核电解读—若干令人关注的问题

                             方锦清

    “百科知识”编辑部按语

如果从1951年美国在一台快中子增殖反应堆上进行最早的核动力发电算起，世界上核电发展已经走过了60年的辉煌而艰难曲折的历程。许多的经验教训值得回味和总结。尤其是日本福岛核电站事故发生后，核电站已不再是专业人士争议的热点，更成为普通民众关注的焦点。试想，如果不是因为这次事件，我们谁会关心分布在中国国内的几十座已建和在建核电站；又有谁能知晓中国第一座快中子反应堆其实就坐落在北京。为此，本刊约请中国原子能科学研究院的方锦清研究员撰文，介绍核电的来龙去脉及若干人们关注的热点问题。

核电站的工作原理

    核电站顾名思义是利用核反应产生电能的装置，也就是应用核裂变或核聚变反应所释放的能量转变为电能的发电厂。迄今世界上能够商业运转中的核能发电厂都是利用核分裂反应而发电，目前国际上还没有实现商用核聚变反应的发电厂，但是它是未来核能的努力目标。目前核电站的基本工作原理如图1所示。

                     图1 核电站的工作原理图

核电站与火力发电厂的最大不同是，以核反应堆来代替火力发电厂的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生链式核反应这种特殊形式的“燃烧”来产生所需要的热量。核反应产生的热量来加热水使之变成水蒸汽，这样就可以把核能转变成热能；而水蒸汽通过管路进入汽轮机，来推动汽轮发电机发电，这样就把热能转换成机械能,最后再转变成为电能。由此可见，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其最大的奥妙主要在于核反应堆。

核反应堆又叫原子反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控裂变链式反应的装置。并不是所有元素都可以用来作核燃料，一般使用的是放射性重金属：铀、钚或钍。

早在20世纪30年代科学家就已发现：当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会发生裂变，吸收1个中子后分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2~3个中子。这种裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此反应不断地持续进行下去，称为核裂变的链式反应。正是依靠链式反应在核反应堆里产生了大量热能。然后，利用循环水，或利用其他物质作为热载体，把热量导出去用来发电。如果热量无法带走，那反应堆就会因过热而烧毁，导致发生日本福岛核电站那样的严重事故。

由此可知，核反应堆最基本的组成是：核燃料和热载体。但是只有这两个条件还无法工作。这是由于反应堆内链式反应所产生的高速中子会大量飞散，必须设法把中子减速下来，以增加与原子核碰撞的机会。为此，要求把核反应堆设计成能够按照人的意愿决定其工作状态，也就是必须采取有效的设施来实现可控目的。此外，铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此，为了确保运行时做到安全第一，同时必须采取十分可靠的防护和严格的安全措施。总而言之，核反应堆的合理

核电[2]20110415修改稿.pdf

结构应该也必须具备五大要素：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。

核反应堆的类型

   核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。

下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。

压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。

    沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。

    重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

　　快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。

前景看好的快堆

    现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235，而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％~2％。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％~70％，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。

具体点说，在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。

早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界，中国由此成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。

快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料可实现闭合式循环。国际上普遍认为，发展和推广快堆，可从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。对于快堆未来发展，中国拟采取三步走的发展战略，即实验快堆—示范快堆—大型商用快堆。接下来中国示范快堆的建造，还将为中国铀钚混合燃料制造技术的发展提供良好的契机，并继续推动中国先进核能体系的建立。图2为中国实验快堆。

                                  图2 中国实验快堆

反应堆不是原子弹

    有人把核反应堆与原子弹混为一谈，其实，反应堆与原子弹完全是两回事，它实际上不会发生核爆炸，因为两者的设计、构造和部件完全不同。原子弹是一种不可控的自持链式反应装置，需要使用可迅速形成临界体积的高纯易裂变材料——铀-235（浓度至少95%）或钚。触发链式反应发展得非常快，以以致未等介质散开就积聚了大量能量。爆炸的剧烈程度取决于这种能量的积聚。例如，投在长崎的原子弹是一个中空的钚球，靠合理安排的炸药形成临界体积，达到临界体积后才发生原子弹爆炸。

