第11讲 核能的利用

第十一讲核能的利用核能，核能发电原理，核能发电系统，核反应堆保护原子核的结合能(bindingenergy)原子核的稳定性是与它的结合能密切相关的。

原子核质量mX总小于它所包含的质子质量和中子质量之和，核子结合成原子核，质量减少了，所减少的质量称为质量亏损。

自由核子组成原子核时所放出的能量，或者说与质量亏损对应的能量，称为原子核的结合能。

原子核质量为mX，包含Z个质子和(A-Z)个中子，实验表明所谓“1+12”原子核的结合能

核的结合能图表示随质量数A的变化平均结合能为原子核的结合能与原子核质量数之比，比较不同原子核的稳定程度。也称比结合能。平均结合能越大，原子核就越稳定。

较轻和较重核的较小稳定性较差；中等质量核的较大，在8MeV上下，最稳定。如将结合能小的核转变为结合能大的核，必定会释放出能量。

在轻核区，如将平均结合能小的核聚变成平均结合能大的核，将释放巨大的能量。这是核聚变反应和氢弹研制的理论依据。在重核区，如将平均结合能小的重核分裂为两个平均结合能大的中等核（即重核裂变）时，将释放巨大能量，这是制造核裂变能反应堆与原子弹的理论根据。核能、核反应、核能发电核裂变，较重的原子核分裂为两个或多个较轻原子核的反应。核聚变，两个轻核聚合成重核的反应。核衰变，是原子核自发射出某种粒子而变为另一种核的过程，是自发而缓慢的过程。核能nuclearenergy（或称原子能）是通过转化其质量从原子核释放的能量。也即原子核结合能发生变化时释放的能量。符合阿尔伯特·爱因斯坦的方程E=mc²，其中E为能量，m为质量，c为光速常量。核反应核能发电

利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式。重核裂变与轻核聚变核裂变：被中子击中时，大原子核分裂成数个小原子核，这个过程会释放能量。核聚变：数个小原子核结合并释放能量。核裂变反应链式反应用中子轰击铀核，使铀核发生裂变，放出能量。铀核分裂时，还同时放出2～3个中子，又可以轰击其它铀核，使它们也发生裂变。这些铀核分裂时，同样放出中子，从而引起更多的铀核发生裂变。于是裂变反应便会链锁式地自行持续下去。这种现象叫做链式反应。如果对裂变的链式反应不加控制，在极短时间（约百万分之几秒）会释放出大量核能，发生猛烈爆炸，原子弹就是根据这个原理制成的。我国第一颗原子弹1964年10月16日我国第一颗氢弹1967年6月17日核能发电原理核能发电的能量来自核反应堆中可裂变材料(核燃料)进行裂变反应所释放的裂变能。裂变反应指铀-235、钚-239、铀-233等重元素在中子作用下分裂为两个碎片，同时放出中子和大量能量的过程。核燃料水池和常规火电厂类似，核电厂也要通过蒸汽动力循环来实现热功率转换。不同的是，常规火电厂的热能来源于锅炉中化石燃烧，而核电厂的热能来自于核反应堆中的核裂变反应。在核电厂中，反应堆和蒸汽发生器所在的部分称为核岛，汽轮机和发电机所在的部分称为常规岛。一座反应堆和它带动的汽轮发电机组及相应的辅助设备称为一个机组（unit）。核裂变一个中子轰击铀核发生裂变反应，平均可产生2.43个新的中子。如果这些中子都能进一步引起裂变反应，则反应速度会以几何级数递增，反应将在瞬间完成。由于核裂变反应可以产生新的中子，引起下一代核反应，使反应象链条一样环环相扣，一代一代持续传递，因此核裂变反应是链式反应，或称为链式裂变反应。低能中子引发燃料核裂变的能力远远高于高能中子，因此，建造一个用热（慢）中子引发裂变的核反应堆，要比建造用快中子引发核裂变的反应堆在技术上更容易实现。但核裂变时释放的都是快中子，所以要用热中子实现链式反应，首先要降低快中子的能量，即中子的慢化。目前大规模应用的核裂变反应堆都是热中子反应堆。尽管快中子反应堆实现技术比较复杂，但可以实现燃料增殖，是核裂变技术发展的方向。对慢化剂的要求：具有较大的散射面积，具有较小的吸收面积，每次中子与原子核碰撞可以损失较多的能量。对于弹性散射，可能的最大能量损失是⊿Emax＝Ei（1－α），

