013s·cm-3，已经十分接近点火条件的要求。 由于托卡马克类型装置采用的脉冲电流加热，而单靠欧姆加热是不可能达到聚变温度的，因此必然要发展大功率的辅助加热和非感应电流驱动。此外， 还必须防止约束等离子体的磁流体不稳定而产生的等离子体破裂现象。为此，人们托卡马克类型装置形状及加热材料等进行了改进。近二十年来发展较 快的是一种球形环装置，又称球形托卡马克（ST）。它是一种低环径比（环形等离子体大半径与小半径之比）的托卡马克。该装置在保留传统托卡马克 装置中等离子体稳定性的同时，大大改善托卡马克十分低的约束效率。图9-4为它和托卡马克等离子体形状的比较。相对于普通托卡马克装置，磁力线 和沿磁力线运动的粒子更多停留在磁场强的芯部，所以它能更有效地利用磁能，使等离子体达到较高的温度和电流密度；同时等离子体的约束效率高， 不易发生等离子体破裂。 ST是由美籍华裔物理学家彭元凯于1986年开始推动，20世纪90年代中期得到了美国、欧洲的正式支持，分别在普林斯顿和卡拉姆建立了兆安级的ST装 置，并投入运行。之后，国际上出现了大量中小ST装置，使得ST成为传统托卡马克最有挑战性的磁约束途径。目前ST已达到的参数除传统托卡马克外 仅次于仿星器。 不过，ST装置过小的中心空间使得中心螺管在极高的应力、热负荷及中子负荷下工作，这就对材料的可靠性提出了更高要求，同时中心空间过小使得中 心螺管效率降低。因此，中心螺管成为ST发展的重大障碍。研究无中心螺管的等离子体电流启动成为ST发展中的一个重要课题。 随着托卡马克装置规模加大、脉冲拉长，全面使用超导磁体是必然的选择。超导技术成功用于托卡马克强磁场的线圈上是受控热核聚变能研究的一次重 大突破。超导托卡马克装置的建成，使得磁约束位形的连续稳态运行成为现实。它被公认为是探索、解决未来具有超导堆芯的聚变反应堆工程及物理问 题的最有效途径。目前，全世界仅有俄、日、法、中四国拥有超导托卡马克。中国的超导托卡马克装置HF-7是在中俄联合努力下于1994年建成。法国 的超导托卡马克Tore-supra体积是HT-7的17.5倍，它是世界上第一个真正实现高参数准稳态运行的装置，在放电时间长达120s条件下，等离子体温度为 两千万度，中心密度每立方米1.5×1019，放电时间是热能约束时间的数百倍。 惯性约束装置 惯性约束装置是精确利用来多路激光束、相对论电子束或高能重离子束，在一个很短的时间内，同时射向一个微小的氘、氚燃料的靶丸，使靶丸从表面 熔化、向外喷射而产生的向内的聚心的反冲力，将靶丸物质压缩至高密度，同时将靶丸物质加热到核聚变所需的高温，由于粒子的惯性，这种高温高密 度状态将维持一定的时间，可使核聚变能充分进行，并释放出大量的聚变能。在这种情况下，由于惯性约束时间短，可不考虑辐射能量损失。 激光聚变是20世纪70年代发展起来的一种核聚变方案，近三十年来发展迅猛，倍受人们关注。目前国际上最大的激光聚变装置是位于美国加利福尼亚州 劳伦斯一利弗莫尔国家实验室的国家点装火装置（National Ignition Facility，NIF）。该装置目前还处于建设中，部分光路已投入运行。它长215m，宽 120m，有192束激光，每束激光发射出持续大约十亿分之三秒、蕴涵1.8×106J能量的脉冲紫外光输出激光。该装置除了用作核聚变的点火源外，还能够 模拟中子星、行星内核、超新星和核武器中存在的巨大压力、灼热高温和庞大磁场等宇宙中最极端情况，为人类探索太空奥秘提供了条件。该装置预计 2009年完全建成。 可控核聚变发展历史 二次大战刚结束，美、苏就率先开始受控热核聚变的研究。随着研究的进一步深入，在理论和技术上遇到了一个个巨大的难题，迫使这些国家先后公布 了自己的研究状况，开展了广泛的国际合作。20世纪60年代后，英、法、德、日及中国也陆续参与了研究。在受控核聚变研究初期的研究主要集中在等 离子体约束途径的探索上，至到80年代才逐渐形成惯性约束以激光核聚变为主、磁约束以托卡马克途径成为主的研究方向。 1980年以来，国际磁约束受控核聚变研究取得了显著进展，一批大型和超大型托卡马克装置（美国的TFTR、欧共体的JET、日本的JT260U、前苏联的 T215等）相继建成并投入运行。到20世纪90年代中，在三大托克马克装置JET、JT-60、TFTR上取得重大研究成果：聚变输出功率16.1MW、等离子体 温度达到4.4×109℃，Q值已达到1.25。这些成就表明：在托卡马克上产生聚变能的科学可行性被基本证实，托卡马克是最有可能首先实现聚变能商业 化的途径。上述大型装置的大托克马克建造和实验，为国际热核聚变实验堆（International Thermonuclear Experiment Reactor，ITER）计划奠定了坚 实的科学和技术的基础。IETR计划是继国际空间站之后的又一个重大国际合作项目。该项目计划投资50亿美元，在法国建造一个热核聚变堆，以证实 受控核聚变能的开发在技术上和工程上的现实性。 随着大功率激光技术、粒子束技术的发展，惯性约束聚变研究也取得了重大的进展。20世纪90年代，美国开始建造即使到现在也是世界上最大和最复杂 的激光光学系统－NIF。该系统由主振室、预放模块、输入探测包和预放光束传输系统四部分构成，负责产生全系统的种子脉冲，经过时间和空间整 形、位相调制、放大和分束后，实现焦耳级输出。它将192条激光束集中于一个花生米大小的、装有重氢燃料的靶室上。每束激光发射出持续大约十亿 分之三秒、能量达180万焦耳的脉冲紫外光。当这些脉冲撞击到目标反应室上，它们将产生Ｘ光。这些Ｘ光会集中于位于反应室中心装满重氢燃料的一 个塑料封壳上。根据NIF研究小组的估计，Ｘ光将把燃料加热到一亿度，并施加足够的压力使重氢核生聚变反应。聚变反应释放的能量将是输入能量的 15倍之多。NIF最初计划投入20亿美元，在2003年左右建成；但由于该工程的复杂性，其实际投入已经达35多亿，已远远超过当初的预算。到目前为 止，在192束激光中的４束巳经工作了24个月，并已经发射出世界上最强的激光。但NIF的激光每几小时只能发射一次。Mercury激光的方案已经在计划 中，它可能没有NIF大，但它的目标是每秒钟发射10次脉冲激光。除美国外，我国和法国也开展了类似的研究。我国已建成了神光Ⅱ激光装置，从2000 年运行以来性能稳定，提供了大量物理实验；3倍频能量万焦耳级的神光Ⅲ原型也开始出光；3倍频能量1.5×104J～2.0×104J的神光Ⅲ的设计正在进行。 目前，中国正在建造"神光Ⅲ"巨型激光器，并计划于2020年左右建成与美、法点火装置能量相当的百万焦耳神光Ⅳ，以实现我国自己热核点火和自持燃 烧目标。 大型国际科技合作项目－ITER计划概述 ITER计划的起源及发展 ITER计划是1985年由苏联领导人戈尔巴乔夫和美国总统里根在日内瓦峰会上共同倡议的。ITER计划一出台就受到各国政府的高度关注。 最初，该计划仅由美、俄、欧、日四方参加，独立于联合国原子能委员会（IAEA）之外，总部分设美、日、欧三处。由于当时的科学理论和技术条件还 不够成熟，四方于1996年提出的ITER初步设计不很合理，投资上百亿美元。1998年，美国由于国内政策的调整，以加强基础研究为名，宣布退出ITER 计划。美国退出后，欧、日、俄三方则继续合作，他们基于20世纪90年代核聚变研究成果及其它高新技术的发展，大幅度改造了实验堆的设计，并于 2001年完成了ITER装置的工程设计（EDA），预计建造费用约为50亿美元，建造期8至10年，运行期20年

