铀是地球上一种相当普通的元素，在地球形成时就存在于这个行星中了。铀原本是在恒星中形成的。年老的恒星爆炸，其尘埃聚集起来形成了地球。铀-238 (U-238) 有一个非常长的半衰期（大于45亿年），因此现在它们仍然大量存在。铀-238占地球上所有铀的99%，铀-235 约占0.7%。铀-234是由铀-238衰变形成的，它更加稀少。（铀-238经过很多阶段的阿尔法和贝塔衰变才能转变为稳定的铅同位素，而铀-234是这条反应链上的一环。）

铀-235有一个奇特的特性让它既可以用于核能发电也可以用于制造核弹。铀-235和铀-238一样都是通过辐射阿尔法射线的方式衰变。铀-235同时也在一小部分时间中进行着自发裂变。然而，铀-235是少数能够发生诱发裂变的物质之一。如果一个自由中子撞击铀-235的原子核，它的原子核将会立即吸收这个中子而变得不稳定，并马上分解。请查看核辐射揭秘以了解全部细节。

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核裂变

一个中子从上部接近铀-235的原子核。一旦原子核捕捉到中子，它马上分解为两个轻一些的原子，同时释放出两个或三个新的中子（中子的个数取决于铀-235原子分解的方式）。两个新的原子释放出伽马射线并稳定到新的状态。有三件事情让这个诱发裂变过程变得有趣：

铀-235原子捕捉一个正在穿过的中子的概率非常高。在正常工作的核反应堆中（称为临界状态），每次裂变释放出的中子都会导致另一次裂变的发生。

捕捉中子并发生分解的过程非常迅速，单位为皮秒（即1x10-12秒）。

当单个原子分解时，会有巨大的能量通过热和伽马辐射的形式释放出来。裂变生成的两个原子也能够释放贝塔和伽马射线。单个裂变反应之所以能释放出能量，是因为裂变产物和中子加在一起的质量比原来的铀-235原子的质量要小。方程E=mc2决定了质量差异转化为能量的比率。
单位约为200MeV（百万电子伏特）的能量被铀-235原子通过衰变释放出来（下面的公式将这些量转化为我们常见的单位，1eV=1.602x10-12尔格，1x107尔格=1焦耳，1焦耳=1瓦秒，而1BTU（热量单位）=1055焦耳）。这些可能看上去不是很多，但是一斤铀中有大量的铀原子。事实上，一斤高浓铀被用于为核潜艇或者核动力航母提供能量，这约等于380万升汽油能提供的能量。如果考虑到一斤铀的尺寸比一个棒球还小，而380万升的汽油却能够装满边长为15米（有五层楼高）的立方体，您就能对铀-235 所蕴含的能量有个概念了。

为使铀-235的这些特性得到发挥，铀样品必须得到浓缩，这样它就含有2-3% 或者更高浓度的铀-235。3%的浓度足够用于核电站。武器中的铀含有90%或更多的铀-235。

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核电站内部

建造一个核反应堆需要浓度低一些的铀。通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。燃料组件通常被浸泡在压力容器中。容器中的水起冷却作用。为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。这意味着，如果没有其他设备，铀最终将会过热并熔化。

为防止这种情况出现，由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中。操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控制棒从铀燃料组件中升起。要使热量减少，则降低控制棒以插入到铀燃料组件中。在发生事故或者更换燃料时，控制棒还能被完全插入铀燃料组件中以关闭核反应堆。
铀燃料组件是一个能够产生极高能量的热源。它对水进行加热并将其转化为蒸汽。蒸汽推动蒸汽轮机，而汽轮机则带动发电机来发电。在某些反应堆中，反应堆产生的蒸汽通过二级中介热交换装置将另一个回路的水加热为蒸汽来转动汽轮机。这种设计的好处是放射性的水或者水蒸汽不会接触到汽轮机。同样，在某些反应堆中，与反应堆堆芯接触的冷却流体是气体（如二氧化碳）或者液态金属（如钠或钾），这种类型的反应堆允许堆芯在更高的温度下工作。

沸水反应堆以轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。反应堆冷却系统内压强保持在70个大气压。在这里，来自汽轮机的给水进入压力容器后，在280℃左右沸腾。汽水混合物经过堆芯上方的汽水分离器和蒸汽干燥器过滤掉液态水后直接送到汽轮机。离开汽轮机的蒸汽经过冷凝器凝结为液态水（给水）后，回流至反应堆，完成一个循环。

因沸水堆中一次蒸汽直接通往汽轮机，故该系统被称为「直接循环系统」。由于此时堆芯的传热速度直接由系统中水的循环速度所决定，因此大型的沸水堆的堆芯围筒（core shroud）外均装有喷射泵（jet pump），以加快循环速度。

与压水反应堆相比，沸水反应堆的构造更为简单，且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度，因此显著提高了反应堆的安全性，降低了造价。但由于沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和汽轮机，因此可能造成汽轮机受到放射性污染，给设计和维修带来麻烦。

