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來源：互聯(lián)網(wǎng)

核反應(yīng)堆（英語：nuclear reactor），是一種通過控制核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)將核能轉(zhuǎn)化為熱能的裝置，其堆芯燃料采用鈾-235等可裂變材料。相對于核武爆炸瞬間所發(fā)生的失控鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，在反應(yīng)堆之中，核變的速率可以得到精確的控制，其能量能夠以較慢的速度向外釋放，供人們利用。核反應(yīng)堆可用于發(fā)電和核動力，來自核裂變的熱量被傳遞到工作流體（水或氣體），而工作流體又通過蒸汽輪機(jī)，它們要么驅(qū)動船舶的螺旋槳，要么轉(zhuǎn)動發(fā)電機(jī)的軸。核電產(chǎn)生的蒸汽原則上可用于工業(yè)過程加熱或區(qū)域供熱，一些反應(yīng)堆用于生產(chǎn)醫(yī)療和工業(yè)用同位素，或用于生產(chǎn)武器級钚[bù]。

核反應(yīng)堆由堆芯、冷卻劑、慢化劑、反射層、控制與保護(hù)系統(tǒng)、反應(yīng)堆壓力容器、屏蔽系統(tǒng)和輻射監(jiān)測系統(tǒng)等組成。按反應(yīng)堆的發(fā)展來劃分，可將核反應(yīng)堆分為四代。第一代為原型堆，其目的在于驗(yàn)證核電設(shè)計技術(shù)和商業(yè)開發(fā)前景；第二代為技術(shù)成熟的商業(yè)堆，目前在運(yùn)的核電站絕大部分屬于二代堆；第三代為符合URD或EUR文件要求的核電站，其安全性和經(jīng)濟(jì)性均較第二代有所提高，屬于未來發(fā)展的主要方向之一；第四代反應(yīng)堆強(qiáng)化了防止核擴(kuò)散等方面的要求，目前處在原型堆技術(shù)研發(fā)階段。根據(jù)燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊的設(shè)計需要等因素可建造成各類型結(jié)構(gòu)形式的反應(yīng)堆。國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）確定了六種重點(diǎn)研發(fā)堆型分別為：水冷反應(yīng)堆、氣冷反應(yīng)堆、快堆、熔鹽反應(yīng)堆、小型模塊化反應(yīng)堆。

自20世紀(jì)50年代以來，裂變反應(yīng)堆的相關(guān)技術(shù)早已成熟，但對于聚變反應(yīng)堆的開發(fā)至今仍處于探索階段。2000年1月，在美國能源部的倡議下，美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷等十個國家聯(lián)合組成了“第四代國際核能論壇”（GIF），并于2001年7月簽署合約共同合作研究開發(fā)第四代核能技術(shù)。截至2023年，30個國家的400多座此類反應(yīng)堆提供了全世界約11％的電力。

工作原理

核電站的心臟是核反應(yīng)堆，核反應(yīng)堆是一個能維持和控制核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，從而實(shí)現(xiàn)核能熱能轉(zhuǎn)換的裝置。在核反應(yīng)堆中，將中子減速為熱中子使其更容易集中核燃料的原子核引起裂變的，物質(zhì)稱為慢化劑，或減速劑，將核裂變產(chǎn)生的熱量帶出反應(yīng)堆的介質(zhì)稱為冷卻劑，或載熱劑。

核裂變

核裂變是一個原子核分裂成兩個或多個更小的原子核并釋放能量的一種核反應(yīng)。例如，當(dāng)一個-235原子核被一個中子撞擊時，分裂成兩個更小的原子核，如一個原子核、一個原子核和兩個或三個中子。這些額外的中子將撞擊周圍其他鈾-235原子，這些鈾-235原子也將以倍增效應(yīng)分裂并產(chǎn)生額外的中子，從而在瞬間產(chǎn)生鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。

為了控制這種鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，需要慢化系統(tǒng)來減速中子，通過中子減速劑與吸收劑，來增加和降低反應(yīng)速率以控制反應(yīng)堆的輸出功率。每次反應(yīng)發(fā)生時，都有熱和輻射形式的能量釋放。釋放的熱可以在核電站被轉(zhuǎn)化為電，如同煤、天然氣和石油等化石燃料產(chǎn)生的熱被用于發(fā)電那樣。

熱能產(chǎn)生

反應(yīng)堆堆芯以多種方式產(chǎn)生熱量：當(dāng)這些原子核與附近的原子碰撞時，裂變產(chǎn)物的動能會轉(zhuǎn)化為熱能反應(yīng)堆吸收裂變過程中產(chǎn)生的一些伽馬射線，并將其能量轉(zhuǎn)化為熱量。

熱量是由裂變產(chǎn)物和被中子吸收激活的材料的放射性衰變產(chǎn)生的。即使在反應(yīng)堆關(guān)閉后，這種衰變熱源也會持續(xù)一段時間。

冷卻

核反應(yīng)堆冷卻劑（通常是水，但有時是氣體或液態(tài)金屬（如液態(tài)鈉或鉛）或熔鹽）通過反應(yīng)堆堆芯循環(huán)以吸收其產(chǎn)生的熱量。熱量從反應(yīng)器中帶走，然后用于產(chǎn)生蒸汽。大多數(shù)反應(yīng)堆系統(tǒng)采用冷卻系統(tǒng)，該系統(tǒng)與將要煮沸的水物理分離，為渦輪機(jī)產(chǎn)生加壓蒸汽，如壓水反應(yīng)堆。然而，在一些反應(yīng)堆中，汽輪機(jī)的水直接由反應(yīng)堆堆芯煮沸;例如沸水反應(yīng)堆。

反應(yīng)堆控制

經(jīng)常用的控制材料有鎘銀合金和金屬鉿，含硼的不銹鋼或者硼玻璃，這些材料可以做成棒狀，必要時在核反應(yīng)堆內(nèi)上下移動。控制棒主要是在需要快速調(diào)節(jié)功率和起停堆時使用，停堆時把它插進(jìn)核反應(yīng)堆里去，啟動堆時把它提出來。還有一種控制材料是硼酸，可以放進(jìn)冷卻水里。所以，當(dāng)需要使功率變化時，可以把硼酸加進(jìn)核反應(yīng)堆里，通過調(diào)節(jié)硼酸濃度，起到調(diào)整控制中子密度從而控制核反應(yīng)速率和堆功率的作用。

發(fā)電

裂變過程中釋放的能量會產(chǎn)生熱量，其中一些可以轉(zhuǎn)化為可用的能量。每次反應(yīng)發(fā)生時，都有熱和輻射形式的能量釋放。釋放的熱可以在核電站被轉(zhuǎn)化為電，如同煤、天然氣和石油等化石燃料產(chǎn)生的熱被用于發(fā)電那樣。利用這種熱能的一種常用方法是用它來煮沸水以產(chǎn)生加壓蒸汽，然后驅(qū)動蒸汽輪機(jī)轉(zhuǎn)動交流發(fā)電機(jī)并發(fā)電。

壽命

核電站的平均壽命通常設(shè)計在 30 到 40 年之間。一些人認(rèn)為，如果維護(hù)和管理得當(dāng)，核電站可以運(yùn)行長達(dá)80年或更長時間。然而，一些重要部件，特別是反應(yīng)堆容器和混凝土結(jié)構(gòu)，由于中子脆化和磨損而出現(xiàn)裂縫和裂縫時無法更換，從而限制了核電站的壽命。

反應(yīng)堆的歷史發(fā)展

早期的研究

奈辛（G.Ising）于1924年，維德羅（E.Wideroe）于1928年分別發(fā)明了用漂移管上加高頻電壓原理建成的直線加速器，由于受當(dāng)時高頻技術(shù)的限制，這種加速器只能將鉀離子加速到50keV，實(shí)用意義不大。但在此原理的啟發(fā)下，美國實(shí)驗(yàn)物理學(xué)家歐內(nèi)斯特·勞倫斯（E.O.Lawrence）1932年建成了回旋加速器，并用它產(chǎn)生了人工放射性同位素，為此1939年諾貝爾物理學(xué)獎被授予歐內(nèi)斯特·奧蘭多·勞倫斯，以表彰回旋加速器的發(fā)明和發(fā)展以及用它獲得的結(jié)果，特別是在人造放射性元素方面。這是加速器發(fā)展史上獲此殊榮的第一人。

