中国核工业集团,核电知识全集

背景资料：国际原子能机构

国际原子能机构是一个同联合国建立关系，并由世界各国政府在原子能领域进行科学技术合作的机构。

1954年12月，第九届联合国大会通过决议，要求成立一个专门致力于和平利用原子能的国际机构。1956年10月26日，来自世界82个国家的代表举行会议，通过了旨在保障监督和和平利用核能的国际原子能机构规约。1957年7月29日，规约正式生效。同年10月，国际原子能机构召开首次全体会议，宣布该机构正式成立。

国际原子能机构的宗旨是谋求加速扩大原子能对全世界和平、健康及繁荣的贡献，确保由机构本身，或经机构请求，或在其监督管制下提供的援助不用于推进任何军事目的。

国际原子能机构规定，任何国家只要经过机构理事会推荐和大会批准，并交存对机构规约的接受书，即可成为该机构的成员国。截至2009年2月，国际原子能机构共有146个成员国。国际原子能机构总部设在奥地利维也纳，组织机构包括大会、理事会和秘书处。大会由全体成员国组成，每年举行一次。理事会是决策机构，由35个国家的代表组成，每年举行四次会议。秘书处为执行机构，由总干事领导。总干事由理事会任命，大会批准，任期4年。国际原子能机构自成立以来，在保障监督领域，已与140多个国家和地区组织签订了全面保障监督协定及单项保障协定，核武器国家也分别与其缔结了自愿保障协定。

现任国际原子能机构总干事巴拉迪1942年6月出生于埃及，1997年12月首次出任国际原子能机构总干事，2001年获得连任。2005年9月26日，国际原子能机构第49届大会再次批准了该机构理事会对巴拉迪继续出任下一届总干事的任命。

推进核电规模发展必须重视提高单堆机组安全水平

林诚格、易湘红

一、随着核电机组大量增加，核风险随之增大。这个非定量的叙述可以为大众理解。所以为了保持和降低总的核风险，就要提高单堆机组的安全水平。

二、应用概率论与数理统计知识，可以对群堆的安全水平进行定量的分析。

1、方法一[1]：

假设两个独立的事件A和B，他们各自发生的概率分别为P（A）和P（B）。我们可以计算出发生A事件或B事件的概率为：

P(A或B)=P(A)+P(B)-P(A和B)

=P(A)+P(B)-P(A)P(B) …公式(1)

如果是A、B、C三个独立事件,则

P(A或B或C)=P(A)+P(B)+P(C)-P(A和B)-P(A和C）

-P(B和C)+P(A和B和C）…公式(2)

对于n个独立事件E1，E2，……En，则

P(E1或E2或……或En)

=

n -

-1

n n

+

∑∑

-

=

-

+

=+

=

2

2

1

11

)

(

n

i

n

i

j

n

j

k

Ek

Ej

Ei

P和

和

+…

…-(-1)N P(E1和E2和……和En) …公式(3)如果P(E1)=P(E2)= ……=P(En)=p

当概率p很小，且np<<1时，则

P（E1或E2或……或En）≈np …公式(4)

定义是不发生Ei 的状态,即P （）=1-P （Ei ）, 则有 P （至少有一个Ei 发生）=1-P （无Ei 发生）=1-P （E 和E

…）

=1-P(

E )P(E ) …P()=1-{[1-P(E1)][1-P(E2)] …

[1-P(En)]} 如果P(E1)=P(E2)= ……=P(En)=p, 则

P(至少有一个Ei 发生)=1-(1-p)N …公式(5) 2、方法二[2]：

定义 设将试验独立重复进行n 次，每次试验中，事件A 发生的概率均为p ，则称这n 次试验为n 重贝努里试验。若以X 表示n 重贝努里试验事件A 发生的次数，则称X 服从参数为n,p 的二项分布。记作X~B （n,p)分布律为：,...,1,0(,)

1(}{n k p p k X P k n k k n C =-==-

至少发生一次的概率等于1减去一次也不发生的概率（也就是发生零次的概率），即P{X ≥1}＝1－ P{X ＝0}=1-(1-p) N ，与公式(5)完全一致。二项分布的数学期望为np.