2002年，欧、日、俄三方以EDA为基础开始协商ITER计划的国际协议，讨论建立相应国际组织，并表示欢迎中国与美国参加ITER计划。次年1月，中国正式宣布参加协商；同月末，美国由布什总统宣布重新参加ITER计划；韩国于2003年6参加ITER协商。以上六方经过长达两年的艰苦谈判，于2005年6月签订协议，一致同意把ITER建在法国核技术研究中心卡达拉奇（Cadarache）。印度于2006年加入/TER计划。最终，七个成员国政府于2006年11月签订了建设ITER的国际协议。根据ITER计划的最新进展，预计将在2016年前建成并投入实验。ITER装置的概貌和基本设计参数见图9-5和表9-4所示。ITER对聚变研究具有重大的作用，它将综合演示聚变堆的工程可行性、进行长脉冲或稳态运行的高参数等离子体物理实验。各国科学家奇希望于这座核聚变堆在受控核聚变攻关中实现质的飞跃，证实受控核聚变能的开发在技术上和工程上的现实性。ITER计划的科学目标通过感应驱动等离子体电流，获得聚变功率50万干瓦、Q（输出功率与输入功率之比）大于10、脉冲时间500s的燃烧等离子体；通过非感应驱动等离子体电流，产生聚变功率大于35方干瓦、Q大于5、燃烧时间持续3000s的等离子体，研究燃烧等离子体的稳态运行。如果约束条件允许，将探索Q大于30的稳态临界点火的燃烧等离子体（不排除点火）：同时还将验证受控热核聚变能的工程可行性，并为今后如何设计和建造聚变反应堆积累信息。ITER计划中未来聚变能的发展设想如果ITER运行、实验顺利，将于2030年建设能发电近百方干瓦的聚变能示范电站（合作或各自安排)，并于2050年建设聚变能商用电站。根据该设想到本世纪末，热核聚变能有可能占到总能源的10%~20%，下世纪热核聚变能将起重要作用。我国的核聚变能研究开发核聚变能是我国核能发展战略中重要的一环。我国从20世纪60年代就开始核聚变能研究，在克服环境及资源等不利因素影响后，建成了两个在发展中国家中最大的、理工结合的大型现代化专业研究所，核工业西南物理研究院及中科院所属的合肥等离子体物理研究所。还在中国科技大学、清华大学等高校中还设立了核聚变及等离子体物理专业或研究室，以培养专业人才。从20世纪70年代开始，集中选择了托克马克为主要研究途径。先后建成并运行了小型CT-6（北京物理所）KT-5（中国科大）、HT-6B（ASIPP）HL-1A（SWP）、HT-6M（ASIPP）及中型HL-1M（SWIP）最近核工业西南物理研究院建成的HL-2A（见图9-7）经过进一步升级，有可能进入当前国际上正在运行的少数几个大型托克马克之列。在这些装置的成功研制过程中，组建并锻炼了我国的聚变工程队伍。我国科学家在这些常规托克马克装置上开展了一系列十分有意义的研究工作。自1991年，我国开展了超导托克马克发展计划（ASIPP），探索解决托克马克稳态运行问题。通过该计划的成功实施，建成了我国第一个超导托卡马克HT-7（见图9-6）。其主要研究目标是，获得并研究长脉冲或准稳态高温等离子体，并检验和发展与其相关的工程技术，为未来稳态先进托卡马克聚变堆提供工程技术和物理基础。2006年建成了首个与ITER位形相似的大型非圆截面全超导托卡马克核聚变实验装置EAST（见图9-7）。EAST虽然比国际热核聚变试验堆（ITER）小，但位形与之相似且更加灵活。ITER预计于2016年建成，在其建成之前EAST将是国际上极少数可开展与ITER相关的稳态先进等离子体科学和技术问题研究的重要实验平台。这些超导托克马克装置无疑使我国在技术贮备与人才培养方面有了极大提高，更好地为国际热核聚变的发展做出贡献。除了热核聚变技术的研究外，“聚变-裂变混合堆项目"于1987年正式列入我国"863计划"，目的为探索利用核聚变反应的另一类有效途径。2000年由于诸多原因，“聚变-裂变混合堆项目"被中止，但核聚变堆概念设计以及堆材料和某些特殊堆材料、堆技术的研究仍在两个专业研究所继续进行。尽管就规模和水平来说，我国核聚变能的研究和美、欧、日等发达国家还有不小的差距，但在某些方面我国的技术还是处在国际领先水平。2003年1月，我国正式宣布加入/TER计划协商，这是我国的核聚变能研究的一个重大转机。ITER本身就是当代各类高、新技术的综合。通过参加ITER计划，可以掌握关键技术并培养一大批聚变工程和科研人才，有利于迅速提高我国核聚变能研究整体水平，推动我国高新技术及相关产业的发展，也为我国自主开发开展核聚变示范电站的研发准备技术基础。西南物理研究院的HL-2A托克马克中科院等离子体物理所的EAST超导托克马克第四节其它形式的核能利用除了上两节讲述的核裂变能与核聚变能发电外，核能还拥有其它广泛的应用，如核能直接供热，其它形式的核能如核素衰变能可用于制作空间堆或微型同位素电池，核素衰变时发出的射线也广泛用于核农业辐射育种、核医学治疗、医疗器械灭菌等。由于核能在农业、医学方面的应用已经在前面的章节中介绍了，因此本节主要介绍核能的其它一些重要应用，如放射性核素电池、核能供热（核能制氢、海水淡化或直接供暖等）。放射性核素衰变能发电-放射性核素电池放射性核素的衰变能是除裂变能和聚变能之外的另一种重要的核能，通过一定的能量转换方式，放射性核素可以用来制造特种电源：同位素电池。由于放射性核素衰变时释放的能量大小和速度不受外界环境中的温度、压力、电磁场和光波等的影响，以及能量密度高（见表9-5）、所用放射性核素寿命长（如3H为12.3a、244Cm为18.1a、238Pu为87.7a、63Ni为100a）等特点，使得同位素电池具有寿命长、无需维护、结构紧、比容量高、抗外界环境干扰能力强且安全可靠等优点，可作为航天器、深海声纳、极地荒原考查、无人气象站等极端情况，以及心脏起博器、微型机械等的动力。放射性核素电池的发展历史同位素电池最早由英国物理学家HenryMosley于1913年提出。他所设计的同位素电池是球形的电容器（见图9-8），能量转换机制为直接充电机制。由于该电池电流非常小（10-11A）、电压极高（150kV），在当时几乎没有实际的用处。之后30多年里同位素电池再没有引起人们的关注。直到20世纪50年代，美苏两国的军备竞争领域由常规大陆向海洋、空间扩展，在这些特殊的环境中需要功率密度大、长期运行不需要维护和更换、稳定可靠的电源，现有的太阳能电池、化学电池、燃料电池已不能满足实际的需求，同位素电池的研发才进入了快速发展期。最早开发并成功应用的是温差同位素电池RTG（RadioisotopeThermoelectricGenerator）它利用温差发电的原理，将238Pu等核素的衰变热转化为电能，其原理示意见图9-9。