1932年，美國科學(xué)家柯克羅夫特（J.D.Cockcroft）和愛爾蘭科學(xué)家歐內(nèi)斯特·沃爾頓（E.T.S.Walton）建造成世界上第一臺直流加速器——命名為柯克羅夫特-沃爾頓直流高壓加速器，以能量為0.4MeV的質(zhì)子束轟擊鋰靶，得到α 粒子和氦的核反應(yīng)實(shí)驗(yàn)，這是歷史上第一次用人工加速粒子實(shí)現(xiàn)的核反應(yīng)。1951年諾貝爾物理學(xué)獎聯(lián)合授予約翰·道格拉斯·考克羅夫特爵士和歐內(nèi)斯特·沃爾頓，以表彰他們在人工加速原子粒子嬗變原子核方面的開創(chuàng)性工作。

1933年美國科學(xué)家凡德格拉夫(R.J.Van de Graaff)發(fā)明了使用另一種產(chǎn)生高壓方法的高壓加速器——命名為凡德格拉夫靜電加速器。

1938年，德國人奧托·哈恩（Otto Hahn）和休特洛斯（Hutros）二人成功地使中子和鈾原子發(fā)生了碰撞。這項(xiàng)實(shí)驗(yàn)有著非常重大的意義，它不僅使鈾原子簡單地發(fā)生了分裂，而且裂變后總的質(zhì)量減少，同時放出能量。尤其重要的是鈾原子裂變時，除裂變碎片之外還射出2至3個中子，這個中子又可以引起下一個鈾原子的裂變，從而發(fā)生連鎖反應(yīng)。

1939年1月，用中子引起鈾原子核裂變的消息傳到美國哥倫比亞大學(xué)恩利克·費(fèi)米（Enrico Fermi）的耳朵里，他一聽到這個消息，馬上就直觀地設(shè)想了原子反應(yīng)堆的可能性，開始為它的實(shí)現(xiàn)而努力。恩里科·費(fèi)米組織了一支研究隊(duì)伍，對建立原子反應(yīng)堆問題進(jìn)行徹底的研究。

1942年12月2日曼哈頓計劃期間，費(fèi)米的研究組人員全體集合在美國芝加哥大學(xué)Stagger Field 的一個巨大石墨型反應(yīng)堆前面。這時由費(fèi)米發(fā)出信號，緊接著從那座埋沒在石墨之間的7噸鈾燃料構(gòu)成的巨大反應(yīng)堆里，控制棒緩慢地被拔了出來，隨著計數(shù)器發(fā)出了咔嚓咔嚓的響聲，到控制棒上升到一定程度，計數(shù)器的聲音響成了一片，這說明連鎖反應(yīng)開始了。這是人類第一次釋放并控制了原子能的時刻，這個反應(yīng)堆被命名為“芝加哥一號堆"（Chicago Pile-1）。

第一代核反應(yīng)堆

一代堆主要在20世紀(jì)50至60年代期間開發(fā)的原型堆和動力堆，也是從那時候開始，核電首次投入商業(yè)(民用)。而且由于是直接從軍用部署到商用，因此附加安全設(shè)計很少，僅有的一些顯然為軍民兩用。總體上，一代堆沒有(能動或非能動)專用安全裝置。

第二代核反應(yīng)堆

二代堆的投運(yùn)，主要始于20世紀(jì)60年代末。今天運(yùn)行的反應(yīng)堆，絕大多數(shù)是在上世紀(jì)60年代中期到本世紀(jì)初建設(shè)的。二代堆設(shè)計使用壽命一般為40年。一代堆與二代堆最大的不同，二代堆專門設(shè)計了能動安全裝置，而且原則上僅供民用。

在第二代核電技術(shù)高速發(fā)展期，平均17天就有一座核電站投入運(yùn)行，主要原因是在當(dāng)時石油危機(jī)的背景下，人們普遍看好核電。美、蘇、日和西歐各國均制定了龐大的核電規(guī)劃。美國成批建造了500至1100兆瓦的壓水堆、沸水堆，并出口其他國家；蘇聯(lián)建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型壓水堆；日本和法國引進(jìn)、消化了美國的壓水堆、沸水堆技術(shù)，其核電發(fā)電量均增加了20多倍。

1979年美國三里島核電站事故和1986年蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故催生了第二代改進(jìn)型核電站，其主要特點(diǎn)是增設(shè)了氫氣控制系統(tǒng)、安全殼泄壓裝置等，安全性能得到顯著提升。此前建設(shè)的所有核電站均為一代改進(jìn)堆或二代堆，如日本福島第一核電站的部分機(jī)組反應(yīng)堆。中國目前運(yùn)行的核電站大多為第二代改進(jìn)型。

第三代核反應(yīng)堆

上世紀(jì)90年代，為了解決三里島和切爾諾貝利核電站的嚴(yán)重事故的負(fù)面影響，世界核電業(yè)界集中力量對嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解進(jìn)行了研究和攻關(guān)，美國和歐洲先后出臺了“先進(jìn)輕水堆用戶要求”文件，即URD文件（utility requirements document）和“歐洲用戶對輕水堆核電站的要求”，即EUR文件（European utility requirements document），進(jìn)一步明確了預(yù)防與緩解嚴(yán)重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。國際上通常把滿足URD文件或EUR文件的核電機(jī)組稱為第三代核反應(yīng)堆。

第四代核反應(yīng)堆

第四代核能系統(tǒng)的發(fā)展目標(biāo)是增強(qiáng)能源的可持續(xù)性，核電站的經(jīng)濟(jì)競爭性、安全和可靠性，以及防擴(kuò)散和外部侵犯能力。第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）推薦的6種典型四代堆型分別為氣冷快堆（GFR）、鉛冷快堆（LFR）、鈉冷快堆（SFR）、熔鹽堆（MSR）、超臨界水冷堆（SCWR）和超高溫氣冷堆（VHTR）。

2000年1月，在美國能源部的倡議下，美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷等十個有意發(fā)展核能的國家，聯(lián)合組成了“第四代國際核能論壇”（GIF），于2001年7月簽署了合約，約定共同合作研究開發(fā)第四代核能技術(shù)。根據(jù)設(shè)想，第四代核能方案的安全性和經(jīng)濟(jì)性將更加優(yōu)越，廢物量極少，無需廠外應(yīng)急，并具備固有的防止核擴(kuò)散的能力。高溫氣冷堆，熔鹽堆，鈉冷快堆就是具有第四代特點(diǎn)的反應(yīng)堆。

2011年，面向國家能源安全與可持續(xù)發(fā)展的戰(zhàn)略需求，中國科學(xué)院啟動了戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(xiàng)“未來先進(jìn)核裂變能——釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)”，依托中國科學(xué)院體系化、建制化優(yōu)勢，成功組建并培育了國際一流的釷基熔鹽堆專業(yè)研發(fā)團(tuán)隊(duì)。2017年11月，實(shí)驗(yàn)堆選址武威市民勤縣。2024年10月完成世界上首次熔鹽堆加釷，在國際上率先建成獨(dú)具特色的熔鹽堆和釷鈾燃料循環(huán)研究平臺。

2025年11月1日，中國科學(xué)院宣布，由中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所牽頭建成的2兆瓦液態(tài)燃料釷基熔鹽實(shí)驗(yàn)堆，已首次實(shí)現(xiàn)釷鈾核燃料轉(zhuǎn)換，并在國際上首次獲取釷入熔鹽堆運(yùn)行后實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)。截至當(dāng)日，該實(shí)驗(yàn)堆已成為唯一運(yùn)行并實(shí)現(xiàn)釷燃料入堆的熔鹽堆，其初步證明了熔鹽堆核能系統(tǒng)利用釷資源的技術(shù)可行性，進(jìn)一步鞏固了中國在國際熔鹽堆研究領(lǐng)域的引領(lǐng)地位。這是釷基熔鹽堆研發(fā)進(jìn)程中的重要里程碑，為中國未來釷資源的規(guī)模化開發(fā)利用、發(fā)展第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)提供核心技術(shù)支撐與可行方案。

當(dāng)?shù)貢r間2025年12月18日，美國白宮發(fā)表聲明稱，特朗普當(dāng)日簽署了一項(xiàng)行政命令，為“美國優(yōu)先”的太空政策制定了愿景，以確保美國在太空探索、安全和商業(yè)領(lǐng)域“引領(lǐng)世界”。該命令指示美國在月球和軌道上部署核反應(yīng)堆。

反應(yīng)堆的組成

核反應(yīng)堆的堆芯由核燃料組件和控制棒組件組成，核反應(yīng)堆里除了堆芯，還有冷卻劑、慢化劑、反射層、壓力容器、控制與保護(hù)系統(tǒng)、屏蔽系統(tǒng)和輻射監(jiān)測系統(tǒng)等。其中屏蔽系統(tǒng)包括反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)和安全殼。

堆芯

反應(yīng)堆的心臟是堆芯，由核燃料組件和控制棒組件組成，燃料組件中的燃料不是煤、石油、天然氣等常規(guī)燃料，而是易裂變材料組成，易裂變材料包括自然界天然存在的鈾-235，還有兩種人造的易裂變材料鈾-233和钚-239。

