如果从1951年美国在一台快中子增殖反应堆上进行最早的核动力发电算起，世界上核电发展已经走过了60年辉煌而艰难曲折的历程。许多的经验教训值得回味和总结，尤其是日本福岛核电站事故发生后，核电站已不再是专业人士争议的热点，更成为普通民众关注的焦点。试想，如果不是因为这次事件，谁会关心分布在国内的几十座已建和在建核电站；又有谁能知晓中国第一座快中子反应堆其实就坐落在北京。为此，本刊约请中国原子能科学研究院的方锦清研究员撰文，介绍核电的来龙去脉以及若干人们关注的热点问题。
核电站的工作原理
核电站是利用核反应产生电能的装置，即把核裂变或核聚变反应所释放的能量转变为电能从而用来发电。迄今世界上能够商业运行的核能发电站都是利用核裂变反应而发电，商用核聚变反应发电目前尚未实现，但它是未来核能的奋斗目标。
核电站与火力发电站的最大不同是：以核反应堆来代替火力发电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生链式核反应这种特殊形式的“燃烧”来产生所需要的热量。核反应产生的热量来加热水使之变成水蒸汽，这样就可以把核能转变成热能；而水蒸汽通过管路进入汽轮机，来推动汽轮发电机发-电，这样就把热能转变成为电能。由此可见，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其最大的奥妙主要在于核反应堆。
核反应堆又叫原子反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控裂变链式反应的装置。并不是所有元素都可以用作核燃料，一般使用的是放射性重金属元素铀、钚或钍。
早在20世纪30年代科学家就已发现：当铀235的原子核-受到外来中子轰击时，原子核会发生裂变，吸收1个中子后分裂成2个质量较小的原子核，同时放出2～3个中子。这种裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此反应不断地持续进行下去，称为核裂变的链式反应。依靠链式反应在核反应堆里产生了大量热能，利用循环水或利用其他物质作为热载体，把热量导出去就可用来发电。如果热量无法带走，那反应堆就会因过热而烧毁，导致发生日本福岛核电站那样的严重事故。
由此可知，核反应堆最基本的组成是：核燃料和热载体。但是只有这两个条件还无法工作，这是由于反应堆内链式反应所产生的高速中子会大量飞散，必须设法把中子减速下来，以增加与原子核碰撞的机会。为此，要求把核反应堆设计成能够按照人的意愿决定其工作状态，也就是必须采取有效的设施来实现可控目的。此外，铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须采取十分可靠的防护和严格的安全措施。总而言之，核反应堆的合理结构应该也必须具备五大要素：核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。
核反应堆的类型
核电站中的反应堆设计具有多样性，不同类型的核反应堆相应形成不同的核电站。可以利用以下几个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水(即普通水)。下面就是迄今国际上核电站常用的几种核反应堆型。
压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。
沸水堆是以沸腾轻水作为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷能力强等优点。它们都需使用低富集铀作为核燃料。
重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然-铀作为核燃料。重水堆分压方容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。
前景看好的快堆
现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀235，而天然铀将近99.3％是难裂变的铀238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％～2％。但在快堆中，铀238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％～70％，也可使核废料产生量大大降低。
快堆的原理是这样的，在堆芯燃料钚一239的外围再生区里放置铀238，钚-239发生裂变反应时放出来快中子，铀238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变，铀238很快被转变成钚239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀238转变成可用的燃料钚239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。