该类型电池先后用于美国的阿波罗-12、阿波罗-14、阿波罗-15号月面实验站、先驱10号和先驱11号木星探测器等空间探测器的电能供应；此外，由于温差同位素电池具有无声音、无振动、隐蔽等优点，美国在20世纪80年代末将其正式列入部队装备，用作水下信标的电源、反潜艇水下监听器的电源和无线电转发系统的电源。在RTG的研制领域，美国的技术领先于前苏联。之后，开展了多种同位素电池能量转换机制的研究，某些能量转换机制的同位素电池如热离子发射机制的同位素电池已成功用于空间探测器。同时美苏还研制了空间核裂变反应堆和空间核推进系统，并应用于空间探测器上，最初的同位素电池研发，基本上是为了满足太空探索能源的需求。20世纪50年代后，半导体元器件朝着微型化方向发展，促进了微电子加工技术的发展，特别是在本世纪初微电子机械系统（MEMS）的研发非常迅速。但由于缺乏长期稳定的电能供应，其应用受到很大的限制。以同位素产生的辐射与半导体材料作用，可制成微型电池，从而可解决MEMS电源供应的问题。微型同位素电池除具有常规尺寸同位素电池共有的特点外，还具有下述特点：功率在纳瓦～微瓦量级、电流纳安微安量级、电压在零点几伏~几伏，能与微纳电子器件和微纳机电系统一体化，尺寸与微纳电子器件和微纳机电系统的尺寸匹配。正是由于微型同位素电池具有上述特点，因此它在放多领域，特别是军事领域内有着非常重要的潜在应用，其研发自从20世纪80年代以来一直是国际同位素电池研发领域的热点，而且受到越来越多国家和科研机构的重视

2002年，欧、日、俄三方以EDA为基础开始协商ITER计划的国际协议，讨论建立相应国际组织，并表示欢迎中国与美国参加ITER计划。次年1月，中 国正式宣布参加协商；同月末，美国由布什总统宣布重新参加ITER计划；韩国于2003年6参加ITER协商。以上六方经过长达两年的艰苦谈判，于2005 年6月签订协议，一致同意把ITER建在法国核技术研究中心卡达拉奇（Cadarache）。印度于2006年加入ITER计划。最终，七个成员国政府于2006年 11月签订了建设ITER的国际协议。根据 ITER 计划的最新进展，预计将在 2016 年前建成并投入实验。ITER装置的概貌和基本设计参数见图9-5和表9-4 所示。 ITER对聚变研究具有重大的作用，它将综合演示聚变堆的工程可行性、进行长脉冲或稳态运行的高参数等离子体物理实验。各国科学家寄希望于这座核 聚变堆在受控核聚变攻关中实现质的飞跃，证实受控核聚变能的开发在技术上和工程上的现实性。 ITER计划的科学目标 通过感应驱动等离子体电流，获得聚变功率50万千瓦、Q（输出功率与输入功率之比）大于10、脉冲时间500s的燃烧等离子体； 通过非感应驱动等离子体电流，产生聚变功率大于35万千瓦、Q大于5、燃烧时间持续3000s的等离子体，研究燃烧等离子体的稳态运行。如果约束条件 允许，将探索Q大于30的稳态临界点火的燃烧等离子体（不排除点火）； 同时还将验证受控热核聚变能的工程可行性，并为今后如何设计和建造聚变反应堆积累信息。 ITER计划中未来聚变能的发展设想 如果ITER运行、实验顺利，将于2030年建设能发电近百万千瓦的聚变能示范电站(合作或各自安排)，并于2050年建设聚变能商用电站。根据该设想， 到本世纪末，热核聚变能有可能占到总能源的10%~20%，下世纪热核聚变能将起重要作用。 我国的核聚变能研究 开发核聚变能是我国核能发展战略中重要的一环。我国从20世纪60年代就开始核聚变能研究，在克服环境及资源等不利因素影响后，建成了两个在发展 中国家中最大的、理工结合的大型现代化专业研究所，核工业西南物理研究院及中科院所属的合肥等离子体物理研究所。还在中国科技大学、清华大学 等高校中还设立了核聚变及等离子体物理专业或研究室，以培养专业人才。 从20世纪70年代开始，集中选择了托克马克为主要研究途径。先后建成并运行了小型CT-6（北京物理所）、KT-5（中国科大）、HT-6B（ASIPP）、 HL-1A（SWIP）、HT-6M（ASIPP）及中型HL-1M（SWIP）。最近核工业西南物理研究院建成的HL-2A（见图9-7）经过进一步升级，有可能进入当前 国际上正在运行的少数几个大型托克马克之列。在这些装置的成功研制过程中，组建并锻炼了我国的聚变工程队伍。我国科学家在这些常规托克马克装 置上开展了一系列十分有意义的研究工作。 自1991年，我国开展了超导托克马克发展计划（ASIPP），探索解决托克马克稳态运行问题。通过该计划的成功实施，建成了我国第一个超导托卡马克 －HT-7（见图9-6）。其主要研究目标是，获得并研究长脉冲或准稳态高温等离子体，并检验和发展与其相关的工程技术，为未来稳态先进托卡马克聚 变堆提供工程技术和物理基础。2006年建成了首个与ITER位形相似的大型非圆截面全超导托卡马克核聚变实验装置EAST（见图9-7）。EAST虽然比国 际热核聚变试验堆（ITER）小，但位形与之相似且更加灵活。ITER预计于2016年建成，在其建成之前EAST将是国际上极少数可开展与ITER相关的稳 态先进等离子体科学和技术问题研究的重要实验平台。这些超导托克马克装置无疑使我国在技术贮备与人才培养方面有了极大提高，更好地为国际热核 聚变的发展做出贡献。 除了热核聚变技术的研究外，"聚变-裂变混合堆项目"于1987年正式列入我国"863计划"，目的为探索利用核聚变反应的另一类有效途径。2000年由于诸 多原因，"聚变-裂变混合堆项目"被中止，但核聚变堆概念设计以及堆材料和某些特殊堆材料、堆技术的研究仍在两个专业研究所继续进行。 尽管就规模和水平来说，我国核聚变能的研究和美、欧、日等发达国家还有不小的差距，但在某些方面我国的技术还是处在国际领先水平。 2003年1月，我国正式宣布加入ITER计划协商，这是我国的核聚变能研究的一个重大转机。ITER本身就是当代各类高、新技术的综合。通过参加ITER 计划，可以掌握关键技术并培养一大批聚变工程和科研人才，有利于迅速提高我国核聚变能研究整体水平，推动我国高新技术及相关产业的发展，也为 我国自主开发开展核聚变示范电站的研发准备技术基础。 西南物理研究院的HL-2A托克马克 中科院等离子体物理所的EAST超导托克马克 第四节 其它形式的核能利用 除了上两节讲述的核裂变能与核聚变能发电外，核能还拥有其它广泛的应用，如核能直接供热，其它形式的核能如核素衰变能可用于制作空间堆或微型 同位素电池，核素衰变时发出的射线也广泛用于核农业辐射育种、核医学治疗、医疗器械灭菌等。由于核能在农业、医学方面的应用已经在前面的章节 中介绍了，因此本节主要介绍核能的其它一些重要应用，如放射性核素电池、核能供热（核能制氢、海水淡化或直接供暧等）。 放射性核素衰变能发电－放射性核素电池 放射性核素的衰变能是除裂变能和聚变能之外的另一种重要的核能，通过一定的能量转换方式，放射性核素可以用来制造特种电源：同位素电池。