（1）核能 “核能”来源于将核子（质子和中子）保持在原子核中的一种非常强的作用力——核力。试想，原子核中所有的质子都是带正电的，当它们拥挤在一个直径只有10-13cm的极小空间内时其排斥力该有多么大！然而质子不仅没有飞散，相反的还和不带电的中子紧密地结合在一起。这说明在核子之间还存在一种比电磁力要强得多的吸引力，这种力科学家就称之为“核力”。核力和人们熟知的电磁力以及万有引力完全不同，它是一种非常强大的短程作用力。当核子间的相对距离小于原子核的半径时，核力显得非常强大；但随着核子间距离的增加，核力迅速减小，一旦超出原子核半径，核力很快下降为零。而万有引力和电磁力都是长程力，它们的强度虽会随着距离的增加而减小，但却不会为零。
科学家在研究原子核结合时发现，原子核结合前后核子质量相差甚远。例如氦核是由四个核子（两个质子和两个中子）组成，对氦核的质量测量时发现，其质量为4.002663原子质量单位；而若将四个核子的质量相加则应为4.032980原子质量单位。这说明氦核结合后的质量发生了“亏损”，即单个核的质量要比结合成核的核子质量数大。这种“质量亏损现象”正是缘于核子间存在的强大核力。核力迫使核子间排列得更紧密，从而引发质量减少的“怪”现象。
任何物质的质量m和能量E之间遵循爱因斯坦的质能关系（E=mc2）。根据质能关系式，氦核的质量亏损所形成的能量为E=28.30MeV。当然就单个氦核而言，质量亏损所形成的能量很小，但对1克氦而言，它释放的能量就大得惊人，达6.78×1011J，即相当于19万kW·h的电能。由于核力比原子核与外围电子之间的相互作用力大得多，因此核反应中释放的能量就要比化学能大几百万倍。科学家将这种由核子结合成原子核时所释放出的能量称之为原子核的总结合能。由于各种原子核结合的紧密程度不同，原子核中核子数不同，因此总结合能也会随之变化。由于结合能上的差异，于是产生了两种利用核能的不同途径核裂变和核聚变。
（2）核裂变和核聚变
1）核裂变。核裂变又称核分裂，它是将平均结合能比较小的重核设法分裂成两个或多个平均结合能大的中等质量的原子核，同时释放出核能。重核裂变一般有自发裂变和感生裂变两种方式。自发裂变是重核本身不稳定造成的，由此其半衰期都很长。如纯铀自发裂变的半衰期约为45亿年，因此要利用自发裂变释放出的能量是不现实的。感生裂变是重核受到其他粒子（主要是中子）轰击时裂变成两块质量略有不同的较轻的核，同时释放出能量和中子，这就是原子核的核分裂。如铀235原子分裂后会产生两三个新中子，这些新中子又继续撞击其他的铀原子，这一过程称为链式反应。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。虽然链式反应能释放出巨大的能量，但链式反应能自动进行，如果不加以控制，其反应速度极快，在百万分之几秒内所有的核燃料裂变反应可全部完成，这就是威力巨大的原子弹爆炸。只有通过有控制地缓慢地释放核裂变能，才能达到大规模地和平利用的目的。只要控制中子数的多寡就能控制链式反应的强弱。最常用的控制中子数的方法就是用善于吸收中子的材料制成控制棒，并通过控制棒位置的移动来控制维持链式反应的中子数目，从而实现可控核裂变。铬、硼等材料吸收中子能力强，常用来制作控制棒。
2）核聚变。核聚变又称热核反应，它是将平均结合能较小的轻核，例如氘和氚在一定条件下将它们聚合成一个较重的平均结合能较大的原子核，同时释放出巨大的能量。由于原子核间有很强的静电排斥力，因此一般条件下发生核聚变的概率很小，只有在几千万度的超高温下，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的核聚变。由于超高温是核聚变发生必需的外部条件，所以又称核聚变为热核反应。