反應(yīng)堆的燃料是可裂變材料，自然界天然存在的易于裂變的材料只有Ｕ-235，它在天然鈾中的含量僅有0.711％，另外兩種同位素Ｕ-238和Ｕ-234各占99.238％和0.0058％，后兩種均不易裂變。

冷卻系統(tǒng)

冷卻系統(tǒng)中含有冷卻劑，可以將裂變的熱導(dǎo)出來，反應(yīng)堆必須有冷卻劑，常用的冷卻劑有輕水、重水、氦和液態(tài)金屬鈉等。

慢化系統(tǒng)

慢化劑處于慢化系統(tǒng)中，由于慢速中子更易引起鈾-235裂變，而中子裂變出來則是快速中子，所以有些反應(yīng)堆中要放入能使中子速度減慢的材料，就叫慢化劑，一般慢化劑有水、重水、石墨等。

反射層

反射層設(shè)在活性區(qū)四周，它可以是重水、輕水、鈹、石墨或其它材料。它能把活性區(qū)內(nèi)逃出的中子反射回去，減少中子的泄漏量。

控制與保護(hù)系統(tǒng)

控制棒和安全棒在控制與保護(hù)系統(tǒng)中起關(guān)鍵作用，為了控制鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的速率在一個預(yù)定的水平上，需要用吸收體來吸收中子輔助控制反應(yīng)堆，吸收體材料一般是硼、碳化硼、鎘、銀銦鎘等，由這些材料做成的吸收棒被稱為控制棒和安全棒。在實(shí)際的控制與保護(hù)系統(tǒng)中控制棒用來補(bǔ)償燃料消耗和調(diào)節(jié)反應(yīng)速率；安全棒用來快速停止鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。

反應(yīng)堆壓力容器

反應(yīng)堆壓力容器是核電站的主設(shè)備之一，是保證反應(yīng)堆安全運(yùn)行的安全屏障。反應(yīng)堆壓力容器是安置核反應(yīng)堆并承受其巨大運(yùn)行壓力的密閉容器，也稱反應(yīng)堆壓力殼，是壓水堆核電站中的關(guān)鍵設(shè)備，具有制造技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)高、難度大和周期長等特點(diǎn)，而且是不可更換的設(shè)備，必須保證其在核電站40年壽命期內(nèi)絕對安全可靠。

反應(yīng)堆壓力容器固定和包容堆芯及堆內(nèi)構(gòu)件，使核燃料的裂變反應(yīng)限制在一個密封的空間內(nèi)進(jìn)行，它和一回路管道共同組成高壓冷卻劑的壓力邊界，是防止放射性物質(zhì)外逸的第二道屏障之一。反應(yīng)堆壓力容器分為鋼和預(yù)應(yīng)力混凝土兩類。鋼壓力容器可用于各種類型的核反應(yīng)堆，預(yù)應(yīng)力混凝土壓力容器成功地用于氣冷堆，正在探索用于其他類型的核反應(yīng)堆。

屏蔽系統(tǒng)

屏蔽系統(tǒng)中的屏蔽層被設(shè)在反應(yīng)堆周圍，用于減弱中子及γ劑量。屏蔽系統(tǒng)包括反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)和安全殼。

反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)

反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)（RPS）是核電站中的一組核安全和安保組件，旨在安全關(guān)閉反應(yīng)堆并防止放射性物質(zhì)的釋放。系統(tǒng)可以自動“跳閘”（啟動加擾），也可以作員跳閘。當(dāng)參數(shù)達(dá)到或超過極限設(shè)定值時，會發(fā)生跳閘。RPS的跳閘導(dǎo)致所有控制棒的完全插入（在壓水反應(yīng)堆中通過重力或在沸水反應(yīng)堆中高速噴射）并關(guān)閉反應(yīng)堆。

核反應(yīng)堆安全殼

核電站反應(yīng)堆發(fā)生事故時會大量釋放放射性物質(zhì)，安全殼就是最后一道核安全屏障，能防止放射性物質(zhì)擴(kuò)散污染周圍環(huán)境。同時，安全殼也是反應(yīng)堆廠房的圍護(hù)結(jié)構(gòu)，能保護(hù)反應(yīng)堆設(shè)備系統(tǒng)免受地震、龍卷風(fēng)及其他飛射物的沖擊、飛機(jī)失事沖撞或化工廠爆炸等偶然影響。目前國際上建造的壓水堆核電站安全殼的形式主要有預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼和鋼結(jié)構(gòu)安全殼兩類。除安全殼外，反應(yīng)堆壓力容器也是壓水堆核電站中的關(guān)鍵設(shè)備，而且是不可更換的設(shè)備，必須保證其絕對安全可靠。

核反應(yīng)堆安全殼是一個高大的鋼筋混凝土構(gòu)筑物，壁厚近1米，內(nèi)表面加有6毫米厚的鋼板，是構(gòu)成壓水反應(yīng)堆最外圍的建筑，包容了核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的大部分系統(tǒng)。安全殼可承受設(shè)計事故壓力即使發(fā)生包括堆芯熔化在內(nèi)的嚴(yán)重核事故，也可以依靠堅固的安全殼有效防止放射性物質(zhì)外泄，避免對環(huán)境和公眾造成影響。三哩島事故之所以沒有造成像切爾諾貝利核事故那樣嚴(yán)重的社會影響和后果，就是因?yàn)槿◢u事故依靠堅固的安全殼，在堆芯熔化的情況下有效防止了放射性物質(zhì)外泄，而切爾諾貝利核電站則缺少這一層防護(hù)，這充分體現(xiàn)了安全殼的重要作用。

輻射監(jiān)測系統(tǒng)

該系統(tǒng)能監(jiān)測并及早發(fā)現(xiàn)放射性泄漏情況。監(jiān)測反應(yīng)堆用探測器常被稱為“核反應(yīng)堆之眼”，其工作原理是通過測量堆芯、堆外的中子注量率水平實(shí)現(xiàn)對反應(yīng)堆核功率的監(jiān)測，因此，堆用探測器的質(zhì)量和穩(wěn)定性對于反應(yīng)堆的平穩(wěn)運(yùn)行至關(guān)重要。該標(biāo)準(zhǔn)適用于核反應(yīng)堆堆外核測系統(tǒng)中使用的中子正比計數(shù)管、裂變電離室、涂硼電離室，也適用于核反應(yīng)堆堆芯測量系統(tǒng)中使用的移動式微型裂變電離室。所有運(yùn)行核電站均建立了大氣輻射環(huán)境實(shí)時監(jiān)測系統(tǒng)，對設(shè)施周邊大氣輻射環(huán)境全天候?qū)崟r監(jiān)控。

反應(yīng)堆分類

國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）已提出第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)的發(fā)展計劃，并確定了六種重點(diǎn)研發(fā)堆型，這些核反應(yīng)堆分別為：水冷堆、氣冷堆、快堆、熔鹽反應(yīng)堆、小型模塊化反應(yīng)堆等。

反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)形式是千姿百態(tài)的，它根據(jù)燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊的設(shè)計需要等因素可建造成各類型結(jié)構(gòu)形式的反應(yīng)堆。目前世界上有大小反應(yīng)堆上千座，其分類也是多種多樣。

重點(diǎn)研發(fā)堆型

水冷反應(yīng)堆

自中核集團(tuán)建立以來水冷反應(yīng)堆在商用核工業(yè)中發(fā)揮了重要作用，目前占全世界所有在運(yùn)民用反應(yīng)堆的95％以上。另外，大部分正在開發(fā)建設(shè)的核反應(yīng)堆都是水冷堆。水冷反應(yīng)堆（WCR）一直是20世紀(jì)核工業(yè)的基石。目前在運(yùn)的442座反應(yīng)堆中，96％是水冷堆。這些電廠中的多數(shù)最初被許可運(yùn)行40年，但通過知識的進(jìn)步，現(xiàn)在這些電廠的壽期已被延長到60年，還有可能運(yùn)行更長的時間。可以預(yù)計，水冷堆在21世紀(jì)將繼續(xù)發(fā)揮重要作用。

輕水反應(yīng)堆（LWR）是世界上最常見的水冷堆，分為兩種類型：壓水反應(yīng)堆（PWR），它在單獨(dú)的蒸汽發(fā)生器中產(chǎn)生汽輪機(jī)使用的蒸汽；沸水反應(yīng)堆（BWR），它直接在堆芯中產(chǎn)生蒸汽輪機(jī)中使用的蒸汽。所有輕水堆都需要富含易裂變同位素U-235的燃料。重水反應(yīng)堆（HWR）使用“富集”水，其分子中的氫原子含有超過99％，氘是氫的一種較重同位素。這種重水被用作慢化劑，提高了整體的中子經(jīng)濟(jì)，允許使用不需富集的燃料。