    反应堆则是一种人工控制的自持链式反应装置。反应堆里装的是天然铀或低浓度铀（2%~5%之间），以致很难达到临界。铀-238之类的中子吸收材料的存在能够阻止任何不可控制的功率浮动。反应堆里的核反应是一种平缓的核反应，不存在能使能量积聚到“爆炸”的紧箍器件或压力容器，当然也没有专门引爆的中子注入部件，因此完全不具备原子弹爆炸的基本条件。

    日本福岛第一核电站1号、3号机组相继发生的是氢气爆炸，事故的原因是反应堆堆芯产生的水蒸气外泄至容器外，在反应堆丧失冷却剂事故时，燃料元件棒束未被冷却剂液体浸没而处于裸露状态，导致持续升温，直到温度超过核燃料管锆合金的熔点，发生堆芯熔化，于是高温锆合金包壳跟堆体里面存留的水发生剧烈化学反应，产生了氢气，氢气泄漏出堆体，积聚到厂房里面，和建筑物内的氧气发生剧烈反应，直至气压超过厂房承受能力而导致爆炸。这个爆炸不仅把厂房摧毁，还会把连接堆体的管道破坏，这些管道里面有长期积累下的放射性物质，结果释放到开放环境中，造成长期的核污染。

新一代的核电站及其安全性

    核电站发展至今，已历经4代。第一代核电站属于原型堆核电站，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，目前世界上商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。

    在美国三里岛核电站和前苏联切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。不过，核电专家们仍对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。

　　对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了第三代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为第三代核电站的主力堆型。

　　通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站称为第三代核电站。　　目前，世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计，主要有美国的AP1000（压水堆）和ABWR（沸水堆），以及欧洲的EPR（压水堆）等型号，它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。

中国有13台第二代核电机组正在运行发电，未来重点放在建设第三代核电机组上。目前，中国第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，将有4套第三代AP1000压水堆核电机组。预防和缓解堆芯熔化成为第三代核电站设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站近期事故中暴露出来的弱点。据悉，我国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。

不同于核电技术或先进反应堆，第四代核能系统概念，最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出。2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛”，拟于2~3年内定出相关目标和计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。第四代核能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：钠冷快堆系统，铅合金冷却快堆系统，气冷快堆系统，超高温堆系统，超临界水冷堆系统和熔盐堆系统。

核电站选址至关重要

    通常国际核电站选址遵循四大原则：经济、技术、安全、环境和社会。从核安全的角度来看，核电站选址最关键，必须考虑到公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响，同时要考虑到突发的自然事件或人为事件对核电厂的影响，所以，核电站必须选在人口密度低，易隔离的、与经济发达地区的相对偏远地区，厂址深部必须没有断裂带通过，而且要求核电站数千米范围内没有活动断裂，厂址100千米海域、50千米内陆，历史上没有发生过6级以上地震，厂址区600年来也没有发生6级地震的构造背景。例如，对于日本由于太平洋构造板块及其他几个板块的向西移动，导致其向亚洲板块之下俯冲，从而会在这一带引发大地震和火山活动。日本就处于四个地质板块的交界处，是俯冲带的边缘，也是全球构造运动最活跃的地区。这次日本福岛核电事故表明：其核电站选址和布局存在着专家早已警告存在提心吊胆的严重问题，果然言中了。

同时，由于核电站运行中产生了巨大热量，核电站的选址必须靠近水源，最好是靠海，这也是大型核电站都建在海边的一个重要原因，并且靠海还可以解决大件设备运输问题。万一发生危险，在平的海岸线和放射物均匀发散的情况下，污染陆地面积只是完全在内陆的一半。但是建在海边有利的同时也多出一个风险，就是海啸或者台风带来大浪的可能。通常会建设防波堤来抵御巨浪的冲击。但是防波堤只能抵御一定程度的冲击，如果是比较大的海啸的话，像日本这次17多米高的排山倒海的海啸，防波堤无能为力的，不可避免产生十分严重的后果。

