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果要求釋放更多的核能，可以移出一定的吸收中子材料。這種能維持和控制核裂變，因而維持和控制核能……熱能轉換的裝置，叫反應堆。

核能發電就是利用核燃料在核反應堆中進行可控自持鏈式裂變反應產生的熱能進行發電的方式。核燃料通常指可裂變核素鈾233、鈾235和鈽239或其混合物。核燃料在裂變反應後，發生所謂質量虧損，即反應中核燃料的一部分質量（m）轉化為能量（E）。按愛因斯坦質能關係式　E＝mc2（式中c為光速），很少的質量虧損能轉化為巨大能量。據計算，一座百萬千瓦的核電站，每年消耗鈾235約25噸。而同功率的火電廠每年耗煤達6875萬噸。

由於核能具有放射性，所以對核電站的安全防護要求格外嚴格，所花費投資也很大。從1954年首座核電站在前蘇聯建成後，直到1966年，由於核濃縮技術的發展，核能發電的成本在發達國家才低於火電成本，從而使核能發電真正邁入實用階段。自然界存在的可裂變元素只有鈾235，而它只佔天然鈾的％（其餘均為鈾238），但在核電站中可將一部分鈾238轉變為鈽239，釷232（自然界中大量存在）轉變為鈾233，所以核燃料的儲藏量能滿足長期核能發電的需要。

除核裂變發電外，為最終解決人類的能源問題，科學家們正在研究熱核聚變發電。核聚變能在瞬間釋放巨大能量（如氫彈），1千克氘的熱值相當於4千克鈾235裂變所能釋放的能量。而當前最需要解決的問題是如何實現核聚變反應的人工控制。世界各國對此都投入了巨大的人力、財力和物力。

2、核　能　發　電

核能發電的核心裝置是核反應堆。核反應堆按引起裂變的中子能量分為熱中子反應堆和快中子反應堆。

快中子是指裂變反應釋放的中子。熱中子則是快中子慢化後的中子。目前，大量執行的是熱中子反應堆，其中需要慢化劑，透過它的原子核與快中子彈性碰撞將快中子慢化成熱中子。熱中子堆使用的燃料主要是天然鈾（鈾一235含量）和稍加濃縮鈾（鈾一235含量3％左右）。根據慢化劑、冷堆劑和燃料不同，熱中子反應堆分為輕水堆（包括壓水堆和沸水堆）、重水堆、石墨氣冷堆和石墨水冷堆。目前已執行的核電站以輕水堆居多，我國己選定壓水堆作為第一代核電站。

核反應堆的起動、停堆和功率控制依靠控制棒，它由強吸收中子能力的材料做成。為保證核反應堆安全，停堆用的安全棒也是由強吸收中子材料做成。

下面簡要介紹壓水堆和快中子堆核電站。

（1）壓水堆

壓水堆是指用高壓水作冷卻劑，堆中的水在高壓下透過蒸發器將二次迴路的水加熱變成蒸汽的反應堆。這種反應堆慢化劑也是水，用2％　～　3％的低濃縮鈾作燃料，用傳熱效率較高的水作介質，因此反應堆體積小，造價低，技術上比較容易掌握。其原理流程如圖1所示。

整個一次迴路系統被稱為核蒸汽供應系統，也稱為核島，它相當於常規火電廠的鍋爐系統。由蒸汽驅動汽輪發電機組進行發電的二次迴路系統，與常規的火電廠汽輪機發電機基本相同，稱為常規島。

（2）中子增殖堆一核燃料的增殖

熱中子反應堆主要利用天然鈾內的少量鈾－235，以及在反應堆生成的少量鈽－239．因此，熱中子堆僅能利用天然鈾中2％左右的鈾。由快中子來產生和維持鏈式裂變反應的反應堆－快中子反應堆，有可能實現核燃料的增殖。

快中子堆以鈽－239為裂變燃料，以鈾－238為增殖原料（不裂變）。鈽－239裂變反應應用的是快中子，而不是熱中子。裂變產生的中子即是快中子，因此快中子堆中不需要慢化劑。用快中子轟擊鈽－239原子核產生裂變；一個鈽－239原子核裂變放出的中子數平均值比一個鈾－235核裂變放出的中子數多，因此鈽－239裂變產生的中子數除維持反應堆的鏈式反應外，多餘的中子被鈾－238俘獲後可產生新的鈽－239，而且新生的鈽－239比堆芯內消耗的鈽－239還多，這樣就實現了核燃料的增殖。

圖1　壓水堆原理流程

圖2　快中子增殖核心電站原理流程

快中子增殖堆的結構以鈽－239為核燃料組成堆芯，鈾－238為增殖原料，安放在堆芯周圍形成增殖層（再生區）。冷卻劑用液態鈉，以大大減少中子的吸收損失。快中子增殖核電站原理流程如圖2所示。

1951年，美國按上