核能源
从第一个核电站建成到今天，核技术和核能经历了飞速发展，它已在电力工业中占有重要地位。可以想象由于传统能源的短缺，在21世纪，核电在世界能源中的地位与作用将越来越重要。这是因为常规能源将面临严峻挑战，而核电的优越性将得到越来越充分的发挥。
随着科技的发展和人口的增加，人类赖以生存的地球，现正在超负荷运行。不仅人口的增长，社会发展对能源的需求也以惊人的速度增长。常规能源是靠大量燃烧化石燃料（煤、石油、天然气等）获得，给现代社会带来了许多难以解决的问题：能量资源短缺，森林植被遭破坏，大气、水系、土壤污染，温室效应，气候条件变坏，自然灾害增多等。开发、利用核能源，是人类生存与社会发展的必然趋势。
一、常规能源告急
据世界能源会议统计，早在1987年底，调查数据就显示，常规能源在不远的将来终将耗尽。
全世界探明煤炭可开采储量共15980亿吨，中国占首位，有7307亿吨，占世界储量的45.7％。预计还可开采200年。
全世界探明石油可开采的原油储量为1211亿吨，中东各国共773亿吨，占世界的64％；预计还可开采30～40年。全世界探明天然气可开采储量共109万亿立方米。全世界水力可开发水电装机容量共计22.6亿千瓦，中国居首位，有3.78亿千瓦，并可以长期开发利用。
因此从总体看，常规的能量资源是有限的，不可能长期提供人类生存与持续发展的需要。
而常规能源在燃烧过程中要大量放出二氧化硫、一氧化碳、二氧化碳、烟尘、三苯并芘、四苯并芘、放射性飘尘、氮氧化合物等。这些排放物中，一氧化碳、烟尘直接危害人畜；三苯并芘、四苯并芘是强致癌物质；放射性飘尘使生物受辐射损伤；二氧化硫和氮氧化物会产生酸雨，使植物死亡、饮水变质；二氧化碳在大气中积聚会引起温室效应（给地球加一层“保温层”），使地球气温上升，这给生态环境、世界气候带来不利影响，使自然灾害增多。
在煤、油、气三种化石燃料的直接燃烧中，对环境污染、破坏最严重的是煤，其次是石油，天然气相对比较干净。
二、核能燃料
在1987年的调查数据中已经显示石油、天然气可能在今后几十年内将要耗尽，煤炭也只够用一二百年。何况人类在科技迅猛前进和人口加速增长中又过了近20年。因此，开发利用核能将是能源发展的必然趋势，也是人类生存发展的希望。
核电站是以核能为动力的一种新型电站。核能包括裂变能和聚变能，当今的核电站都是利用铀或钚的裂变能，而且都是处于热中子反应堆的初级阶段。一种可以充分利用铀、钍资源的快中子增殖堆核电站。由于核废物难于处理，以及所需科学技术的超前性和科技含量高等特点。目前只有少数几个在试运行，它还需要完善与提高，逐步进入使用阶段。
如采用铀利用率较低的（1％～2％）热中子动力堆，按现有核电发展速度，现已探明的铀资源到2030年也将会耗尽。
如采用快中子增殖堆，由于燃料的转化、再生，铀的利用率可提高50～60倍，则可再用2000～2400年。如果受控核聚变成功，海水中的氘（重氢）所释放出来的聚变能则可供全世界享用百亿年以上。
因此，能够供人类生存发展的长期稳定的能源——核能是其中之一。
三、核电站与反应堆
核反应是很难控制和驾驭的化学变化，只有人为的控制裂链式反应过程，核裂变才能为人类造福。核反应堆就是以铀（或钚）为核燃料实现可控制的链式裂变反应的装置。
核反应堆按照引起裂变的中子能量划分，有热中子反应堆（热堆）和快中子反应堆（快堆）。核裂变是在反应堆内进行的，所以核反应堆是核电站动力装置的核心设备。
现在核电站用的反应堆大都是热中子反应堆。快中子反应堆的核电站还处于试验、研究阶段。
热中子反应堆内装有核燃料、催化剂、冷却剂和其他的金属结构、安全控制系统等，把它们按一定方式安排在一个有限区域被称为堆芯。
在反应堆内要维持链式反应的顺利进行，最重要的决定因素是中子的平衡关系。中子在大小有限的堆芯内运动，其数目的变化有下列四种情况：1.中子被235U吸收并发生裂变，同时放出2～3个新中子。
2.核燃料吸收热中子不发生裂变。235U吸收中子后大约有20％不发生裂变而变成236U，另外238U吸收中子后几乎100％不发生裂变，但可再生成新的核燃料239Pu。
3.中子的有害吸收。中子被慢化剂、冷却剂、结构材料、裂变碎片及其他杂质吸收，这是有害吸收。
