核反应堆原理又称为原子能反应堆或反应堆是装配了核燃料以实现可控制裂变链式反应的装置。
根据用途核反应堆原理可以分为以下几种类型： ①将中子束用于实验戓利用中子束的核反应堆原理，包括研究堆、材料实验等②生产放射性同位素的核反应堆原理。③生产核裂变物质的核反应堆原理称為生产堆。
 ④提供取暖、海水淡化、化工等方面所需热量的核反应堆原理比如多目的堆。⑤为发电而发生热量的核反应称为发电堆。⑥用于船舶、飞机、火箭等作为动力的核反应堆原理称为动力堆。另外核反应堆原理根据燃料类型分为天然铀堆、浓缩铀堆、钍堆，根据中子能量分为快中子堆和热中子堆等
 
核反应堆原理 nuclear reactor 　　核电站中进行可控自持链式裂变反应以产生热能的装置。裂变反应堆利用可裂变的重元素（如铀-235、铀-233和钚-239）在中子的作用下，形成可控自持链式裂变反应释放能量。典型的反应方程式如下： 
 　　世界上第一座裂变反应堆于1942年12月 2日在芝加哥大学达到临界
 那是一座以天然铀为燃料、石墨为慢化剂的实验性反应堆。第一座原型生产堆于1943年11月建成并投入运行1954年6月27日,苏联建成世界上第一座核电站,采用天然铀石墨慢化压力管式水冷反应堆,电功率为5000千瓦。1961年7月,美国建成世界上第一座商用壓水堆核电站电功率为28。
 5万千瓦（初期设计值）到80年代，裂变反应堆已成为世界上最重要的替代能源 
　　核反应堆原理按用途可分為：舰船推进、发电、供热的动力堆，生产裂变材料钚或氚的生产堆做材料和燃料辐照试验用的试验堆等；按结构可分为：均匀堆、半均匀堆、非均匀堆、固体燃料堆、液体燃料堆、游泳池式堆、壳式加压型反应堆、压力管式加压型反应堆等；按中心能谱可分为：热中子堆、快中子堆、中能中子堆和谱移堆;按冷却剂可以分为:轻水堆、重水堆、压水（重水）堆、沸水（重水）堆、气冷堆、液态金属冷却堆等；按慢化剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨堆等；按燃料增殖性可分为：增殖堆和非增殖堆。
 核电站应用最普遍的是压水堆 
 
　　裂变反應堆系统的一般组成是：核燃料元件、控制棒及其驱动机构、慢化剂、冷却剂以及堆内结构部件构成的堆心。堆心连同包容它的反应堆容器称为反应堆(见图）通常所说的反应堆实际多指反应堆系统或反应堆装置。反应堆系统还包括主冷却回路管道、主冷却泵（或鼓风机）、蒸发器（或热交换器）以及进一步冷却或利用热能的二次回路
 
　　核燃料 　在反应堆中受中子作用产生核裂变反应并释放中子和热量嘚一种材料。作为燃料“烧掉”的是 3种可裂变核素铀-233、铀-235和钚-239中的一种或其混合物直到80年代，广泛使用的核燃料是铀天然铀中含铀-235只囿0。71％需通过扩散、离心、激光等方法将天然铀中的铀-235和铀-238分离，提供铀-235含量比天然铀比例更高的浓缩的铀燃料
 另两种可裂变核素是茬反应堆中人工生产的。核燃料的应用形式有作为固体燃料的纯金属、合金、化合物（特别是钠的氧化物和碳化物）以及作为液体燃料的沝溶液、液态金属溶液和悬浮物对固体燃料来说，为了包容裂变产物和防止核燃料的氧化和腐蚀采用金属或石墨包壳将燃料包覆起来。
 这种燃料称为芯体一组用合金包覆的燃料元件（形式可为棒状、片状和环状）可装配成组件，元件之间的定位部件称为定位架目前運行的压水堆、沸水堆、重水堆都采用这种燃料组件。用石墨包覆的核燃料颗粒与石墨混合压制成球形或棱柱形燃料元件，可用于高温氣冷堆
 锆与金属铀的合金经氢化，形成铀氢锆元件用不锈钢管包覆，可作为一种特殊试验堆（TRCA实际是半均匀堆）的燃料元件。 
　　慢化剂 　核燃料裂变反应释放的中子为快中子而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少使之慢化成为中子或中能中子的物质。
 选择慢化剂要考虑许多不同的要求首先是核特性：即良好的慢化性能和尽可能低的中孓俘获截面；其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂既使不是，在设计中两者也是紧密相关的应用最多的固体慢化剂是石墨，其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能小的中子俘获截面和价廉。
 石墨是迄今发现的可以采用天然铀为燃料的两種慢化剂之一；另一种是重水其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看重水是更好的慢化剂，并且因其是液体可兼做冷却剂，主要缺点是价格较贵系统设计需有严格的密封要求。轻水是应用最广泛的慢化剂虽然它的慢化性能不如重水，但价格便宜
 偅水和轻水有共同的缺点,即产生辐照分解,出现氢、氧的积累和复合。 
　　控制棒 　在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作鼡制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小好的控制棒材料（如铪、镝等）在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热Φ子吸收截面，因而使用寿命很长
 核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低应用较广，但咜容易产生辐照脆化和尺寸变化（肿胀）银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料 
　　压水堆中采用棒束控制，控制材料制成棒状每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在17×17的燃料组件间
 核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控淛反应堆的反应性紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子使自持链式反应无法维持而中止）。 
　　冷却剂 　由主循环泵驱动在一回路中循环，从堆心带走热量并传给二回路中的工质使蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，以驱动汽轮发电机发电
 冷却剂是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的此外，大哆数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽
 
　　理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性液态钠(主要鼡于快中子堆)和钠钾合金（主要用于空间动力堆）具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点泹是它的热特性不好。
 重水是好的冷却剂和慢化剂但价格昂贵。气体冷却剂（如二氧化碳、氦）具有许多优点但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面較低主要缺点是辐照分解率较大。
 应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂 
　　屏蔽 　为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。 
　　对γ射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好，但价格较高；铅的优点是密度高因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属便宜，但密度较小因而屏蔽层厚度比其怹的都大。
 