α＝〔（A－1）/（A＋1）〕^2由质量数A决定。显然，A越小，碰撞损失的能量越大，极限情况是A＝1，能量全部损失。而中子与铀-238发生碰撞时，能量损失约为碰撞前能量的2％，因此，应该采用较轻的元素作慢化剂。核反应堆中常使用的慢化剂是轻水（氢）重水（氘）和石墨（碳）。好的慢化剂不仅具有较大的慢化能力，还应该具有大的慢化比。轻水的慢化能力最强，反应堆芯体较小，但慢化比较小，所以轻水堆必须采用浓缩铀作为燃料。重水和石墨的慢化能力比轻水小得多，反应堆芯体大得多，慢化比都比较大，可以采用天然铀作为和燃料。核反应堆为便于和平利用核能，必须控制链式反应的速度，使核能缓慢而又平稳地释放出来.为此，人们制成了一种专门装置——核反应堆。核反应堆能缓慢、平稳地释放核能。

核能系统第一代核能系统（GenerationII）已淘汰。目前世界上在运行的核电机组基本上都是第二代核能系统。第二代核能系统（GenerationII）是20世纪60年代后期至21世纪初世界上大批建造、单机容量在600～1400MW的标准型核电厂反应堆。它是基于几个主要的反应堆技术形式，每种堆型都有几个核电站应用，是标准化和规模化的核能利用。第三代核能系统（GenerationIII）是20世纪80年代开始发展、90年代中期开始投放核电市场的先进轻水堆，第三代核能系统是在第二代核能系统的基础上进行的改进，均基于第二代的成熟技术，提高了安全性，降低了成本。随后，为了提高市场竞争力，缩短建设周期，出现了改进的第三代＋核能系统。在美国的倡导下，一些国家开始联合开发在经济性、安全性、核废处理和防扩散等方面有着重大变革和改进的第四代核能系统（GenerationIV），目前它只处于概念设计和关键技术研发阶段。核电厂的特点和常规火电相比，核电厂的突出特点是使用核燃料，因此核电的发展必然要建立在核燃料开采、加工的基础之上。而核燃料裂变之后会生成大量的强放射性产物，辐射防护和反射性废物的收集、处理是核电厂的重要特点。核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染。核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，没有其他的用途。核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，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1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响，故发电成本较其他发电方法为稳定。核能发电优点核能电厂会产生高低阶放射性废料，或者是使用过之核燃料，虽然所占体积不大，但因具有放射线，故必须慎重处理，且需面对相当大的政治困扰。核能发电厂热效率较低，因而比一般化石燃料电厂排放更多废热到环境里，故核能电厂的热污染较严重。核能电厂投资成本太大，电力公司的财务风险较高。核能电厂较不适宜做尖峰、离峰之随载运转。兴建核电厂较易引发政治歧见纷争。核电厂的反应器内有大量的放射性物质，如果在事故中释放到外界环境，会对生态及民众造成伤害。核能发电缺点法国75%立陶宛73.1%比利时57.7%保加利亚47.1%斯洛伐克47%瑞典46.8%乌克兰43.8%韩国42.8%匈牙利38.3%亚美尼亚36.4%世界核能发电占全部电量1/4

核发电量占总发电比例最多的10个国家我国的核电发展现状及前景我国的核工业起步于1955年，1964年10月16日成功爆炸了第一颗原子弹，而后相继研制了氢弹和核潜艇。

我国核电发展的历史和现状1978年之后，我国的核工业的重点转向和平利用。自20世纪70年代开始筹建核电厂，现已建成独立完整的核科技工业体系，成为世界上为数不多的几个拥有完整核科技工业体系的国家之一。秦山核电厂秦山核电厂是我国自行设计建造的第一个实验型反应堆核电厂，1985年开工建设，1991年并网发电。反应堆为双回路轻水压水堆，功率为300MW，主要是为积累核电经验。实现了我国大陆核电事业“零”的突破，是我国核电发展史上的一个重要里程碑。座落于浙江嘉兴海盐县秦山双龙岗,面临杭州湾,背靠秦山是我国大陆第一座从国外引进的百万千瓦级大型商用核电厂，为轻水压水堆，有两台额定出力为900MW的核电机组。1994年投入商业运行，运行业绩和安全记录良好。大亚湾核电厂位于广东省深圳市东部大鹏半岛大亚湾畔秦山二期核电厂是我国自主设计、建造、自主运营的2×650MW商用轻水压水堆核电厂。设备的国产化率达到55%，提升了我国核电设备制造的能力。秦山二期核电厂岭澳核电厂一期装机容量为2×984MW,堆型为轻水压水堆型，由广东核电集团公司建设和运营，法国马通公司总包。2003年投入商业运行。岭澳二期2005年12月正式开工；两台机组分别于2010年7月15日和2011年8月7日建成并投入商业运行。首座中国拥有自主知识产权的CPR1000型核电站田湾核电厂位于江苏连云港市田湾，一期工程建设2×1060MW的俄罗斯AES-91型压水堆型。