    内陆地区核电选址要更加慎重，因为内陆地区的水源全部为淡水，并且几乎所有的大江大河都直接向周边城市供应生活用水，在这种情况下建设核电站，一旦发生泄漏事故，后果不堪设想。

“本质安全”才是真的安全

核电安全一直是公众最关注的一个问题。这里要强调的是，必须通过科学技术进步，不断地提高和完善核电站的所谓“本质安全水平”，也就是不要靠人，因为人是最容易犯错误的，而是靠核电站本身的设计和设施来杜绝事故发生。

核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则，从设备、措施上提供多等级的重迭保护，以确保核电站对功率能有效控制，对燃料组件能充分冷却，对放射性物质不发生泄漏。纵深防御原则一般包括五层防线。第一层防线：精心设计、制造、施工，确保核电站有精良的硬件环境。建立周密的程序，严格的制度，对核电站工作人员有高水平的教育和严格的培训，人人注意和关心安全，有完备的软件环境；第二层防线：加强运行管理和监督，及时正确处理异常情况，排除故障；第三层防线：在严重异常情况下反应堆正常的控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差错造成事故；第四层防线：发生事故情况时，启用核电站安全系统包括各外设安全系统加强事故中的电站管理，防止事故扩大保护反应堆厂房安全壳；第五层防线：万一发生极不可能发生的事故并伴有放射性外泄启用厂内外应急响应计划努力减轻事故对周围居民和环境的影响。

　　按照纵深防御的原则，目前的设计在核燃料和环境外部空气之间设置了四道屏障。第一道屏障：燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中，并使得大部分裂变产物和气体产物95%以上保存在芯块内；第二道屏障：嫌料包壳，燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金，具有足够的强度且在高温下不与水发生反应；第三道屏障：压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20厘米以上的钢质耐高压系统中避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内；第四道屏障：反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100厘米，内表面加有0.6厘米的钢衬，可以抗御来自内部或外界的飞出物，防止放射性物质进入环境。

　　核电站配置的外设安全系统主要有以下几个：①隔离系统，用来将反应堆厂房隔离开来，主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门收集厂房内泄漏物质将其过滤后再排出厂外。②注水系统，在反应堆可能“失水”时，向堆芯注水，以冷却燃料组件避免包壳破裂，注入水中含有硼，用以制止核链式反应。注水系统使用压力氮气，在无电流和无人操作情况下在一定压力下可自动注水。③事故冷却器和喷淋系统，用来冷却厂房以降低厂房的压力。在厂房压力上升时先启动空气冷却，再进一步可以启动厂房喷淋系统将冷水或含翻水喷入厂房，以降热和降压。

　　万一发生了核外泄事故，应启动应急计划。应急计划的内容主要包括：疏散人员，封闭核污染区（核反应堆及核电站），清除核污染，以保证人身安全和环境清洁。

乏燃料的处理

    所谓“乏燃料”，就是从反应堆里烧过的核燃料，又称辐照核燃料。据估计，全世界每年卸出的乏燃料约有1万吨。由此提出了对核电站卸下的“乏燃料”如何进行科学处理和有效管理的问题。

    乏燃料并不是核废料，因为它还含有丰富而宝贵的核素，其中包括未用完的可增殖材料铀-238或钍-232，未烧完的和新生成的易裂变材料钚-239、铀-235或铀-233，以及核燃料在辐照过程中产生的少量的超铀元素镎-237、镅-241、锔-242等，另外还有裂变产物元素锶-90、铯-137、锝-99，以及贵金属（铑、钯）等，这些都是可应用的同位素。

乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是对目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。后处理是对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，裂变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。其特点是铀资源利用率提高，减少了高放射性废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。

如果把乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，虽然概念简单费用低且无高纯钚产生，降低了核扩散风险，但缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年。

    乏燃料的后处理一般经过以下几个环节。一是冷却贮存。刚从反应堆卸出的乏燃料，具有强放射性且继承释放热量，要放到反应堆四周的深水池中冷却，且至少半年以上；二是通过水法或干法技术，把上述有用的元素提炼出来，剩下的才是真正的核废料；三是固化处理。将具有高放射性的核废物与熔融的玻璃混合，凝聚成质地坚硬、性能稳定的固体，再封装在专门的不锈钢桶内；四是深埋处理。把固化好的废物桶放到人烟稀少、地质结构稳定、没有地下水的废矿或岩层深处，保证几万年或更长时间不会泄露到四周环境中。

一般压水堆核电站乏燃料中铀-235 为0.8％～1.3％，比天然铀中的铀-235的含量0.71％还高。另外还有新生的可裂变物质钚-239。通过后处理可从乏燃料中回收有用的铀和钚，再制成二氧化铀或二氧化钚，返回核反应堆使用，大大提高铀资源的利用率。据专家测算，将后处理得到的铀和钚返回压水堆中使用可节省天然铀30％左右。后处理还可以使放射性废物减容和降低毒性。后处理不仅可显著地减少需长期深地质层处置的核废物体积，而且可使最终废物的放射性毒性大幅度降低。

能源格局中的核电

目前，全球近90％的一次能源消费依赖石油、天然气、煤炭三大化石型能源。大量使用煤、石油等化石燃料所引起的环境问题越来越引起人们的关注和忧虑，所以世界各国都在竭力发展洁净能源，以替代化石燃料。目前洁净能源类型包括核电、风能、太阳能、水电、地热能等。核电凭借资源丰富，环境污染低，已成为国际能源领域的热点。

    高效率、高清洁的核能将在能源格局中扮演越来越重要的的角色。首先，核能发电不会造成空气污染，因为它不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中；其次，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吨的铀燃料，一次航行的飞机就可以完成运送；第三，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。

    据国际研究机构的预测，到2030年全球的核电发电量实现翻倍。美国能源部2007年宣布，美国在未来2年内将兴建32座核能发电厂；俄罗斯计划在2020年前建造40台核电机组；英国于2008年1月决定恢复建设核电站；我国国家能源局表示正考虑调整为7000万千瓦或以上。中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划，准备到2020年中国电力总装机容量预计为9亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的4%，即是中国核电在2020年时将为3600-4000万千瓦。也就是说，到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。

    自1954前苏联第一座商业核电站——奥布宁斯克投产以来，核电发展实际已经历56年。根据国际原子能机构的数据，目前全世界正在运行的核电站有439座（2007年9月统计数），全世界核电总装机容量约为3.7亿千瓦；核电年发电量占世界发电总量的17%，2007年核电发电量占全国总发电量25%以上的国家和地区共16个，其中法国和立陶宛的核电份额均超过60%。中国目前已有秦山核电站、秦山二期核电站及扩建工程、秦山三期核电站、大亚湾核电站、岭澳核电站一期、田湾核电站一期等核电站投入运营，另有12家正在建设的核电站和25家筹建的核电站，中国在建的核电规模已经在世界上名列第一位，到2020年，核电装机可能会达到8000万千瓦，在世界上排第二位。事实上，中国已经成为一个名副其实的核电大国，图3示出中国核电站分布图。

与核电的优势并存的是不容忽视的核能风险。核电站会产生高低阶放射性废料，或者是使用过的核燃料，虽然所占体积不大，但因具有放射线，故必须特别慎重处理。一旦出现核泄露事故，例如，日本福岛核电站的核泄漏，其辐射量已经相当于国际评价标准的6级甚至更高。此次事故的规模已经超过了被评为5级的美国三里岛核事故，局部地区土壤受污染的程度已经达到被评为7级的前苏联切尔诺贝利核电站事故的水平，包括土壤中发现了剧毒的钚燃料等。今后福岛核电站周边的土地恐怕在很长时间内都无法使用。所以各国都必须接受这个深刻的教训，提高千万倍警惕！