3、应用概率论与数理统计知识对核电机组安全性的定量分析。

(1) 计算堆芯熔化概率为10-4，100个堆一年发生事故的概率[3]

由于n=100,p=10-4,np<<1, 可直接应用公式(4), 得出P=np=0.01/年。

如应用公式（5）, 同样P{X ≥1}＝1-(1-p) N =0.01/年 (2) 计算堆芯熔化概率为10-4，1000个堆一年发生事故的概率

当n=1000时, P{X ≥1}＝1-(1-p) N =0.095，仍然可以用np 来进行近似计算。

(3) 计算堆芯熔化概率为10-4， 1万堆年左右发生事故的概率。当n=7000时, P{X≥1}＝1－ P{X＝0}=1-(1-p) N =0.5034

当n=10000时, P{X≥1}＝1－ P{X＝0}=1-(1-p) N =0.6321

当n=20000时, P{X≥1}＝1－ P{X＝0}=1-(1-p) N =0.8647

也就是接近一万堆年时，发生严重事故的可能性就比较大了。

不同的n和p值的事故概率表

参考资料:

[1] NUREG-0492, Fault Tree Handbook, USNRC, January,1981.

[2]盛骤等,概率论与数理统计，第三版，浙江大学, 2001年12月.

[3] 林诚格, 国际核电安全的发展历史对我国发展核电的影响，核电，2007年2月.

核电站专业名词：核岛（NI）

核电站由核岛（NI）、常规岛（CI）和辅助配套设施（BOP）组成，其中核岛是指核电站安全壳内的核反应堆及有关系统的统称，功能类似于常规电站的“锅炉岛”，其特殊性主要体现在两个方面：一是利用核能生产蒸汽，二是针对放射性风险配置了特殊的安全设施。核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统等。

核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及相连接的系统所组成。一回路中的冷却剂（高温高压的水流）将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽。在一回路水中加入硼酸用来控制反应性的慢变化，稳压器维持压力的稳定并补偿冷态和热态时的体积变化，相联的化学和容积控制系统维持水量，调节冷却水硼酸浓度控制反应堆的反应性，对水进行净化处理除去裂变产物和腐蚀产物，在冷却剂中加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。当一回路发生失水时，反应堆安全注射系统就作为安全给水系统，通过这几部分的协同工作保证堆芯的冷却，并使反应堆停堆。核反应堆停堆后，余热冷却系统带走燃料元件因裂变产生的热量。

安全壳喷淋系统由两条独立的管线与喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。当发生失水事故时，密封安全壳内的压力和温度升高，喷淋系统的主要作用是降低安全壳内的压力和温度，喷淋水中含有碱用以除去放射性碘。

辅助系统主要由以下六个部分组成：设备冷却水系统、反应堆腔室和废燃料冷却系统、辅助给水系统、通风和空调系统、压缩空气系统，以及放射性废物处理系统。

核岛设备，包括核电站反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主管道、主泵、堆内构件、控制棒驱动机构等。国内制造企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司、哈尔滨电站设备集团公司、中国第一重型机械集团、中国第二重型机械集团、四川三洲川化机核能设备制造有限公司等。国内生产核岛辅助设备的企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司以及部分起重机、泵、阀、容器等制造企业。国内企业参与核岛设备制造起步较晚，主要设备的制造能力与供货质量与国外企业相比有较大的差距，目前，国内运行及在建核电站的重要核级泵和阀门大多需要进口。