由于原子核的静电斥力同其所带电荷的乘积成正比，所以原子序数越小，质子数越少，聚合所需的动能（即温度）就越低。因此只有一些较轻的原子核，如氢、氘、氚、氦、锂等才容易释放出聚变能。最有希望的聚合反应是氘和氚的反应，它释放的能量是铀裂变的5倍。由于核聚变要求很高的温度，目前只有在氢弹爆炸和由加速器产生的高能粒子的碰撞中才能实现。因此使聚变能能够持续地释放，让其成为人类可控制的能源，即实现可控热核反应仍是21世纪科学家奋斗的目标。
（3）反应堆
1）反应堆类型。实现大规模可控核裂变链式反应的装置称为核反应堆，简称为反应堆，它是向人类提供核能的关键设备。根据反应堆的用途、所采用的燃料、冷却剂与慢化剂的类型以及中子能量的大小，反应堆有许多分类的方法。
①按反应堆的用途分类。a.生产堆。这种堆专门用来生产易裂变或易聚变物质，其主要目的是生产核武器的装料钚和氚。b.动力堆。这种堆主要用作发电和舰船的动力。c.试验堆。这种堆主要用于试验研究，它既可进行核物理、辐射化学、生物、医学等方面的基础研究，也可用于反应堆材料、释热元件、结构材料以及堆本身的静、动态特性的应用研究。d.供热堆。这种堆主要用作大型供热站的热源。
②按反应堆采用的冷却剂分类。a.水冷堆。它采用水作为反应堆的冷却剂。b.气冷堆。它采用氦气作为反应堆的冷却剂。c.有机介质堆。它采用有机介质作反应堆的冷却剂。d.液态金属冷却堆。它采用液态金属钠作反应堆的冷却剂。
③按反应堆采用的核燃料分类。a.天然铀堆。以天然铀作核燃料。b.浓缩铀堆。以浓缩铀作核燃料。c.钚堆。以钚作核燃料。
④按反应堆采用的慢化剂分类。a.石墨堆。以石墨作慢化剂。b.轻水堆。以普通水作慢化剂。c.重水堆。以重水作慢化剂。
⑤按核燃料的分布分类。a.均匀堆。核燃料均匀分布。b.非均匀堆。核燃料以燃料元件的形式不均匀分布。
⑥按中子的能量分类。a.热中子堆。堆内核裂变由热中子引起。b.快中子堆。堆内核裂变由快中子引起。
在核能的利用中动力堆最为重要。动力堆主要有轻水堆、重水堆、气冷堆和快中子增殖堆。
2）轻水堆。轻水堆是动力堆中最主要的堆型。在全世界的核电站中轻水堆约占85.9%。普通水（轻水）在反应堆中既作冷却剂又作慢化剂。轻水堆又有两种堆型即沸水堆和压水堆。前者的最大特点是作为冷却剂的水会在堆中沸腾而产生蒸汽，故叫沸水堆。后者反应堆中的压力较高，冷却剂水的出口温度低于相应压力下的饱和温度，不会沸腾，因此这种堆又叫压水堆。
现在压水堆以浓缩铀作燃料，是核电站应用最多的堆型，在核电站的各类堆型中约占61.3%。图5-11是压水堆结构示意图。由燃料组件组成的堆芯放在一个能承受高压的压力壳内。冷却剂从压力壳右侧的进口流入压力壳，通过堆芯筒体与压力壳之间形成的环形通道向下，再通过流量分配器从堆芯下部进入堆芯，吸收堆芯的热量后再从压力壳左侧的出口流出。由吸收中子材料组成的控制棒组件在控制棒驱动装置的操纵下，可以在堆芯上下移动，以控制堆芯的链式反应强度。
3）重水堆。重水堆以重水作为冷却剂和慢化剂。由于重水对中子的慢化性能好，吸收中子的几率小，因此重水堆可以采用天然铀作燃料。这对天然铀资源丰富，又缺乏浓缩铀能力的国家是一种非常有吸引力的堆型。在核电站中重水堆约占4.5%。重水堆中最有代表性的是加拿大坎杜堆。
4）气冷堆。气冷堆是以气体作冷却剂，石墨作慢化剂。气冷堆经历了三代。第一代气冷堆是以天然铀作燃料，石墨作慢化剂，CO2作冷却剂。这种堆最初是为生产核武器装料钚，后来才发展为产钚和发电两用。这种堆型早已停建。第二代称之为改进型气冷堆，它是采用低浓缩铀作燃料，慢化剂仍为石墨，冷却剂亦为CO2，但冷却剂的出口温度已由第一代的400℃提高到650℃。第三代为高温气冷堆。与前两代的区别是采用高浓缩铀作燃料。并用氦作为冷却剂。由于氦冷却效果好，燃料为弥散型无包壳。堆芯石墨又能承受高温，所以堆芯气体出口温度可高达800℃，故称之为高温气冷堆。核电站的各种堆型中气冷堆占2%～3%。