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反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。 反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。
 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。  堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的：原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀—235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这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。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。
因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。　　还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。

中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。为什么要这样呢，是因为裂变材料对中子的吸收作用有所不同的原因，同城反应堆的核燃料是几个％铀-235浓缩铀，裂变燃料里面的成分是铀－235和铀－238，通常的反应堆里面它的大部分成分是铀－238，只有少量的是铀-235，铀－235才能发生裂变反应，铀－238不会发生裂变反应，但是铀－238对高速中子的捕获概率要大于铀-235，如果中子的再生的量由于铀－238的吸收而降低，就会破坏链式反应的继续，所以为了降低铀－238对中子的吸收，就采用中子慢化剂降低中子的速度。

快中子反应堆是一种特殊的反应堆，它没有中子慢化剂，它利用了铀-238对高速中子（快中子）的吸收率高的特征，来生产增值核燃料，铀－238吸收一个中子之后，经过两次β衰变，成为钚-239，这是一种新的裂变元素，产生增值效应，快中子反应堆就是用来生产增值核燃料的。为了避免链式反应因为铀-238对中子的吸收而不能持续下去，快中子反应堆使用了较高浓度的浓缩铀，铀-235的含量在几十个％。
可以从不同角度划分反应堆的类型、用途、堆芯结构、采用的核燃料、冷却剂和慢化剂、堆内中子能量、中子在堆内能否使核燃料增殖等因素都可以作为分类标准。按照用途可以把反应堆大致分为生产堆、研究试验堆和动力堆（包括供热堆）三大类；也可以分为军用和民用两大类。生产堆　　主要用来生产核武器装料用的钚-239和氚，也可附带生产一点别的放射性核素。只有发展核武器的核大国才建造这种堆。研究试验堆　　用途很广，可以用它做基础研究，也可以用它进行工程研究，还可以用它生产同位素。研究堆可以用于核物理、中子物理、凝聚态物理、辐射化学、生物学、医学、材料科学等许多学科基础研究的实验的中子源。所以有人把研究堆称为中子源用堆。工程研究堆大致可分成两类。①功率极低（一般在100W以下）的堆叫做零功率堆或零功率装置。零功率堆的大部分物理性能不随堆的功率高低发生显著变化,结构简单灵活,放射性极低，工作人员易于接近操作，改变条件就可以进行各种实验研究。有一时期，在中子数据不齐全、电子计算机性能也不够好的条件下常用零功率堆模拟研究新型堆的物理性能，以所得的资料，作为新堆的设计基础。随着堆技术的进展，这种堆大部分已停止使用，只有少数研究先进堆型的堆还在运行。②功率为几万到十几万千瓦的工程研究堆主要用来研究新型堆的燃料元件和各种堆用材料的辐照性能。动力堆　　用来发电或提供动力，单纯提供热能的堆也可归入这一类型。这类堆有军用民用之分。军用动力堆主要用来生产军舰汽轮机用的蒸汽，特别在潜艇上用得最多。民用动力堆（以下简称动力堆）主要用在核电站中，它起着火电站中锅炉的作用。民用堆又可以分为快中子堆、慢中子堆。到70年代前期为止，慢中子堆技术已进入成熟阶段，其特征是大型慢中子堆核电站的发电成本显著地低于火电站。技术比较成熟的慢中子动力堆有压水堆、沸水堆、重水堆和石墨气冷堆四种。　　①压水堆。用普通水作慢化剂和冷却剂，用浓缩氧化铀为燃料，锆合金或不锈钢作包壳。堆芯装在压力壳中,堆内的压力约为150atm，堆芯出口处温度可达330℃左右。这种堆通过蒸汽发生器来产生发电用的蒸汽，堆芯体积较小，功率密度较大。压水堆是目前国际上最多的堆型（军用动力堆也是用的这种堆型），已有30多年的历史。堆的热效率由28％提高到34％，功率密度由52kW/1提高到100kW/1, 平均燃耗由7800MW·d/t提高到了38000MW·d/t, 相对其他堆型它的比投资和发电成本同沸水堆差不多而低于重水堆和石墨气冷堆。　　 
裂变反应堆