我国核电发展前景经济的快速发展对能源需求的持续增长给能源供给带来很大压力，以煤为主的能源结构不利于环境保护，也不利于抵御市场风险，同时我国能源的相对短缺也制约了能源产业的发展，面对能源需求的增长，核电是目前现实的、可大规模发展的首选替代能源形式。因此，2006年国务院通过了《核电中长期发展规划（2005-2020年）》，规划中明确，到2020年，我国核电运行装机容量将达到4000万kW，占全国电力装机容量的比重将达到4％，同时，在建核电容量达到1800万kW。我国当前核电产业发展的主导思想是引进先进技术，统一国内核电发展的技术路线。2003年启动了第三代核电自主化依托项目的招标组织工作，确定浙江三门核电站和山东东海阳核电站两个项目共四台机组的建设作为依托工程。2007年5月，中国国家核电技术有限公司正式成立，组织进行关键技术的攻关和研发，走出一条核电自主化发展的道路，开发出我国具有自主知识产权的大型先进压水堆核电品牌。核电厂的技术特点往往取决于采用的慢化剂和冷却剂。慢化剂的作用是使裂变中产生的快中子有效地慢化为热中子。冷却剂的作用是将反应堆中产生的大量的热能有效地载出，使反应堆内的燃料元件和堆芯结构能够得到正常的冷却。核反应堆中常用的冷却剂有重水、轻水、二氧化碳、氦气、金属钠等。1、核电站用核反应堆的种类

目前世界各地的核能发电反应堆约有440个，总装机容量约353,000兆瓦或353千兆瓦。用作商业运行的反应堆主要包括:(1)

压水式反应堆(压水堆)(2)

沸水式反应堆(沸水堆)

(3)

重水压水式反应堆(CANDU)

(4)

压力管式石墨慢化沸水反应堆(RBMK)

核电站反应堆1、压水堆特点：1、慢化剂和冷却剂均为普通水。2、冷却水通过堆芯，被加热后，成为300℃、15MPa以上的高温高压水。控制棒压力容器堆芯反应堆的堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组成。反应堆的堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组成。核燃料组件——核燃料经高温烧结成圆柱形的二氧化铀陶瓷块，装在两端密封的锆合金壳管中，包壳内充入一定压力的氦气，成为一根约4米长，直径10mm的燃料棒，然后按照一定形式排列成正方形或六角形的栅阵，中间用定位格架将燃料棒夹紧，构成棒束型燃料组件。控制棒——中子的强吸收体在运行过程中，控制棒组件可以控制反应堆核燃料链式裂变速率，实现启动反应堆、调节反应堆功率、正常停堆以及在事故情况时紧急停堆之目的。控制棒按照其功能和使用目的可分为：功率补偿棒（G棒），控制反应堆功率温度调节棒（R棒），调节反应堆进出口温度停堆棒（安全棒，S棒），在紧急事故工况时，能迅速使反应堆停堆。2、沸水堆控制棒堆芯汽水分离器干燥器特点：1、慢化剂和冷却剂均为普通水。2、冷却水通过堆芯，被加热后，成为285℃、7MPa的饱和蒸汽。

3、重水堆反应堆容器压力管慢化剂冷却剂装卸料机特点：1、核燃料：天然铀2、冷却剂和慢化剂均为重水。3、重水通过压力管，冷却燃料，被加热成300℃、9MPa以上的高温高压水。压水堆核电站目前，压水堆核电站是核电站的主要形式，从军用核反应堆发展而来，技术最成熟，运行最安全的核反应堆形式。核电厂分为核岛和常规岛两大部分。核岛包括蒸汽供应系统、核辅助系统和放射性废物处理系统。常规岛是指核岛以外的部分，包括汽轮发电机组及其系统、电气设备和全厂公用设施等。压水堆核电站常规岛