                     图3 我国核电站发布图

核电的未来发展的方向

核电的未来主要发展方向是核聚变。前面介绍的核能都是利用重裂变材料（铀-235），依靠原子核分裂而释出能量。应该指出：利用核能的最终目标是要实现受控核聚变。所谓核聚变，就是由较轻的原子核聚合成较重的原子核而释出能量。实际上，真正洁净环保且资源丰富的是未来的核聚变能。最常见的是由氢的同位素氘（重氢）和氚（超重氢）聚合成较重的原子核（如氦）而释出能量。核聚变比核裂变具有两大优势。第一，地球上蕴藏的核聚变能远比核裂变能丰富多得多，燃料取自海水，每升海水中含有0.03克氘，这样地球上仅在海水中就有45万亿吨氘。1升海水中所含的氘，经过核聚变可提供相当于300升汽油燃烧后释放出的能量。地球上蕴藏的核聚变能约为蕴藏的可进行核裂变元素所能释出的全部核裂变能的1000万倍。 因此，核聚变能是真正未来取之不尽用之不竭的能源。第二，核聚变能既干净又安全。由于它不会产生污染环境的放射性物质，所以是洁净的；而且受控核聚变反应可在稀薄的气体中持续地稳定进行，因此它的运行也是安全的。

早在20世纪50年代一直到现在，国内外都在一直在探索核聚变能，目前提出了不少核聚变方法。因为需要把聚变燃料加热到上亿度以上高温才能发生核聚，就象氢弹的爆炸那样，但是和平利用核聚变则需要缓慢释放能量，使产生核聚变后利用热能发电，但是科学家发现：没有任何一种容器能承受1亿度的高温。于是，最早提出的一种著名方法是所谓"托卡马克"型磁场约束法，它是利用通过强大电流所产生的强大磁场，把等离子体约束在很小范围内以实现核聚变的条件。中国科学院等离子体所建立了世界上首个全超导托卡马克装置“东方超环”（EAST）。核工业西南物理研究院自行设计和研制的受控核聚变实验装置 “"中国环流器一号”和"中国环流二号"都已经投入运行，与国际上先进水平同步发展。国际上在实验室条件下多次几乎接近于成功获得净核聚变能，但是实际上真正要达到商业和工业应用程度目前还差得很远。科学家们估计，到２０５0年前后核聚变发电厂才有可能投入商业运营，受控核聚变发电将造福于人类。目前攻克核聚变能的和平利用，不仅所需的高技术是一大挑战，而且所需的费用非常之高。因此，现在国际上多个国家联合起来合作研究。

惯性约束法是实现核聚变的另一种方法，它是把几毫克的氘和氚的混合气体或固体，装入直径约几毫米的小球内。从外面均匀射入激光束或粒子束，球面因吸收能量而向外蒸发，受它的反作用，球面内层向内挤压，因为反作用力是一种惯性力，靠它使气体约束，所以称为惯性约束。类似于喷气飞机气体往后喷而推动飞机前飞一样，小球内气体受挤压而压力升高，并伴随着温度的急剧升高。当温度达到所需要的几十亿度点火温度时，小球内气体便发生爆炸，并产生大量热能。这种爆炸过程时间只有几个皮秒（1皮等于1万亿分之一）。如果每秒钟内能够发生三、四次这样的爆炸且不断地持续下去，所释放出的能量就相当于百万千瓦级的发电站。目前主要的问题是现有的激光束或粒子束所能达到的功率，离需要的还差几十倍、甚至几百倍，加上其他高技术问题，各国科学家正在奋力攀登。