4.中子的泄漏损失。因为堆芯的尺寸有限，难免有一部分中子在运动过程中跑到堆芯外面去。
在以上四个过程中，堆芯都消耗中子，只是第一种过程在消耗中子的同时，产生更多的新中子。当每次裂变产生的中子数目等于或超过由于裂变、非裂变吸收、有害吸收以及泄漏等消耗的中子总数时，反应堆才有可能实现自持裂变链式反应。
核电站就是利用原子核裂变过程释放的核能来发电的，它的核心装置动力堆有各种不同的类型，现在世界各国运行的核电站大多数是压水堆核电站，因为压水堆比较安全，技术也比较成熟。现在以压水反应堆核电站为例，介绍核电站系统、设备和工作原理。
（一）压水堆核电站
压水堆核电站流程原理如图2-1所示。
压水堆核电站主要由反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统组成。
核反应堆内核燃料进行裂变反应，同时又是放射性发源地。一座电功率60万～90万千瓦的核电站，反应堆本体总高度约为15米，外径4～5米，壳体总重约250～300吨。反应堆内装有一定数量的核燃料、慢化剂和冷却剂。核燃料裂变过程放出的热量通过流经反应堆的冷却剂带出来，送往蒸汽发生器。
图2-1压水堆核电站流程原理图
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组成。高温高压的冷却水由主循环泵唧到反应堆内，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进蒸汽发生器，将热量传递给在管外流动的二次回路给水，使它变成蒸汽。此后冷却水再由主循环泵重新唧至反应堆内，如此循环往复，形成一个密闭的循环系统。一回路系统的压力由稳压器来控制。二回路系统是将蒸汽的热能转为电能的装置。这个系统与普通火力发电站的动力回路相似。它由汽水分离器、汽轮机、冷凝器、凝水泵、给水加热器、除氧器等设备组成。二回路水吸收一回路的热量后变成蒸汽，进入汽轮机推动其高速转动，带动发电机发电。做功后的乏汽排入冷凝器内，凝结成水，然后由凝水泵送入加热器，加热后的水重新返回蒸汽发生器，构成二回路的密闭循环。
（二）压水反应堆之基本结构
压水反应堆由堆芯、堆内构件、压力壳及控制棒、驱动机构等组成；是以低浓缩铀（或钚）作核燃料、用轻水（普通纯净水）作慢化剂和冷却剂实现可控制链式裂变反应的装置。
堆芯是核裂变反应区，通常又称活性区。它由燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。核燃料组件是用低浓二氧化铀（235U浓缩度约为2％～4％）作燃料。先将核燃料制成圆柱状小块（高温烧结而成，熔点高达2800℃），许多小块装入锆合金包壳管内，将两端密封构成细长的燃料棒（长3～4米，外径9～11毫米），再由200多根燃料棒按一定方式（14×14，15×15或17×17）排列成正方形，构成棒束型的燃料组件。在堆芯内共放置100多束燃料组件（90万千瓦的压水堆，装157束燃料组件，共4万多根燃料棒）。整个堆芯直径约3米，高约3.5米。
控制棒是反应堆控制的重要部件。它控制反应堆的裂变速率、启动和停堆，调整反应堆的功率。在出现事故时快速下插，紧急停堆，以保证反应堆的安全。控制棒采用银-钢-镉（80%的Ag-15％的In-5%的Cd）合金制成细棒状的中子吸收体。适量的控制棒也插在堆芯，由连接机构操作，可提升或下降。在紧急情况下能在极短时间内（约2秒内）迅速插入堆芯，使裂变反应停止。
钢制压力壳是放置堆芯和堆内构件防止放射性物质外逸的高压容器。堆芯、控制棒、构件、高温高压冷却水等都放在压力壳内。一回路冷却水要保持在350℃左右不发生沸腾，冷却水压力需保持在14000千帕以上。所谓压水堆就是其冷却水在高温高压下仍不沸腾，所以压力壳都是用高强度低合金钢制成。120万千瓦的核电站，压力壳高13.3米，内径5米，厚24厘米，重达540吨。因为高温高压冷却水中有硼酸溶液，为防止高温含硼水对压力壳的腐蚀，在压力壳内壁还焊了一层几毫米厚的不锈钢衬里，要求使用寿命达40年以上。
最后，整个反应堆连同蒸汽发生器等都安装在安全壳内。安全壳是高六七十米、厚1米的水泥壳，即使反应堆出现事故，其中的放射性物质也不会逸出安全壳外。