由于 放射性核素衰变时释放的能量大小和速度不受外界环境中的温度、压力、电磁场和光波等的影响，以及能量密度高（见表9-5）、所用放射性核素寿命 长（如3H为12.3a、244Cm为18.1a、238Pu为87.7a、63Ni为100a）等特点，使得同位素电池具有寿命长、无需维护、结构紧凑、比容量高、抗外界环 境干扰能力强且安全可靠等优点，可作为航天器、深海声纳、极地荒原考查、无人气象站等极端情况，以及心脏起博器、微型机械等的动力。 放射性核素电池的发展历史 同位素电池最早由英国物理学家Henry Mosley于1913年提出。他所设计的同位素电池是球形的电容器（见图9-8），能量转换机制为直接充电机制。由 于该电池电流非常小（10-11A）、电压极高（150kV），在当时几乎没有实际的用处。之后30多年里同位素电池再没有引起人们的关注。直到20世纪50 年代，美苏两国的军备竞争领域由常规大陆向海洋、空间扩展，在这些特殊的环境中需要功率密度大、长期运行不需要维护和更换、稳定可靠的电源， 现有的太阳能电池、化学电池、燃料电池已不能满足实际的需求，同位素电池的研发才进入了快速发展期。 最早开发并成功应用的是温差同位素电池RTG（Radioisotope Thermoelectric Generator）它利用温差发电的原理，将238Pu等核素的衰变热转化为电 能，其原理示意见图9-9。该类型电池先后用于美国的阿波罗-12、阿波罗-14、阿波罗-15号月面实验站、先驱10号和先驱11号木星探测器等空间探测器 的电能供应；此外，由于温差同位素电池具有无声音、无振动、隐蔽等优点，美国在20世纪80年代末将其正式列入部队装备，用作水下信标的电源、反 潜艇水下监听器的电源和无线电转发系统的电源。在RTG的研制领域，美国的技术领先于前苏联。 之后，开展了多种同位素电池能量转换机制的研究，某些能量转换机制的同位素电池如热离子发射机制的同位素电池已成功用于空间探测器。同时美苏 还研制了空间核裂变反应堆和空间核推进系统，并应用于空间探测器上。 最初的同位素电池研发，基本上是为了满足太空探索能源的需求。20世纪50年代后，半导体元器件朝着微型化方向发展，促进了微电子加工技术的发 展，特别是在本世纪初微电子机械系统（MEMS）的研发非常迅速。但由于缺乏长期稳定的电能供应，其应用受到很大的限制。以同位素产生的辐射与 半导体材料作用，可制成微型电池，从而可解决MEMS电源供应的问题。微型同位素电池除具有常规尺寸同位素电池共有的特点外，还具有下述特点： 功率在纳瓦～微瓦量级、电流纳安～微安量级、电压在零点几伏～几伏，能与微纳电子器件和微纳机电系统一体化，尺寸与微纳电子器件和微纳机电系 统的尺寸匹配。正是由于微型同位素电池具有上述特点，因此它在放多领域，特别是军事领域内有着非常重要的潜在应用，其研发自从20世纪80年代以 来一直是国际同位素电池研发领域的热点，而且受到越来越多国家和科研机构的重视

放射性核素电池的能量转换机制同位素电池的性能受能量转换机制、换能单元的结构等影响较大。为了提高能量转换效率、延长使用寿命、增加对多种类型和能量范围的含能粒子的适用性并降低制备成本，各国科学家一直在致力于各种转换机制和换能单元的同位素电池研究。放射性核素电池的能量转换机制可分为直接发电机制和间接发电机制。而直接发电机制又包含直接变电机制、接触热机制、辐射伏特效应机制、磁约束下的电磁辐射机制等四类：间接发电机制包含温差发电机制、热离子发射机制、热致光伏特效应机制和热机发电机制等。由于关于同位素电池能量转换制的文献较多，，这里不再每一种能转换机制进行手细绍目前已经实际应用的核衰变能发电机制主要有温差发电、热离子发电和和辐射伏特效应等。通常用于发电的核电池效率低于8%，利用热离子发射机制可将核电池的效率提高到约10%。相比之下，辐射伏特效应机制虽应用不多，但具有很大的开发潜力。放射性核素衰变能的应用空间核能源随着对太空探索及开发利用的不断深入，需要有一种功率合适、重量轻、寿命长、成本低且安全可靠的空间能源，以保证航天活动的供电与推进。空间核能源在功率范围、使用年限、独立性、抗干扰等方面比普通能源（化学能、太阳能等）无法比拟的优势，它既可作为短时间高功率爆发式供能（空间核推进），也可低功率长期供电（空间核电源）：几乎能满足所有航天活动对能源的要求。空间核能源的形式主要有核裂变能和核素袁变能。空间核能源系统包括：放射性核素电源系统、空间核反应堆电源系统、核热推进系统、核电推进系统、双模式（电源/推进）空间核动力系统等核热推进系统是将反应堆的裂变能直接加热推进剂至高温，然后将高温高压的工作介质从喷管高速喷出，从而产生巨大的推动力，可作为空间飞行器的推进动力。1997年美国宇航局年发射的卡西尼"号空间探测飞船采用的就是核能推进系统。其它几类系统则是将核素衰能或反应堆裂变能通过各种机制转化为电能，为供空间器供电或加热空间器燃料产生推力。四十多年来，在美国的22艘航天器中共装有38个核电源，其中有37台是放射性核素电池，只有1台是核反应堆电源。目前，航天上使用的核电池，大多是利用放射性核素238Pu的β衰变能，通过温差效应把热能直接转化为电能。核电池的功率一般是几十瓦到二三百瓦，寿命几年到十年放射性核素电池为地球卫星（导航、通信）、月球登陆、太空星球探测提供电力支持，出色地完成了各项任务。例如，“阿波罗"登月，航天员将核电池留在月球表面，为阿波罗月球科学实验舱提供电力，使实验舱能长时间地向地球发回宝贵的科学数据；“先驱者"号与“旅行者“号无人航天器也是装载着这种核电池飞越木星和土星并驶向更远的太阳系。空间反应堆电源的核反应堆，是用浓缩度90%以上的235U作核燃料，有热中子堆，也有快中子堆它的电功率大，从几千瓦到几十千瓦，使用寿命可达3年～5年。前苏联主要选择空间反应堆电源，因为它能满足军用航天任务对大功率核电源的要求。前苏联向太空发射了许多军事卫星，其中使用了35个核反应堆电源和少量的放射性核素电池，为"宇宙"号系列军事侦察卫星提供电力。反应堆电源还可进一步满足未来空间飞行对电源更大规模、更高功率与更长寿期航天使命的要求。微型同位素电池微电子机械系统（Micro-Electro-Mechanical-System，MEMS）技术被认为是本世纪初最重要的科技成果之一，它涵盖了很大的应用范围，如医药、生物科技、航空及消费电子、通、量度、电脑技术、安全技术、自动化装置及环境保护等。目前应用MEMS技术生产的商业产品有压力计、加速计、生化感测器、喷墨打印机喷头和许多可丢弃的医疗用品等。除了上述应用外，由于MEMS技术在国防等领域有潜在的应用需求，因此各先进国家都投入大批人力与物力进行研发。但目前制约MEMS应用与推广的主要障碍是缺乏与这种微型装置相匹配的、长期稳定供电的电源-微型电源。解决MEMS电能供应是目前发展MEMS技术中重要课题之~放射性核素衰变能是解决这个问题的有效途径之一。放射性核素衰变时，它会释放出带电粒子，直接俘获这些带电粒子或通过半导体材料的PN结，可以产生电流电压，为微型机械供电。自前采用的放射性核素主要有3H、63Ni、210Po等。