构成及工作过程进行核反应使一回路系统压力保持稳定是热交换器，把核反应堆的热量传递给二回路的水，产生蒸汽发电。将冷却剂送入反应堆核岛一回路系统设备的作用核电厂的二回路系统与常规火力发电机组的动力回路相似。由汽水分离器、汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水泵、给水加热器、除氧器等设备组成。二回路给水在蒸汽发生器中吸热量后成为蒸汽，然后进入汽轮机做功，汽轮机带动发电机发电。做功后的乏汽排入凝汽器内，凝结成水，然后由凝结水泵送入加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，构成二回路的密闭循环。一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备所组成。高温高压的冷却水在主循环泵的推动下在一回路系统中循环流动。当冷却水流经反应堆时，吸收核燃料裂变放出的热能，随后流入蒸汽发生器，将热量传递给蒸汽发生器外侧的二回路给水，使给水变成蒸汽，冷却水自身受到冷却是，然后流到主循环泵入口，经主循环泵提升压头后重新送至反应堆内，如此循环往复，构成密闭的循环回路。目前，核电厂的汽轮发电机通常采用中温中压、饱和蒸汽并带有中间汽水分离再热器的气轮机作原动机。这种气轮机的特点：一般采用低速汽轮机，汽轮机为单轴，一般有1个高压缸和3～4个低压缸，而无中压缸；由于蒸汽流量大，一般都把高压缸做成双流，以降低高压缸叶片的高度；在高压缸和低压缸之间的连接管道上装设汽水分离再热器。倒U型管束管板

外壳容器

汽水分离装置蒸发器稳压器泵压水堆核电站特点（1）系统分为一、二回路，中间设置蒸发器（3）系统结构复杂，但检修相对简单（2）二回路蒸汽没有放射性，汽轮机不需要屏蔽。沸水堆核电站常规岛核岛构成及工作过程沸水堆核电站特点：（1）无一、二回路之分，不需要蒸汽发生器（3）系统结构简单，但设计、检修复杂（2）蒸汽带有放射性，汽轮机需要屏蔽重水堆核电站构成及工作过程重水堆核电站特点优点：1、利用天然铀为燃料，提高铀资源的利用率；2、可以实现不停堆装卸核连续换料；缺点：1、体积比轻水堆大，建造费用高；2、重水昂贵，发电成本也比较高。快中子增值反应堆—未来核电站

核燃料：钚-239，冷却剂：液态金属钠不需要慢化剂。裂变反应：先铀-238——钚-239，后由快中子轰击钚-239发生裂变反应。极大地提高铀的利用率。快中子增值反应堆工作过程：在“快堆”内由于核裂变反应而产生的热量，由液态金属钠带出来并进入中间热交换器，带有热量的液态钠再由中间回路进入蒸汽发生器，使蒸器发生器内的水沸腾并汽化，由蒸汽来驱动汽轮发电机组进行发电。快中子堆与热中子堆比较热中子反应堆，中子需慢化；而快中子堆，中子不需慢化；在热中子反应堆内，发电时，核燃料越烧越少。

快中子反应堆内，而钚-239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀-238吸收，又变成钚-239。这就是说，在堆中一边消耗钚-239，又一边使铀-238转变成新的钚-239，而是新生的钚-239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料越烧变多。“快堆”核电站的应用，为解决“热堆”核电站的遗留问题（产生大量贫铀）找到了切实可行的途径。由于“快堆”核电站能“增殖”核燃料，所以发电成本低。“快堆”不仅把铀资源的利用率增大了几十倍，而且也使铀资源本省扩大了几百倍。欧洲先进压水堆属改进型压水堆，设计电功率为1600MW。EPR技术源自于法国的N4和德国的Konvoi反应堆技术。1997年6月，该项目完成了基本设计阶段。1.Reactorcore