雖然目前許多先進(jìn)水冷堆正在建設(shè)并可供部署，但水冷堆仍在進(jìn)行安全、建造和經(jīng)濟(jì)方面的技術(shù)創(chuàng)新。當(dāng)今先進(jìn)水冷堆設(shè)計中的安全系統(tǒng)具有非能動特性，不依賴電力、貯存的水量更大，在發(fā)生諸如全廠較長時間斷電等計劃外工況時能夠有數(shù)天而不是幾小時的應(yīng)對時間。為了提高電廠熱效率和經(jīng)濟(jì)性，正在進(jìn)行超臨界水反應(yīng)堆（SCWR）的研究和開發(fā)。超臨界水存在于超出其臨界點(diǎn)的溫度和壓力下，其液態(tài)和氣態(tài)無法區(qū)分。這種水通常用于先進(jìn)的煤炭、石油和天然氣發(fā)電廠。預(yù)計超臨界水堆電廠的效率將比傳統(tǒng)水冷堆高1.3倍左右。

氣冷反應(yīng)堆

氣冷反應(yīng)堆目前占全球商運(yùn)反應(yīng)堆總數(shù)的約3％。其中一部分二氧化碳?xì)饫涠褜⒃?020年左右被淘汰。一些國家對使用氦氣作為冷卻劑的高溫氣冷堆（HTGR）正在進(jìn)行開發(fā)。此類反應(yīng)堆燃料利用率高的同時，產(chǎn)生的額外熱能也可用于制氫和低溫應(yīng)用，如海水淡化和區(qū)域供暖。

各國目前認(rèn)為小型模塊化高溫氣冷堆的設(shè)計的固有安全性更高，將來在這種技術(shù)普及后，就能實(shí)現(xiàn)高效發(fā)電和熱電聯(lián)產(chǎn)應(yīng)用，服務(wù)于高溫氣冷堆工藝供熱的廣大市場。

商用氣冷反應(yīng)堆目前僅在英國使用。國際上對開發(fā)高溫氣冷反應(yīng)堆的興趣正在不斷增加，因?yàn)樗鼈兛梢蕴峁└咝揖哂谐杀拘б娴碾娏Σa(chǎn)生也可用于各種工業(yè)生產(chǎn)。包括中國、印度尼西亞、日本、哈薩克斯坦、韓國、俄羅斯、南非、美國在內(nèi)的成員國和歐盟正在進(jìn)行高溫氣冷堆研究和開發(fā)項(xiàng)目。

快堆

自1960年快堆誕生以來，世界各國對快堆的興趣一直在增加，因?yàn)樗鼈兛梢蕴峁└咝А踩涂沙掷m(xù)的能源。快堆的閉式燃料循環(huán)可以支持核電作為世界未來能源結(jié)構(gòu)的一部分進(jìn)行長期發(fā)展，并減少核廢物的負(fù)擔(dān)。

核電作為世界未來能源結(jié)構(gòu)的一部分，其長期發(fā)展需要擁有閉式燃料循環(huán)的快堆技術(shù)。與熱堆相比，快中子能譜允許快堆大幅增加天然鈾的能量產(chǎn)出。這種燃料的高利用率可以使核電計劃延續(xù)數(shù)千年，并在核廢物管理方面提供重大改進(jìn)。正是由于這些原因，快堆在幾個國家已經(jīng)有數(shù)十年的發(fā)展，主要是用作增殖堆，近年來也用作高放廢物燃燒器。

目前，許多國家正在開發(fā)鈉冷快堆、鉛/鉛鉍冷卻快堆和氣冷快堆等多種類型的快堆。此外，熔鹽快堆概念也被視為長期選擇。

熔鹽反應(yīng)堆

最初在20世紀(jì)50年代開發(fā)的熔鹽反應(yīng)堆具有較高效率和產(chǎn)生較少廢物的優(yōu)點(diǎn)。一些設(shè)計不需要固體酒精，從而消除了進(jìn)行燃料制造和處理的需要。近年來，對這種技術(shù)的興趣日益增加，促進(jìn)了新的開發(fā)活動。在一些國家，熔鹽反應(yīng)堆（MSR）被視為有前景的先進(jìn)反應(yīng)堆技術(shù)，因其具有多種優(yōu)點(diǎn)。熔鹽堆在較高溫度下運(yùn)行，因而提高了發(fā)電效率。另外，較低運(yùn)行壓力可以減少由事故導(dǎo)致的大破口和冷卻劑喪失的風(fēng)險，從而提高反應(yīng)堆的安全性。

熔鹽堆產(chǎn)生的高放廢物也較少，它們的設(shè)計不需要固體燃料，因此不需要進(jìn)行燃料制造和處理。這類反應(yīng)堆適合多種核燃料循環(huán)（如鈾-钚循環(huán)和-鈾循環(huán)），因而可以擴(kuò)大燃料資源。它們也可以被設(shè)計成核廢物“燃燒器”或增殖堆。熔鹽堆產(chǎn)生的高溫?zé)峥捎糜诎l(fā)電和其他高溫工藝熱應(yīng)用。

熔鹽堆技術(shù)的開發(fā)工作在許多國家正在增加，這些研究可追溯到20世紀(jì)60年代由橡樹嶺國家實(shí)驗(yàn)室開展的熔鹽實(shí)驗(yàn)堆。目前的研究和開發(fā)工作集中在解決材料相關(guān)問題、評定安全特性、開發(fā)堆芯設(shè)計方法和評價經(jīng)濟(jì)模型。

小型模塊化反應(yīng)堆

全球?qū)χ行⌒突蚰K化反應(yīng)堆的關(guān)注度不斷增長，因?yàn)樗鼈兡軌驖M足更廣泛用戶和應(yīng)用的靈活發(fā)電需求，并取代老化的化石燃料發(fā)電廠。它們還通過固有和非能動安全特性提高了安全性能，并提供更好的前期資本成本承受能力，適用于熱電聯(lián)產(chǎn)和非電力應(yīng)用。此外，它們?yōu)榛A(chǔ)設(shè)施欠發(fā)達(dá)的偏遠(yuǎn)地區(qū)提供了選擇，還提供了將核能和可再生能源等替代能源結(jié)合起來的協(xié)同混合能源系統(tǒng)的可能性。

許多國家正把重點(diǎn)放在小型模塊堆的開發(fā)上，小型模塊堆被定義為每個模塊發(fā)電量不超過300兆瓦（電）的先進(jìn)反應(yīng)堆。這些反應(yīng)堆具有先進(jìn)專設(shè)特性，可以單一或多模塊電廠形式進(jìn)行部署，并且設(shè)計成在工廠內(nèi)建造，根據(jù)需求運(yùn)輸?shù)焦迷O(shè)施進(jìn)行安裝。全球有80多個小型模塊堆設(shè)計和概念。其中大多數(shù)處于不同的開發(fā)階段，有些聲稱近期可部署。阿根廷、中國和俄羅斯目前有四個處于后期建設(shè)階段的小型模塊堆，一些現(xiàn)有和新晉核能國家正在進(jìn)行小型模塊堆的研究和開發(fā)。

核反應(yīng)類型分類

若按核反應(yīng)的形式分類，可分為裂變反應(yīng)堆、聚變反應(yīng)堆和裂變聚變混合堆。與傳統(tǒng)的裂變反應(yīng)堆相比，聚變反應(yīng)堆曾被認(rèn)為是可解決人類能源問題的良藥：它不會產(chǎn)生具有漫長衰變期的核廢料，也無需水之外的其他燃料。但聚變反應(yīng)堆也有自己的短板：反應(yīng)堆堆芯龐大，可自持續(xù)的聚變反應(yīng)需要3300立方米的堆芯才行，這比目前在法國建設(shè)的世界上最先進(jìn)的核聚變項(xiàng)目ITER的堆芯體積還要大三倍。

混合堆是一個可供選擇的堆型，聚變堆為了獲得有益的能量輸出，要求聚變產(chǎn)生的能量，遠(yuǎn)大于為創(chuàng)造實(shí)現(xiàn)聚變的條件而消耗的能量。混合堆只要求聚變產(chǎn)生的能量與消耗的能量差不多相等，因此混合堆比純聚變堆更容易實(shí)現(xiàn)。

動力類型分類

在核電站中，動力堆主要有輕水堆、重水堆、快中子增殖堆。

冷卻類型分類

按冷卻劑分有輕水堆，即普通水堆（又分為壓水堆和沸水堆）、重水堆、氣冷堆和鈉冷堆。輕水堆是加以普通水作為慢化劑和冷卻劑的核反應(yīng)堆；重水堆是以加壓的重水作為慢化劑，其冷卻劑可用重水或輕水，現(xiàn)在比較主流的反應(yīng)堆技術(shù)是熱中子輕水堆。

