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由于铀的储量有限，而目前热中子堆核电站对天然铀的利用率只能达到
百分之几，所以要把废燃料元件中残余的核燃料充分利用起来，另外要把本
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来不是裂变原料的 铀和钍等资源转换成可裂变的 钚和 铀等人造核燃
料。
美国、英国、法国和原苏联早就建成军用生产堆和动力堆的后处理工业
体系，在建立民用动力堆后处理厂方面都有技术基础。英国和法国不但处理
本国的动力堆燃料元件，而且还替别国处理。70年代以来，后处理技术不断
改进，并可以从后处理厂的高效废水和废气中回收有用的裂变同位素和超铀
元素。
同时，人们一方面寻找新的天然铀资源，一方面采用先进的浓缩铀工艺。
海水中铀储量达四五十亿吨，目前已发展出一套海水提铀技术，即利用水合
氧化钛做吸附剂，再用碳酸铵将所吸附的铀解析出来。随着加速器技术的进
步，一些科学家还建议用直线加速器来生产核燃料。在铀的浓缩工艺方面，
气体扩散法虽仍居主要地位，但正逐渐被淘汰。70年代初，用离心法生产浓
缩铀的工厂已在欧洲建造。1977年，美国计划将在朴茨茅斯建造的第四座扩
散厂改为离心厂。激光技术的进步，形成了用激光浓缩铀的新技术。采用特
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定波长的激光，有选择地激发 铀的原子或分子，然后用物理或化学方法将
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它与未受激发的 铀分离。激光法的生产成本比扩散法、离心法都低。美国
已决定跳过离心法，集中力量在90年代实现激光法的商用，因此朴茨茅斯离
心厂部分投产后又停了下来。法国等国也把激光法浓缩铀作为主要发展方
向。
为了拓展核裂变材料的来源，许多国家都致力于发展转换和增殖技术。
增殖堆分快中子增殖堆和热中子增殖堆。50年代初，美国和原苏联就开始研
究增殖堆。英国、原联邦德国、日本等国也积极开展研究。进入70年代，各
国投入大量人力、物力、财力集中研究的是钠冷快堆。钠冷快堆可以“燃烧”
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钚，并能更多地将 铀转换成 钚，达到增殖核燃料的目的。钠冷快堆
具有堆芯体积小、功率密度大以及热效率高等优点，而且还可以淡化海水。
70年代，原苏联、法国、英国各有一座钠冷原型快堆投入运行，积累了经验。
1980年初，美国钠冷实验快堆FFTF功率运行。原苏联第二座原型快堆BM—
600已于1980年春建成，并正在设计商用规模的大型示范钠冷快堆 BM—
1600。法国、意大利、原联邦德国合资建造的“超凤凰”液金属快堆也于1980
年投入商业运行。中国“863计划”已计划建造快中子实验堆。除了钠冷快
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堆，还有一种很有前景的气冷快堆现正处于探索阶段。
热中子增殖堆是美国独家发展的，用的是钍—铀循环。现在的主要堆型
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有熔盐堆和轻水增殖堆。熔盐堆可以随时去除毒物，随时提取 铀的中间产
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物 镤，保证增殖；不需要制造元件；燃料的后处理和堆结合；不需要输送
和处理废元件。但熔盐堆的这些优点使得它技术难点集中。所以在 1968—
1969年，美国运行了一座热功率7000千瓦实验堆后，一直没有进一步发展。
1975年，美国和日本准备共同投资10亿美元进行为期14年的熔盐堆研究。
轻水增殖堆也是美国独家发展的堆型。1977年，第一座轻水增殖堆开始满功
率运行。但是它的成本太高，民用核动力无力负担。
40年来，核电站已显示出其独特的优势，至今发展势头不减。到 1989
年底，全世界共有452座核电站在运转，发电量占世界发电总量的17％。美
国有110座核电反应堆，是世界核电站最多的国家。西欧一些国家核电所占
的比重最大。1987年，法国已占69。4％，比利时占67％。中国自行设计制
造的第一座核电站秦山核电站，装机总容量为30万千瓦，于1991年并网发
电。在深圳大亚湾建设的装机容量2×90万千瓦的核电站，也在1992年和