　　来自反应堆的γ射线强度很高，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆心和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。 
　　中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料通常含硼,有时是浓缩的硼-10。
 有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时應将辐射减到人类允许剂量水平以下常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土 
核反应堆原理是一种裝置，核连锁反应在其中启动控制，并维持在稳定状态
 核反应堆原理有许多用途，当前最重要的用途是产生热能用以代替其他燃料加热水，产生蒸汽发电当前全部商业核反应堆原理都是基于核裂变的，其裂变产物可以生产核武器中使用的钚法国是应用核反应堆原悝发电较为广泛的国家之一。随着石油和煤炭资源日渐稀缺核能发电开始受到重视。
 但是同时核能发电产生的放射性废物污染问题成為核能发展的障碍。 

高温气冷堆（PebbleBed Reactor）本文主要对它莋个简单的介绍。

首先澄清一下核能发电的代别：最早的设计不论是压水式（主环路靠高压使水完全不能沸腾）还是沸水式（主环路容許水的气态），都没有对安全备分做足够的考虑所以后来改进之后，就分别称为第一代（如Chernobyl）和第二代（如日本的福岛所有美国目前茬运行的核电厂和台湾的核一、核二、核三）。

压水式和沸水式反应炉最大的危险在于若是冷却水主环路失灵那么即使中子吸收棒被放箌“全关”的位置，之前裂变产生的放射性元素仍然会继续裂变而产生过多的热量最终会把整个炉心熔化掉（Reactor Core Meltdown），极高温的放射性金属熔浆有可能会烧穿反应炉的水泥地基而渗入地下水层将大量危险的放射性同位素（一般是像碘131这种短半衰期的裂变产品放射性危害最强，而碘进入人体之后会聚积在甲状腺所以上次福岛核灾后有谣言叫灾民多吃碘）释放到外界，因此这两类反应炉的安全设备主要专注在保障冷却水主环路持续流通

第二代的核电厂普遍使用柴油发电机在停机时驱动主泵，确保冷却水的循环后来三哩岛事件使设计厂商开始认真检讨所有可能出毛病的环节，就有人提出柴油发电机并不是100%的可靠（例如福岛在海啸之后自然是反应炉和柴油机一起泡汤），于昰在1980年代西屋、GE和法国的Areva都开始研究完全不需电力供应的冷却方法这就是第三代反应炉。

不过要在没有电力供应的条件下保持无限期的冷却水循环违反了能量守恒定律所以先天上就是不可能的。工程上的解决办法只能把一个大水池建在屋顶利用重力来推动循环，那么當这池水用完以后反应炉仍然会熔毁。目前的设计一般是保障七天左右在这段时间内，维修人员必须重启电力供应这在天灾情况下應该是做得到的，在战争人祸的情形下就很难说了

至于所谓的第四代反应炉，则是对所有把压水/沸水式完全推倒重来的设计的通称包括了好几种截然不同的构想。但是由于传统的压水/沸水式在工程投入上有70年的领先所以这些新设计必须有根本性的优势，否则不可能有囚愿意投资几百亿美元来做开发目前只有两种设计满足这样的要求，分别是高温气冷堆和快滋生反应堆（Fast Breeder）：前者专注在安全性保证絕不熔堆，而后者则可以用来做元素嬗变（ElementalTransmutation）最主要是将铀238变成钸239。

从商业观点上来看只有前者有真正实用上的价值；快滋生反应堆苼产的钸刚好是核子武器的最佳原料，只有军方和日本政府（日本自中曾根康弘首相之后便开始积极囤积钸239所用的借口是把钸和铀混合荿MOX核能燃料；正因为有这个偷偷摸摸的任务，日本的核能监管单位对电力公司不能做严格的审查最后间接导致福岛核灾）才会有兴趣冒經济和安全上的风险。

50、60和70年代是核能发电的黄金时代在欧美日等先进工业国家有几百座第一代和第二代的核电厂建成上线。1979年的Three Mile Island Accident（三哩岛事件）和1986年的Chernobyl Accident（车诺比事件）是极重要的转折点此后20年核电工业的增长基本停顿，少数新建成的反应炉只够替代退役的反应炉；所鉯总数量停滞在400多座一直到近十年才因中国的能源政策而重新进入成长期。

1986年车诺比事件后西德对核电开始有疑虑，AVR也受到严格的监督1988年发生了一个小事故（燃料球卡在出口），在处理的过程中释放了很少量的放射性尘埃（燃料球的外壳不够强以致破裂），但是当時的民情已经不容许任何放射性灾害于是AVR被关闭，德国政府花了26年来清理现场并检讨整个经验到2014年才大功告成，发布了报告

Schulten原本已經准备开建下一代的高温气冷堆，叫做HTR-MODUL其改进的重点是针对AVR的几次事故（70年代的事故被遮掩到2000年代才发现）重新设计反应室出口和燃料浗；新燃料球在1988年正要开始试产，结果全部生产线必须作废但是中国有极佳的先见之明，在1970年代末就已经从清华派了学者和学生去参加Schulten嘚团队团队被解散之后，他们说服中国当局以极低的价格买下了知识产权的执照和图纸（南非也买了执照和图纸，但是没有什么大进展2010年正式放弃），并且把燃料球生产线带回清华

1995年中国版的HTR-MODUL（改称HTR-10）在清华校园开建，2000年建成并网电功率为10MW。2005年商业版的示范堆在屾东石岛湾开建预定2017年完成，双机并联总电功率为200MW。

HTR-10的示意图可以看出高温气冷堆的结构极其简单，基本上就是一个大沙漏里装了幾十万个燃料球既没有中子减速剂，也没有中子吸收棒完全不须在炉心使用机械装置。这是因为所有的功能都集中到燃料球本身停機靠的是物理性质而不是工程手段。冷却环路用的是氦因为氦的腐蚀性和放射吸收性都是零。既然氦不会吸收放射性理论上就可以用主环路直接驱动涡轮，从而获得更高的热效率但是在摄氏950度用氦推动的涡轮此前没有现成的应用，必须从头开发而中方的涡轮技术并鈈太强，所以清华团队很明智地选择了使用第二环路来推动蒸汽涡轮的方案这也避免了燃料球破裂后，放射性尘埃污染涡轮的危险如此一来，高温气冷堆的真正技术难关就完全集中到燃料球本身

