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第1章 核物理与核辐射基础2

1.1 原子模型2

1.1.1 关于原子——古典原子论和四元素论4

1.1.2 原子模型——原子有核还是无核4

1.1.3 关于原子核——带正电的原子核为什么不分崩离析4

1.1.4 原子核的大小——坐镇原子中心的原子核4

1.2 卢瑟福散射实验4

1.2.1 卢瑟福——实验证明原子核的存在6

1.2.2 关于电子——带负电荷的粒子6

1.2.3 正电子——带正电荷的电子6

1.2.4 加速器——产生高能粒子的有效手段6

1.3 核子与核力6

1.3.1 中子——不带电荷的粒子8

1.3.2 原子序数和质量数——对元素加以区别的原子序数8

1.3.3 介子——汤川秀树预言的粒子8

1.3.4 幻数（魔法数）——中子数和质子数的微妙平衡8

1.4 核反应与化学反应8

1.4.1 核反应——使核发生变化的反应10

1.4.2 核裂变的发现——铀235核裂变为两块10

1.4.3 原子核的结合能——为什么核子能紧密相处10

1.4.4 质量亏损和能量——狭义相对论10

1.5 质量亏损与核能10

1.5.1 核裂变能量——高能量的发生12

1.5.2 化学能与核能——二者来源不同且数值差异极大12

1.5.3 核裂变产物是如何产生的——高放射性水平的核废物12

1.5.4 同位素——化学性质相同但质量数不同12

1.6 裂变、衰变和聚变12

1.6.1 阈值反应——进屋必须跨过门坎14

1.6.2 半衰期——元素的衰变存在规则性14

1.6.3 隧道效应——原子具有穿墙术14

1.6.4 核聚变与核裂变的不同——轻核聚合与重核分裂14

1.7 核燃料与核能14

1.7.1 铀——大可不必“谈铀色变”16

1.7.2 钚——既有武器级又有反应堆级16

1.7.3 超铀元素——应用领域也很广泛，不可替代的元素16

1.7.4 氚（超重氢）——混凝土也能透过16

1.8 放射线16

1.8.1 放射线的种类——来自宇宙的放射线18

1.8.2 放射线和放射性——放射能力即为辐射源强度18

1.8.3 由放射线而产生的能量——物质中的能量18

1.8.4 放射线对身体的影响——对DNA造成损伤的放射线18

1.9 放射线的危害18

1.9.1 放射当量剂量和对健康的影响——100mSv以上即影响健康20

1.9.2 戈瑞和希沃特——吸收剂量和当量剂量的单位20

1.9.3 ICRP的建议和推荐——放射线利用的向导20

1.9.4 X射线与γ射线的不同——穿透力极强的放射线20

1.10 吸收剂量与当量剂量20

1.10.1 X射线及γ射线与电子的反应——电子的弹子房22

1.10.2 天然放射性——日常生活中的放射线22

1.10.3 放射线防护——为保护人类的健康和安全22

1.10.4 放射性活度，吸收剂量和当量剂量——对食品等的限制值22

1.11 放射线的屏蔽与防护22

1.11.1 辐射屏蔽材料——屏蔽材料依射线不同而异26

1.11.2 放射线测量仪的工作原理——利用放射线产生的效应26

1.11.3 超铀元素的应用——Am-241用于离子式烟雾探测器26

1.11.4 居里夫人——杰出的女科学家及核科学家一家人26

定义及名词术语汇编26

思考题及练习题26

参考文献26

第2章 核能基础26

2.1 反应堆是利用核能的有效手段26

2.1.1 反应堆中发生的核裂变——如何获得核裂变能28

2.1.2 中子能量与核裂变——热中子更容易引发核裂变28

2.1.3 极高密度的能源——来自于爱因斯坦方程E＝mc2的巨大能量输出28

2.1.4 链式反应——产生核能的反应28

2.2 如何实现可控链式反应28

2.2.1 原子弹和核反应堆的差别——反应堆要绝对确保不发生核爆炸30

