迅雷会员老冰棍:我国核能开发的必要性、开发的现状、可能出现的环境影响、控制及应急方案 。

核能的开发与利用

核能的利用分两大类即核裂变和核聚变。它们都能放出巨大能量。一个铀235核分裂变能为2亿电子伏特；一个氘核和一个氘核聚合成一个氨核释放出的核聚变能为1760万电子伏特；而一个碳原子燃烧生成一个二氧化碳分子释放出的化学能仅为4.1电子伏特。以相同质量的反应物的释能大小作比较，核裂变能和核聚变能分别是化学能的250万倍和1000万倍，1千克铀235相当于2500吨煤，1千克氘相当于1万吨煤。

核电站和核裂变能

核裂变能指较重的原子核如铀核、钚核在分裂成较轻原子核的过程。

核电站和原子弹是核裂变能的两大应用，两者机制上的差异主要在于链式反应速度是否受到控制。核电站的关键设备是核反应堆，它相当于火电站的锅炉，受控的链式反应就在这里进行。核反应堆有多种类型，按引起裂变的中子能量可分为：热中子堆和快中子堆。热中子的能量在0.1eV（电子伏特）左右，快中子能量平均在2eV左右。目前大量运行的是热中子堆，其中需要有慢化剂，通过它的原子与中子碰撞，将快中子慢化为热中子。慢化剂目前用的是水、重水或石墨。堆内还有载出热量的冷却剂，目前冷却剂有水、重水和氦等。根据慢化剂和冷却剂和燃料不同，热中子堆可分为轻水堆（用轻水作慢化剂和冷却剂稍加浓铀作燃料）、重水堆（用重水作慢化剂和冷却剂稍加浓铀作燃料）和石墨水冷堆（石墨慢化，轻水冷却，稍加浓铀），轻水堆又分压水堆和沸水堆。

压水堆电站以低浓铀作燃料，以在一回路中流动的高压不沸腾水作冷却剂兼慢化剂。在压水堆中，核燃料被制成燃料棒，集束组合成燃料元件，紧密排列成堆芯。运行时，裂变放出的中子飞入慢化剂（水）减速为热中子，再飞回核燃料内引起裂变。冷却剂（水吸收核裂变释放的能量，沿一回路流出堆外，在蒸汽发生器中把能量传给二回路水，使其变成高温高压蒸汽，推动汽轮发电机发电。反应速度由控制棒控制，它由能强烈吸收中子的材料如镉和硼做成，通过调节控制棒插入堆芯的深度实施控制。

热中反应堆是一种安全、干净都达到要求的经济能源，在目前以及今后一段时间内它将是发展核电的主要堆型。

然而，热中子反应堆所利用的燃料铀235，在自然界存在的铀中只占0.7%，而占天然铀99.3%的另一种同位素铀238却不能在热中子的作用下发生裂变，不能被热中子堆所利用。自然界中的铀储量是有限的，如果只能利用铀235，再有30年同样会面临铀235匮缺的危险。因此人们把取得丰富核能的长远希望，寄托在能够利用铀235以外的可裂变燃料上。于是，快中子增殖反应堆便应运而生。

如果核裂变时产生的快中子，不像轻水堆时那样予以减速，当它轰击铀238时，铀238便会以一定比例吸收这种快中子，变为钚239。铀235通过吸收一个速度较慢的热中子发生裂变，而钚239可以吸收一个快中子而裂变。钚239是比铀235更好的核燃料。由铀238先变为钚，再由钚进行裂变，裂变释出的能量变成热，运到外部后加以利用，这便是快中子增殖堆的工作过程。

在快中子增殖堆内，每个铀235核裂变所产生的快中子，可以使12至16个铀238变成钚239。尽管它一边在消耗核燃料环239，但一边又在产生核燃料钚239，生产的比消耗的还要多，具有核燃料的增殖作用，所以这种反应堆也就被叫做快中子增殖堆，简称快堆。