2.Controlroddrivemechanism

3.Pressuriser

4.Steamgenerator

5.Generatorturbine

6.Coolingwater

7.Containmentshell欧洲先进压水堆技术—EPR

EPR核岛布局反应堆厂房在中央，安全壳周围是安全厂房和燃料厂房，各安全系统均在这些厂房内，所有与安全有关的系统设计成4重冗余且位于安全分隔的区域内。EPR安全壳为两层，EPR对安全壳的密封性能具有特殊要求：在事故压力的情况下，内层安全壳的泄漏率小于1%安全壳体积/天，EPR的乏燃料水池设在安全壳外侧，以尽量减小安全壳直径。EPR技术特点分析EPR开发和设计特点与现有核电厂相比，安全性从决定论和概率论两个方面考虑均有改进；缓解假想的严重事故，将假想严重事故的后果限制在核电厂本身内；在经济上，发电成本可和其他一次能源进行竞争。EPR在核燃料循环方面的技术特点提高核燃料利用率，促进核电可持续发展。EPR可以使用一些现有设施，采用延长寿命高放废物玻璃燃料固化及铀－钚燃料在循环等方法确保对乏燃料及其他废物和材料进行适当的管理。EPR在核燃料循环方面的特点。EPR通过对二氧化铀燃料进行优化使用，以及采用灵活的换料周期来提高反应堆的运行效果。通过实施二氧化铀和MOx管理，在中子、能量和燃耗率增加的同时渐少废物的产生。EPR在核安全方面的设计针对内、外部危害采取更多的预防措施。EPR采用了4套能动安全设备，各安全系统的冗余系列安装在4个独立的配置分区，各分区严格分离以消除共模故障。降低事故发生的频度应对超设计基准（严重）事故的安全特性。包括：排除严重事故时氢的爆炸；反应堆容器破裂、堆芯融化时仍然可以有效控制和冷却熔融物；避免可能的压力容器破裂出现高压熔化喷射；安全壳设计余热排除系统，在事故状态下提供冷却；在安全壳内，一回路的任何泄漏都将得到可靠收集和控制。EPR技术的竞争力EPR有以下几个优势：首先，他的安全性高出目前在运行反应堆10倍以上；其次，它的造价要比目前广泛使用的核反应堆便宜10%,因此有利于削减发电成本，从而降低电价；最重要的是，EPR的放射性核废料远少于现有核反应堆。此外，EPR的优势在于事故风险降低10倍，不影响周围环境，更容易维护保养，可用率进一步提高。EPR的经济竞争优势。具体体现在以下几个方面：较高的额定功率和效率。停堆时间缩短。服役寿命的延长。核电厂布置的优化。改善燃料使用情况和降低运行费用。更高级别的环境保护。EPR它不放出任何CO2或其他温室气体，也不会排放二氧化硫、氮氧化物或尘埃，以及重金属污染环境。此外，EPR核电技术对于实现核能利用的可持续性也起到重要的作用。AP1000的产生和发展AP1000的前身是AP600。AP600设计基于成熟的压水堆技术，关键的革新特性是安全系统的设计利用了自然现象，如重力、压缩气体的膨胀等来代替电源提供的动力，AP600在极大程度上满足了美国核管理委员会(NRC)的安全和概率风险标准，但是，要想使其在美国非管制电力市场中更具有竞争性，必须对AP600进行改进，由此开始了AP1000的开发。美国西屋公司的AP1000技术AP1000的非能动设计非能动设计描述。非能动系统只采用自然力，没有泵、风机、柴油机、制冷机或者其他旋转机械，也不需要安全相关的交流电源。比第二代标准压水堆的安全系统要简单得多。非能动安全系统结构简单，所以大幅度渐少了所需的试验、检查和维修。AP1000的非能动安全系统主要主要包括非能动堆芯冷却系统(PXS)和非能动安全壳冷却系统(PCS)。非能动堆芯冷却系统(PXS)。非能动堆芯冷却系统的目的是防止电站反应堆冷却剂系统的泄漏和各种尺寸和位置的破裂。非能动安全壳冷却系统(PCS)可为核电站提供最终热阱，其主要功能是在发生安全壳内失水事故、主蒸汽管道破裂事故或其他明显导致安全壳内温度和压力上升的事故时，降低安全壳内的温度和压力。该系统主要通过钢制安全壳容器将安全壳空间内的热量排出到安全壳外的环境中。AP1000效果图AP1000的经济性与AP600相比，AP1000发电成本进一步降低。经济性分析。AP1000在设计采用上了成熟的部件，各种设备、部件都具有可靠性记录。AP1000设计简洁，由此降低了运行及维护成本，因此也减少了人员的数量。基于简化设计和模块化设计，机组的造价大幅降低，工期缩短。AP1000美国西屋电气公司一体化压水堆技术的发展趋势将堆芯、直流蒸汽发生器置于压力容器内，稳压器、主泵与压力容器形成一体化布置，从而排除了一回路管道大破口失水事故。采用体积小、高效的直流蒸汽发生器设计，直接产生过热蒸汽，取消汽水分离器。蒸汽发生器一般置于压力容器内侧与堆芯吊篮之间的环形空间内。采用长寿命、高燃耗燃料，提高堆芯可靠性指标，减少堆芯体积和重量，不断延长堆芯寿期。采用非能动安全系统，包括非能动安全壳冷却系统、应急堆芯非能动淹没系统和应急堆芯余热排出系统，保证在断电和事故工况下反应堆的安全。提高自然循环能力，目前国外一体化压水堆的自然循环能力已达30％～60％额定功率。便于设备和部件的安装调试、标准化和模块化建造，从而减少建造材料，缩短建造周期，大大降低造价，提高经济竞争性。核反应堆的保护反应堆保护系统的作用主要是保护三大核安全屏障（燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。核反应堆保护的核心是堆芯保护，其出发点是在任何情况下都能保持燃料元件适当的发热状态、包壳与冷却剂之间良好的换热，防止核燃料包壳过热导致破裂，防止裂变产物的释放。核反应堆保护的要求：当反应堆出现异常但不至于马上危及反应堆安全时，为确保电厂连续运行，可发出警报信号或由闭锁系统提供矫正措施：停棒（启动时）或者插入棒以降功率运行，使反应堆恢复正常运行状态；当运行保护参数超过了停堆整定值时，能快速停堆；当出现超过停堆保护能力的事故时，能启动相应的专设安全设施，缩小事故范围和防止放射性污染；当电厂运行达到某种状态时，允许手动或自动闭锁某些保护动作，防止系统误动作。核反应堆的保护超功率-超温保护超功率保护冷却剂回路低压保护冷却剂回路高压保护冷却剂流量低保护中子通量密度高保护稳压器水位高保护蒸汽发生器水温低保护汽轮机跳闸保护手动停堆保护核反应堆保护主要涉及内容核能的喜和忧核能的来源重元素裂变轻元素聚变核能喜中藏忧后患无穷的贫铀弹可怕的钚—239重元素裂变用慢中子轰击铀-235时，铀核分裂为两个碎核，并有几个中子射出：铀-235+中子→钡+氪+（2—3）中子产生的中子又会与铀反应，造成一系列的爆炸式链式反应，相应的放射性裂变会释放出巨大的能量1克铀-235裂变释放的热量:∽1吨石油完全燃烧释放的热量;∽2.5吨优质煤燃烧释放的热量。铀的储量铀在陆地上的储量并不丰富，总量不超过500万吨，按目前的消耗量，仅够人类使用几十年。在浩瀚的海水中，有超过陆地几千万倍的铀，但其分布不集中，1000吨海水中仅含有3克铀，如何提取出来是一项关键性步骤。目前在研究的有：吸附法、共沉淀法、气泡分离法、藻类生物浓缩法……需要指出的是，铀废料的放射性污染问题是令人担忧的。2.轻元素聚变4氢核→氦核+2电子它释放的能量为裂变的3-10倍。1克氘聚变时释放的能量∽4克铀-235聚变时释放的能量同样，氘和氚也丰富地蕴藏在海水中。据科学家估算，1M3海水中的氘聚变产生的热量∽燃烧2000桶石油；1KM3海水中的氘聚变产生的能量∽全世界全部石油储量拥有的能量；将海水中的氘全部拿来聚变释放的能量∽53000亿亿吨标准煤燃烧释放的能量，足够人类使用1000亿年。而且，氘的提取方法简单；成本较低；运行安全；无放射性……因此，人类对未来核能的利用，更寄希望与核聚变能。氢的三种同位素及其三种水质子数111中子数012同位素氕氘氚氢的氧化物普通水重水超重水各种水占地球总水量99.98%0.016%微量各种水对于生物人体之必需危害生物的死亡之水后患无穷的贫铀弹贫铀材料及其特点贫铀弹的开发和使用贫铀弹的危害贫铀材料及其特点贫铀材料：