早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月宣布：由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆达到首次临界，中国由此成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。
快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料可实现闭合式循环。国际上普遍认为，发展和推广快堆，可从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。对于快堆未来发展，中国拟采取三步走的发展战略，即实验快堆一示范快堆一大型商用快堆。中国示范快堆的建造，还将为中国铀钚混合燃料制造技术的发展提供良好的契机，并继续推动中国先进核能体系的建立。
反应堆不是原子弹
有人把核反应堆与原子弹混为一谈，其实，反应堆与原子弹完全是两回事，因为两者的设计、构造和部件完全不同。原子弹是一种不可控的自持链式反应装置，需要使用可迅速形成临界体积的高纯易裂变材料——铀-235(浓度至少95％)或钚。触发链式反应快速进行，以致未等介质散开就积聚了大量能量。爆炸的剧烈程度取决于这种能量的积聚。例如，投在长崎的原子弹是一个中空的钚球，靠合理安排的炸药形成临界体积，达到临界体积后才发生原子弹爆炸。反应堆则是一种人工控制的自持链式反应装置。反应堆里装的是天然铀或低浓度铀(2％～5％)，以致很难达到临界。反应堆里的核反应是一种平缓的核反应，不存在能使能量积聚到“爆炸”的紧箍器件或压力容器，当然也没有专门引爆的中子注入部件，因此完全不具备原子弹爆炸的基本条件。
日本福岛第一核电站1号、3号机组相继发生的是氢气爆炸，事故的原因是反应堆堆芯产生的水蒸气外泄至容器外，在反应堆丧失冷却剂事故时，燃料棒未被冷却剂液体浸没而处于裸露状态，导致持续升温，直到温度超过核燃料管锆合金的熔点，以致发生堆芯熔化，于是高温锆合金包壳跟堆体里面存留的水发生剧烈化学反应，产生了氢气，氢气泄漏出堆体，积聚到厂房里面，和建筑物内的氧气发生剧烈反应，导致爆炸。爆炸摧毁了连接堆体的管道，管道里面有长期积累的放射性物质，结果造成了核污染。新一代的核电站及其安全性
核电站发展至今，已历经四代。第一代核电站属于原型堆核电站，主要目的是为了通过实验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。
20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，目前世界上商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，被称为第二代核电机组。在美国三里岛核电站和前苏联切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，安全性和经济性都有了不同程度的提高。不过，核电专家们仍对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往外释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。
通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站被称为第三代核电站。目前，世界上技术比较成熟、可以据此建造第三代核电机组的设计，主要有美国的AP1000(压水堆)和ABwR(沸水堆)，以及欧洲的EPR(压水堆)等型号，它们发生严重事故的概率比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。
中国有13台第二代核电机组正在运行发电，未来重点放在建设第三代核电机组上。目前，中国第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，将有4套第三代APl000压水堆核电机组。预防和缓解堆芯熔化成为第三代核电站设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站近期事故中暴露出来的弱点。我国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。
第四代核能系统概念最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出。2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛”，拟于2～3年内定出相关目标和计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统(Gen-IV)。第四代核能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：钠冷快堆系统，铅合金冷却快堆系统，气冷快堆系统，超高温堆系统，超临界水冷堆系统和熔盐堆系统。