慢化劑類型分類

由于慢速中子更易引起鈾-235裂變，而中子裂變出來則是快速中子，所以有些反應(yīng)堆中要放入能使中子速度減慢的材料，就叫慢化劑，一般慢化劑有水、重水、石墨等。可根據(jù)慢化劑材料類型將反應(yīng)堆分為：石墨堆、輕水堆、重水堆、有機(jī)堆等。

代分類

按反應(yīng)堆的發(fā)展來劃分可以將核反應(yīng)堆分為四代，分別是：第一代核反應(yīng)堆、第二代核反應(yīng)堆、第三代核反應(yīng)堆、第四代核反應(yīng)堆。

最典型的一代堆，是前蘇聯(lián)的AMB或AM-1(兩者均為石墨慢化，主要生產(chǎn)钚);英國的“Magnox”氣冷堆——如Calder Hall 1號堆(1956-2003)，Wylfa(1959-2012)(同樣是石墨慢化)；美國賓夕法尼亞州的Shippingport(PWR)(1957-1982)，伊利諾伊州州的Dresden 1號(BWR)(1960-1978)，但大多數(shù)已經(jīng)關(guān)閉。

第二代類型主要有美國設(shè)計的壓水堆核電機(jī)型（PWR、系統(tǒng)80）和沸水堆核電機(jī)型（BWR）、法國設(shè)計的壓水堆核電機(jī)型（P4、M310）、俄羅斯設(shè)計的輕水堆核電機(jī)型（VVER），以及加拿大設(shè)計的重水堆核電機(jī)型（CANDU）等。

第三代核能系統(tǒng)派生于目前運(yùn)行中的第二代核能系統(tǒng)，反應(yīng)堆的設(shè)計基于同樣的原理，并吸取了這些反應(yīng)堆幾十年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，進(jìn)一步采用經(jīng)過開發(fā)驗(yàn)證且可行的新技術(shù)，旨在提高現(xiàn)有反應(yīng)堆的安全性。第三代核能系統(tǒng)的開發(fā)始于上世紀(jì)90年代，首次建成的采用第三代技術(shù)的核電機(jī)組是日本1997年投入運(yùn)行的的兩臺先進(jìn)型沸水堆機(jī)組（ABWR）。

第四代核能系統(tǒng)是未來新一代先進(jìn)核能系統(tǒng)，目前最具發(fā)展前景的四代反應(yīng)堆有六種：氣體冷卻快堆（GFR）、鉛冷卻快堆（LFR）、鈉冷卻快堆（SFR）、熔鹽堆（MSR）、超臨界水冷堆（SCWR）和超高溫氣冷堆（VHTR）。其中第四代反應(yīng)堆是一套理論上的核反應(yīng)堆設(shè)計，這些反應(yīng)堆預(yù)計在2040-2050年之前不會用于商業(yè)用途。

燃料循環(huán)

核反應(yīng)堆按燃料循環(huán)可分為鈾-钚循環(huán)和釷-鈾循環(huán)。鈾-钚循環(huán)包括熔鹽堆和重水堆；釷-鈾循環(huán)包括熱中子堆和快中子堆。

中子能量分布形式分類

核反應(yīng)堆按發(fā)生反應(yīng)的中子能量分為熱中子反應(yīng)堆和快中子反應(yīng)堆。快中子增殖堆是不用慢化劑，直接用裂變產(chǎn)生的快中子來引發(fā)核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，并能增殖核燃料。

應(yīng)用分類

按應(yīng)用分類，可分為以下三種：

第一種是研究試驗(yàn)堆：是用來研究中子特性，利用中子對物理學(xué)、生物學(xué)、輻照防護(hù)學(xué)以及材料學(xué)等方面進(jìn)行研究；

第二種為生產(chǎn)堆，主要是生產(chǎn)新的易裂變的材料鈾-233、钚-239；

第三種動力堆，利用核裂變所產(chǎn)生的熱能廣泛用于艦船的推進(jìn)動力和核能發(fā)電。

核燃料循環(huán)

核燃料循環(huán)涉及到地質(zhì)開采、化學(xué)反應(yīng)、物理加工等多種技術(shù)工種、多個廠礦和大量的生產(chǎn)、核電站的使用以及乏燃料冷卻儲存、后處理、回收利用以及廢物處置的整套過程。

循環(huán)過程

核燃料可利用鈾、釷和钚這三種元素制造。目前，應(yīng)用最多的是利用鈾制造的核燃料。鈾是從自然界的鈾礦中獲得的。但自然界的鈾不像煤一樣，直接作為燃料使用，而是需要一系列復(fù)雜的提純、同位素分離（富集）、加工等過程才能作為燃料在反應(yīng)堆中反應(yīng)。為方便描述，人們通常把從鈾礦的勘探和開采、鈾的加工和精制、鈾的轉(zhuǎn)化、鈾的同位素分離、核反應(yīng)堆元件的制造、核燃料（乏燃料）進(jìn)行后處理以及放射性廢物的處理與處置，形成的循環(huán)系統(tǒng)稱為核燃料循環(huán)。核燃料循環(huán)構(gòu)成了核能工業(yè)的基礎(chǔ)。在核燃料循環(huán)中每一步驟都具有重要意義。

鈾勘探和開采

如采煤一樣，鈾礦也需要先探勘，再進(jìn)行相應(yīng)的開采。開采出的鈾礦一般需經(jīng)過物理選礦并篩選掉相當(dāng)一部分廢石，以提高待處理的礦石純度（也稱為礦石品位）。

鈾加工和精制

主要包括鈾礦石預(yù)處理、鈾礦石浸出、鈾的濃縮與純化以及鈾的精制與轉(zhuǎn)化等步驟，這些過程統(tǒng)稱為冶煉。簡言之，通過化學(xué)處理等方法，提取鈾礦石中的鈾，通常得到純凈的鈾氧化物。

鈾轉(zhuǎn)化與富集

鈾元素在自然界中由3種同位素組成，234U、235U、238U。在天然鈾中，三者的比例是一定的。235U通常僅占0.7%，但世界上絕大多數(shù)核電站都使用235U含量為2%~5%的低富集鈾作為核燃料。因此，鈾加工和精制得到的產(chǎn)品鈾氧化物需要進(jìn)一步富集得到含235U較高的鈾的產(chǎn)品。這個過程通常稱為鈾富集或同位素分離。

鈾同位素分離是核燃料循環(huán)中是十分重要、十分敏感的技術(shù)。235U與238U的物理性質(zhì)和化學(xué)性質(zhì)相同，原子核的質(zhì)量數(shù)相差3。鈾同位素分離就是利用這個微小的質(zhì)量數(shù)差采用物理或化學(xué)方法分離富集的，分離需要龐大的設(shè)備，消耗大量的能量。

現(xiàn)在普遍采用的工藝是：將鈾加工或精致中制得的鈾氧化物通過化學(xué)方法轉(zhuǎn)移成UF6通過擴(kuò)散或離心分離，得到含235U核素較高的UF6。其工作原理如洗衣機(jī)脫水時的原理一樣，通過離心旋轉(zhuǎn)，輕的物質(zhì)更容易被甩出去，而剩下的是較重的物質(zhì)。

核燃料元件生產(chǎn)

達(dá)到富集度要求的UF6，即可通過化學(xué)工藝再轉(zhuǎn)化為UO2等固體化合物，制造成固體核燃料。核燃料通常以燃料元件的形式出現(xiàn)。如同煤有時候也須制作成蜂窩煤狀，便于燃燒與控制。燃料元件的主要作用是作為核燃料的基本單元，導(dǎo)出鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)產(chǎn)生的熱量，阻留強(qiáng)放射性的裂變產(chǎn)物防止其泄漏。

核電站

核燃料制品在核電廠反應(yīng)堆中，發(fā)生了原子核反應(yīng)。通過相關(guān)控制，可控的產(chǎn)生能量，并最終轉(zhuǎn)換成電能供人類使用。

后處理廠

反應(yīng)堆使用過的核燃料，稱為乏燃料，經(jīng)冷卻后可送往后處理廠進(jìn)行進(jìn)一步處理，其目的是回收乏燃料中殘留的鈾和钚，把裂變產(chǎn)物變成有利于長期儲存的形式，同時獲取原子核反應(yīng)后產(chǎn)生的、等次要系元素和其他有用的放射性同位素。