贫铀是从天然铀中提炼铀-235后的剩余物，称为铀-238。随着核工业和核武器的不断发展，贫铀作为分离浓缩铀后的尾料，与日俱增。据资料统计，每生产1公斤含3%铀—235的浓缩铀，就会产生5—6公斤的贫铀。美国在1988年贫铀库存就达到70万吨。除美国外，现在世界上拥有核动力的国家都囤积大量的贫铀，大量的贫铀对保存者来说无疑是一个很大的负担，于是对贫铀的开发和利用就成为各国军事工业研究的课题。2.贫铀材料的特点：贫铀(18.7g/cm3)合金密度高、强度大、不易断裂，比钨合金更胜一筹。贫铀合金冶炼方便，可用普通的真空熔炼法冶炼。贫铀价格低，它是分离浓缩铀的尾料，来源丰富。贫铀弹的开发和使用贫铀弹以其强大的穿甲能力和毁伤后效（穿甲时产生的高温和超高压会引起强烈燃烧）而被一些发达国家装备军队，大量用于坦克炮等反装甲武器，用来攻击坦克、舰艇、钢筋混凝土工事等重装甲目标。经过40年的开发研究，贫铀弹已形成一个大家族。放射性衰变：放射性元素不断自发放出α、β或γ射线：铀-238→钍-234+氦核（α-粒子）——α衰变钍-234→镤+电子（β-粒子）——β衰变某放射性原子数目衰变减少到一半所需的时间称为半衰期。铀-238的半衰期为450亿年；钍-234的半衰期为24.1天。注：图１放射性污染会使这只猪崽发生了令人心惊的基因变异。无形的放射性污染放射性污染对生物的危害是十分严重的。放射性污染引起的放射性损伤有急性损伤和慢性损伤之分。如果人在短时间内受到大量剂量的Ｘ射线、γ射线和中子的全身照射，就会产生急性损伤。轻者有脱毛、感染等症状。当剂量更大时，会出现腹泻、呕吐等肠胃损伤症状。在极高的剂量照射下，会导致人群白血病和各种癌症发病率的增加。