2.2.2 临界——中子吸收和中子生成之间的平衡30

2.2.3 中子的减速——慢中子容易引发核裂变30

2.2.4 慢化剂和冷却剂——水可以“双肩挑”30

2.3 核燃料及核燃料再循环30

2.3.1 核燃料——核能之源32

2.3.2 核燃料是如何制造出来的——从矿石到黄饼，再经同位素分离32

2.3.3 核燃料的后处理——燃料的再循环32

2.3.4 核燃料循环——核资源的再利用32

2.4 反应堆类型（1）32

2.4.1 反应堆的种类——形式决定于目的34

2.4.2 中子能谱与反应堆——表征反应堆特性的指标34

2.4.3 轻水堆——水既做慢化剂又做冷却剂34

2.4.4 改良型轻水堆——更安全、更经济的反应堆34

2.5 反应堆类型（2）34

2.5.1 气冷堆——到高温气冷堆已历三世36

2.5.2 钚热堆——目前最有效的核燃料再循环法36

2.5.3 快中子堆——“快”意味着中子的能量高36

2.5.4 核燃料的燃耗——已“燃烧”的量36

2.6 反应堆的调节和控制36

2.6.1 反应堆的控制——中子数量是关键所在38

2.6.2 反应性的平衡——有各种各样的反应性38

2.6.3 负的反应性反馈——反应堆本身就应具备的控制机构38

2.6.4 核能世界中的第一次——芝加哥1号堆和美国在日本投下的两颗原子弹38

2.7 核事故（1）38

2.7.1 共同培育核电发展的良好舆论环境40

2.7.2 核事故分级标准——核事故从0～7级40

2.7.3 美国三哩岛核事故——历史上最早的核电厂事故40

2.7.4 前苏联切尔诺贝利核事故——核污染无国界40

2.8 核事故（2）40

2.8.1 “文殊”二次回路的钠泄漏事故——安全隐患必须防微杜渐42

2.8.2 JCO临界事故——日本最早的临界事故42

2.8.3 “3·11”东日本大地震福岛核电厂事故——是天灾还是人祸42

2.8.4 反应堆的紧急停堆——插入安全棒42

2.9 核事故（3）42

2.9.1 冷却用电源的确保——重大事故引发电源的丧失44

2.9.2 堆芯熔化，氢爆炸——过热导致堆芯熔化44

2.9.3 衰变热——反应堆的余热44

2.9.4 千万不能发生再临界——必须确保控制系统的健全性44

2.10 重大核事故后对核安全提出更严格的要求44

2.10.1 核安全的定义46

2.10.2 核事故所带来的危害及影响46

2.10.3 修订核安全法规，完善核监管制度——核安全政策46

2.10.4 中国的核安全观46

2.11 如何保证核安全46

2.11.1 防止核劫持——如何防劫防盗48

2.11.2 核电厂从选址到运行——许可证制度48

2.11.3 核电厂的人员许可证——操纵员和高级操纵员48

2.11.4 安全审查和定期检查——重点确认“停堆…“冷却…“包容”三个关键环节48

2.12 放射性废物处理48

2.12.1 反应堆周围的核监测——对辐射剂量和剂量的变化进行监测50

2.12.2 放射性废物——需要特殊处理的核垃圾50

2.12.3 反应堆的退役——必须做到善始善终50

2.12.4 反应堆的退役不能一蹴而就50

2.13 中国的核废料如何处理与处置50

2.13.1 放射性废弃物的来源及其特征54

2.13.2 放射性废弃物处置原则54

2.13.3 放射性废物的处理流程54

2.13.4 放射性废物的处理和处置方法54

定义及名词术语汇编54

思考题及练习题54

参考文献54

第3章 核能利用中的核材料54

3.1 核爆炸和核反应堆的原理54

3.1.1 天然的核反应堆56

3.1.2 核爆炸原理56

3.1.3 核反应堆原理56

3.1.4 核能利用现状56

3.2 铀浓缩56

3.2.1 铀的富集度与临界质量58

3.2.2 铀浓缩法（1）——气体扩散法58

3.2.3 铀浓缩法（2）——离心分离法58