微型同位素电池与MEMS相结合，可应用于许多研究领域，如：由长寿命微型同位素电池供能的微型气压传感器，可检测干分之一帕斯卡的气压变化，用于低气压环境（如真空室）的气压监测；微型压力（应力）传感器，可永久性地置于建筑物的墙体内、飞行器的腔体壁内、船舶（潜艇）外壁内，提供各种情况下（如地震前后、巨浪作用等）的墙体、腔体的结构变化信息，为安全评价和事故预防提供及时可靠的资料。MEMS在航空航天领域的应用将导致航空航天系统的变革，组成重量不足0.1kg、尺寸减到最低限度的微卫星，用一枚中等运载火箭即可将成百上干颗微卫星射入近地轨道，形成覆盖全球的星座式布局：MEMS在国防上的应用将引发军事作战方式的全面变革，部队就可能部署大量低成本、近距离的传感器和灵巧武器，以草杆或叶片等形状散布于海上或漂浮在空中，秘密发回情报而敌方难以觉察。核能供热（暖）核能供热是20世纪80年代才发展起来的一项新技术。它是一种经济、安全、清洁的热源，因而在世界上受到广泛重视。在世界能源结构上，用于低温（如供暖等）的热源，占总热耗量的一半左右，这部分热多由直接燃煤取得，因而给环境造成严重污染。在我国能源结构中：近70%的能量是以热能形式消耗的，而其中约60%是120°C以下的低温热能，所以发展核反应堆低温供热，对缓解运输紧张、净化环境、减少污染等方面都有十分重要的意义。核能制氢由于目前的化石燃料资源有限、不可再生，以及使用过程带来环境污染和温室效应等问题，特别是近几十年来世界经济迅速发展带来的能源需求加剧导致全球的能源结构发生了较大的变化。成本低、清洁、可持续的能源如核能、太阳能、氢能等的开发利用越来越受全世界的重视氢是一种高热值、无污染、不产生温室气体的能源载体，氢能被认为是21世纪理想的二次能源。它除了可直接当作燃料产生热能外，还可以用于燃料电池以及具有潜在军事用途的金属氢。目前常用的制氢方法有甲烷重整（SMR）、水电解、生物质转化、石油部分氧化、煤或生物质的热解或气化等，工业上占主导地位的是SMR和水电解两种方法。使用甲烷等化石燃料制氢存在环境污染和温室效应问题，而水电解制氢消耗电能较大，因此想要实现氢能源生产和利用的无污染、零排放，必须寻找可持续利用的、洁净的、并且成本低廉的一次能源。而核能正好满足上述要求，有可能成为今后制氢的一次能源。核能制氢技术主要有电解水制氢、热化学制氢两类。利用核电电解水制氢是核能制氢的一种方式，已经得到实际应用，但这种方式能耗高（4kW-h·m-3~6kW-h-m-3）、效率低（55%~60%）。相比于核电电解制氢（制氢总效率25%左右），利用反应堆中核裂变过程产生的高温直接用于热化学制氢这种技术具有更高的制氢总效率（>50%），因此，该技术已经得到了广泛的研究。热化学制氢原理制氢是基于热化学循环，使水在800°℃C~1000°C进行催化热分解，制取氢和氧。该方法关键之一是利用反应堆中核裂变所产生的低成本高温热源作为热化学循环制氢的热源。20世纪70年代后，美国、日本、欧盟等投入几十亿美元，开发出了100多种热化学循流程，其中，由美国GA公司首先开发的碘硫（IS）循环和日本东京大学提出的UT-3循环被认为是最优流程。IS循环于2004年建成了一套产氢量为50NL-L-1的台架装置。由于热化学制氢具有效率较高、无温室气体排放的优点，随着研究的不断深入，在解决高温下设备腐蚀等问题后，它将是一种理想的大规模制氢方式其它核能应用除上述核能应用外，核能还有着广泛的应用，如海水淡化、放射性核素自发光光源等。核能的广泛应用，在解决人类赖以生存的环境、资源，以及人类社会可持续发展上发挥着重要的作用。第五节核能的可持续发展核能的广泛利用，极大的促进了世界经济的迅速发展和人类生活水平的提高。特别是核聚变电站的开发，将永久解决困扰人类社会发展的能源问题。在核聚变能未开发应用之前，还需要大力发展核裂变能，以缓解自前及今后很长一段时间内全球能源供应紧张的状况。尽管相对于化右燃料，核裂变发电

放射性核素电池的能量转换机制 同位素电池的性能受能量转换机制、换能单元的结构等影响较大。为了提高能量转换效率、延长使用寿命、增加对多种类型和能量范围的含能粒子的适 用性并降低制备成本，各国科学家一直在致力于各种转换机制和换能单元的同位素电池研究。 放射性核素电池的能量转换机制可分为直接发电机制和间接发电机制。而直接发电机制又包含直接变电机制、接触热机制、辐射伏特效应机制、磁约束 下的电磁辐射机制等四类； 间接发电机制包含温差发电机制、热离子发射机制、热致光伏特效应机制和热机发电机制等。由于关于同位素电池能量转换 机制的文献较多，这里不再对每一种能量转换机制进行详细介绍。 目前已经实际应用的核衰变能发电机制主要有温差发电、热离子发电和和辐射伏特效应等。通常用于发电的核电池效率低于8%，利用热离子发射机制 可将核电池的效率提高到约10%。相比之下，辐射伏特效应机制虽应用不多，但具有很大的开发潜力。 放射性核素衰变能的应用 空间核能源 随着对太空探索及开发利用的不断深入，需要有一种功率合适、重量轻、寿命长、成本低且安全可靠的空间能源，以保证航天活动的供电与推进。空间 核能源在功率范围、使用年限、独立性、抗干扰等方面比普通能源（化学能、太阳能等）无法比拟的优势，它既可作为短时间高功率爆发式供能（空间 核推进），也可低功率长期供电（空间核电源），几乎能满足所有航天活动对能源的要求。 空间核能源的形式主要有核裂变能和核素衰变能。空间核能源系统包括：放射性核素电源系统、空间核反应堆电源系统、核热推进系统、核电推进系 统、双模式（电源/推进）空间核动力系统等。 核热推进系统是将反应堆的裂变能直接加热推进剂至高温，然后将高温高压的工作介质从喷管高速喷出，从而产生巨大的推动力，可作为空间飞行器的 推进动力。1997年美国宇航局年发射的"卡西尼"号空间探测飞船采用的就是核能推进系统。 其它几类系统则是将核素衰能或反应堆裂变能通过各种机制转化为电能，为供空间器供电或加热空间器燃料产生推力。四十多年来，在美国的22艘航天 器中共装有38个核电源，其中有37台是放射性核素电池，只有1台是核反应堆电源。 目前，航天上使用的核电池，大多是利用放射性核素238Pu的β衰变能，通过温差效应把热能直接转化为电能。核电池的功率一般是几十瓦到二三百 瓦，寿命几年到十年。 放射性核素电池为地球卫星（导航、通信）、月球登陆、太空星球探测提供电力支持，出色地完成了各项任务。例如，"阿波罗"登月，航天员将核电池 留在月球表面，为阿波罗月球科学实验舱提供电力，使实验舱能长时间地向地球发回宝贵的科学数据；"先驱者"号与"旅行者"号无人航天器也是装载着 这种核电池飞越木星和土星并驶向更远的太阳系。空间反应堆电源的核反应堆，是用浓缩度90%以上的235U作核燃料，有热中子堆，也有快中子堆， 它的电功率大，从几千瓦到几十千瓦，使用寿命可达3年～5年。前苏联主要选择空间反应堆电源，因为它能满足军用航天任务对大功率核电源的要求。 前苏联向太空发射了许多军事卫星，其中使用了35个核反应堆电源和少量的放射性核素电池，为"宇宙"号系列军事侦察卫星提供电力。