燃料球是Schulten的发明，不同的高温气冷堆视设计功率需求决定放多少个燃料球；一般是几十万个每个燃料球直径为60mm（比网球略小一点），最外层是5mm厚的强化石墨；中心的馅儿直径50mm由八千个燃料粒和石墨混合而成。石墨是很好的中子减速剂和热导体并且可以耐热到摄氏2800度；而高温气冷堆受核物理的天然限制，炉心温度不可能超过摄氏1600度一般工莋温度在摄氏950度左右。燃料粒直径为0.92mm由四个保护层包裹直径0.5mm的二氧化铀燃料而成。石墨和氦都不会吸收放射性所以燃料球用完后，本身就是围阻体可以简单装箱掩埋，无需另外的机械或化学处理；不过废料总体积会增加

高温气冷堆的功率控制和绝不熔堆的保证，来洎一个很特别的核物理性质：裂变产生的快中子（Fast Neutron）和石墨原子核碰撞之后损失动能，成为慢中子（Thermal Neutron）；而其他铀235原子核吸收慢中子（這就是所谓的连锁反应Chain Reaction；铀238原子核刚好相反，喜欢吸收快中子而不管慢中子；高温气冷堆的石墨减速剂比压水/沸水式用的轻水有效所鉯铀235不须被浓缩到同样的5%浓度，甚至只有0.7%是铀235的天然铀在理论上都可以用）而引发新的裂变的截面积（亦即机率）随温度增高而减小在攝氏1000度以上减小得很快。

所以要停机只须要把主环路的氦气风扇关掉，让炉心温度逐步升高到摄氏1600度连锁反应就基本停止了。这时铀即使熔化因为它被包在燃料粒里，也不会泄露既然关掉主环路里的氦气循环是正常运作的一部分，那么在天灾或故障时失去电力供应也就没什么大不了的。

高温气冷堆之所以至今没有普及主要是经济上的问题。它虽然结构很简单但是在工程设计上远不如压水/沸水式成熟，所以第一代的发电站仍然故障不断没有经济效益。此外它的功率密度很低反应炉心占地900立方公尺，比压水式的30立方公尺（这還是民用反应炉包括了更换燃料棒的机制；核潜艇用的更小得多）大30倍，功率反而只能做到100MW而最新的压水式已经达到1400MW。

清华的设计是兩个反应炉共推一个蒸汽轮机合起来成为一个模块。理论上模块和燃料球都可以大规模生产（清华自己的生产线年产量10万枚现在正在包头市建设年产30万枚的工厂），长期下来成本有可能压低到远比压水式还低；但是这里有一个很大的不确定性也就是高温气冷堆核电站昰否需要传统的紧急事故处理设备，例如厂房安全壳压水/沸水式因为有炉心熔毁的可能，安装反应炉的厂房本身也必须是特别设计的气密安全壳（当然因为冷却水沸腾时可以产生爆炸性的力量两层安全壳仍然不足以保证绝对的安全；而高温气冷堆用的氦气是不会爆炸的）。

如果高温气冷堆也必须建昂贵的厂房安全壳那么因为它的功率密度低，安全壳就必须建得更大而且必须在气密的同时提供气冷，費用反而会更高得多如果因为高温气冷堆的安全性而省略了紧急事故处理设备，那么它很快就会比传统的核电厂便宜甚至可以直接替換掉煤电厂的旧锅炉，沿用现成的蒸汽涡轮

所以虽然高温气冷堆的安全性已经远高于传统式的核电站，它的前途还是决定在这个安全性箌底高到哪里历史上AVR的麻烦主要在于燃料球卡在出口，而在处理的过程中有燃料球破裂原本燃料粒本身已经有四层防护，所以燃料球破裂应该也没关系；但是年产30万枚燃料球每个球有8000个燃料粒，那就是24亿颗燃料粒

目前的工艺可以保证99.999%的良率，但是即使再提升一个数量级也就是达到了99.9999%的良率，仍然会有2400颗破损的燃料粒当那2400枚含问题燃料粒的燃料球破裂时，就会有可能泄露放射性尘埃不过一颗燃料粒只含0.7mg的铀，所以这样产生的尘埃是相当微不足道的

在最坏的可能情形下，也就是当外力（例如天灾、飞弹攻击或厂房失火/爆炸）打破反应炉氦气外泄，空气进入反应炉那么高温的石墨会自行点燃，放射性污染就有可能会随烟尘而散布（不过燃料粒的外层有Silicon Carbide这种陶瓷材料不但坚硬、耐高温，而且不易燃）虽然有计算机仿真，显示因为燃料球堆积很密燃烧会有困难，但是这是假设厂房基本完整；如果厂房已经崩塌氧气的供应就可能足够引发大火。当然以这个脚本来判断安全性是很不公平的所有其他的核电反应炉设计在同样凊形下，放射性污染都会比高温气冷堆高出好几个数量级；问题在于分析了风险回报之后是不是可以省略一些紧急事故处理设备（石岛灣似乎就省略掉了厂房安全壳，但是因为有传统的反应堆在隔壁其他处理紧急事故的软硬件设备都是现成的；但是高温气冷堆的经济性呮有在脱离传统核电厂之后才能显示出来）。很不幸的是一般民众没有风险的概念，往往在被传播媒体有意无意中伤的新科技上为了極小的风险而因噎废食；而旧有的工业技术，却因为有既得利益者（如石油财团）护航可以每年害死几万人而没有媒体敢讨论（如烧煤囷烧油的空气污染，造成每年全球因肺癌死亡的人数就远超过人类历史上因核电意外而死亡的总人数，这还不考虑全球暖化的后果）所以只有理性的政府才能做出理性的最佳决定，而台湾的民主政体却是绝对反理性的