②沸水堆。是同压水堆相近的一种慢中子堆，同压水堆的主要区别是沸水堆中容许水在堆芯内沸腾产生蒸汽，并把蒸汽直接送去推动汽轮机，堆内温度和压力都比压水堆低些。它不用蒸汽发生器，但功率密度只有压水堆的一半左右,堆芯体积和压力壳比压力堆大得多,所以造价同压水堆相当。安全性能较好是沸水堆的一个重要优点。沸水堆的功率意外升高时堆芯中的水加速沸腾，气泡增多，水所占的体积降低，慢化能力减小，反应性就下降，功率随之下降。　　③重水堆。用重水为慢化剂,冷却剂可以用重水,也可以用普通水、有机物或气体，但以用重水冷却的最多。重水堆的最大优点是可以用天然铀为燃料。管式重水堆可以不停堆更换燃料元件，用这种堆的核电站负载因子较高也是重水堆的重要优点。重水堆的缺点是(重水)价格昂贵，重水回路密封要求高。重水堆的发电成本比其他水堆略高，运动维修也要复杂一些。　　④石墨气冷堆。用天然铀或浓缩铀作燃料，二氧化碳为冷却剂。用这种堆发电，成本也低于燃煤发电，但堆的体积比水堆大得多，所用设备也较笨重，单位功率的投资比水堆约高20％，发电成本也比水堆高不少。因此，虽然这种堆型的技术也已成熟，目前除英国外，其他国家都已不再建造这种堆。其他堆型　　目前还在发展，技术尚未达成熟阶段的堆型有高温气冷堆和快中子增殖堆两种。　　①高温气冷堆。也是一种慢中子堆。这种堆通常用氦气冷却,用石墨作慢化剂,使用铀和钍混合核燃料。用热解碳包裹在燃料微粒的外面，作成涂敷微粒燃料，再把涂敷微粒弥散到石墨中做成元件。由于热解碳起了元件包壳作用，这种堆可以达到很高的温度。堆芯出口处冷却剂的温度一般可达750℃，高的可达950℃。由于温度高，这种堆的热效率可达40％以上，并且可以用来供应煤的气化、炼铁等许多方面的工业用热，发展前途很大。这种堆型还有不少需要解决的技术问题，特别是能耐950℃到1200℃的材料。此外，这种堆的经济性能也比较差。　　②增殖堆。一次裂变平均放出的中子数称为裂变二次中子数。在以铀－235为燃料的慢中子堆中,裂变二次中子数为 2.4左右。这些中子中有一个要用来引起新的裂变以维持核链式反应的进行,剩下的1.4个中子中如平均说来至少能有一个中子能被堆内存在的铀-238或钍－232核吸收，生成一个以上钚－239或铀－233核,则消耗掉一个裂变元素核，发出了能量，还可以得到一个以上新的裂变元素核，这便是实现了核燃料的增殖。
能够通过裂变反应堆来增殖核燃料的反应堆称为增殖堆。消耗 1个核燃料原子核能生成的新核燃料原子核数称为反应堆的转化比，转化比大于 1时称为增殖比。发展增殖堆的努力方向之一是设法提高增殖比。裂变二次中子数是中子能量的复杂函数，其总的趋势是随中子能量的增加而加大，如反应堆利用快中子来工作，对核燃料的增殖是有利的。不过快中子的裂变截面小,为了维持快中子堆的运行,使用的核燃料量比同功率的慢中子堆要大得多。快中子堆内不使用慢化剂,功率密度一般在270kW/1以上，要用导热能力很强的冷却剂才能把堆内产生的热量充分引导出来，冷却剂不应产生显著的中子慢化作用，对中子的吸收应尽可能小。液态金属钠能比较好地满足这几方面的要求,所以它被普遍选择为快中子堆的冷却剂。对于快中子引起的裂变,钚－239的二次中子数比铀－235和铀－233的大，因此用作快堆的燃料比较适宜。目前快堆大都采用铀和钚的氧化物作燃料，碳化物和其他形式的快堆燃料还在研究中。　　把液态钠作为冷却剂有许多技术问题要解决。液态钠的化学性质很活泼，如从快堆回路中泄漏出来，遇到空气中的氧或水时会产生剧烈反应，可能引起火灾或爆炸。为了防止堆内液态钠具有的放射性在回路发生泄漏时外逸，液态金属冷却快堆设有三个回路。一回路将堆芯中产生的热量引导出来经由中间热交换器传给二回路的钠，再由二回路钠把热量传给蒸汽发生器产生蒸汽去推动汽轮机。由于钠冷快堆系统复杂,专用设备较贵,所用的核燃料也比较贵，它的造价和发电成本都比水堆高不少。此外，用氦气等气体也可以作为快中子增殖堆的冷却剂。　　如以铀－233为燃料,在慢中子堆中也是可以实现核燃料的增殖的。由于从钍－232生产铀－233来作燃料要另建一套工业体系，费钱很多，因此慢中子增殖堆的发展一直停留在研究阶段。不过近几年不断有组织和国家宣称掌握了慢中子增殖堆技术，不过是真是假不清楚！

至于核聚变的燃料是重氢元素氕氘氚，更是处在实验阶段。目前还没有那个组织和国家宣称掌握了可控核聚变！

另外由于日本福岛核电站的原因，就以切尔诺贝利核电站泄漏和大家分享一些核辐射的危险程度：

http://blog.sina.com.cn/s/blog_6a49781a0100pv0a.html

分享老美的核电站也不安全：

http://blog.sina.com.cn/s/blog_6a49781a0100s0kg.html