核电站选址至关重要
从核安全的角度来看，核电站选址最关键，必须考虑到公众和环境免受放射性事故所引起的过量辐射影响，同时要考虑到突发的自然事件或人为事件对核电站的影响，所以，核电站必须选在人口密度低，易隔离，与经济发达地区距离较远的地方。不仅该地没有断裂带通过，而且要求核电站数千米范围内没有活动断裂，周边100千米海域、50千米内陆，历史上没有发生过6级以上地震。对于日本来说，由于法国克律亚斯核电站的冷却塔采用了风力涡轮机，它还是世界上仅有的两座具有隔震系统的核电站之一。太平洋构造板块及其他几个板块的向西移动，导致其向亚洲板块之下俯冲，从而会在这一带引发大地震和火山活动。日本就处于四个地质板块的交界处，是俯冲带的边缘，也是全球构造运动最活跃的地区。专家早已警告过，日本福岛核电站选址和布局存在着令人提心吊胆的严重问题，结果不幸被言中了。
由于核电站运行中产生了巨大热量，核电站的选址必须靠近水源，最好是靠海，这也是大型核电站都建在海边的一个重要原因，并且靠海还可以解决大件设备运输问题。万一发生危险，在平的海岸线和放射物均匀发散的情况下，污染陆地面积只是内陆核电站的一半。但是建在海边有利的同时也多出一个风险，就是海啸或者台风带来大浪的可能。通常会建设防波堤来抵御巨浪的冲击。但是防波堤只能抵御一定程度的冲击，如果是比较大的海啸的话，像日本这次17多米高的排山倒海般的海啸，防波堤则无能为力，不可避免地产生十分严重的后果。
内陆地区核电选址要更加慎重，因为内陆地区的水源全部为淡水，并且几乎所有的大江大河都直接向周边城市供应生活用水，在这种情况下建设核电站，一旦发生泄漏事故，后果不堪设想。
“本质安全”才是真的安全
核电安全一直是公众最关注的一个问题。这里要强调的是，必须通过科学技术进步，不断地提高和完善核电站的所谓“本质安全水平”，也就是不要靠人，因为人是最容易犯错误的，而是靠核电站本身的设计和设施来杜绝事故发生。
核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则，从设备、措施上提供多等级的重叠保护，以确保核电站对功率能有效控制，对燃料组件能充分冷却，对放射性物质能杜绝泄漏。纵深防御原则一般包括五层防线。第一层防线：精心设计、制造、施工，确保核电站有精良的硬件环境。建立周密的程序，严格的制度，对核电站工作人员有高水平的教育和严格的培训，有完备的软件环境；第二层防线：加强运行管理和监督，及时正确处理异常情况，排除故障；第三层防线：在严重异常情况下反应堆正常的控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差错造成事故；第四层防线：发生事故情况时，启用核电站安全系统包括各外设安全系统加强事故中的电站管理，防止事故扩大，保护反应堆厂房安全壳；第五层防线：万一发生事故并伴有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划，减轻事故对周围居民和环境的影响。
按照纵深防御的原则，目前的设计在核燃料和外部环境之间设置了四道屏障。第一道屏障：核燃料放在氧化铀陶瓷芯块中，并使得大部分裂变产物和气体产物95％以上保存在芯块内；第二道屏障：燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒，具有足够的强度且在高温下不与水发生反应；第三道屏障：压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20厘米以上的钢质耐高压系统中，避免放射性物质泄漏到厂房内；第四道屏障：反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁，厚近100厘米，内表面加有O.6厘米的钢衬，可以防御来自内部或外界的飞出物，防止放射性物质进入环境。
核电站配置的外设安全系统主要有以下几个：①隔离系统，用来将反应堆厂房隔离开来，主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门，收集厂房内泄漏物质将其过滤后再排出厂外。②注水系统，在反应堆可能“失水”时，向堆芯注水，以冷却燃料组件，避免包壳破裂。注入水中含有硼，用以制止核链式反应。注水系统使用压力氮气，在无电流和无人操作情况下在一定压力下可自动注水。⑨事故冷却器和喷淋系统，用来冷却厂房以降低厂房的压力。在厂房压力上升时先启动空气冷却，再进一步可以启动厂房喷淋系统，将冷水或含硼水喷入厂房，以降热和降压。
万一发生了核外泄事故，应启动应急计划。应急计划的内容主要包括：疏散人员，封闭核污染区(核反应堆及核电站)，清除核污染，以保证人身安全和环境清洁。
乏燃料的处理
所谓乏燃料，就是从反应-堆里烧过的核燃料，又称辐照核燃料。据估计，全世界每年卸出的乏燃料约有1万吨。由此提出了对乏燃料如何进行科学处理和有效管理的问题。