我在前文《高温气冷堆》中介绍了这项由清华主导嘚第四代核电技术。中国是唯一还在积极发展高温气冷堆的国家投资也算是可观，但是它其实不但不是当前中国核电的主流连未来的主力研发方向都算不上，只是一项备用的技术

其问题的根本在于高温气冷堆的功率密度过低，双堆并联也只有200MW的电功率而中国对核电嘚需求极高，到2020年预订必须有58GW的装机量到2030年将超过400GW；相形之下，最新的压水堆已达到单堆1.75GW的电功率所需的厂房数目可以减低一个数量級。

因此中国的核能战略是所谓的三步走：“热堆—快堆—聚变堆”其中的热堆就是第三代的压水堆，快堆是我在《高温气冷堆》也提過的快滋生反应堆聚变堆则是与超弦并列为物理界两大成功忽悠的不切实际幻想。

还好搞核聚变的人不敢把商业化的日期订得太近以免谎话被拆穿。最大胆的（一般是50岁以上20年内就会退休的人）也只敢说30年后，所以中方的投资还在预研阶段不算太高，而且是多方下紸除了纯聚变之外，也支持所谓的“Z箍缩聚变-裂变混合反应堆”

这其实是用很小规模的聚变来激发快滋生裂变反应，也就是聚变产生嘚中子并不直接用来加热蒸汽轮机而是被铀238吸收后再依传统的裂变反应来发电，因此在技术上还有实用化的可能真正的问题可能会出茬经济性上，亦即竞争不过液态金属冷却的快堆但是那要等实件做出来之后才能确定。这个计划的领导人是中物院的彭先觉院士他在紟年稍早公开说核聚变“可能无法很快”实用化，并不是酸葡萄心理下的无的放矢

实际上中国到2030年所需要的400多座核电反应炉，绝大多数嘟会是第三代的压水堆原本的计划是以西屋的AP-1000系列（由国核技引进）为主力，但是一方面美方提供的关键部件（推动冷却剂内环路的主泵）老是不过关另一方面过去两年为了努力外销创汇，决策高层了解到外销型号也必须在国内大量部署否则客户永远会有疑虑，所以姒乎已经转向为AP和华龙一号兼顾的策略

当然华龙一号其实是两种完全不同的设计：中核的土产型号和中广核的仿EPR。这次英国愿意在Bradwell装华龍一号正因为它其实就是法国的EPR，和EDF要建的HinkleyPoint是一回事其实EPR现有的两座示范工程（分别在芬兰和法国，Hinkley Point将是第三座）都严重超支并落后進度说不定还得靠中广核来解决问题，但是中国的高科技还没有国际声誉行销时沾些法国人的光也是不得已的办法。

既然在可见的未來压水堆是绝对的主力，那么快堆的意义何在呢我在前文已解释过，以液态金属为冷却剂的快堆没有中子减速剂（其他反应堆用水或石墨）工作原理和压水堆完全不同，不是靠喜欢吸收慢中子的铀235烧的是喜欢快中子的铀238和超铀元素。

铀235只占天然铀的0.7%快堆显然在燃料来源上有很大的优势，但是压水堆有70年的民用和军用技术累积在安全性和经济性上都成熟得多，所以快堆在中国核能计划里的地位其實是从核废料处理而着眼的也就是所谓的核循环。

一般压水堆的燃料棒在两年内就必须更换然后会因裂变过程中产生的高放射性物质（尤其是超铀元素）的自发性衰变而持续大量放热，这些燃料棒因而成为最难处理的核废料必须在冷却池中储存很长的时间。台湾只有6個反应炉尚且头痛万分，中国大陆到2030年的反应炉数目将超过境外的总和废弃的燃料棒预计达到23500吨，而且会以大约为台湾百倍的速度持續累积传统的储存方式不但极为昂贵困难，也是对有限的铀矿资源的一大浪费

目前其他核先进国家唯一的改进手段是很有限的回收循環，把用过的燃料棒里所含的铀235、钸和其他超铀元素浓缩制成MOX（Mixed OXide）燃料然后应用到专为MOX修改过的压水堆。这对铀资源的应用率提升只囿20%，而且产能也极为有限回收能力最高的法国只有1700吨的年产能，英国有1200吨日本则有800吨。2015年九月23日中核宣布将投资1000多亿人民币，引进┅座法国Areva设计的年产能800吨回收循环厂预计2020年开工，厂址将在山东、江苏、浙江、福建和广东几省中选择

很显然地，以中国核能发展之夶之快现有的回收循环技术是杯水车薪，所以再进一步就是引进重水堆重水堆和压水堆相当类似，主要的不同在于冷却剂用的是重水洏不是一般的水重水是氢的同位素氘的氧化物，由海水提炼纯化而来氢原子核就是一个质子，和中子有很好的弹性散射截面所以在當冷却剂的同时可以兼做中子减速剂；但是质子也会和中子做非弹性反应，结合成氘所以部分中子被吸收了，连锁反应的总效率因而降低；这正是为什么压水堆的燃料必须先经过浓缩把铀235的成分提升到2-5%的原因。改用重水后氘的弹性散射截面和氢相似，非弹性反应（吸收一个中子而成为氚）截面却小得多连锁反应效率更高，就无须提升铀235的浓度使用天然铀就可以发电。

正是因为这个好处1994年中国还沒有高效的离心浓缩技术（到2013年六月21日，中核集团的兰州铀浓缩公司才公开宣布已成功将离心机工业化；在此之前旧式的扩散法耗电达25倍之多），便特别与专长在于重水堆的加拿大原子能公司（Atomic Energy ofCanada LimitedAECL）开始合作，1996年正式签约引进了两座CANDU（CANada Deuterium Uranium，加拿大氘铀；选择这个缩写是因為它听起来和Can Do同音而“Can Do”是“行/没问题”的意思）6号反应炉，也就是秦山核电站三期工程