反应堆电源还可 进一步满足未来空间飞行对电源更大规模、更高功率与更长寿期航天使命的要求。 微型同位素电池 微电子机械系统（Micro-Electro-Mechanical-System，MEMS）技术被认为是本世纪初最重要的科技成果之一，它涵盖了很大的应用范围，如医药、生 物科技、航空及消费电子、通訊、量度、电脑技术、安全技术、自动化装置及环境保护等。目前应用MEMS技术生产的商业产品有压力计、加速计、生 化感测器、喷墨打印机喷头和许多可丢弃的医疗用品等。除了上述应用外，由于MEMS技术在国防等领域有潜在的应用需求，因此各先进国家都投入大 批人力与物力进行研发。但目前制约MEMS应用与推广的主要障碍是缺乏与这种微型装置相匹配的、长期稳定供电的电源－微型电源。解决MEMS电能 供应是目前发展MEMS技术中重要课题之一。 放射性核素衰变能是解决这个问题的有效途径之一。放射性核素衰变时，它会释放出带电粒子，直接俘获这些带电粒子或通过半导体材料的PN结，可 以产生电流电压，为微型机械供电。目前采用的放射性核素主要有3H、63Ni、210Po等。 微型同位素电池与MEMS相结合，可应用于许多研究领域，如：由长寿命微型同位素电池供能的微型气压传感器，可检测千分之一帕斯卡的气压变化， 用于低气压环境（如真空室）的气压监测；微型压力（应力）传感器，可永久性地置于建筑物的墙体内、飞行器的腔体壁内、船舶（潜艇）外壁内，提 供各种情况下（如地震前后、巨浪作用等）的墙体、腔体的结构变化信息，为安全评价和事故预防提供及时可靠的资料。MEMS在航空航天领域的应用 将导致航空航天系统的变革，组成重量不足0.1kg、尺寸减到最低限度的微卫星，用一枚中等运载火箭即可将成百上千颗微卫星射入近地轨道，形成覆 盖全球的星座式布局；MEMS在国防上的应用将引发军事作战方式的全面变革，部队就可能部署大量低成本、近距离的传感器和灵巧武器，以草杆或叶 片等形状散布于海上或漂浮在空中，秘密发回情报而敌方难以觉察。 核能供热（暖） 核能供热是20世纪80年代才发展起来的一项新技术。它是一种经济、安全、清洁的热源，因而在世界上受到广泛重视。在世界能源结构上，用于低温 （如供暖等）的热源，占总热耗量的一半左右，这部分热多由直接燃煤取得，因而给环境造成严重污染。在我国能源结构中，近70%的能量是以热能形 式消耗的，而其中约60%是120℃以下的低温热能，所以发展核反应堆低温供热，对缓解运输紧张、净化环境、减少污染等方面都有十分重要的意义。 核能制氢 由于目前的化石燃料资源有限、不可再生，以及使用过程带来环境污染和温室效应等问题，特别是近几十年来世界经济迅速发展带来的能源需求加剧， 导致全球的能源结构发生了较大的变化。成本低、清洁、可持续的能源如核能、太阳能、氢能等的开发利用越来越受全世界的重视。 氢是一种高热值、无污染、不产生温室气体的能源载体，氢能被认为是21世纪理想的二次能源。它除了可直接当作燃料产生热能外，还可以用于燃料电 池以及具有潜在军事用途的金属氢。 目前常用的制氢方法有甲烷重整（SMR）、水电解、生物质转化、石油部分氧化、煤或生物质的热解或气化等，工业上占主导地位的是SMR和水电解 两种方法。 使用甲烷等化石燃料制氢存在环境污染和温室效应问题，而水电解制氢消耗电能较大，因此想要实现氢能源生产和利用的无污染、零排放，必须寻找可 持续利用的、洁净的、并且成本低廉的一次能源。而核能正好满足上述要求，有可能成为今后制氢的一次能源。 核能制氢技术主要有电解水制氢、热化学制氢两类。利用核电电解水制氢是核能制氢的一种方式，已经得到实际应用，但这种方式能耗高（4kW·h·m- 3~6kW·h·m-3）、效率低（55%～60%）。相比于核电电解制氢（制氢总效率25%左右），利用反应堆中核裂变过程产生的高温直接用于热化学制氢这 种技术具有更高的制氢总效率（>50%），因此，该技术已经得到了广泛的研究。 热化学制氢原理制氢是基于热化学循环，使水在800℃～1000℃进行催化热分解，制取氢和氧。该方法关键之一是利用反应堆中核裂变所产生的低成本 高温热源作为热化学循环制氢的热源。20世纪70年代后，美国、日本、欧盟等投入几十亿美元，开发出了100多种热化学循流程，其中，由美国GA公司 首先开发的碘硫（IS）循环和日本东京大学提出的UT-3循环被认为是最优流程。IS循环于2004年建成了一套产氢量为50NL·L-1的台架装置。 由于热化学制氢具有效率较高、无温室气体排放的优点，随着研究的不断深入，在解决高温下设备腐蚀等问题后，它将是一种理想的大规模制氢方式。 其它核能应用 除上述核能应用外，核能还有着广泛的应用，如海水淡化、放射性核素自发光光源等。核能的广泛应用，在解决人类赖以生存的环境、资源，以及人类 社会可持续发展上发挥着重要的作用。 第五节 核能的可持续发展 核能的广泛利用，极大的促进了世界经济的迅速发展和人类生活水平的提高。特别是核聚变电站的开发，将永久解决困扰人类社会发展的能源问题。在 核聚变能未开发应用之前，还需要大力发展核裂变能，以缓解目前及今后很长一段时间内全球能源供应紧张的状况。尽管相对于化石燃料，核裂变发电

具有成本低、相对清洁等优点，但它也带来了不少难以解决的问题，如乏燃料的处理与处置、铀资源的匾乏与大力发展核电之间矛盾等。核裂变能要实现可持续发展，必需要解决这两个主要问题。目前核能发展面临的难题铀资源的匮芝、大量高放废物的处理与处置是核裂变发电带来的两大世界性难题。目前世界上核电规模及铀贮量截至2007年10月1日，全世界核电装机总容量为372GWe（439座反应堆）：年需铀量6.8×104tU。预测到2025年，世界核电装机总容量为449GWe~533GWe，若仅以压水堆（PWR）计，年需铀量8.2×104tU~1.0×105tU。按60a寿期计算，总需铀量为4.92×106tU~6.00×106tU。2004年，世界范围已探明的铀储量中回收成本≤小于80$/kgU的铀储量为3.804×106tU，回收成本≤小于130$/kgU的铀储量为4.743×106tU；待查明资源~1.3×107tU。也就是说，按现在的消费能力，世界上已探明的铀储量仅能维持全部核电机组~60a的正常运行，即使算上含待查明资源，也仅能维持世界上全部核电机组正常运行200年左右。在核聚变电能开发成功之前，轴资源的短缺势必影响到核电的后续发展。大量放射性废物的处理与处置核电在世界范围内复苏后，许多国家都大力发展核电。大量核电站的运行产生了巨大的放射性废物。如何处理和处置这些放射性废物成为困扰世界核电发展的一个难题。目前，全世界的核设施每年卸出的乏燃料大约1.05×104t（金属重量），全球累计存量已经达到1.30×105t（金属重量）而据推算，到2015年，世界上现有的核反应堆排出的核废物将达到2.5×105t（金属重量），其中2.9×103t为超铀元素，1.15×104t为裂变产物，2.356×105t为铀。