反應(yīng)堆燃料

MOX燃料

MOX燃料是制造技術(shù)較為成熟的燃料，由二氧化鈾和二氧化钚組成，優(yōu)點(diǎn)是不與鈉或鉛冷卻劑反應(yīng)，抗輻照能力好，不存在燃料腫脹問題，但熱導(dǎo)率低，易裂變原子密度低。與輕水堆MOX燃料相比，快堆MOX燃料中钚的含量更高，能達(dá)到較高燃耗。多個國家曾建成快堆MOX燃料生產(chǎn)線，但其中大部分改造成了輕水堆MOX燃料生產(chǎn)線，并在之后相繼關(guān)停退役。迄今為止，全球已建成或在建11座快堆MOX燃料制造設(shè)施，其中4座在運(yùn)（俄羅斯3座，日本1座），5座已關(guān)停，2座在建。

金屬燃料

金屬燃料的增殖比、裂變原子密度、熱導(dǎo)率是幾種燃料中最優(yōu)異的，制造技術(shù)相對容易。美國、日本、韓國、印度、俄羅斯、法國等都曾積極研發(fā)這種燃料，但是金屬燃料在反應(yīng)堆輻照后出現(xiàn)的裂變氣體釋放和腫脹現(xiàn)象也最嚴(yán)重。美國改進(jìn)了燃料元件設(shè)計，解決了金屬燃料腫脹問題，并在鈉冷實(shí)驗(yàn)快堆EBR-Ⅱ中進(jìn)行輻照和使用，擁有豐富的金屬燃料制造和使用經(jīng)驗(yàn)。目前，美國正在持續(xù)推動金屬燃料的商業(yè)化應(yīng)用。泰拉能源計劃在Natrium鈉冷快堆中使用金屬燃料，并于2022年底決定在全球核燃料公司的威爾明頓核燃料廠建設(shè)金屬燃料制造設(shè)施，預(yù)計2023年開始動工。ARC清潔能源公司和美國奧克洛公司也分別計劃在ARC-100反應(yīng)堆和Aurora反應(yīng)堆中使用金屬燃料。此外，日本已實(shí)現(xiàn)鈾鋯合金的工業(yè)規(guī)模生產(chǎn)及鈾钚鋯合金的小規(guī)模試制；印度具有金屬燃料制造能力；韓國在金屬燃料方面仍以實(shí)驗(yàn)研發(fā)為主，制造了實(shí)驗(yàn)室規(guī)模的遠(yuǎn)程操作鑄造設(shè)備；俄羅斯、法國、英國對快堆金屬燃料進(jìn)行了實(shí)驗(yàn)室規(guī)模的研發(fā)工作。

氮化物燃料

氮化物燃料性能介于氧化物燃料與金屬燃料之間，增殖比、裂變原子密度、熱導(dǎo)率高于氧化物燃料，熔點(diǎn)高于金屬燃料。氮化物燃料易于實(shí)現(xiàn)更長換料周期和更高燃耗，輻照腫脹小，裂變氣體釋放量少，但存在耐氧化性和耐水熱腐蝕性差的問題。此外，氮化物燃料的制造困難，成本高。俄羅斯氮化物燃料技術(shù)發(fā)展較快，正在“突破”計劃中建設(shè)全球首個在同一場址擁有快堆及配套閉式燃料循環(huán)設(shè)施的綜合體。該綜合體位于西伯利亞地區(qū)化學(xué)聯(lián)合體，由三個模塊組成：BREST-OD-300鉛冷快堆、乏燃料后處理模塊和氮化物燃料制造/再加工模塊。氮化物燃料模塊產(chǎn)能為每年14噸，2014年開始建設(shè)，2022年8月啟動生產(chǎn)線設(shè)備的全面測試，計劃2023年投運(yùn)。俄計劃未來在 BN-1200中使用氮化物燃料，2023年已開始利用BN-600對將用于BN-1200的氮化物燃料棒進(jìn)行輻照測試。美國、德國、瑞典、日本、法國和英國都曾進(jìn)行氮化物燃料研究，但主要以實(shí)驗(yàn)研究為主。

碳化物燃料

碳化物燃料與氮化物燃料性能相近，熱導(dǎo)率高，易裂變原子密度高，但輻照后的腫脹也很嚴(yán)重，乏燃料后處理困難。國際上僅印度曾準(zhǔn)備在快堆中使用碳化物燃料。自1985年以來，印度試驗(yàn)快堆一直在使用碳化物燃料運(yùn)行。但是由于碳化物燃料后處理困難等問題，目前即將建成的原型快堆計劃使用MOX燃料，未來可能還會轉(zhuǎn)用金屬燃料。

核乏料和核廢料的處理

核乏料就是在反應(yīng)堆內(nèi)使用過后卸出的核燃料，也被稱為乏燃料或者乏料。一般而言，核乏料（由于快中子反應(yīng)堆尚未商用化，這里指的是熱中子反應(yīng)堆的核乏料）中均含有三大類成分：第一種是大量難以燃燒的鈾-238（238U，它可以在快中子堆中進(jìn)行燃燒）；第二種為少量未經(jīng)燃燒（在核反應(yīng)堆中的燃燒就是參與核裂變反應(yīng)）的鈾-235（235U）；最后一種是少量新產(chǎn)物，包括：⑴钚-239（239Pu），也是一種易裂變材料；⑵次錒系核素镎（237Np）、镅（241Am，242mAm，243Am）、鋦（243Cm，244Cm，245Cm）等；⑶裂變產(chǎn)物（包括部分裂變產(chǎn)物的衰變子體）如氪（85Kr）、（89Sr， 90Sr）、（90Y，91Y）、鋯（95Zr）、（95Nb）、（95Mo）、（99Tc）、釕（103Ru，106Ru）、（106Rh）、鈀（107Pd）、錫（126Sn）、碘（129I，131I）、（133Xe）、（135Cs，137Cs）、（141Ce，144Ce）、（144Pr）、（144Nd）、（144Pm）等。

根據(jù)反應(yīng)堆核燃料組分和燃耗的不同，核乏料中上述三類成分的比重也相應(yīng)地有所不同。以核燃料濃縮度約3%、燃耗約33000MWd/t為例，核乏料中的238U接近97%，235U約1%，新產(chǎn)物約2%。廣義的核廢料泛指具有放射性的廢料，在使用中通常特指核乏料中的次錒系核素和裂變產(chǎn)物。特別值得強(qiáng)調(diào)的是，這些所謂的“廢料”其實(shí)是非常珍貴的材料，屬于“未被利用的資源”。核廢料按物理狀態(tài)可分為固體、液體和氣體三種；按比活度又可分為高水平( 高放 )、中水平（中放）和低水平（低放）三種。

在核廢料的處理上，中低放核廢料危害較低，國際上通行的做法是，首先是焚化壓縮固化后裝進(jìn)特制金屬罐；然后在地面開挖深約10~20 米的壕溝，建好各種防輻射工程屏障；最后將密封好的核廢料罐放入其中并掩埋。一段時間后，這些廢料中的放射性物質(zhì)就會衰變成對人體無害的物質(zhì)。這種方法經(jīng)過幾十年的發(fā)展，技術(shù)已經(jīng)十分成熟，安全性也有保障。

天然核反應(yīng)堆

1953年美國曾有人研究瀝青鈾礦時做出過一個粗略的預(yù)測，認(rèn)為20億年前，當(dāng)核裂變元素鈾235的豐度是3%時，沉積的鈾礦便接近于能運(yùn)行的反應(yīng)堆。1956年日裔美籍科學(xué)家田和夫則進(jìn)一步預(yù)言，如果核反應(yīng)所需的濃度、可能發(fā)生的過去時間以及鈾235與鈾238的比率都滿足的話，自發(fā)的核反應(yīng)可能在自然界發(fā)生。

史前天然核反應(yīng)堆的發(fā)現(xiàn)

直到1972年6月2日，在法國皮埃爾拉特核燃料再處理廠工作的布茲蓋博士（Dr. Bouzigue）在進(jìn)行分析時無意中發(fā)現(xiàn)，來自奧克洛河附近鈾礦中鈾235與鈾238兩種同位素的比例失常，在地球上所有的鈾礦中，鈾235的自然豐度是0.7202±0.0006%，而奧洛克的鈾235自然豐度是7171±0.0007%，少了約0.003%，盡管這一豐度變化很微弱，但還是引起了相關(guān)專家的足夠重視，進(jìn)一步的分析顯示，從該礦采來的一部分礦石中，鈾235嚴(yán)重缺斤短兩：大約有200千克不翼而飛———足夠制造6枚原子彈。