5）快中子增殖堆。前述的几种堆型中，核燃料的裂变主要是依靠比较小的热中子，都是所谓热中子堆。在这些堆中为了慢化中子，堆内必须装有大量的慢化剂。快中子反应堆不用慢化剂，裂变主要依靠能量较大的快中子。如果快中子堆中采用钚239作燃料，则消耗一个钚239核所产生的平均中子数达2.6个，除维持链式反应用去一个中子外，因为不存在慢化剂的吸收，故还可能有一个以上的中子用于再生材料的转化。例如可以把堆内天然铀的铀238转换成钚239，其结果是新生成的钚239核与消耗的钚239核之比（所谓增殖比）可达1.2左右，从而实现了裂变的增殖。所以这种堆也称为快中子增殖堆。它所能利用的铀资源中的潜在能量要比热中子堆大几十倍。这正是快堆突出的优点。
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图5-11 压水堆结构示意图
由于快堆堆芯中没有慢化剂，所以堆芯结构紧凑、体积小，功率密度比一般轻水堆高4～8倍。由于快堆体积小，功率密度大，它的传热问题显得特别突出。通常为强化传热都采用液态金属铀作为冷却剂。快中子堆虽然前途广阔，但技术难度非常大，目前在核电站的各种堆型中仅占0.7%。
（4）核电站的组成 核能最重要的应用是核能发电。核能能量密度高，其热值比煤的热值约高出250万倍。作为发电燃料，其运输量非常小，发电成本低。例如一座1000MW的火电站，每年约需三四百万t原煤，相当于每天8列火车用来运煤。同样容量的核电站若采用天然铀作燃料只需130t，采用3%的浓缩铀235作燃料则仅需28t。利用核能发电还可避免化石燃料燃烧所产生的日益严重的温室效应。作为电力工业主要燃料的煤、石油和天然气又都是重要的化工原料。基于以上的原因，世界各国对核电的发展都给予了足够的重视。
核电站和火电站的主要区别是热源不同，而将热能转换为机械能，再转换成电能的装置则基本相同。火电站靠烧煤、石油或天然气来取得热量，而核电站则依靠反应堆中的冷却剂将核燃料裂变链式反应所产生的热量带出来。
核电站的系统和设备通常由两大部分组成：核的系统和设备，又称核岛；常规的系统和设备又称常规岛。目前核电站中广泛采用的是轻水堆，即压水堆和沸水堆。
图5-12 压水堆核电站的示意图
1）压水堆核电站。图5-12是压水堆核电站的示意图。压水堆核电站的最大特点是整个系统分成两大部分，即一回路系统和二回路系统。一回路系统中压力为15MPa的高压水被冷却剂泵送进反应堆，吸收燃料元件的释热后，进入蒸汽发生器下部的U形管内，将热量传给二回路的水；然后再返回冷却剂泵入口，形成一个闭合回路。二回路的水在U形管外部流过，吸收一回路水的热量后沸腾，产生的蒸汽进入汽轮机的高压缸做功。高压缸的排汽经再热器再热提高温度后，再进入汽轮机的低压缸做功。膨胀做功后的蒸汽在凝汽器中被凝结成水，然后再送回蒸汽发生器形成另一个闭合回路。一回路系统和二回路系统是彼此隔绝的，万一燃料元件的包壳破损，只会使一回路水的放射性增加，而不致影响二回路水的品质。这样就大大增加了核电站的安全性。
稳压器的作用是使一回路水的压力维持恒定。它是一个底部带电加热器，顶部有喷水装置的压力容器，其上部充满蒸汽，下部充满水。如果一回路系统的压力低于额定压力，则接通电加热器，增加稳压器内的蒸汽，使系统的压力提高。反之，如果系统的压力高于额定压力，则喷水装置喷冷却水，使蒸汽冷凝，从而降低系统压力。
通常一个压水堆有2～4个并联的一回路系统（又称环路），但只有一个稳压器。每一个环路都有一台蒸发器和1～2台冷却剂泵。
压水堆核电站由于以轻水作慢化剂和冷却剂，反应堆体积小，建设周期短，造价较低，加之一回路系统和二回路系统分开，运行维护方便，需处理的放射性废气、废液、废物少，因此在核电站中占主导地位。
2）沸水堆核电站。在沸水堆核电站中，堆芯产生的饱和蒸汽经分离器和干燥器除去水分后直接送入汽轮机做功。与压水堆核电站相比，这种系统省去了既大又贵的蒸汽发生器，但有将放射性物质带入汽轮机的危险，另外对沸水堆而言堆芯下部含汽量低，堆芯上部含汽量高，因此下部核裂变的反应性高于上部。为使堆芯功率沿轴向分布均匀，与压水堆不同，沸水堆的控制棒是从堆芯下部插入的。