快堆使用直径约1米的由核燃料组成的堆芯，铀238包围着堆芯的四周，构成增殖层，铀238转变成钚239的过程主要在增殖层中进行。堆芯和增殖层都浸泡在液态的金属钠中。因为快堆中核裂变反应十分剧烈，必须使用导热能力很强的液体把堆芯产生的大量热带走，同时这种热也就是用作发电的能源。钠导热性好而且不容易减慢中子速度，不会妨碍快堆中链式反应的进行，所以是理想的冷却液体。反应堆中使用吸收中子能力很强的控制棒，靠它插入堆芯的程度改变堆内中子数量，以调节反应堆的功率。为了使放射性的堆芯同发电部分隔离开，钠冷却系统也分一次回路和二次回路。一次回路直接同堆芯接触，通过热交换器把热传给二次回路。二次回路的钠用以使锅炉加热，产生483℃左右的蒸气，用以驱动汽轮机发电。 快中子增殖堆几乎可以百分之百地利用铀资源，所以各国都在积极开发，现在全世界已有几十座中小型快堆在运行。标志着快堆得到大量应用的日期已为时不远

快中子增殖堆使铀资源的利用率扩大了几十倍，是核动力工程的发展方向。20世纪末世界上最大的快中子增殖堆电站是法国的"超凤凰"电站，装机容量120万千瓦。此外，热中子增殖堆也受到注意，它能把钍232转变成为铀233这样一种自然界不存在新的裂变燃料。原子能发电的能量密度大，燃料用量少，发电综合成本低，正常运行时对环境的污染远比火力发电对环境的污染小，是一种较成熟的强大的新能源，由于采取多重保护、多道屏障、纵深设防的设计原则，核电站一般不会发生事故，特别是发生严重事故的可能性极小。

由于核动力的燃料是核燃料（铀或钚），相比于煤或石油的优点是无空气污染，无漏油等问题。它的缺点是存在放射性污染，因此为了保证安全，要求由反应堆所产生的放射性废物应与环境隔离，不让它进入生态环境。目前国内外公认比较好的处理技术是深部地层埋藏，即将燃烧完的放射性废物进行玻璃固化后，将其埋藏于数百米深的岩层中。

首先在深部岩层中开挖洞室，将玻璃固化体装入不锈钢容器内，然后把容器放入洞室中，周围填充膨润土材料进行密闭，阻止万一情况下发生的放射性物质向周围的扩散和转移。

2000年世界核电发展概述

1942年12月2日，第一座核反应堆首次实现自持的链式反应,宣告人类社会进入了"原子能时代"。1954年，第一座核电站建成。经过50年的发展，核电已成为30多个国家（大多数为发达国家）能源组成中不可忽略的部分。到1985年底，世界上已投入使用的核电站反应堆共374座，装机容量近2.5亿千瓦，核发电量约占世界总电量的15%。截至2000年底，全世界正在运行的核动力堆共有438座，总装机容量为351兆千瓦，所提供的电力的16%。法国核电占总电力的74.6%，比利时56.8%，瑞典39%，日本33.8%，德国30.6%，英国22%，美国20%，中国为1.2%。

2000年内在四个国家有6座新的核电机组投入了商运，在十个国家还有31座核电机组仍在继续建造。日、韩、俄、印等国的能源计划中，核电将进一步得到发展。

我国的核能和平利用概况
核电

到目前为止，中国大陆正在运行和建设的共有11台核电机组，其中7台核电机组在运行，总装机容量为540万千瓦，核电占全国总供电量的1%以上。正在建设的还有4台机组的总装机容量为330万千瓦。

在中国第九个五年计划期间（1996-2000年），中国核电进入了小批量建设阶段，每年都有一个新项目开工。秦山二期、岭澳、秦山三期、田湾，这四个项目8套机组在2002年至2005年相继建成，部分机组目前已投入商业运行。到2005年，我国核电在役装机容量将达到870万千瓦，核发电量将占全国总发电量的3%左右。

秦山一期核电站：位于浙江省海盐县境内，它是我国自行设计、建造的第一座核电站，该电站于1985年3月主体工程正式开工，1991年12月15日并网发电。它的建成是我国核工业历史上一个新的里程碑，它结束了我国大陆无核电的历史。秦山一期核电站属原型堆，它采用压水堆堆型，设计电功率为30万千瓦。工程总体设计及核岛工艺和主设备设计全部由国内设计院承担，核电站大部分设备由国内供货，土建及安装施工完全由国内单位承担。电站自1994年投入商业运行以来，综合性能逐年提高。