四、核燃料生产与制造
对于轻水反应堆核电站，需要提供235U浓缩度为3%左右的低浓铀。天然铀中，235U的含量仅占0.7％，238U占99.3％，因此对铀矿石不仅要进行冶炼、精制、纯化等工作，而且还要进行同位素分离，以提高235U的浓度。
由于235U和238U两种同位素的化学性质相同，不可能用化学方法进行分离。它们仅仅在质量上稍有差别，因此只能采用物理方法分离。目前应用同位素分离技术、工业规模生产浓缩铀的方法主要是气体扩散法和离心法。
气体扩散法浓缩235U：精制、提纯后的六氟化铀气体，由压缩机驱动通过多孔分离膜（孔径小于0.01微米），利用235UF6和238UF6分子的质量差异，质量较轻的235UF6分子运动速度较快，它穿过分离膜的几率较大。因而经过扩散后，在膜的低压一侧得到浓集的235UF6分子，而高压一侧获得较多的238UF6分子。但是，经过一级扩散，其分离系数很小，仅为1.0043。即每经过一级扩散，235UF6的浓缩度只增加0.43％。要经过相当多级的扩散分离，才可能获得含235U量较高的浓缩铀。例如，将天然铀浓缩到235U为4％的低浓铀，约需1000多级扩散过程。如果要得到核武器所需的浓缩度为90％以上的核燃料，则至少需要2000～3000级扩散过程。因此，生产浓缩铀的气体扩散工厂造价很高，它需要庞大的设备，耗费强大的电力，而且技术难度也很大。
核燃料的浓缩成本在总燃料成本中所占的比例较大，因此核燃料浓缩工艺的改进、工业规模和生产水平的提高，对核电站的发展有很大影响。
这样，在核发电过程中，由化学工程师“装药配料”，物理学家“开机点火”，就实现了天衣无缝的配合。
五、快中子增殖反应堆
综上所述的核能利用，一般是热中子反应堆的核电站，它只能用天然铀中仅占0.7％的235U作燃料，而铀中占99.3％的238U则没有被利用，因此热堆电站铀的利用率很低。
在235U裂变时能够再生新的核燃料钚-239：23892U＋n→23992UB-23.5分23993NpB-2.33天23994Pu即使把这些再生的核燃料239Pu利用起来，热堆电站铀的利用率也只能达到1％～2％。因此热堆电站在燃料的利用上是不合理的。按这一途径利用裂变能，现有可开采的铀资源估计只够用到2030年。到那时石油等化石燃料即将耗尽，煤虽有余力，但它对环境和生态的污染会达到不可容忍的地步。如果还不能利用受控核聚变提供廉价电力，世界将面临能源供应青黄不接的严重局面，可能出现新的能源危机。
经过多年的研究表明，克服新能源危机的有效途径就是尽快开发并建造快中子增殖堆（简称快堆）核电站。
快堆是直接利用核裂变时放出的快中子来维持链式裂变反应，它无须将中子减速为热中子，因此不需要慢化剂，这样就减少了中子的有害吸收，提高了中子的有效利用。快堆是以239Pu为燃料，堆芯没有慢化剂，只有冷却剂（钠或氦）。239Pu每吸收一个快中子可产生2.45个快中子。除去1个快中子用于链式裂变反应后，还有1.45个快中子，如果这些中子都被238U吸收，就可以产生1.45个新的核燃料239Pu，这样每“烧掉”一个239Pu，又可产生1.45个新的239Pu原子。这样新产生的239Pu比烧掉的还多，即核燃料越烧越多，这就是核燃料增殖过程。这种反应堆称为快中子增殖堆。
快堆的燃料239Pu，首先从热堆中烧掉的铀棒中提取，只有积累到足够的再生核燃料239Pu，才能建成理想的快中子增殖堆。快堆开动起来以后，不断地有238U吸收中子转变为239Pu，经过一段时间后（例如15～20年），就可以从烧过的核燃料“灰烬”中，提取足以装备与自身功率一样大的新堆所需要的钚燃料。在此期间，只要给快堆不断添加热堆中不能作燃料的含238U贫料，快堆就可不断发电，又不断产生新的核燃料。这样铀资源可以得到充分利用，其利用率可达到60％～70％，按这样的资源利用率估算，世界上可开采的铀还可用2000多年。
为了更好的利用和掌握核技术，一些发达国家投入大量人力、物力，来推动快堆的发展。实践证明，快堆在技术上是可以实现的，核燃料增殖也是可能的。现在电功率为120万千瓦的大型商业快堆正在法国试运行。快堆技术比较复杂，还有不少关键技术需要攻克，此外它的建造费用比热堆高得多。