切尔诺贝利核电站1986.4.26，前苏联的切尔诺贝利核电站四号机组发生强烈爆炸，顷刻间，核泄漏、核辐射、火灾核爆炸同时发生，其后果相当于500颗原子弹的当量，受污染地区（主要在乌克兰、俄罗斯和白俄罗斯）达15万km2，受害人口为695万，迄今因遭受辐射而死亡的人数达30多万。坟墓这15万km2土地，就像是苏联人在追求科学和工业化甚至军备竞赛中为自己掘下的一个巨大坟墓，杳无人烟，一切都定格在事故发生的那一刻，连新婚夫妇的衣服、结婚宴席仍原封不动地摆在那里，谁也说不清将会摆多久。在这个巨大的坟墓里，人烟绝迹，鸟兽全无，谁也不敢走进这个大坟墓。被疏散到核辐射边沿区的人，由于粮食短缺，便到林中采摘蘑菇，然而只吃了几次，就有人死在了采蘑菇的路上。这都是核辐射的后患。福岛核电站（FukushimaNuclearPowerPlant）是目前世界上最大的核电站，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。受东日本大地震影响，福岛第一核电站损毁极为严重，大量放射性物质泄漏到外部，日本内阁官房长官枝野幸男宣布第一核电站的1至6号机组将全部永久废弃。联合国核监督机构国际原子能机构(IAEA)干事长天野之弥表示日本福岛核电厂的情势发展“非常严重”。法国法核安全局先前已将日本福岛核泄漏列为六级。2011年4月12日，日本原子能安全保安院根据国际核事件分级表将福岛核事故定为最高级7级。前瞻性决策的科学化和前瞻性是人类与环境和平相处的必要保证，正如核能，在利用它之前，就应该设计好在发生事故时如何制伏它。若没有这样的准备和技术，就不应当使用它。否则，就是在为自己挖掘坟墓。钚—令人担忧的元素钚的来源钚的危害钚-239的半衰期地球上有多少钚？核废料的存放科学家的努力钚的来源钚不是天然元素，它是地道的核试验产物。1940年，美国核科学家合成出原子序数为94的钚，那以后，钚与铀一样，成为制造原子弹和核电站的原料。由于钚—239成本较低，实现核反应的临界质量比铀小，所以更受科学家重视，应用范围更广泛。