大亚湾核电站：是我国第一座成套进口的大型商用核电站，它位于广东省深圳市东部的大鹏半岛上，西南距香港市中心约50公里，西距深圳市中心约45公里，便于向粤港两个电网输送电力。该电站装有两座电功率为90万千瓦的三环路压水堆核电机组，采用法国成熟的标准系列CPY型的改进型M310反应堆。1987年8月电站主体工程正式开工，1994年两台机组先后建成投产。大亚湾核电站年发电量约130亿度，电力70%供香港，30%供广东。2001年，大亚湾两台机组上网电量达143.65亿千瓦时，为历史最好水平，大亚湾核电站有六项指标（负荷因子、专设安全系统性能、热性能、燃料可靠性、化学指标、集体剂量）达到或接近国际先进水平。

秦山二期核电站：是继秦山一期核电站后，由我国自行设计、自主建造的又一座核电站。该电站设计装机容量为两台60万千瓦机组，反应堆为压水堆堆型，核岛采用两个环路，每个环路按电功率30万千瓦设计。秦山二期核电站于1996年6月开工建设，1号机组于2002年4月15日比原计划提前47天投入商业运行，2号机组正处于设备安装阶段，将于2004年投产运行。秦山二期采用了“以我为主，中外合作”的建设方针，在借鉴吸收国外成熟技术的同时，自主化、国产化达到比较高的水平。与同期建设的国外引进核电站相比，投资有较大的降低。秦山二期的建设模式，为我国今后核电的发展提供了十分宝贵的经验。该电站的建成，对缓解华东地区的电力需求，优化电力结构具有一定的作用。

秦山三期核电站：位于浙江省海盐县，与秦山一期核电站、秦山二期核电站工程毗邻，它是中加两国政府和平利用原子能的合作项目，是中国境内建造的第一座重水堆核电站，同时也是迄今为止，中加合作最大的工程项目。该电站采用加拿大成熟的CANDU6核电技术，由加拿大原子能有限公司（AECL）总承包，从加拿大引进两台70万千瓦级重水堆机组。为降低造价及充分利用中方资源，中方承担了部分工作。秦山三期核电站工程于1998年6月8日开工建设，工程进展顺利，目前1号机组已投产，2号机组组也将于2003年投产。

岭澳核电站：距大亚湾核电站仅1公里，是广东地区继大亚湾核电之后，建设的第二座大型商业核电站。它是在大亚湾核电站基础上的改进，并加大了自主化和国产化的力度。岭澳核电站主体工程于1997年5月15日开工建设，2002年5月28日1号机组正式投入商业运行，2号机组于2003年1月8日投产运行。岭澳核电站项目是广东建造的第二座大型商用核电站，与大亚湾核电站相比，机组技术性能有所改进，设备国产化、管理自主化有较大的提高，为我国自主建造核电站积累了经验。

田湾核电站：位于江苏省连云港市，是我国“九五”期间重点核电工程项目之一，是根据中俄两国政府签订的协议合作建设的大型核电项目。田湾核电站总装机容量为2´ 1060MWe，电站设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80%，年发电量为140亿千瓦·小时。该电站选用的俄罗斯ASE-91型核电机组，是以WWER—1000/320型系列核电机组的设计、建造和运行经验为基础并吸收西方压水堆的改进技术而完成的改进型设计。