这些核废物中含有大量的U、Pu、次钢系元素（MA）和裂变产物（FP）：其中的钢系元素（如Pu、Np、Am和Cm等）和长寿命裂变产物（LLFP）构成了对地球生物和人类环境主要的长期放射性危害。自前全球乏燃料的工业后处理能力是3.9×103t·a-1，只占每年产生量的1/3。其处理也只是进行轴的回收、军用环的提取，其它的钢系元素及长寿命裂变元素仍保留在放射性废物中。由于自前在全世界范围内还没建成一座可靠的深地质处置库，因此大部分芝燃料仍暂时存放在暂存库里核电产生的大量放射性废物势必会给公众带来了巨大的心理压力，前苏联的切尔诺贝利核电站事故和美国三厘岛核电站事故的阴影，让人们对高放废物的处理与处置的安全性、可靠性还心有顾虑。这一问题如不能妥善解决，则将制约核能的持续发展。为此，近几十年世界各国都投入了大量的人力、物力和财力进行安全处置高放废物的研究。自2000年以来，俄罗斯、美国以及国际原子能机构先后发出各种与核燃料处理有关的倡议，如在2003年IAEA全体会议上总干事巴拉迪提出的多边核能合作方案（MultilateralNuclearApproaches，MNA）即对核燃料循环（包括铀浓缩、后处理和乏燃料处置）实行多国合作方式、2005年俄罗斯提出的所谓的"普京倡议或全球核能基础设施（GlobalNuclearPowerInfrastucture，GNPI）倡议、2006年美国能源部发布全球核能合作伙伴(GlobalNuclearPowerPartnership，GNPP)倡议等，这些倡议的目的是在防止核扩散的前提下，通过世界各国相互合作，解决目前困绕世界各核能发展强国的核废物处理、处置问题解决上述问题，需要采取以下措施加大投资，进一步探明铀矿贮量，发展先进核能系统，以充分利用铀、针资源，并减少高放废物的产生；加强其它可再生能源如聚变能、太阳能的开发与利用。在聚变能实际应用之间，一方面得加大矿探查力度，另一方面应大力发展先进的核能系统，以保证核能的可持续发展自前的芝燃料处理方式自前正在实施的芝燃料处理方式有两种，即"一次性通过“方式和"后处理“方式。"一次性通过方式"一次性通过"方式，是指将乏燃料元件经长时间冷却、包装后，整体作为废物送入建于深地层中的永久贮存库进行最终处置。该种核废物最终处置方式的概念比较简单，而且费用可能较低、核扩散的风险小，但是大量的核资源（铀和环）被埋入地下，天然铀利用率很低。同时，由于乏燃料中包含了所有的放射性核素，其中部分核素放射性强、发热量大、毒性大、半衰期长，需要将它们与人类生存环境长期、可靠地隔离。但这些核素要在深地质处置过程中衰减到低于天然铀矿的放射性水平，需要10万年以上（见图9-10中的曲线1）。由于深地质层地质环境的复杂性、各种包装材料的可靠性等因素影响，这种处置方式对环境安全的长期威胁极大，公众的认可度低一次性通过方式采用的是高放废物地质处置，这是一个极其复杂的系统工程，它涉及工程、地质、水文地质、化学、环境安全等众多学科领域，是集基础、应用、工程等学科为一体的综合性的攻关项目，自美国料学家1950年提出高放废物地质处置的设想到现在已经有近60年的历史，“地质处置"已从原来的概念设想、基础研究、地下实验研究，进入到处置库场址预选，少数国家如芬兰、美国、中国已确定场址的阶段。尤其在过去10年，高放废物地质处置研究已取得重要进展。但至到现在世界上仍没建成一个高放废物地质处置库，全球的高放废物仍保存在暂存库中。后处理方式与"一次性通过"方式相比，“后处理"技术已在工业规模上证明其安全有效性。它从20世纪70年代以来已经在若干国家成功运行，并且其技术还在不断改进中。目前乏燃料的后处理主要采用普雷克斯流程（Purex流程）。采用该流程，可将乏燃料中的U、Pu提取出来进行再循环，以充分利用铀资源，而长寿命裂变产物和次钢系元素进入高放射性废液，通过水泥固化等技术将高放废物做成稳定的固化块如硅硼酸盐玻璃，送深地质层永久贮存库进行处置。尽管自前的后处理方式可实现U、Pu的再循环，但长寿命裂变产物和次钢系元素仍留在高放射性废液中，在深地质处置时仍需与地质圈隔离106年才能达到环境放射性水平。也就是说，自前的后处理方式仍没解决高放废物带来的环境问题。建立先进的核燃料循环体系，保证核能的可持续发展从图9-10中曲线2可知，玻璃固化废物中含有所有的次钢系元素（MA）和长寿命裂片元素（LLFP）是目前后处理中高放废物放射性毒性的主要来源若将其从高放废物中分离出来，则所制得的玻璃固化废物存放1000年后，其放射性毒性即可降至天然轴矿水平。如果再将分离出的MA和LLFP通过嬉变使之转变成短寿命或稳定核素，则可将核能生产给环境可能造成的放射性危害减到很低的程度（图9-10曲线3）。同时，在MA嬉变过程中所释放的能量也可以利用，从而进一步提高铀资源的利用率。由此，形成了先进的燃料循环体系概念（见图9-11）。"先进燃料循环"体系是指将热堆燃料循环与快中子堆或加速器驱动系统（Accelerator-drivensystem，ADS）结合，在实现U、Pu的闭路循环的同时，实现MA及LLFP的嬉变。与现有的燃料循环体系相比，先进燃料循环体系中燃料循环过程将进一步简化，可在满足快堆燃料循环要求的前提下采用"一循环"Purex流程，在低FP去污因子下将U和Pu同时从乏燃料中分离出来，制成快堆用混合氧化物燃料，再利用快堆将238U增殖为易裂变的239Pu，从而使得铀的利用率高、核电经济性更好（投资费用减少1/2~1/3）、防核扩散能力更强（低FP去污）。同时，由于燃料循环过程中产生的MA、LLFP将在快堆或ADS中燃烧或婚变，以减少其长期放射性危害，保证环境安全。因此，先进燃料循环体系还具有核废物产生量小等特点。建立先进的燃料循环体系是实现核能可持续发展的必要条件。需要注意的是：尽管“先进燃料循环"体系极大地消除了长寿命核素的放射性危害，但最终仍不可避免地会产生需要地质处置的废物从上面的论述可知，先进燃料循环体系是建立在先进的乏燃料后处理技术和先进的核反应堆或加速器驱动系统上的。其中分离是先进燃料循环体系的关键。发展先进后处理技术