国外生产核岛设备的生产制造企业主要有：法国的阿海珐公司、阿尔斯通公司，美国西屋公司，日本的东芝公司、三菱公司，韩国斗山重工等。

核电站专业名词：反应堆安全屏障核电站安全的基本目标是，确保公众和厂区工作人员在所有运行工况下受到的辐射照射保持在适当的规定限值之内；在事故工况下受到的辐射保持在可接受的限值之内。为了实现这一基本目标，保证充分的安全性，核电站设计必须满足下列总的安全要求：提供手段以确保在所有运行工况下，在事故工况期间和之后能实现安全停堆并维持安全停堆状态、从堆芯排除余热；提供手段以减少可能的放射性物质释放，确保在运行工况期间和之后的任何释放不超过规定的限值，同时，确保在事故工况期间和之后的任何释放不超过可接受的限值。为此，核电站设计中设置了四道反应堆安全屏障。

第一道屏障——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——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——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——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。

核电站专业名词：纵深防御

核电站为我们生产大量电力的同时也会产生大量我们所不希望的放射性，为了保护电站工作人员和电站周围居民的健康，核电站始终坚持“质量第一,安全第一”的原则。“纵深防御”这一概念就是核电站消防设计应遵循的基本原则。

目前，大多数核电站的设计、建造和运行都是遵守纵深防御的原则，从设备和措施上提供多层次的重迭保护，确保反应堆的功率能得到有效的控制，燃料组件能得到充分冷却，放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。“纵深防御”包括以下五道防线：

第一道防线：精心设计,精心施工，确保核电站的设备精良。建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培养，使得人人关心安全，人人注意安全,防止发生故障。

第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障；

第三道防线：必要时启动由设计提供的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故；

第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大，保护安全壳厂房；

第五道防线：万一发生极不可能发生的事故，并且有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划,努力减少事故对居民的影响。

有了以上互相依赖、相互支持的各道防线，核电站就非常安全了。

核燃料铀的提取——浸出

核能作为目前最清洁的一种能源，在其发展过程中，我们必须从矿石中提取铀—一种能够发生核裂变并产生核聚能的金属，而铀在矿石中含量是相当低的。铀在地球上的平均含量比较低，且很分散，这就要求我们不能像火法冶金一样，直接从矿石中提取，必须进行湿法冶金——其中包括浸出、分离、纯化、浓缩、沉淀等多个工序，制取发展核能所必须的铀制剂。因此首先必须针对矿石的特性进行浸出，将大多数无用的杂质分离出来。浸出就是用化学试剂将与众多矿物伴生的矿石中的有用组分—铀转化为可溶性化合物，并选择性地溶解出来，得到含金属铀的溶液，实现铀组分与杂质组分的分离过程。

随着核电的发展，需要愈来愈多的铀作为核反应堆的核燃料，因此我们要从各种不同铀矿石中采取浸出的方法提取铀，来获得我们所需要铀产品，这也是制取核燃料的第一步。接着通过离子交换或萃取的方法制取铀的化合物，并通过沉淀的方法制取铀的浓缩物，然后通过纯化、氧化还原制取铀的氧化物，再通过冶金制取铀金属，最后制成我们所需要的核燃料。

这里所提到的浸出就是将含有溶剂的水溶液，例如酸溶液或碱溶液等，直接与矿石按一定的比例进行搅拌混合接触，使之在矿石中的铀有选择性地溶解在含有酸、碱的水溶液中，而与其它不溶解的矿物进行分离，得到含有绝大部分的铀而只含有极少部分溶解的其它矿物成分的水溶液，从而实现铀与其它矿物的分离。