在沸水堆核电站中反应堆的功率主要由堆芯的含汽量来控制，因此在沸水堆中配备有一组喷射泵。通过改变堆芯水的再循环率来控制反应堆的功率。当需要增加功率时，可增加通过堆芯的水的再循环率，将气泡从堆芯中扫除，从而提高反应堆的功率。另外万一发生事故，如冷却循环泵突然断电时，堆芯的水还可以通过喷射泵的扩压段对堆芯进行自然循环冷却，保证堆芯的安全。
由于沸水堆中作为冷却剂的水在堆芯中会产生沸腾，因此设计沸水堆时一定要保证堆芯的最大热流密度低于所谓沸腾的“临界热流密度”，以防止燃料元件因传热恶化而烧毁。
（5）核电站系统 核电站是一个复杂的系统工程，它集中了当代的许多高新技术。为了使核电站能稳定、经济地运行，以及一旦发生事故时能保证反应堆的安全和防止放射性物质外泄，核电站设置有各种辅助系统、控制系统和安全设施。以压水堆核电站为例，有以下主要系统。
1）核岛的核蒸汽供应系统。核蒸汽供应系统包括以下子系统：①一回路主系统。它包括压水堆、冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器和主管道等。②化学和容积控制系统。它的作用是实现对一回路冷却剂的容积和调节冷却剂中的硼浓度，以控制压水堆的反应性变化。③余热排出系统。又称停堆冷却系统，它的作用是在反应堆停堆、装卸料或维修时，用以导出燃料元件发出的余热。④安全注射系统。又称紧急堆芯冷却系统，它的作用是在反应堆发生严重事故，如一回路主系统管道破裂而引起失水事故时为堆芯提供应急的和持续的冷却。⑤控制、保护和检测系统。它的作用是为上述四个系统提供检测数据，并对系统进行控制和保护。
2）核岛的辅助系统。核岛的辅助系统包括以下主要的子系统：①设备冷却水系统。它的作用是冷却所有位于核岛内的带放射性水。②硼回收系统。它的作用是对一回路系统的排水进行贮存、处理和监测，将其分离成符合一回路水质要求的水及浓缩的硼酸溶液。③反应堆的安全壳及喷淋系统。核蒸汽供应系统大都置于安全壳内，一旦发生事故，安全壳既可以防止放射性物质外泄，又能防止外来的袭击，如飞机坠毁等；安全壳喷淋系统则保证事故发生引起安全壳内的压力和温度升高时能对安全壳进行喷淋冷却。④核燃料的装换料及储存系统。它的作用是实现对燃料元件的装卸料和储存。⑤安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统。它的作用是实现安全壳和辅助厂房的通风，同时防止放射性外泄。⑥柴油发电机组。它的作用是为核岛提供应急电源。
3）常规岛的系统。常规岛系统与火电站的系统相似，它通常包括：①二回路系统。又称汽轮发电机系统，它由蒸汽系统、汽轮机发电机组、凝汽器、蒸汽排放系统、给水加热系统及辅助给水系统等组成。②循环冷却水系统。③电气系统。
在核电迅猛发展的今天，公众最关心的仍是核电的安全问题。首先公众提出的第一个问题是核电站的反应堆发生事故时会不会像核武器一样爆炸？回答是否定的。核弹是由高浓度（>90%）的裂变物质（几乎是纯铀235或纯钚239）和复杂精密的引爆系统组成的。当引爆装置点火起爆后，弹内的裂变物质被爆炸力迅猛地压紧到一起，大大超过了临界体积，巨大核能在瞬间释放出来，于是产生破坏力极强的、毁灭性的核爆炸。核电反应堆的结构和特性与核弹完全不同，既没有高浓度的裂变物质，又没有复杂精密的引爆系统，不具备核爆炸所必须的条件，当然不会产生像核弹那样的核爆炸。核电反应堆通常采用天然铀或低浓度（约3%）裂变物质作燃料，再加上一套安全可靠的控制系统，从而能使核能缓慢地有控制地释放出来。
由于核技术的进步，使核电站防御事故的能力大大增强，从而也使公众对发展核电更有信心，可以预计，21世纪将是核电蓬勃发展的世纪。
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