經(jīng)過更多的研究，包括現(xiàn)場檢查，他們發(fā)現(xiàn)鈾礦經(jīng)歷了自身裂變，就這種自然發(fā)生的現(xiàn)象而言，赤道西非的這些鈾礦床一定含有臨界質(zhì)量的鈾-235才會開始這種反應(yīng)，在那個時代，它們發(fā)生了這種反應(yīng)。第二個促成因素是，為了發(fā)生和維持核鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，水作為慢化劑在這種情況下減緩了中子的速度，幫助反應(yīng)堆進(jìn)行受控裂變，原子根本就不會分裂。

原子能機(jī)構(gòu)鈾生產(chǎn)小組負(fù)責(zé)人Peter Woods說：“就像人造輕水核反應(yīng)堆一樣，裂變反應(yīng)如果沒有任何東西可以減緩中子的速度，就只能停止，水在奧克洛巖石中作為慢化劑，吸收中子，控制鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。”當(dāng)今加蓬所處的具體地質(zhì)背景也提供了幫助，鈾（包括鈾-235）的化學(xué)含量總量足夠高，個別礦床厚且足夠大，因此奧克洛在時間的流逝中成功地保存下來。專家懷疑世界上可能還有其他這樣的天然反應(yīng)堆，通過調(diào)查，地質(zhì)學(xué)家認(rèn)為由于奧克洛特殊的地質(zhì)條件導(dǎo)致了從20億年前開始的天然核反應(yīng)。為了做進(jìn)一步的地質(zhì)化學(xué)調(diào)查，奧克洛鈾礦的開采在1972年暫停了一段時間，最后在奧克洛發(fā)現(xiàn)了14座已經(jīng)停止了核反應(yīng)的古反應(yīng)堆遺址，另外還在奧克洛南邊的班貢貝發(fā)現(xiàn)了一座。奧克洛是目前世界上唯一已知的曾經(jīng)自然發(fā)生自持的核連鎖反應(yīng)的地方，共有16處。

間歇式核反應(yīng)

在大約20億年前，地球上的鈾235相對豐度在3%左右，在特殊的條件下，正好能夠啟動核連鎖反應(yīng)。奧克洛鈾礦源于地球形成時沉積在地殼中的鈾。經(jīng)過不斷的劇烈地質(zhì)活動，富鈾礦層在花崗石頂部的砂石層內(nèi)偶然沉積。又經(jīng)過數(shù)百萬年，鈾礦層頂部近1千米厚的砂石層被沖刷掉。花崗巖呈45°傾斜，這使得斜坡底部雨水和鈾氧化物堆積。20億年前恰好藍(lán)菌門開始生長，它們通過光合作用增加了水中的氧含量，并使一些鈾變成了可溶的氧化物。這些獨(dú)特的地質(zhì)條件，為天然核反應(yīng)堆的形成提供了理想的條件。當(dāng)可溶解鈾的濃度達(dá)到10%后，核反應(yīng)便能夠啟動，這個臨界狀態(tài)開始于18.4±0.7億年。為了不讓能夠保持反應(yīng)的中子逃逸，礦層至少需要0.5米厚。同時，鈾235自發(fā)裂變時產(chǎn)生快中子，而鈾235要進(jìn)行鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，需要吸收熱中子。要將快中子的速度降低下來，就需要中子減速劑。液態(tài)水正好充當(dāng)了這個角色。當(dāng)自持性鏈?zhǔn)椒磻?yīng)開始時，反應(yīng)堆溫度升高，水被汽化，熱中子的數(shù)量下降使核反應(yīng)速度下降。于是反應(yīng)堆溫度降低，水蒸氣又凝結(jié)為液態(tài)水，熱中子的數(shù)量上升，再次引發(fā)自持性鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。就這樣，水作為核反應(yīng)的中和劑，以穩(wěn)定的自我調(diào)節(jié)方式，使核連鎖反應(yīng)斷斷續(xù)續(xù)的間歇進(jìn)行了近100萬年。

核安全

定義

核安全，是指對核設(shè)施、核活動、核材料和放射性物質(zhì)采取必要和充分的安全措施，防止由于任何技術(shù)原因、人為原因或自然災(zāi)害造成的事故發(fā)生，并最大限度地減少事故情況下的放射性后果，從而保護(hù)工作人員、公眾和環(huán)境免受不當(dāng)?shù)妮椛湮：ΑＴ诤思夹g(shù)利用領(lǐng)域，“放射性物質(zhì)”是關(guān)注的重點(diǎn)。即對密封放射源、非密封放射性物質(zhì)采取必要和充分的安全措施，防止輻射事故的發(fā)生。

核安全公約

核安全公約是原子能機(jī)構(gòu)促進(jìn)成員國遵守和執(zhí)行在其主持下通過的國際核安全法律文書，這包括《核安全公約》和《乏燃料管理安全和放射性廢物管理安全聯(lián)合公約》，除此之外還有作為國際應(yīng)急準(zhǔn)備和響應(yīng)框架基礎(chǔ)的兩項(xiàng)公約：《及早通報核事故公約》和《核事故或輻射緊急情況援助公約》。《及早通報核事故公約》建立了關(guān)于有可能發(fā)生對另一國家可能具有輻射安全重要影響的國際性跨境釋放的核事故的通報系統(tǒng)；《核事故或輻射緊急情況援助公約》建立了締約國之間相互合作并與原子能機(jī)構(gòu)進(jìn)行合作以便在發(fā)生核事故或輻射緊急情況時迅速提供援助和支持的國際合作框架；《核安全公約》旨在制定一個各國均認(rèn)可并共同遵守的核相關(guān)基本安全原則；“聯(lián)合公約”是在全球范圍內(nèi)處理乏燃料管理安全和放射性廢物管理安全問題的第一個法律文書，它是通過制定基本安全原則并建立一個與《核安全公約》類似的“同行評審”過程實(shí)現(xiàn)的。

截至2023年4月，共有177個國家簽署了國際原子能機(jī)構(gòu)發(fā)布的核安全公約。

核電安全情況

人類所受到的集體輻射劑量主要來自天然本底輻射（約76.58%）和醫(yī)療（約20%），核電站產(chǎn)生的輻射劑量非常小（約0.25%）。在世界范圍內(nèi)，天然本底輻射每年對個人的平均輻射劑量約為2.4毫希，有些地區(qū)的天然本底輻射水平要比這個平均值高得多。國際基本安全標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定公眾受照射的個人劑量限值為1毫希/年，而受職業(yè)照射的個人劑量限值為20毫希/年。

在正常運(yùn)行情況下，核電站對周圍公眾產(chǎn)生的輻射劑量遠(yuǎn)遠(yuǎn)低于天然本底的輻射水平，中國國家核安全法規(guī)要求核電站在正常運(yùn)行工況下對周圍居民產(chǎn)生的年輻射劑量不得超過0.25毫希,而核電站實(shí)際產(chǎn)生的輻射劑量遠(yuǎn)遠(yuǎn)低于這個限值。

核電安全的核心在于防止反應(yīng)堆中的放射性裂變產(chǎn)物泄漏到周圍的環(huán)境。為此，采取多層次縱深防御的安全原則。為了防止反應(yīng)堆堆芯中的放射性裂變產(chǎn)物的外泄，在工程上設(shè)置有適當(dāng)?shù)膶?shí)體屏障。核電站一般都有3道安全屏障，它們是燃料元件包殼、一回路壓力邊界和安全殼。

意義

核能人類開發(fā)一種源源不斷的清潔能源。因此，在地球上以探索清潔能源為目標(biāo)的受控核聚變研究裝置又被稱為“人造太陽”。聚變?nèi)剂想梢詮暮Ｋ刑崛。簧Ｋ械碾l(fā)生聚變反應(yīng)釋放的能量相當(dāng)于燃燒300升汽油。有人甚至說，聚變能一旦實(shí)現(xiàn)，人類的文明發(fā)展將不再受制于能源。我們可以在寒冷的冬天種植熱帶水果，全天候不間斷地為糧食作物提供光源，星際旅行也將不再是夢想，因此核反應(yīng)堆的相關(guān)研究對人類的未來有著重要的研究意義。

應(yīng)用

核反應(yīng)堆在核電站產(chǎn)生的核能可用于發(fā)電和核海洋推進(jìn)，可以驅(qū)動船舶的螺旋槳或者轉(zhuǎn)動發(fā)電機(jī)的軸。核電產(chǎn)生的蒸汽原則上可用于工業(yè)過程加熱或區(qū)域供熱。一些反應(yīng)堆用于生產(chǎn)醫(yī)療和工業(yè)用同位素，或用于生產(chǎn)武器級钚。反應(yīng)堆還可以提供中子輻射（例如通過脈沖Godiva裝置）和正電子輻射（例如中子活化分析和鉀-定年）的源頭。生產(chǎn)堆，動力堆和研究試驗(yàn)堆。