浸出技术经过长期的发展，特别是我国核工业经历几十年的发展，产生许多不同的浸出的方式和方法。浸出过程根据固液接触方式和形式是多种多样的。

影响浸出效率的高低取决于许多因素，其中最主要的就是我们所常说的浸出六大因素的研究：

1）矿石的粒度；2）浸出液固比；3）浸出试剂的浓度；4）浸出时的温度；5）浸出时间的长短；6）氧化剂的用量。

浸出的机理主要是当含有浸出剂（如硫酸或碱）的溶液与含有铀的矿物接触时，溶液中的溶剂不断地通过矿石中孔隙向铀矿物表面扩散，当溶液中的溶剂与所要取得的铀矿物接触时，铀矿物就不断地扩散到溶液中与溶剂进行结合生成新的化合物，同时含有溶解铀的溶剂也不断地向矿物外的溶液中扩散，此时进入溶液中的铀矿物即是我们所要取得的目标物——铀化合物。

目前，无论是按浸出技术还是按浸出过程分类，我们所常采用的方法有搅拌浸出、堆浸、地浸（包括爆破浸出）、渗滤浸出、流态化浸出、薄层浸出。但是目前回收核燃料铀最主要采用的方法有搅拌浸出、堆浸、地浸。其它方法应用的范围比较窄，如爆破浸出只适应于硬岩铀矿石和矿石储量比较小的矿床。

搅拌浸出顾名思义就是磨细的矿石与浸出剂在槽中进行充分地搅拌混合。铀矿石的搅拌浸出是指将矿石破磨成粉状——一般情况下矿石破磨到-100目到-200目左右——与浸出剂在搅拌槽中进行混合，在强化浸出条件下（如增加温度、提高浸出剂浓度、选择适当的浸出剂种类、延长搅拌浸出时间、提高搅拌速度等六大条件）通过搅拌所进行的浸出方式。其搅拌方式有机械搅拌（如机械搅拌槽）与空气搅拌两种（如巴丘克搅拌槽）。

搅拌浸出原理：搅拌浸出也是固液传质的过程，通过磨细的物料增大固相的接触表面，使被包裹的铀矿物充分地暴露出来，从而增大了铀与浸出剂的接触几率，同时在搅拌条件下，强化固相表面铀浸出剂的更新几率，不断保持铀表面浸出剂在比较高的浓度下，保证固液表面的浸出剂有比较大的浓差，从而达到提高浸出率的目的。

影响搅拌浸出效率的因素有：矿石粒度；浸出剂的浓度；浸出液固比；氧化剂；浸出温度；浸出时间等等。

搅拌浸出适合于各种不同类型的铀矿石，根据矿石性质，可选择酸法浸出和碱法浸出。但搅拌浸出水冶厂的建设周期长，投资大，生产成本高，特别是磨矿费用在搅拌浸出中占有很大的比重，对某些矿石的固液分离也是一个比较难的问题。因此在上世纪80年代到90年代，为了简化流程，节省投资，一般不采用搅拌浸出。目前从节省国家资源的角度出发，为了充分利用有效资源，我们又在开始进行搅拌浸出的研究。一般在矿石铀含量比较高的情况下，大多采用搅拌浸出。虽然它的磨矿费用和固液分离费用所占的比重较高，但由于铀的回收率比其它几种浸出方法的浸出率高出近10%以上，所以搅拌浸出仍然是浸出铀的首选方式。

搅拌浸出的示意图如图1所示：

图1搅拌浸出示意图

堆浸是堆置浸出法的简称，是指将稀的化学溶剂喷洒到预先堆置好的矿石堆上，有选择性地溶解（浸出）矿石中的目标成分——铀，使铀形成离子或络合离子并使之转入溶液，以便进行进一步的提取或回收。堆浸的矿石仅需粗碎即可，根据情况一般仅需破碎到-5~-8mm，如果浸出性能比较好，有时可能只要破碎到-10mm左右即可，而溶液在矿堆中总是处于非饱和流状态的流动。

堆浸法的原理：借助于喷洒于矿堆上含有化学溶剂的水溶液流经矿堆时，缓慢流动的处于非饱和流状态的溶液，经过矿石孔隙与矿石表面接触，易溶解的铀即溶解在溶液中，这样永远保证固液相表面溶剂有比较大的浓差。