具有成本低、相对清洁等优点，但它也带来了不少难以解决的问题，如乏燃料的处理与处置、铀资源的匮乏与大力发展核电之间矛盾等。核裂变能要实 现可持续发展，必需要解决这两个主要问题。 目前核能发展面临的难题 铀资源的匮乏、大量高放废物的处理与处置是核裂变发电带来的两大世界性难题。 目前世界上核电规模及铀贮量 截至2007年10月1日，全世界核电装机总容量为372GWe（439座反应堆），年需铀量6.8×104tU。预测到2025年，世界核电装机总容量为449GWe～ 533GWe，若仅以压水堆（PWR）计，年需铀量8.2×104tU～1.0×105tU。按60a寿期计算，总需铀量为4.92×106t U～6.00×106t U。 2004年，世界范围已探明的铀储量中回收成本≤小于80＄/kgU的铀储量为3.804×106tU，回收成本≤小于130＄/kgU的铀储量为4.743×106tU；待查明资 源～1.3×107tU。也就是说，按现在的消费能力，世界上已探明的铀储量仅能维持全部核电机组～60a的正常运行，即使算上含待查明资源，也仅能维持 世界上全部核电机组正常运行200年左右。在核聚变电能开发成功之前，铀资源的短缺势必影响到核电的后续发展。 大量放射性废物的处理与处置 核电在世界范围内复苏后，许多国家都大力发展核电。大量核电站的运行产生了巨大的放射性废物。如何处理和处置这些放射性废物成为困扰世界核电 发展的一个难题。 目前，全世界的核设施每年卸出的乏燃料大约1.05×104t（金属重量），全球累计存量已经达到1.30×105 t（金属重量）。而据推算，到2015年，世界 上现有的核反应堆排出的核废物将达到2.5×105t（金属重量），其中2.9×103t为超铀元素，1.15×104t为裂变产物，2.356×105t为铀。这些核废物中含有 大量的U、Pu、次锕系元素（MA）和裂变产物（FP），其中的锕系元素（如Pu、Np、Am和Cm等）和长寿命裂变产物（LLFP）构成了对地球生物和 人类环境主要的长期放射性危害。目前全球乏燃料的工业后处理能力是3.9×103t·a-1，只占每年产生量的1/3。其处理也只是进行铀的回收、军用钚的提 取，其它的锕系元素及长寿命裂变元素仍保留在放射性废物中。由于目前在全世界范围内还没建成一座可靠的深地质处置库，因此大部分乏燃料仍暂时 存放在暂存库里。 核电产生的大量放射性废物势必会给公众带来了巨大的心理压力，前苏联的切尔诺贝利核电站事故和美国三厘岛核电站事故的阴影，让人们对高放废物 的处理与处置的安全性、可靠性还心有顾虑。这一问题如不能妥善解决，则将制约核能的持续发展。 为此，近几十年世界各国都投入了大量的人力、物力和财力进行安全处置高放废物的研究。自2000年以来，俄罗斯、美国以及国际原子能机构先后发出 各种与核燃料处理有关的倡议，如在2003年IAEA全体会议上总干事巴拉迪提出的多边核能合作方案（Multilateral Nuclear Approaches，MNA）即对核 燃料循环（包括铀浓缩、后处理和乏燃料处置）实行多国合作方式、2005年俄罗斯提出的所谓的"普京倡议"或全球核能基础设施（Global Nuclear Power Infrastucture，GNPI）倡议、2006年美国能源部发布全球核能合作伙伴(Global Nuclear Power Partnership，GNPP)倡议等，这些倡议的目的是 在防止核扩散的前提下，通过世界各国相互合作，解决目前困绕世界各核能发展强国的核废物处理、处置问题。 解决上述问题，需要采取以下措施： 加大投资，进一步探明铀矿贮量； 发展先进核能系统，以充分利用铀、钍资源，并减少高放废物的产生； 加强其它可再生能源如聚变能、太阳能的开发与利用。 在聚变能实际应用之间，一方面得加大铀矿探查力度，另一方面应大力发展先进的核能系统，以保证核能的可持续发展。 目前的乏燃料处理方式 目前正在实施的乏燃料处理方式有两种，即"一次性通过"方式和"后处理"方式。 "一次性通过"方式 "一次性通过"方式，是指将乏燃料元件经长时间冷却、包装后，整体作为废物送入建于深地层中的永久贮存库进行最终处置。该种核废物最终处置方式 的概念比较简单，而且费用可能较低、核扩散的风险小，但是大量的核资源（铀和钚）被埋入地下，天然铀利用率很低。同时，由于乏燃料中包含了所 有的放射性核素，其中部分核素放射性强、发热量大、毒性大、半衰期长，需要将它们与人类生存环境长期、可靠地隔离。但这些核素要在深地质处置 过程中衰减到低于天然铀矿的放射性水平，需要10万年以上（见图9-10中的曲线1）。由于深地质层地质环境的复杂性、各种包装材料的可靠性等因素 影响，这种处置方式对环境安全的长期威胁极大，公众的认可度低。 "一次性通过"方式采用的是高放废物地质处置，这是一个极其复杂的系统工程，它涉及工程、地质、水文地质、化学、环境安全等众多学科领域，是集 基础、应用、工程等学科为一体的综合性的攻关项目。 自美国科学家1950年提出高放废物地质处置的设想到现在已经有近60年的历史，"地质处置"已从原来的概念设想、基础研究、地下实验研究，进入到处 置库场址预选，少数国家如芬兰、美国、中国已确定场址的阶段。尤其在过去10年，高放废物地质处置研究已取得重要进展。但至到现在世界上仍没建 成一个高放废物地质处置库，全球的高放废物仍保存在暂存库中。 后处理方式 与"一次性通过"方式相比，"后处理"技术已在工业规模上证明其安全有效性。它从20世纪70年代以来已经在若干国家成功运行，并且其技术还在不断改 进中。 目前乏燃料的后处理主要采用普雷克斯流程（Purex流程）。采用该流程，可将乏燃料中的U、Pu提取出来进行再循环，以充分利用铀资源，而长寿命 裂变产物和次锕系元素进入高放射性废液，通过水泥固化等技术将高放废物做成稳定的固化块如硅硼酸盐玻璃，送深地质层永久贮存库进行处置。 尽管目前的后处理方式可实现U、Pu的再循环，但长寿命裂变产物和次锕系元素仍留在高放射性废液中，在深地质处置时仍需与地质圈隔离106年才能 达到环境放射性水平。也就是说，目前的后处理方式仍没解决高放废物带来的环境问题。 建立先进的核燃料循环体系，保证核能的可持续发展 从图9-10中曲线2可知，玻璃固化废物中含有所有的次锕系元素（MA）和长寿命裂片元素（LLFP）是目前后处理中高放废物放射性毒性的主要来源， 若将其从高放废物中分离出来，则所制得的玻璃固化废物存放1000年后，其放射性毒性即可降至天然铀矿水平。如果再将分离出的MA和LLFP通过嬗变 使之转变成短寿命或稳定核素，则可将核能生产给环境可能造成的放射性危害减到很低的程度（图9-10曲线3）。同时，在MA嬗变过程中所释放的能量 也可以利用，从而进一步提高铀资源的利用率。由此，形成了先进的燃料循环体系概念（见图9-11）。 "先进燃料循环"体系是指将热堆燃料循环与快中子堆或加速器驱动系统（Accelerator-driven system，ADS）结合，在实现U、Pu的闭路循环的同时，实 现MA及LLFP的嬗变。 与现有的燃料循环体系相比，先进燃料循环体系中燃料循环过程将进一步简化，可在满足快堆燃料循环要求的前提下采用"一循环"Purex流程，在低FP 去污因子下将U和Pu同时从乏燃料中分离出来，制成快堆用混合氧化物燃料，再利用快堆将238U增殖为易裂变的239Pu，从而使得铀的利用率高、核电 经济性更好（投资费用减少1/2～1/3）、防核扩散能力更强（低FP去污）。同时，由于燃料循环过程中产生的MA、LLFP将在快堆或ADS中燃烧或嬗 变，以减少其长期放射性危害，保证环境安全。因此，先进燃料循环体系还具有核废物产生量小等特点。建立先进的燃料循环体系是实现核能可持续发 展的必要条件。 需要注意的是：尽管"先进燃料循环"体系极大地消除了长寿命核素的放射性危害，但最终仍不可避免地会产生需要地质处置的废物。 从上面的论述可知，先进燃料循环体系是建立在先进的乏燃料后处理技术和先进的核反应堆或加速器驱动系统上的。其中分离是先进燃料循环体系的关 键。 发展先进后处理技术