据估计：到21 世纪后半叶核聚变能才可能具有商业应用的价值。因此，人类解决能源的根本途径是利用核能。这样, 如何更有效地发展洁净裂变核能仍是21世纪面临的十分重要课题。核裂变能仍然是新世纪的主要世界能源之一，第三次世界能源革命的总趋势是，到2050 年时核电（主要指核裂变能）发电量将约占世界总发电量的50%。

     图4  强流加速器驱动次临界洁净核能系统

值得注意的是，核电的发展另一个方向是：强流加速器驱动次临界放射性洁净核能系统。这是针对前面指出的裂变核能的弊端和现状，1993 年西欧核子中心（CERN）诺贝尔奖获得者C.Rubbia 领导的一个小组，提出关于能量放大器获得干净核能的新设想，即强流加速器驱动的放射性洁净核能系统(ADS)，如图4所示。ADS 的基本思想是：利用强流质子加速器产生的质子束与靶相互作用，产生大量快中子以驱动次临界反应堆来获得能量增益。它可以克服常规核电的弊端，构成了新的更安全、更干净、更便宜的洁净核能系统。ADS的最大特点是把20世纪最重要的两大核装置：粒子加速器与核反应堆两者巧妙的结合起来，用以克服常规核电的弊病，解决常规核电产生武器级的核燃料、铀资源利用率低（1%）和困难导致超临界事故等严重缺点。其基本原理是，利用加速器加速的高能质子与重靶核（如铅）发生散裂反应，一个质子引起的散裂反应可产生几十个中子，用散裂产生的中子作为中子源来驱动次临界包层系统，使次临界包层系统维持链式反应以便得到能量和利用多余的中子增殖核材料和嬗变核废物。因此，ADS具有以下优点： （1）充分利用可裂变的核资源，使铀-238高效转化为易裂变钚-239核，或开发利用钍资源。（2）在ADS的不同中子能量场中，可嬗变危害环境的长寿命核废物（次量锕系核素及某些裂变产物）为短寿命的核废物，以降低放射性废物的储量及其毒性；而ADS本身在产能过程中，产生的核废物却很少，基本上是一种清洁的核能。 （3）提高公众对核能的接受程度，因为ADS是一个次临界系统,可得到根本上杜绝核临界事故的可能性。因此，该思想在二十世纪九十年代一经提出就受到核能界的极大兴趣，因为ADS所用的加速器不需要太高的能量和太强的离子流，而所用的反应堆又是次临界，因此,ADS被世界科学界公认为它是解决大量放射性废物、降低深埋储藏风险的最具潜力的工具。国际上已经把ADS作为未来放射性洁净核能一个重要研究方向，它在技术上极具挑战性。

    我国核工业集团公司1995年成立了ADS概念研究组，由中国原子能科学研究院、高能物理研究所和北京大学合作，开展以ADS系统物理可行性和次临界堆芯物理特性为重点的研究工作。1999年ADS项目成为国家重大基础研究项目，开展了“加速器驱动洁净核能系统的物理技术基础研究”。由中国原子能科学研究院自行设计、加工、安装的国内外第一个ADS次临界反应堆实验平台，即研制了ADS启明星1#次临界实验平台，开展了研究次临界反应堆物理特性，且在国际上受到了较大的关注，几个国家都表示要进行合作研究，它必将对国内外的ADS研究做出贡献。显然，ADS是21世纪国内外核能研究中需要继续攀登的一座高峰，具有应用前景。

总之，我国核电发展总趋势，基本上分三步走：第一步,近期发展热中子反应堆核电站，为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线. 第二步,中期是发展快中子增殖反应堆核电站，提高燃料利用率，从目前的１％到２％提高至６０％到７０％；同时也研究象ADS等其他具有应用前景的新的核能系统.第三步,远期发展聚变堆核电站，以便满足日益增长的国家能源需求.

  上述文章主要内容已经发表在“百科知识”2011,第5期B,1-9.