钚的危害钚-239所释放的α射线、γ射线和χ射线均可能杀死或破坏人体染色体细胞→影响或改变人体遗传密码→使人患各种疾病。绿色和平组织的核科学家卡洛斯—布拉沃报告说，若在空气或城市供水中，混入1克钚-239，则：足以毒死100万只鸽子；足以使100万人患癌症；1微克钚在人体潜伏20年后，可能发作致癌；通过呼吸进入人肺部的含钚-239尘埃，能通过血液和淋巴系统扩散到人体各部分。1945年8月底，在美国新墨西哥州的原子弹实验基地，年轻的原子物理学家路易斯•达格里恩的悲剧。钚-239的半衰期科学研究显示，仅元素周期表中第94号钚元素就有十几种同位素，其中，钚-238的半衰期是88年；钚-239的半衰期是24110年；钚-235的半衰期是4亿年以上。所谓半衰期的概念就是，它们的活跃放射线时间分别为：88年、24110年、4亿年，就是说当岁月流逝这么多年后钚同位素发出射线的能力才减少一半，若待放射性完全消失，须经历的时间大约是半衰期的10倍左右。地球上有多少钚？据资料报道，6000克钚可制造成一枚原子弹，而其中仅有1克钚消失了，是它导演出了令人望而生畏的蘑菇云，按照爱因斯坦质能公式，这1克钚转化成核爆炸所需的全部能量。其能量之巨大，与2万吨三硝基炸药（TNT）相当。非常不幸的是，钚弹爆炸时，有95%的放射性钚都气化扩散到大自然中。如前介绍，钚-239的半衰期约为24110年，所以，人类在20世纪50—70年代进行大气层核试验产生的钚，至今仍残存在我们生活的环境中。在核试验最频繁的美国，尤其严重。地球上的钚越来越多据国际原子能机构近年公布的有关核废料资料披露，20世纪全球400余座核电站共产生了19万吨核废料，其中，美国产生了4万吨核废料；英国产生了3万吨核废料，预计在未来10年将超过4万吨。通过处理可得到100吨钚-239；亚洲日本国近50座核电站生产的核废料，可提炼10吨钚-239。此外，他们还不断从欧洲进口大量核废料进行加工以获得钚-239。核废料的存放到目前为止，我们仍未找到安全处理核废料的万全之策，目前世界各国通用的做法仍是用混凝土或金属容器封装好核废料，再深埋到100m左右的地下岩洞、废气矿井或海底岩洞等核废料场中。按有关国际规定，这样的核废料场应有300年的安全期，但这仍远远小于钚-239的半衰期（2万多年）。因此，经过这样处理的核废料仍存在不安全因素，它们仍然令世界各国政府和科学界为之担忧！令人不安的是，当今世界上存在的19万吨含钚-239的核废料正在衰变过程中，正以15千米/秒的高速度放射α粒子和其他放射线，污染着环境，危害着人类健康。科学家的努力在欧洲核子研究中心工作的卡洛斯•鲁比亚教授提出过一种新型核电站方案，它使用的核燃料不是钚，而是钍，钍不仅烧得干净，而且核废料中不含令人头痛的钚-239，没有放射性；英国菲尔德大学地质学家弗格斯•吉布新提出把核废料深埋到的地下岩层（而非现在的1000m深）。头几天，核废料将利用自身的余热使周围岩石融化，几个月后冷却，从而把核废料罐完全包裹起来，形成一个更安全的核废料坟墓。理论推导显示，5000m的深度，应该是钚-239的最好归宿。聚变科学家们发现，某些质量较小的原子核结合成质量较大的原子核时，也能释放出核能，这种现象叫做核聚变，简称聚变.聚变是获得大量核能的另一重要途径.前面讲过，原子弹是利用重核裂变现象制成的.而另一种威力更大的核武器——氢弹，则是利用轻核聚变现象制成的.聚变又叫热核反应一个氘核由一个质子和一个中子组成，一个氚核由一个质子和二个中子组成，它们发生聚变反应结合成由二个质子和二个中子组成的氦核时，要放出一个中子，并释放出核能.一定质量的氘核和氚核聚变时放出的能量要比等量的铀核裂变时放出的能量大几倍.聚变需要在几百万摄氏度的高温下才能发生，因此聚变又叫热核反应.自然界中的热核反应自然界中，太阳内部的温度高达摄氏1千万度以上，在那里就进行着大规模的聚变反应.太阳辐射出的光和热，正是由聚变反应释放的核能转化而来的.可以说，地球上的人类每天都享用着聚变释放出的能量.

可控核聚变的研究现状与前景中国、日本、韩国、俄罗斯、美国和欧盟6大ITER成员国2005年6月