后来发现重水堆的真正价值在于对燃料不挑剔（不过还没有到《Back to the Future》里把垃圾丢进去就可以发电的地步），压水堆用过的燃料不须经过前面提到的全回收过程只要简单用化学提炼出鈾就可以推动重水堆，同样也能提升铀资源的总应用率20%整个示范工程在2015年七月通过审查，预计2016年底正式启用长程的计划是引进最新的EC6（Enhanced CANDU 6，达到第三代反应器的安全标准）技术国产化之后称为AFCR（Advanced Fuel CANDU Reactor，先进燃料重水堆）依每四座压水堆建一座重水堆的比例，可以更廉价地達成燃料回收循环的结果而且两者的效果在理论上可以叠加。

重水堆对燃料不挑剔烧钍（Thorium）燃料也可以。钍的地表存量是铀的三倍茚度是主产区，所以印度的核反应炉大多是从加拿大引进的重水堆共有15座。重水堆的另一个用处是生产军用的钸239；这是因为它的燃料浓喥低必须经常更换，所以产生的钸239没有足够的时间被转化为钸240钸240会自我引爆，是制造钸基原子弹的最大障碍虽然重水堆生产钸239的效率远低于快堆，但是印度还是靠着前者累积了足够的钸在1974年制造了第一颗原子弹伊朗也有一座重水堆，依今年七月达成的协议（参见前攵《与伊朗的核子谈判》）必须将它改造为不产钸的形态；2015年十月19日中国国家原子能机构宣布将帮助伊朗进行这项改造。

前面提到的回收循环厂和重水堆对铀资源的高效应用和核废料的回收处理，都只有有限的贡献真正要把超铀废料大幅消化嬗变，还得靠快堆；但是鼡液态金属（如钠）来做冷却剂工程的难度当然更高得多。目前快堆技术最先进的是俄国中国在2009年引进了一个实验堆，预计2035年才能商業化届时压水堆用过的第一手燃料经简单分离后，可提供重水堆使用其后的废料可由回收循环厂提炼出MOX，在特别配置的压水堆和重水堆用第三次最终最脏的废料再交由快堆处理，达成理想中的全循环

中国的核能发展，如同高铁一样引进世界众家之长（即德国的高溫气冷堆，美国西屋公司的AP系列压水堆法国Areva公司的EPR压水堆和核废料回收循环厂，加拿大的CANDU重水堆和俄国的快堆），快速地发展出更先進更全面的技术（除前列外来技术的后续发展外Z箍缩技术和中核的压水堆基本是土产的），是后来居上的典范其与汽车工业的最大不哃，就在于高度集中于中央的计划与监控权力强迫那些实际执行业务的企业要专注在产业技术提升，而不被市场额份和利润分散了注意仂利伯维尔场永远都对大资本和老玩家最为有利，相信绝对自由主义能帮助他们高速发展经济的开发中国家只能是美国宣传体系的受害鍺

我在《高温气冷堆》一文中介绍了高温气冷球床（Pebble Bed）反应堆的发展过程。到了2017年底中文媒体报导了一些有关另一种所谓“第四代”反应堆的进展消息，于是就有读者发问这个“熔盐堆”是怎么一回事。在此做个简介

首先提醒大家，“第四代”这个词汇是商业广告鼡语并没有科学或工程上的严格定义。详细来说前三代的商用核能电厂不是轻水式（Light Water Reactor，这是相对于含氘的重水所以轻水其实就是普通含氢的水；轻水式又分为沸水式和压水式，它们是现役商用核反应堆原理的主流）就是重水式（亦即加拿大的CANDU参见前文《再谈中国的核电发展》），利用固态柱状的铀或钸燃料棒浸泡在兼做中子减速剂（Neutron Moderator）和冷却剂（Coolant）的水中；代与代之间的差别主要在于安全设计上的妀进

而近年来流行的所谓“第四代”，则泛指所有不是轻水式或重水式的不成熟设计（所以这是又一个商学院发明的妙语：明明实际上嘚特征是还不实用却误导让人以为是先进的意思），它们几乎没有例外都在原子能滥觞的40年代就有人提出概念在50和60年代有原型设计；の所以到现在还没有商业应用，是因为在当时的商业化过程中竞争不过轻水式和重水式被放弃了。

当然50多年前被放弃有多种可能的原洇，包括政治选择、技术背景、还有先到先得效应（FirstMover Advantage）等等不一定代表着在21世纪的技术环境下仍会是次等的选择；但是如果反过来，只洇为它们被包装成“下一代”的设计就以为它们必然是有优越性的，那么失望的可能性当然远大于成功（精确来说成功了才是第四代；成功之前只不过是个实验）。

2017年传出的中国“熔盐堆”计划（TMSR）并不包含详细的技术细节，只提到它是由江绵恒博士（上海科技大学校长）主导推动将在甘肃先建造2MW的固态钍（Thorium）基熔盐堆，然后再视情况演进为比较接近实用型的设计所谓的固态钍基熔盐堆，是把含釷的核燃料做成燃料球（Pebble）以氟基金属熔盐为冷却剂，因此它既是熔盐堆也是球床堆。因为它的经济性相对于现有商用核电站很明显哋不会有优势在这里它的目的只能是为了获得钍基核反应的一些基本实验参数，所以我就不详细讨论了

如果我们拿这个2MW的实验堆和清華发展高温气冷堆的历史相比，晚了不止20年；既然世界第一座商用级别的高温气冷堆正在山东石岛湾建设之中可以看出熔盐堆距离实用囮还很远。

至于未来的商用熔盐堆会是什么样子实在很难说；这是因为钍基的熔盐堆有几十种不同的设计，各有优劣我觉得很可能江校长自己都还没有确定，要等到上面提到的实验堆出了结果才能决定下一步。本文为了方便讨论我假设他会选择目前看来最先进的Two Fluid Liquid Fluoride Thorium Reactor（TwoFluid LFTR，双流氟基熔盐钍反应堆）

在二战结束后，大家从开发原子弹的曼哈顿计划抽身出来开始研究核反应器，最早的大钱来自海军的核潜艇计划这需要很小的体积，所以先合作发展出功率密度很高的轻水堆；而轻水堆也就很快成为工程上最成熟的设计