3.2.4 铀浓缩法（3）——原子激光法58

3.2.5 铀浓缩法（4）——分子激光法58

3.3 核反应堆的种类及其结构58

3.3.1 核反应堆的种类60

3.3.2 压水堆60

3.3.3 沸水堆60

3.3.4 轻水堆的安全性60

3.4 热中子堆中钚的使用60

3.4.1 钚热堆的原理62

3.4.2 MOX核材料62

3.4.3 两种核燃料的使用对比62

3.4.4 采用MOX核材料的好处62

3.5 快中子增殖堆62

3.5.1 热中子堆和快中子堆64

3.5.2 快中子增殖堆与轻水堆的比较64

3.5.3 利用快中子增殖堆实现钚燃料的增殖64

3.5.4 快中子增殖堆的结构64

3.6 核反应堆用材料64

3.6.1 中子慢化材料66

3.6.2 中子吸收材料66

3.6.3 包壳材料和其他结构材料66

3.6.4 结构材料的辐照损伤66

3.7 压水堆和沸水堆用的燃料组件66

3.7.1 压水堆燃料组件68

3.7.2 燃料元件棒68

3.7.3 UO2燃料芯块68

3.7.4 沸水堆燃料组件68

3.8 核电厂的结构部件及所用材料68

3.8.1 核电厂的主要部件及功能70

3.8.2 各类反应堆的主要部件用材料70

3.9 压水堆核电厂结构及所用材料70

3.9.1 第一道安全屏障：燃料芯块二氧化铀陶瓷晶体（核燃料）72

3.9.2 第二道安全屏障：燃料包壳72

3.9.3 第三道安全屏障：压力容器和一次回路压力边界72

3.9.4 第四道安全屏障：安全壳72

3.10 核反应堆用石墨72

3.10.1 天然石墨和人造石墨74

3.10.2 高密度、高强度、高纯度的“三高”石墨74

3.10.3 核反应堆用石墨的生产工艺74

3.10.4 核石墨的应用74

3.11 核燃料循环74

3.11.1 核燃料的循环路径76

3.11.2 核燃料棒的构造76

3.11.3 核燃料棒的后处理工程76

3.11.4 核燃料棒的安全隐患76

3.12 辐射能和放射线76

3.12.1 辐射能和放射线的定义78

3.12.2 放射性核素78

3.12.3 放射线对人的危害78

3.13 “3·11”东日本大地震福岛核电厂事故分析78

3.13.1 强地震紧急停堆后所有水冷系统失灵80

3.13.2 核余热及衰变产生的热量足以使燃料元件熔化80

3.13.3 高温熔体穿透压力壳80

3.13.4 高放射性核燃料透过压力壳泄漏到地面、海水乃至空气中80

3.14 典型核电厂事故分析80

3.14.1 国际核事故分级82

3.14.2 美国三哩岛核事故82

3.14.3 前苏联切尔诺贝利核事故82

3.15 严重事故——燃料熔化82

3.15.1 何谓严重事故84

3.15.2 衰变热使温度上升——失水事故84

3.15.3 燃料熔化引起堆芯内部重新配置84

3.15.4 形成“残渣床”和熔池84

3.16 极严重的核事故——燃料泄漏84

3.16.1 “跑离”升温或“熔断”升温86

3.16.2 堆芯熔化86

3.16.3 燃料泄漏86

3.17 核聚变和聚变能的应用86

3.17.1 自然的太阳和人造太阳88

3.17.2 核聚变发电属于“常闭型”88

3.17.3 激光惯性约束核聚变88

3.18 托克马克装置的主体结构及所用材料88

3.18.1 磁惯性约束核聚变92

3.18.2 托克马克聚变堆对第一壁材料的要求92

3.18.3 核聚变既涉及又惠及广泛的技术领域92

3.18.4 核聚变反应堆的结构和聚变能应用前景92

定义及名词术语汇编92

思考题及练习题92

参考文献92

第4章 核电厂主要设备及核材料92

4.1 世界核电发展历史和现状92

4.1.1 核能的开端与核电的产生94

4.1.2 从第一代到第四代核电机组94

4.1.3 世界核电发展现状94