乏燃料并不是核废料，因为它还含有丰富而宝贵的核素，其中包括未用完的可增殖材料铀238或钍-232，未烧-完的和新生成的易裂变材料钚239、铀-235或铀-233，以及核燃料在辐照过程中产生的少量的超铀元素镎237、镅-241、锔-242等，另外还有裂变产物元素锶-90、铯137、锝-99，以及贵金属(铑、钯)等，这些都是可应用的同位素。
乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是对目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。后处理是对乏燃料中所含的96％的有用核燃料进行分离并回收利用，其余产物经固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变。这是一种闭路核燃料循环，其特点是铀资源利用率提高，减少了高放射性废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。
如果把乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，虽然概念简单、费用低且无高纯钚产生，降低了核扩散风险，但缺点是广东岭澳核电站岭澳核电站二期4号机组反应堆压力容器废物放射性及毒性高，延续时间可长达几百万年。
乏燃料的后处理一般经过以下几个环节。一是冷却贮存。刚从反应堆卸出的乏燃料，具有强放射性且继续释放出热量，要放到反应堆四周的深水池中冷却至少半年以上：二是通过水法或干法技术，把上述有用的元素提炼出来，剩下的才是真正的核废料；三是固化处理。将具有高放射性的核废物与熔融的玻璃混合，凝聚成质地坚硬、性能稳定的固体，再封装在专门的不锈钢桶内；四是深埋处理。把固化好的废物桶放到人烟稀少、地质结构稳定、没有地下水的废矿或岩层深处，保证几万年或更长时间不会泄露到环境中。
一般压水堆核电站乏燃料中铀235为0.8％～1.3％，比天-然铀中的铀235的含量0.71％还高。另外还有新生的可裂变物质钚一239。通过后处理可从乏燃料中回收有用的铀和钚，再制成二氧化铀或二氧化钚，返回核反应堆使用，大大提高铀资源的利用率。据专家测算，将后处理得到的铀和钚返回压水堆中使用可节省天然铀30％左右。后处理还可以使放射性废物减容和降低毒性。后处理不仅可显著地减少需长期深地质层处置的核废物体积，而且可使最终废物的放射性毒性大幅度降低。
能源格局中的核电
目前，全球近90％的一次能源消费依赖石油、天然气、煤炭三大化石型能源。大量使用煤、石油等化石燃料所引起的环境问题越来越引发人们的关注和忧虑，所以，世界各国都在竭力发展洁净能源，以替代化石燃料。目前洁净能源类型包括核电、风能、太阳能、水电、地热能等。核电凭借资源丰富，环境污染低，已成为国际能源领域的热点。
高效率、高清洁的核能将在能源格局中扮演越来越重要的角色。首先，核能发电不会造成空气污染，因为它不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中；其次，核燃料能量密度比起化石燃料高几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座百万千瓦级的核能电厂一年只需30吨的铀燃料，一次航行的飞机就可以完成运送：第三，核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本不易受到国际经济情势影响，故发电成本较其他发电方法更为稳定。
据国际研究机构的预测，到2030年全球的核电发电量实现翻倍。美国能源部2007年宣布，美国将兴建32座核能发电厂;俄罗斯计划在2020年前建造40台核电机组；英国于2008年1月决定恢复建设核电站：中国目前正在制定中国核电发展民用工业规划，预计到2020年中国电力总装机容量为9亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的4％，即中国核电在2020年时将为3600～4000万千瓦。也就是说，到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。
根据国际原子能机构的数据，目前全世界正在运行的核电站有439座(2007年9月统计数)，全世界核电总装机容量约为3.7亿千瓦，核电年发电量占世界发电总量的17％。2007年核电发电量占全国总发电量25％以上的国家和地区共16个，其中法国和立陶宛的核电份额均超过60％。中国目前已有秦山核电站、秦山二期核电站及扩建工程、秦山三期核电站、大亚湾核电站、岭澳核电站一期、田湾核电站一期等核电站投入运营，另有12家正在建设的核电站和25家筹建中的核电站，中国在建的核电规模已经在世界上名列第一位。照此速度，到2020年中国核电装机很可能会达到8000万千瓦，在世界上排第二位，从而成为一个名副其实的核电大国。
与核电的优势并存的是不容忽视的核能风险。核电站会产生高低阶放射性废料，或者是使用过的核燃料，虽然所占体积不大，但因具有放射性，故必须特别慎重处理。从切尔诺贝利到福岛，人类仅有的两次达到国际评价标准7级的核事故，留给人们的是惨痛的回忆和高昂的代价。所以各国都必须接受这些深刻的教训，提高千万倍警惕!