堆浸常用的浸出剂是硫酸，适合于处理氧化条件好的次生矿，对于含有硫化物和铁含量比较高的矿石还可结合细菌浸出，以减少浸出剂的用量。另外，堆浸的时间较长，自然环境的氧化作用可以满足一定要求，一般不需加氧化剂或者只需要很少的氧化剂。

矿堆的构筑一般为2000到4000吨矿石构成一堆，有时一堆高达5000吨，高度一般在2.5米到3米，喷淋强度一般在30~50升/m2?h，大多数每天24小时均匀喷淋，一堆喷淋在一个半月左右，即可以达到将铀完全浸出的目的，虽然渣品位一般比搅拌浸出高一些，但是浸出率可以基本上保持在70~75%左右。对于边缘品位的矿石和其它一些品位比较低的铀矿石足以达到目的。

与搅拌浸出相比，堆浸有较多的优点：

1）投资少，成本低；

2）省去了能耗大的细磨和固液分离工序，简化了工艺过程；

3）灵活性大，适合于处理偏远地区的小矿点；

4）矿堆可在地表，也可设在井下，尾渣返回充填，减少了环境污染，

5）堆浸只适用于不适合进行搅拌浸出的贫矿、表外矿、尾弃矿等。

但堆浸的浸出速率低，浸出效率低，很难达到水冶厂的浸出效果，更加不适合于处理难浸矿石和非氧化矿，另外还要求有适宜的气候条件。一般情况下浸出率比搅拌浸出低10%左右，如果对于含量较高的铀矿石使用堆浸则对资源是一个较大的浪费。因此对于难处理的矿石，对于气候恶劣的地区以及对于比较富裕的矿不采用堆浸的方法，只对那些边缘矿、比较贫的矿和废弃的尾矿进行适当的处理以回收有用的资源。

与堆浸法类似的还有槽式渗滤浸出。它是将浸出剂与矿石一起置于一个槽内，在常温下浸泡数次，以达到浸出铀的目的。槽浸可使用较高的浸出剂浓度，浸出时间相对堆浸要短一些。

图2 堆浸示意图

图3 槽式渗滤浸出示意图

核电站设备专业名词：蒸汽发生器

蒸发器（evaporator）是指通过加热使溶液浓缩或从溶液中析出晶粒的设备，主要由加热室和蒸发室两部分组成。加热室向液体提供蒸发所需要的热量，促使液体沸腾汽化；蒸发室使气液完全分离。加热室中产生的蒸气带有大量液沫，到了较大空间的蒸发室后，这些液体借自身凝聚或除沫器等的作用得以与蒸气分离。通常除沫器设在蒸发室的顶部。

蒸发器按操作压力分常压、加压和减压3种。按溶液在蒸发器中的运动状况分有：

①循环型。沸腾溶液在加热室中多次通过加热表面，如中央循环管式、悬筐式、外热式、列文式和强制循环式等；

②单程型。沸腾溶液在加热室中一次通过加热表面，不作循环流动，即行排出浓缩液，如升膜式、降膜式、搅拌薄膜式和离心薄膜式等；

③直接接触型。加热介质与溶液直接接触传热，如浸没燃烧式蒸发器。蒸发装置在操作过程中，要消耗大量加热蒸汽，为节省加热蒸汽，可采用多效蒸发装置和蒸汽再压缩蒸发器。蒸发器广泛用于化工、轻工等部门。

核电站设备专业名词：反应堆压力容器反应堆压力容器（reactor pressure vessel）是安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳，是压水堆核电站中的关键设备，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点，而且是不可更换的设备，必须保证其在核电站40年寿命期内绝对安全可靠。

反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内进行，它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。