4.1.4 世界核电发展归于理性94

4.2 中国核电发展后来者居上（1）94

4.2.1 中国核电产业从无到有96

4.2.2 中国的核能核工业发展简况96

4.2.3 中国核电发展的四个阶段96

4.2.4 国家核电核工业发展的组织架构96

4.3 中国核电发展后来者居上（2）96

4.3.1 中国的核电——后来居上.发展最快98

4.3.2 中国的第三代核电98

4.3.3 中国核电着眼海上98

4.3.4 加强国际核安全体系，推进全球核安全治理——推进核安全国际合作98

4.4 不同堆型各有所长（1）98

4.4.1 压水堆——历史悠久，技术成熟100

4.4.2 沸水堆——压水堆的“孪生姐妹”100

4.4.3 重水堆——重水作慢化剂，天然铀作燃料100

4.4.4 超临界水冷堆——功率密度和热效率更高100

4 5 不同堆型各有所长（2）100

4.5.1 高温气冷堆102

4.5.2 快中子增殖堆的结构102

4.5.3 快中子增殖堆的发展状况102

4.6 压水堆电厂的结构和原理102

4.6.1 典型的压水堆电厂外貌和核电厂的组成106

4.6.2 压水堆核电厂原理106

4.6.3 核岛（反应堆厂房）和常规岛（汽轮机厂房）106

4.6.4 燃料厂房和其他厂房106

4.7 各类核材料的选材原则106

4.7.1 选择核材料的首要标准——满足功能要求108

4.7.2 核燃料为什么选择二氧化铀而非铀合金108

4.7.3 燃料包壳为什么选择锆合金108

4.7.4 作为结构材料的不锈钢和高镍合金108

4.8 核电压力容器用钢的选材及演化历史108

4.8.1 核电压力容器用钢的演化历史110

4.8.2 SA508系列钢中的化学成分和力学性能110

4.9 SA508系列钢中的主要元素及其作用110

4.9.1 对核电压力容器用钢的性能要求112

4.9.2 SA508系列钢中的主要元素及其作用112

4.10 核反应堆压力容器及蒸汽发生器的制造112

4.10.1 核反应堆压力容器114

4.10.2 压水堆核电厂核岛部分的大型锻件114

4.10.3 SA508-3钢的组织与热处理114

4.11 核压力容器的辐照损伤114

4.11.1 压力容器钢辐照脆化116

4.11.2 辐照脆化机制116

4.11.3 高强度低合金钢大型锻件中的氢脆现象116

4.12 核燃料组件和控制棒组件116

4.12.1 上部堆内构件和下部堆内构件118

4.12.2 核燃料组件的组成及装料118

4.12.3 控制棒组件及其驱动机构118

4.12.4 材料在核安全中的重要作用118

4.13 反应堆的四道安全屏障118

4.13.1 反应堆的四道安全屏障120

4.13.2 由UO2粉末制作二氧化铀陶瓷核燃料芯块120

4.13.3 作为燃料包壳管的锆合金120

4.14 核电厂的主要设备120

4.14.1 反应堆冷却剂泵122

4.14.2 蒸汽发生器和稳压器122

4.14.3 核电厂用汽轮机和发电机122

4.14.4 AP1000机组采用的非能动安全系统122

4.15 高铁和核电——“一带一路”的两根支柱122

4.15.1 2030年核电装机容量将达到1.5 亿kW124

4.15.2 高铁与核电是输出战略的两个支柱124

4.15.3 “中国制造2025”关于核电产业发展方针124

4.15.4 在海外，到2020年要完成中国造核电厂6～8座124

4.16 中国核电进军英国和阿根廷124

4.16.1 中国广核集团向英国三个核电厂出资，布拉德韦尔采用“华龙一号”126

4.16.2 与英国、欧洲大陆签署多项合作协议126

4.16.3 中国核工业集团与阿根廷签署建设“华龙一号”合同126

4.16.4 以罗马尼亚为据点，展开向欧洲的核电技术服务126

4.17 与法、美等国进一步合作126