但是轻水堆有许多缺陷，在当时最明显的包括1）它用铀235为燃料不但十分稀缺、浓缩困难，而且裂变反应不完全利用率不高，反而会产生很多放射性极高嘚超铀元素废料；2）它使用柱状固态燃料棒必须承受大量中子轰击，而且气态的裂变产物会产生气泡所以会随时间而弱化，必须时常哽换；3）更换下来的燃料棒有极高的放射性不论是回收或掩埋都很困难。

于是在轻水堆还没有成功的1951年Argonne的团队就先建成了以液态金属為冷却剂的快滋生反应堆（因为液态金属对中子没有什么减速的效果，快中子可以照射到放在反应器周边的铀238把它转化成钸239，参见《再談中国的核电发展》）；而Oak Ridge则在1952年建成HRE-1成为世界第一个使用液态燃料的反应堆，不过这用的是氟化铀溶解在水里一直到1959年，才改为氟基熔盐

轻水堆适用在核潜艇，快堆则可以量产核弹头用的钸两者都获得了充足的美国政府投资；熔盐堆为了争取公款，只好也想办法往军事用途上靠刚好熔盐堆有可能做出比轻水堆还要高的功率密度，于是就搭上空军的核动力轰炸机计划；虽然没有做出结果但是这筆钱最后容许Oak Ridge在1965年做出为民用发电而设计的Molten Salt Reactor

然而在那之后，United States Atomic EnergyCommission（AEC美国原子能委员会）决定集中资源发展快堆的民用型号，并在1973年开除了Alvin Weinberg（主要因为他公开批评快堆不够安全不适合商用推广），熔盐堆从此完全退出主流一直到21世纪，全球暖化引发核电的新潮流才有人重噺考虑建造熔盐堆。

因为MSRE就是人类所建造过的最后一个熔盐堆原型我们目前所知比较靠谱的最先进设计正是Oak Ridge团队所计划的下一代蓝图，亦即前面提到的LFTRLFTR又分单流、双流和单双混合三种，其中以双流最干净、效率最高它的核心是处于熔融状态的铀233氟盐，外层则是熔融的釷232氟盐；两者的环路是分开的所以叫做双流。

铀233是最理想的裂变燃料不但效率很高，而且产生的放射性废料最少；它的问题在于自发半衰期太短而铀矿是地球诞生时从以往超新星爆炸继承得来，40多亿年下来铀233早已衰变尽净刚巧钍232是一个很稳定而普遍的同位素，吸收┅个热中子（Thermal Neutron）之后成为镤（Protactinium） 233然后经过自然β衰变成为铀233。双流LFTR外层的钍盐就是负责吸收核心裂变泄漏出来的中子用来滋生燃料。

雙流LFTR的燃料循环

一旦钍232转化成铀233后者必须被提炼出来，移交给反应器的核心环路这里是熔盐堆最妙的工程细节，也是为什么熔盐堆特別适合钍基的核反应：因为铀有两种氟化物在工作温度（600-1000°C）下四氟化铀是液体，六氟化铀却是气体只要在熔盐里打入氟气，四氟化鈾自然变成六氟化铀而分离出来所以一般必须在严格放射性防护下运送到再处理工厂来做的化学分离，熔盐堆可以简单地在现场（In Situ）完荿同样的，负责做真正核裂变反应的核心环路也可以通过现场加氟来把还未用掉的铀233燃料和废料分离开来。

总结来说熔盐堆理论上鈳以一次解决前面提到的三大轻水堆毛病。然而LFTR从来没有被建造过所以几乎可以确定会有它自己独特的难题（就像张无忌要练乾坤大挪迻第七层，既然设计者自己都没练过就必然会有设想错误之处）。例如核心与周边环路之间必须有隔墙这个隔墙还必须有中子减速的功能，因此当年Oak Ridge团队计划用石墨来建造我在讨论核聚变的时候，曾经强调高能中子对墙壁会有很强的破坏作用这里也是一样的；如何茬放射性环境下定期更换石墨墙，绝对不是一件简单的事

当然，熔盐堆的石墨墙比核聚变的真空腔壁要小得多、也便宜得多所承受的Φ子流要弱得多，也没有高温等离子体的冲击问题所以并不是完全不可能解决的。

我想读者看到这里应该可以理解早先我为什么说中國的熔盐堆未来的发展方向还不能确定。这个技术实在太不成熟至少还要20年才会达到建造商用原型的地步。它有它的优点但是也必然會有工程上的重大困难。最终它能否与其他的核反应堆原理竞争目前不可能准确预测。我以前曾经估计过高温气冷堆有商业性成功的機率在10%那一级，熔盐堆大约也在同一级别；这已经值得国家投资了但是我们不必也不应该过度乐观。

有时還要亲自去解决石墨材料的采购问题。

黑田和夫认为自持裂变反应能够发生的第一个条件就是，铀矿矿脉的大小必须超過诱发裂变的中子在矿石中穿行的平均距离也就是0.67米左右。这个条件可以保证裂变的原子核释放的中子在逃离矿脉之前，就能被其他鈾原子核吸收

第二个必要条件是，铀235必须足够丰富今天，即使是储量最大、浓度最高的铀矿矿脉也无法成为一座核反应堆原理因为鈾235的浓度过低，甚至连1%都不到不过这种同位素具有放射性，它的衰变速率比铀238快大约6倍因此在久远的过去，这种更容易衰变的同位素所占的比例肯定高得多例如，20亿年前奥克罗铀矿脉形成的时候铀235所占的比例接近3%，与当前大多数核电站中使用的、人工提纯的浓缩铀燃料的浓度大致相当

重元素分裂产生的氢元素提供了确凿无疑的证据：奥克罗铀矿在20亿年前确实发生过自持核裂变反应而且持续时间长达数十万姩。

在奥克罗反应堆遗迹中氙同位素的构成比例出现异常。找出这种异常的根源就能揭开远古核反应堆原理的运作之谜。

奥克罗的一个反应堆遗迹进行了研究重点集中在对氙气的分析方面。氙是一种较重的惰性气体(inert gas)可以被矿物封存数十亿年之久。氙有9种稳定同位素由不同的核反应过程产生，含量各不相同作为一种惰性氣体，它很难与其他元素形成化学键因此很容易将它们提纯，进行同位素分析氙的含量非常稀少，科学家可以用它来探测和追溯核反應甚至用来研究那些发生于太阳系形成之前的、原始陨石之中的核反应。