1993年并网发电。1989年，清华大学建成了一座5000千瓦低温供热堆，这
是世界上第一座投入运行的具有固有安全性的壳式核供应堆。它可以代替烧
煤供暖，效果很好，并减少污染。目前正在发展20万千瓦的示范堆。
（2）核电站的安全性
核电站发电用的反应堆大都采用低浓度裂变物质作燃料。它们分散布置
在反应堆内，在任何情况下都不可能象原子弹那样紧聚到发生爆炸。反应堆
有安全控制手段，有自稳定性。反应堆若失控或芯损坏，裂变反应会自动停
止。核电站有燃料包壳、压力壳和安全壳三道屏障，可以防止大量放射性产
物外逸。因此，一般来说核电站是安全的。即使住在核电站旁边，每年受到
的放射剂量也不超过2毫雷姆，而宇宙射线、土壤、房屋等放射性剂量约为
100毫雷姆。但是安全和清洁总是相对的。要杜绝任何事故，不让一点点放
射性废物排放到环境中去，实际上是办不到的。
1979年3月，美国三里岛压水堆核电站由于操作失误等原因，发生了堆
芯熔毁的严重事故。堆的事故冷却紧急注水装置和安全壳等设施发挥了作
用，使排放到环境中去的放射性物质极少。据美国核安全当局分析，如果有
人站在电站边界上，他受到的最大可能辐射剂量将低于100毫雷姆，只相当
于接受二三次X射线透视的剂量；周围居民实际接受到的剂量，平均每人只
有1。5毫雷姆。事故没有造成人身伤亡，也没造成环境危害。这一事故从反
面证明了核电站的各种安全措施是有效的。
但是，原苏联切尔诺贝利核电站事故却造成了严重危害。1986年4月26
日，运行人员违反操作规程，使反应堆多种应急事故保护系统失效，造成堆
芯熔毁，石墨砌体燃烧，大量放射性物质外逸。工作人员和救火人员受严重
辐射损伤203人，死31人。这是迄今世界核电史上最严重的一次事故。它造
成的核污染和经济损失比三里岛事故严重得多，但对世界核电站建设带来的
影响却比三里岛事故小。事故后外泄的放射性物质主要是惰性气体和碘、铯
等挥发性裂变产物。这些放射性尘埃一两周内即可消失，不象大气核试验产
生的放射性尘埃要在多年后才能消失。事故发生后，虽然芬兰、瑞典、波兰
等国空气中的辐射水平比天然本底增高了4—10倍，但只相当于年最大允许
值的百分之几。离核电站最近的城市基辅，水源未被污染，空气中的最高辐
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射水平是正常排放的20倍。居民生活正常。切尔诺贝利事件引起的“核能恐
慌”，经过专家们的调查、解释和事实的教育，逐渐平息。人们认识到，对
核能的恐惧是心理因素大于生理因素。在权衡核电站的利弊后，各国更加快
了核电站的建设步伐。
切尔诺贝利核电站是采用原苏联独有的压力管式石墨慢化沸水堆，与压
水堆不同。石墨砌体温度高达 700℃，易燃，遇水产生易燃气体，是不安全
的隐患。该堆没有整体安全壳，事故发生时放射性物质外泄严重。由此可知，
选择安全可靠的核电站堆型是至关重要的。
反应堆和后处理厂等运行时会产生大量放射性废物，其中一部分要经过
几万年甚至几十万年才能衰变成没有放射性的物质。除了妥善存储外，目前
还很难用别的方法处理。这是核能发展中一个较难解决的重大课题。70年代
以来，在这方面的研究取得了一些重大进展，但仍未真正解决。据塔斯社1990
年4月报道，原苏联探索用加速器加速的电子“消灭”锶、铯等长寿命的放
射性核素和γ量子。
（3）受控核聚变的探索
目前世界上正在运行的核电站，都是利用重核裂变能。与它相比，轻核
聚变具有释放能量更高、原材料取之不尽且提取费用低、没有放射性污染等
优点，所以各国都非常重视受控核聚变的研究。
核聚变原料主要是氢、氘和氚。地球的海洋中有23。4万亿吨氘，是一种
用之不竭的持久能源。目前最有希望的是氘—氚聚变堆。由于带电核之间的
静电斥力非常强，只有使两个粒子或其中的一个粒子具有很高速度 （很高的
温度）才能克服电斥力使核靠近，而发生核反应。氘—氚混合核燃料在几百
万度的温度下就成为自由电子和赤裸原子核的混合物。这种混合物呈电中
性，叫做“等离子体”。等离子体是最有希望实现核聚变的介质，因为它有
可能被加热到聚变反应所需的温度（点火温度）。1957年，英国物理学家劳
逊 （1923—）提出一个理论判据：只有当nJ＞A时，核聚变反应才能有净能
量输出（n为等离子体密度，J为等离子体约束在一起的时间，A为约束指数）。
高温与高密是一对矛盾。一般温度越高的物质，要将它控制在一定范围内保
持高密度就越难。因此获得1亿度以上的点火温度和实现高温等离子体约束
是受控热核聚变面临的两大难题。根据劳逊判据，如