田湾核电站于1999年10月20日开工建设，目前，工程已进入安装调试阶段，1号机组将在2004年6月建成投产，2号机组将在2005年建成投产。

核燃料循环工业

随着核电事业的发展，我国的核燃料工业有了进一步发展。在军工时期我国已形成了从铀矿地质勘查、铀矿采冶、铀同位素分离、核燃料元件制造、乏燃料后处理直至核废物处理与处置等完整的核燃料循环工业体系，改革开放二十年来，在与国际广泛交流的基础上，我国陆续引进和开发了先进的技术和工艺，在核燃料生产的几个主要环节上实现了更新换代，对提高产品质量、降低生产成本发挥了重要的作用。
地质勘查已为国家提交了相当数量的铀资源储量。可地浸砂岩型矿床勘查初见成效，并显示出了良好的前景；
初步形成了以地浸、堆浸和原地爆破浸出工艺为主的铀矿采冶生产格局。地浸、堆浸产量份额达到60%以上，大幅度降低了铀矿采冶成本，提高了铀资源利用率；铀同位素分离已实现扩散法向离心法过渡，到2001年底，离心法分离功能力可达到每年1000吨；"十五"期间，铀同位素分离生产能力能够满足我国核电站的需要；
核燃料组件制造生产线为核电站提供了合格的燃料组件，基本实现了300兆瓦、600兆瓦、1000兆瓦三种容量等级的压水堆核燃料组件的国产化，现已具备年产150吨以上燃料组件的能力；重水堆核燃料组件生产线也正在建设中；
动力堆乏燃料后处理的中间试验厂将于2003年建成，设计能力为日处理100公斤乏燃料；
中、低放固体和液体废物已开始处理和处置，中低放废物处置场已经建成并投入运行，高放废物处理的科研工作取得进展。
核能技术开发

我国在先进压水堆、快中子增殖堆、高温气冷堆和低温供热堆方面开展了如下工作：
"九五"期间，开展了以固有安全系统技术及数字化仪控系统技术为核心的先进压水堆核电站关键技术的开发研究，为跟踪和赶上世界核电先进技术创造了一些基本条件；
在快中子增殖堆技术方面，65MWt中国实验快堆正在建设中，预计2005年底达到临界；
5MWt低温核供热堆早在1989年就建成，200MWt低温核供热堆已批准立项；
10MWt高温气冷实验堆装置已于2000年底建成，为开展相关技术研究提供了试验基地。
同位素和辐射技术应用
经过四十多年的发展，同位素与辐射技术在工业、农业和医学等领域得到了广泛的应用，已具有一定规模和水平。"九五"末期，同位素与辐射加工总产值已达150亿元，总体科技水平已接近当今国际先进水平。
存在的主要问题
回顾我国核能和平利用产业走过的历程,有很多宝贵的经验，但也存在一些重要的问题，主要表现为：由于缺乏长远发展规划的指导，核电技术与设备国产化进展缓慢；核能和平利用的产业规模与水平落后于发达国家；基础研究和技术开发的资金匮乏，设施装备落后，人才流失严重，关键技术上与国外存在较大的差距。

中国核能之父

1947 年卢鹤绂第一个在美国物理杂志上发表了题为“关于原子弹的物理学”的文章，被誉为世界上“揭露原子弹秘密的第一人”。

他所测定的锂六锂七的同位素丰度比的精确值也被收录于国际同位素表， 并迄今为世人沿用。他发明了“卢鹤绂不可逆方程”,为理论物理界所大力推崇。

核聚变能

核聚变是两个轻原子核(如氢)聚合成一个较重的核，从而释放出巨大的能量。利用核聚变，人们已经制造出了比原子弹威力更大的氢弹，氢弹是炸性(无控)核聚变。要使核聚变释放出的巨大的能量转变为电能，即实现核聚变发电。也必须对 核聚变实行人工控制，使其按照人们的需要有的序地进行，这就是受控核聚变，自50年代科学家提出受控核聚变设想以来，已取得许多重要成果。

受控核聚变比受控核袭变要困难得多、复杂得多，由于带电核之间的静电排斥力非常强，只有使两个粒子或其中的一个粒子具有很高速度9很高的温度）才能克服静电斥力使它们靠近，而发生核反应。再考虑具体情况，受控核聚变必须具备以下3个条件：(1)足够高的点火温度，需要几千万摄氏度甚至几亿摄氏度的高温；(2)反应装置中的气体密度要很低，相当于常温常压下气体密度的几万分之一；(3)充分约束，能量的约束时间要超过1秒钟。1991年11月9日，位于英国的联合欧洲核聚变环形装置实验室的科学家们使用氢的同位素氘 氚混合燃料，成功地进行了一次受控核聚变试验，这次试验温度达2亿摄氏度，约束时间持续了2秒，经40种不同的检查，证明是一次成功的、真正的核聚变。除欧共体外，美国普林斯 顿大学的托卡马克核聚变反应堆(TFTR)，法国和日本的大型托卡马克装置，均在进行着类似的研究和试验。目前，激光技术的发展和进步，使高温点火问题获得解决，世界上最大的激光器输出功率已达100万亿瓦，足够点燃核聚变之用。此外，利用超高频微波加热法也可达到点火温度。