反应堆压力容器分为钢和预应力混凝土两类。钢压力容器可用于各种类型的核反应堆，预应力混凝土压力容器成功地用于气冷堆，正在探索用于其他类型的核反应堆。

目前，我国只能生产60万千瓦级压水堆核电站的反应堆压力容器。一重集团和上锅分别为恰希玛一期工程和秦山二期工程提供了一台反应堆压力容器；岭澳二期和秦山二期扩建工程的反应堆压力容器将分别由东方电气集团和一重集团承担供货任务。中广核集团与一重集团联手，积极推进百万千瓦级反应堆压力容器的国产化，预计在2010年辽宁红沿河核电一期工程将率先采用我国自主制造的核反应堆压力容器。

欧美等国家百万千瓦级核反应堆压力容器的生产已经比较成熟，主要生产厂家有法国的法玛通、日本的三菱、韩国的斗山等。

核能知识：反应堆的固有安全性

在由于某些原因从外部引入反应性，使中子通量增加（核燃料、冷却剂温度上升）的情况下，反应堆本身具有防止核反应失控的工作特性。我们称这种特性为固有的安全性。固有特性来自反应堆本身所具有的负反应性温度效应、空泡效应、多普勒效应、氙和钐的积累和核燃料的燃耗等。

反应堆内各部分温度升高而再生系数K变小的现象称为负反应性温度效应，对反应堆的稳定性和安全性起决定作用。

反应堆冷却剂中，特别是在沸水堆中产生的蒸汽泡，随功率增长而加大，从而造成相当大的负泡系数，使反应性下降，这个效应叫空泡效应，有利于反应堆运行的安全。多普勒效应是指裂变中产生的快中子在慢化过程中被核燃料吸收的效应。它随燃料本身的温度变化而有很大的变化。特别重要的是这种效应是瞬时的，当燃料温度上升时，它马上就起作用。

在裂变产物中积累起来的氙和钐是对反应堆毒性很大的元素，这两种元素很容易吸收热中子，使堆内的热中子减少，反应性也下降。

一般说来，反应堆长期运行之后，反应性要下降，这是由于燃料的燃耗加深而引起的。

以上这些效应，一般都有利于反应堆运行的安全，但在一定的条件下，也有不利的一面。

在轻水堆情况下，有三个效应是起作用的。第一，由于燃料温度的上升，铀－238吸收中子的份额增加，从而使反应性有很大的下降（负反应性），是多普勒效应起了作用；第二，轻水慢化剂温度升高，其密度变小，中子与慢化剂碰撞的机会减少，中子慢化效果降低，反应性减小，负反应性温度效应起了作用；第三，轻水冷却剂温度升高，就产生气泡，其道理与第二点相同。由于中子泄漏增加，使反应性有很大下降，这就是所谓的空泡效应。

在气冷堆的情况下，由于多普勒效应的作用，燃料给出了负的温度效应。另一方面，因为气冷堆的功率密度低，石墨的热容量大，所以当发生事故时，堆芯温度上升慢，二氧化碳冷却剂的密度低，即使在冷却剂丧失的情况下，对反应性几乎也没有什么影响，功率仍将继续上升，这时，要靠快停堆系统来控制。

核能及其机理

1. 原子的组成

原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。

2. 原子核的结构

原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。

3. 同位素

质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。

4. 核能

在50多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2—3个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。

原子弹就是利用原子核裂变放出的能量起杀伤破坏作用，而核电反应堆也是利用这一原理获取能量，所不同的是，它是可以控制的。

5. 轻核聚变

两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。

氢弹是利用氘氚原子核的聚变反应瞬间释放巨大能量起杀伤破坏作用，正在研究受控热核聚变反应装置也是应用这一基本原理，它与氢弹的最大不同是，其释放能量是可以被控制的。

6．铀的特性及其能量的释放

铀是自然界中原子序数最大的元素，天然铀由几种同位素构成:除了0.７1％的铀-235（235是质量数）、微量铀-234外，其余是铀-238，铀-235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的2700000倍。也就是说1克Ｕ-235完全裂变释放的能量相当于2吨半优质煤完全燃烧时所释放的能量。