生產(chǎn)堆

生產(chǎn)堆主要用于生產(chǎn)易裂變材料或其他材料，或用來進(jìn)行工業(yè)規(guī)模輻照。生產(chǎn)堆包括產(chǎn)钚堆，產(chǎn)堆和產(chǎn)钚產(chǎn)氚兩用堆、同位素生產(chǎn)堆及大規(guī)模輻照堆，如果不是特別指明，通常所說的生產(chǎn)堆是指產(chǎn)钚堆。該堆結(jié)構(gòu)簡單，生產(chǎn)堆中的燃料元件既是燃料又是生產(chǎn)钚-239的原料。中子來源于用天然鈾制作的元件中的Ｕ-235。Ｕ-235裂變中子產(chǎn)額為2—3個。除維持裂變反應(yīng)所需的中子外，余下的中子被Ｕ-238吸收，即可轉(zhuǎn)換成Pu-239，平均燒掉一個Ｕ-235原子可獲得0.8個钚原子。也可以用生產(chǎn)堆生產(chǎn)熱核燃料氚。用重水型生產(chǎn)堆生產(chǎn)氚要比用石墨生產(chǎn)堆產(chǎn)氚高7倍。

動力堆

世界上動力反應(yīng)堆可分為潛艇動力堆和商用發(fā)電反應(yīng)堆。核潛艇通常用壓水堆做為其動力裝置。商用規(guī)模的核電站用的反應(yīng)堆主要有壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆和快堆等。

研究實(shí)驗(yàn)反應(yīng)堆

研究實(shí)驗(yàn)反應(yīng)堆不包括為研究發(fā)展特定堆型而建造的、本身就是研究對象的反應(yīng)堆，如原型堆，零功率堆，各種模式堆等。研究實(shí)驗(yàn)堆的實(shí)驗(yàn)研究領(lǐng)域很廣泛，包括堆物理，堆工程、生物、化學(xué)、物理、醫(yī)學(xué)等，同時，還可生產(chǎn)各種放射性同位素和培訓(xùn)反應(yīng)堆科學(xué)技術(shù)人員。研究實(shí)驗(yàn)堆種類很多，例如：游泳池式研究實(shí)驗(yàn)堆：在這種堆中水既作為慢化劑、反射層和冷卻劑，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池狀的長圓形而得其名；罐式研究實(shí)驗(yàn)堆：由于較高的工作溫度和較大的冷卻劑流量只有在加壓系統(tǒng)中才能實(shí)現(xiàn)，因此，必須采取加壓罐式結(jié)構(gòu)；重水研究實(shí)驗(yàn)堆：重水的中子吸收截面小，允許采用天然鈾燃料，它的特點(diǎn)是臨界質(zhì)量較大，中子通量密度較低。如果要減小臨界質(zhì)量和獲得高中子通量密度，就用濃縮鈾來代替天然鈾。此外，還有固體慢化劑研究實(shí)驗(yàn)堆、均勻型研究實(shí)驗(yàn)堆、快中子實(shí)驗(yàn)堆等。

研究反應(yīng)堆通常用于科研和培訓(xùn)、材料測試或制備用于醫(yī)療和工業(yè)的放射性同位素的反應(yīng)堆。這些反應(yīng)堆遠(yuǎn)小于用于發(fā)電或船舶推進(jìn)的反應(yīng)堆，許多位于大學(xué)校園內(nèi)。目前全球運(yùn)行著大約280座這樣的反應(yīng)堆，分布在56個國家。其中一些使用高濃縮鈾燃料，國際社會正在進(jìn)行工作以替代低濃縮燃料。

典型核反應(yīng)堆事故記錄

溫斯喬（Windscale）火災(zāi)

1957年10月5日，溫斯喬（Windscale）發(fā)生了英國歷史上最嚴(yán)重的核事故，這也是世界上最嚴(yán)重的核事故之一，根據(jù)國際核事件等級判斷，該事故是5級核事故，火災(zāi)發(fā)生在英格蘭西北海岸坎伯蘭（現(xiàn)為坎布里亞郡塞拉菲爾德）的兩樁場地的1號機(jī)組。這兩個石墨慢化反應(yīng)堆，當(dāng)時被稱為“樁”，是作為英國戰(zhàn)后原子彈項(xiàng)目的一部分建造的。1號樁于1950年10月投入使用，隨后2號樁于1951年6月投入使用。大火燃燒了三天，并釋放出放射性沉降物，這些放射物迅速蔓延到英國和歐洲其他地區(qū)，放射物中含有的同位素碘-131可能導(dǎo)致感染者患甲狀腺癌。此后，高度危險的放射性同位素釙-210也被檢測出來。據(jù)估計，此次輻射泄漏可能至少引起了另外240例癌癥病例，其中100至240例存在生命危險。

1979美國三里島核電站事故

1979年3月28日，美國三里島核電站發(fā)生了嚴(yán)重事故，反應(yīng)堆堆芯的一部分熔化塌，但由于一回路壓力邊界和安全殼的包容作用，泄漏到周圍環(huán)境中的放射性核素微乎其微，沒有對環(huán)境和公眾的健康產(chǎn)生危害，僅有3名電站工作人員受到略高于季度劑量管理限值的輻射照射。方圓80公里的200萬居民中，平均每人受到的輻射劑量小于戴一年夜光表或看一年彩電所受到的輻射劑量。

1986切爾諾貝利核電站事故

1986年4月26日，位于當(dāng)時蘇聯(lián)境內(nèi)的切爾諾貝利核電站第四號反應(yīng)堆在低功率不當(dāng)測試中失控，導(dǎo)致發(fā)生爆炸并燃起大火，反應(yīng)堆建筑被摧毀，并向大氣釋放了大量輻射。由于忽略了安全措施，反應(yīng)堆中的鈾燃料過熱并熔穿了防護(hù)屏障，事故發(fā)生后不久，國際原子能機(jī)構(gòu)立即向蘇聯(lián)提供援助。在核電站工作人員和事故搶險人員中，有28人由于受到非常高的輻射劑量而死亡，緊急撤離了電站附近的11.6萬居民，事故的主要原因有兩個方面：一是運(yùn)行人員在試驗(yàn)停電條件下發(fā)電機(jī)轉(zhuǎn)子靠自身的轉(zhuǎn)動慣性能繼續(xù)供電多長時間的過程中，嚴(yán)重違反操作規(guī)程，切斷了所有安全控制系統(tǒng)，致使安全保護(hù)系統(tǒng)不能啟動，二是反應(yīng)堆（壓力管式石墨慢化沸水堆）安全設(shè)計上存在嚴(yán)重的缺陷。

2011福島核電站泄漏

2011年3月11日，日本發(fā)生了地震，這也被稱為日本東部（東北）大地震，導(dǎo)致海浪高達(dá)10米以上，地震和海嘯的雙重沖擊和影響給日本東北部造成了慘重的生命損失和廣泛的破壞。原子能機(jī)構(gòu)事件和應(yīng)急中心在維也納時間約8時15分收到國際地震安全中心發(fā)送的關(guān)于日本主島本州島東海岸附近發(fā)生9.0級地震的信息，隨后，福島第一核電廠發(fā)生事故，該事故最終被歸類為國際核和放射事件分級表的7級事故，即重大事故。

福島核電站的反應(yīng)堆是沸水堆，其冷卻水（給水）直接打到反應(yīng)堆，反應(yīng)堆產(chǎn)生蒸汽，蒸汽經(jīng)過主蒸汽管道送到蒸汽輪機(jī)，帶動發(fā)電機(jī)發(fā)電。因?yàn)榉兴拍墚a(chǎn)生蒸汽，所以叫沸水堆。但受到地震影響，福島核電站的管道、設(shè)備因受到強(qiáng)烈地震而斷裂、破壞，致使給水送不進(jìn)反應(yīng)堆。再加上應(yīng)急柴油機(jī)發(fā)電的供油管線也被海嘯破壞，致使應(yīng)急安全注射水的水泵斷電而不能運(yùn)轉(zhuǎn)，安全注射水注不進(jìn)反應(yīng)堆，反應(yīng)堆堆芯燃料棒因此失掉冷卻而燒壞乃至熔化，從而才導(dǎo)致了事故發(fā)生。在這一過程中，蒸汽管道的破裂又使放射性核素碘131和銫137等泄露出去，在空中散發(fā)，冷卻下來后降到地面，所以地面有污染。而堆芯中密封核燃料的鋯包殼管，在溫度超過400°C后產(chǎn)生鋯—水反應(yīng)放出大量氫氣，氫氣泄漏到環(huán)境中燃燒，發(fā)生化學(xué)爆炸致使某些廠房倒塌。

參考資料 >

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探秘20億年前的史前天然核反應(yīng)堆— 地外文明的杰作？.知乎專欄.2023-11-07

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