核电未来发展的方向
核电的未来发展方向是实现受控核聚变。所谓核聚变，就是由较轻的原子核聚合成较重的原子核而释放出能量。实际上，真正洁净环保且资源丰富的是未来的核聚变能。最常见的是由氢的同位素氘(重氢)和氚(超重氢)聚合成较重的原子核(如氦)而释放出能量。核聚变比核裂变具有两大优势。第一，地球上蕴藏的核聚变燃料远比核裂变燃料丰富得多，每升海水中含有0.03克氘，这样地球上仅在海水中就有45万亿吨氘。1升海水中所含的氘，经过核聚变可提供相当于300升汽油燃烧后释放出的能量。因此，核聚变能是真正取之不尽用之不竭的能源。第二，核聚变能既干净又安全。由于它不会产生污染环境的放射性物质，所以是洁净的；而且受控核聚变反应可在稀薄的气体中持续地稳定进行，因此它的运行也是安全的。
从20世纪50年代开始，国内外都在一直在探索核聚变能，目前提出了不少核聚变方法。因为需要把聚变燃料加热到上亿摄氏度高温才可能发生核聚变，就像氢弹的爆炸那样，但是和平利用核聚变则需要能量缓慢释放，才能利用热能发电。问题的关键是，没有任何一种容器能承受上亿摄氏度的高温。科学家最早提出的一种方法是“托卡马克”型磁场约束法，它是利用强大电流所产生的强大磁场，把等离子体约束在很小范围内以实现核聚变的条件。中国科学院等离子体研究所建立了世界上首个全超导托卡马克装置“东方超环”(EAST)。核工业西南物理研究院自行设计和研制的受控核聚变实验装置“中国环流器一号”和“中国环流器二号”都已经投入运行，与国际上先进水平同步发展。
惯性约束法是实现核聚变的另一种方法，它是把几毫克的氘和氚的混合气体或固体，装入直径约几毫米的小球内。从外面均匀射入激光束或粒子束，球面因吸收能量而向外蒸发，受它的反作用，球面内层向内挤压，类似于喷气飞机气体往后喷而推动飞机前飞一样。因为反作用力是一种惯性力，靠它使气体约束，所以称为惯性约束。小球内气体受挤压而压力升高，并伴随着温度的急剧升高，当温度达到所需要的几十亿摄氏度点火温度时，小球内气体便发生爆炸，并产生大量热能。这种爆炸过程时间只有几个皮秒(1皮等’于1万亿分之一)。如果每秒钟内能够发生三、四次这样的爆炸且不断地持续下去，所释放出的能量就相当于百万千瓦级的发电站。目前主要的问题是现有的激光束或粒子束所能，达到的功率离所需要的还差几十倍、甚至几百倍。
据估计，到21世纪后半叶核聚变能才可能具有商业应用的价值。这样，如何更有效地发展洁净裂变核能仍是21世纪面临的十分重要的课题。核裂变能仍将是21世纪的主要能源，第三次世界能源革命的总趋势是，到2050年，核电(主要指核裂变能)发电量将占世界总发电量的50％左右。
值得注意的是核电发展的另一个方向——强流加速器驱动次临界放射性洁净核能系统。针对前面指出的核裂变能的弊端和现状，1993年西欧核子中心诺贝尔奖获得者鲁比亚领导的一个小组提出关于能量放大器获得干净核能的新设想，即强流加速器驱动的放射性洁净核能系统。该系统的基本思想是：利用强流质子加速器产生的质子束与靶相互作用，产生大量快中子以驱动次临界反应堆来获得能量增益。它可以克服常规核电的弊端，构成了新的更安全、更干净、更便宜的洁净核能系统。其最大特点是把20世纪最重要的两大核装置：粒子加速器与核反应堆两者巧妙地结合起来，用以克服常规核电的弊病，解决常规核电产生武器级的核燃料、铀资源利用率低以及产生超临界事故等严重缺点。因此，该设想_经提出就引起核能界的极大兴趣，被认为是解决大量放射性废物、降低深埋储藏风险的最具潜力的工具。国际上已经把它作为未来放射性洁净核能一个重要研究方向。
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庞云