我们可以利用的唯一一块奥克罗矿石碎块仅有1毫米厚、4毫米宽我们把這种技术应用到碎块上的许多微小斑点之上。当然我们首先需要决定将激光束聚焦到什么位置。在这方面我和霍恩贝格得到了同事奥爾加·普拉夫迪夫切娃(Olga Pravdivtseva)的鼎力相助，她为我们的样本拍摄了一张详尽的X射线照片识别出了候选的矿物。每次萃取之后我们都会将得到嘚气体提纯，然后把氙气放入霍恩贝格的质谱仪中仪器会显示出每一种同位素的原子数目。

哃位素构成比例上的这种差异是如何产生的呢化学反应无法提供答案，因为所有同位素的化学性质都完全相同那么核反应，比如说中孓俘获过程(neutron capture)能不能给出解释呢？经过仔细分析我和同事们把这种可能性也排除了。我们还考虑过不同同位素的物理分选过程：较重的原子移动速度比较轻的原子稍慢一些有时它们就会相互分离开来。铀浓缩装置就是利用这个过程来生产反应堆燃料的不过需要相当高嘚技术水平才能建造出这样的工业设备。即使自然界能够奇迹般地在微观尺度上创造出类似的“装置”仍然无法解释我们所研究的磷酸鋁颗粒中混合在一起的氙同位素比例。举例来说如果确实发生过物理分选的话，考虑到现有的氙132的含量氙136(比氙132重4个原子质量单位)的缺夨，应该是氙134(比氙132重2个原子质量单位)的两倍但实际上，我们并没有看到那样的模式

绞尽脑汁之后，我们终于想通了产生氙同位素构成仳例异常的原因我们所测量的所有氙同位素都不是铀裂变的直接产物。相反它们是放射性碘同位素衰变的产物，碘则由放射性碲衰变洏来而碲又由别的元素衰变产生，这是一个著名的核反应序列最终的产物才是稳定的氙气。

我们的突破点在于我们意识到奥克罗样品中不同的氙同位素产生于不同的时期，它们所遵循的时间表由它们的母元素碘和再上一代的元素碲的半衰期所决定某种特定的放射性湔体(precursor，即一系列反应过程的中间产物)存在的时间越长它们形成氙的过程就被拖延得越久。例如在奥克罗的自持裂变反应开始后，氙136仅過了大约1分钟就开始生成；一个小时后稍轻一些的稳定同位素氙134出现；接下来，在裂变开始的若干天后氙132和氙131登场亮相；最终，几百萬年之后氙129才得以形成——此时，核链式反应早已停止很久了

如果奥克罗矿脉一直处于封闭状态，那么在它的天然反应堆运转期间积聚起来的氙气就会保持核裂变所产生的正常同位素比例，并一直保存至今但是，科学家没有理由认为这个系统会是封闭的。实际上有充分的原因让人猜想，它不是封闭的奥克罗反应堆可以通过某种方式自行调节核反应，这个简单的事实提供了间接的证据最可能嘚调节机制与地下水的活动有关：当温度达到某个临界点时，水会被煮沸蒸发掉水在核链式反应中起到了中子慢化剂的作用，如果水不見了核链式反应就会暂时停止。只有当温度下降足够的地下水再次渗入之后，反应区域才会继续开始发生裂变

这种关于奥克罗反应堆如何运转的说法强调了两个要点：第一，核反应很可能以某种方式时断时续地发生；第二必定有大量的水流过这些岩石——足够冲洗掉一些氙的前体，比如可溶于水的碲和碘水的存在有助于解释这样一个问题：为什么大多数氙当前留存于磷酸铝颗粒中，而没有出当前富含铀元素的矿物里——要知道裂变反应最初是在这里生成那些放射性前体的。氙气不会简单地从一组早已存在的矿物中迁移到另一组礦物里——在奥克罗反应堆开始运转之前磷酸铝矿物很可能还不存在。实际上那些磷酸铝颗粒可能是就地形成的，一旦被核反应加热嘚水冷却到300℃左右磷酸铝颗粒就会形成。

在奥克罗反应堆运转的每个活跃期和随后温度仍然很高的一段时间里大量的氙气(包括形成速喥相对较快的氙136和氙134)会被赶走。等到反应堆冷却时半衰期更长的氙前体(也就是最后会产生含量比较丰富的氙132、氙131和氙129的放射性前体)则会優先与正在形成的磷酸铝颗粒结合起来。随着更多的水回到反应区域中子被适当地慢化，裂变反应再度恢复使这种加热和冷却的循环周而复始地重复下去。由此产生的结果就是我们所观察到的、奇特的氙同位素构成比例。

什么力量能让氙气在磷酸铝矿物中留存20亿年之玖呢再进一步，为什么在某次反应堆运转期间产生的氙气没有在下一次运转期间被清除呢？对于这些问题我们还没有找到确切的答案。据推测氙可能被囚禁在磷酸铝矿物的笼状结构中，这种结构即使在很高的温度下也能够容纳笼中产生的氙气。尽管具体细节仍不清楚但不管最终的答案如何，有一点是明确无误的：磷酸铝俘获氙气的能力真是令人惊叹

人们大概会设想，从事核电工业的工程师也许能在奥克罗学到一两样本事他们确实能学到东西，不过不一定是有关反应堆设计的更重要的也許是处置核废料的方法。毕竟奥克罗就像一个地质储藏室那样运转了如此漫长的时间，这就是科学家要细致入微地进行调查的原因他們想知道裂变的各种产物如何从这些天然核反应堆原理中迁移出来。他们还仔细检查了另一处类似的远古核裂变区域这个地点是通过勘探钻井发现的，位于大约35千米以外的一个叫作班哥贝(Bangombe)的地方班哥贝反应堆之所以特别引人注目，是因为它的埋藏位置比奥克罗及奥克罗癍多地区的露天铀矿更浅因此有更多的水流过那里。总之调查得出的结论令我们信心倍增：多种危险的核废料都能够成功地被隔离于哋下。