7. 核能如何释放

核能的获得主要有两种途径，即重核裂变与轻核聚变。Ｕ-235，有一个特性，即当一个中子轰击它的原子核时，它能分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2—3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量。

如果有一个新产生的中子，再去轰击另一个铀-235原子核，便引起新的裂变，以此类推，这样就使裂变反应不断地持续下去，这就是裂变链式反应，在链式反应中，核能就连续不断地释放出来。

8. 核聚变能量的释放

与铀相同数量的轻核聚变时放出的能量要比铀大几倍。例如1克氘化锂（Ｌi-6）完全反应所产生的能量约为1克铀-235裂变能量的三倍多。实现核聚变的条件十分苛刻，即需要使氢核处于几千万度以上高温才能使相当的核具有动能实现聚合反应。

9. 核电站是清洁的能源

目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体造成的“温室效应“，将使地球气温升高，会造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排放这些有害物质，不会造成“温室效应“，与火电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态环境等。

在国外核电站的周围有人居住、游泳、放牧牛羊、钓鱼，有的核电站位于大城市附近，有的位于游览区。核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相比，更有利于保护环境。

10．核电站是经济的能源

世界上有核电国家的多年统计资料表明，虽然核电站的比投资高于燃煤电厂，但是，由于核燃料成本显著地低于燃煤成本，以及燃料是长期起作用的因素，这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂。

11．核能是可持续发展的能源

世界上已探明的铀储量约490万吨，钍储量约275万吨。这些裂变燃料足够使用到聚变能时代。聚变燃料主要是氘和锂，海水中氘的含量为0.034克/升，据估计地球上总的水量约为138亿亿立方米，其中氘的储量约40万亿吨，地球上的锂储量有2000多亿吨，锂可用来制造氚，足够人类在聚变能时代使用。按目前世界能源消费的水平，地球上可供原子核聚变的氘和氚，能供人类使用上千亿年。因此，有些能源专家认为，只要解决了核聚变技术，人类就将从根本上解决了能源问题。

世界核电发展的基本态势

文/陈肇博（国家核电技术公司独立董事）

世界核电基本情况

世界核电起源于五十年代，在七十年代和八十年代发展达成高峰。上世纪八十年代后期，三里岛事件和切尔诺贝利事件，以及核废料处置问题引进关注，世界核电发展几近停滞；九十年代以来，核电技术先进国家积极开发更为安全和更为经济的三代核电站，满足URD和EUR的要求，取得了重大的进展。如美国西屋公司的AP1000和AREVA的EPR，以及GE公司的ABWR等。核废料的有效处置技术得到进步。

截至2007年9月底，世界共有439台核电机组在运行，总装机容量为

3.72亿千瓦。共有34台机组在建，总装机容量为0.278亿千瓦。

2007年世界有核电国家和地区核电装机容量（单位：MW）

美国第一，接近100GW，其次为德、法、日等。中国仅有8.5GW，占世界第11位。2006年世界核电发电总量为2.66万亿千瓦时。法国的核电发电量占全国总发电量的78%，美国占19%，中国仅为1.9%。

安全是核电发展的生命线。在对正在运行的二代机组进行延寿的同时，世界各国新近开工建设的核电项目，基本上是更为安全和先进的三代核电机组。目前已经开发出ABWR、ESBWR、EPR、AP1000、APR1400、APWR1600等三代核电堆型。

中国核电的基本情况

到目前为止，我国共有11台核电机组并网发电，总装机容量近900万千瓦；在建的机组8台，容量780万千瓦。

经过20多年的发展，中国在核电技术的研究开发、工程设计、设备制造、工程建设、运营管理等方面，具备了相当的基础、实力和新鲜经验。

2006年底，中国发电装机容量已达622GW。但核电所占比例非常低，仅占1.9%。

目前中国电力装机总量和发展需求：

图表数据来自国家开发银行专家委员会《2005－2030年电力需求预测及发展

战略研究》