核聚变主要原料是氢（H）、氘（D）和氚（T）。由于4个氢核聚合成一个氦这个反应速度太慢，不适合在地球上反应，所以一般不考虑。D-D反应是首选的聚变反应。氘又叫重氢。较易从海水中提取，氘在地球的海水中藏量丰富，多达40万亿吨，如果全部用于聚变反应，释放出的能量足够人类使用几百亿年，而且反应产物是无放射性污染的氦。另外，由于核聚变需要极高温度，一旦某一环节出现问题，燃料温度下降，聚变反应就会自动中止。又因为每时每刻只有一丁儿氘聚变，没有失控危险。也就是说，聚变堆是次临界堆，绝对不会发生类似前苏联切尔诺贝利核（裂变）电站的事故，它是安全的。因此，聚变能是一种无限的、清洁的、安全的新能源。

聚变的第一步是要使燃料处于等离子体态，即进入物质第四态。等离子体是一种充分电离的、整体呈电中性的气体。在等离子体中，由于高温，电子已获得足够的能量摆脱原子核的束缚，原子核完全裸露，为核子的碰撞准备了条件。当等离子体的温度达到几千万摄氏度甚至几亿度时，原子核就可以克服斥力聚合在一起，如果同时还有足够的密度和足够长的热能约束时间，这种聚变反应就可以稳定地持续进行。等离子体的温度、密度和热能约束时间三者乘积称为“聚变三重积”，当它达到1022时，聚变反应输出的功率等于为驱动聚变反应而输入的功率，必须超过这一基本值，聚变反应才能自持进行。由于三重积的苛刻要求，受控核聚变堆要等到21世纪中叶。

受控热核聚变能的研究分惯性约束和磁约束两种途径。惯性约束是利用超高强度的激光在极短的时间内辐照靶板来产生聚变。磁约束是利用强磁场可以很好地约束带电粒子这个特性，构造一个特殊的磁容器，建成聚变反应堆，在其中将聚变材料加热至数亿摄氏度高温，实现聚变反应。20世纪下半叶，聚变能的研究取得了重大的进展，托卡马克类型的磁约束研究领先于其它途径。

托卡马克是前苏联科学家于上世纪60年代发明的一种环形磁约束装置。美、日、欧等发达国家的大型常规托卡马克在短脉冲（数秒量级）运行条件下，做出了许多重要成果。等离子体温度已达4.4亿度；脉冲聚变输出功率超过16兆瓦；Q值（表示输出功率与输入功率之比）已超过1.25。所有这些成就都表明：在托卡马克上产生聚变能的科学可行性已被证实。但这些结果都是在数秒时间内以脉冲形式产生的，与实际反应堆的连续运行仍有较大的距离，其主要原因在于磁容器的产生是脉冲形式的。

受控热核聚变能研究的一次重大突破，就是将超导技术成功地应用于产生托卡马克强磁场的线圈上，建成了超导托卡马克，使得磁约束位形的连续稳态运行成为现实。超导托卡马克是公认的探索、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的途径。目前，全世界仅有俄、日、法、中四国拥有超导托卡马克。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120秒条件下，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。

1984年，我国在西南物理研究院，建成了中型托卡马克装置——中国环流器1号，10多年来也取得了许多实验成果。2002年新年伊始，中国科学院等离子体物理研究所传出激动人心的好消息枣HT－7超导托卡马克实验再次获得重大突破，实现了在低杂波驱动下电子温度超过500万摄氏度、中心密度大于每立方米1.0×1019、长达20秒可重复的高温等离子体放电；实现了电子温度超过1000万摄氏度、中心密度大于每立方米1.2×1019、超过10秒的高参数等离子体放电。在离子伯恩斯波和低杂波协同作用下，实现放电脉冲长度大于100信能己约束时间、电子温度2000万摄氏度的高约束稳态运行；最高电子温度超过3000万摄氏度。中科院院长路甬祥院士、副院长白春礼院士和我国著名聚变物理学家霍裕平院士分别给等离子体所发去贺电，希望等离子体所的聚变科学家们能够再接再厉，为中科院的知识创新工程、为中国的新能源事业做出更大贡献。

最好看看 中国核现状