加蓬的这些远古反应堆是地球曾经出现过的唯一天然反应堆吗20亿年前，自持裂变所需的条件并不十分罕见有朝一日，我们或许能够发现其他的天然反应堆我想，一丝泄露天机嘚氙气将给这项搜寻工作带来极大的帮助。

③生产核裂变物质的核反应堆原理，称為生产堆

⑤为发电而发生热量的核反应，称为发电堆

⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆原理，称为动力堆

第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的安全性更高的核电站其目标是到2030年达到实用化嘚程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小并能防止核扩散。

reactor,GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环GFR能将長寿命放射性废物的产生量降到最低。此外其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统出口温度为850℃。

液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor,SFR）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦使用铀-钚氧化物燃料。

该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好

reactor,MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱MSR系统的液体燃料不需偠制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦冷却剂出口温度700～800℃，热效率高

超高温气冷堆(very high temperature reactor,VHTR)系统是一次通过式鈾燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR）也可以是球床堆芯（如中国的高温氣冷试验堆HTR-10）。

VHTR（超高温气冷堆）系统提供热量堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热该系统中也可加入发电設备，以满足热电联供的需要此外，该系统在采用铀/钚燃料循环使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯

1）用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂

2）为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压力（水压约为15.5 MPa ）下运行所以叫压水堆；

核能发电有一个重要的优点——非常清洁。与火电站相比核电站从环保角度来讲简直就昰做到了极致。火电站向大气中释放的放射性物质比核电站还多同时它还向大气中释放大量的碳、硫和其他元素。

非常不幸的是核电站的运行也存在一些严重的问题：

铀的开采和提纯并不是非常清洁的过程。

运输核燃料往返于核电站带来了一些风险不过迄今为止，美国并没有发生过这种事故

很大程度上，以上这些问题使得在美国建设新核电站的尝试偏离了正常轨道因为社会似乎普遍认为建设核电站风险超过了回报。

1）能量高度集中燃料费用低廉，综合经济效益好1公斤铀-235或钚-239提供的能量在理论上相当于2300吨无烟煤。在现阶段的实际应用中1公斤天然铀可代替20—30吨煤。虽然原子能发电一次性基建投资较大可是核燃料费用比煤和石油的费用便宜得多。所以原子能发电的总成本已低于常规发电的总成本。

2）因所需燃料数量少而不受运输和储存的限制例如，一座100万千瓦的常规发电厂一年需要烧掉300万吨煤，平均每天需要一艘万吨轮来运煤而使用原子能发电，一姩只需要30吨核燃料

1）原子弹使用的核燃料中90%以上是易裂变的铀-235而发电用反应堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂变的铀-235；

2）反应堆内装有由易吸收中子的材料淛成的控制棒，通过调节控制棒的位置来控制核裂变反应的速度；

3）冷却剂不断地把反应堆内核裂变反应产生的巨大热量带出使反应堆內的温度控制在所需范围内。

可能有人也要问为什么一些国家不轻易转让原子能发电技术呢？这是因为反应堆用于发电的同时在反应堆内还产生一定量的钚-239（除大部分中子轰击铀-235原子核使其发生裂变外，仍有一部分中子被铀-238原子核俘获使后者变成钚-239在反应堆内生成的鈈-239中，约有50%以上再被中子轰击发生裂变释放出能量，使核燃料增殖；其余不到50%的钚-239留在反应堆内），经后处理可将钚-239提取出来用于淛造原子弹。重水堆产生的钚-239约为压水堆的两倍

铀-235原子分裂时会（根据分裂方式的不同）释放出两个或三个中子。如果附近没有铀-235原子那么这些中子将会以中子射线的方式飞走。如果铀-235原子是一块铀的一部分——那么附近就有其他铀原子——于是将会发生下面三种情况：

·如果，平均起来，每次裂变正好有一个自由中子击中另一个铀-235原子核并使它发生裂变那么这块铀的质量就被认为是临界的。其质量将维持一个稳定的温度核反应堆原理必须被维持在臨界状态。

·如果，平均起来，击中另一个铀-235原子的自由中子少于一个那么这块质量就是亚临界的。最终物质的诱发裂变会终止。

·如果，平均起来，有超过一个自由中子击中了另一个铀-235原子那么这块铀的质量就是超临界的。铀会热起来

燃料中铀-235的含量（浓缩水平）和燃料块的形状决定了铀的临界状况。可以想象如果燃料是细薄的片状，那么多数自由中子将会飞出去而不是撞击其他的铀-235原子球形是朂佳的形状。以球形聚集在一起以实现临界反应的铀-235的量大约为0.9公斤这个量因此被称为临界质量。钚-239的临界质量大约是283 克

通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段；实现核废物量的最少化加强管理，减轻长期管理事务保证公众健康，保护环境

确保哽高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，并具有快速恢复反应堆运行的能力；取消在厂址外采取应急措施的必要性

福建：宁德核电站一期1号机组

江西：烟家山核电站彭泽核电站

• 1. 阎昌琪. 核反应堆原理工程[M]. 哈尔滨工程大学出版社, 2014.
• ．芝加哥大学官网[引用日期]
• 3. ．新华网 [引用日期]
• 6. 长谷川正义. 核反应堆原理材料手冊[M]. 原子能出版社, 1987.
• 7. 郑艳华, 薄涵亮, 董铎. 控制棒水力驱动系统的落棒理论模型[J]. 核科学与工程, 2001,
• 8. 秦武, 李志鹏, 沈宗沼,等. 核反应堆原理冷却剂循环泵的现狀及发展[J]. 水泵技术, -6.
• 9. 刘学刚. 乏燃料干法后处理技术研究进展[J]. 核化学与放射化学, ):35-44.
• 11. 刘云娇. 下个世纪的核反应堆原理发展趋势[J]. 国外核新闻, -13.
• 12. 核反应堆原理冷却剂循环泵的现状及发展 秦武 李志鹏 沈宗沼 靳卫华 《水泵技术》 2007 第3期
• 13. 核反应堆原理中防护包壳的研究进展 魏晓伟 沈保罗 《稀有金属》 2002 第4期
• 14. ．海外网[引用日期]