核反应堆物理分析(第一讲)
核反应堆物理分析复习重点
l t s td
d
a 0 v0
核反应堆物理分析 慢化时间
ts
Eth
E0
s dE v E
（在 10 到 10 秒量级）
-4
-6
热中子反应堆中，中子的平均寿命主要由热中子的平均寿期即扩散时间决定。 7、无吸收介质内在慢化区能谱近似服从 1/E 分布或称之为费米谱分布。 8、有效共振积分： I I i a ( E ) ( E )dE
qr E f f r
f r
3.12 10
10
W m3
18、裂变产物：非对称性：对称裂变产额小，非对称裂变产额大。 19、裂变中子能谱 ：裂变中子的最概然能量稍低于 1Mev。
20、瞬发中子(prompt neutrons)：伴随着裂变产生而没有可测延迟的中子，占 99%。 缓发中子(delayed neutrons)：裂变碎片衰变过程中发射出来的中子，<1%。 缓发中子先驱核: 在衰变过程中产生的，最终能够产生缓发中子的核（碎片） 。 21、有效增值因数 K eff ：
2
第五章 分群扩散方程 1、两步近似法求群常数： <1>制作与具体反应堆能谱无关的多群微观常数 <2>根据具体反应堆栅格的几何材料组成，在多群常数库的基础上，来计算其具体的中子能谱和少群常
核反应堆物理分析 数。
2、内外迭代法求多群扩散方程： 内迭代：又称为源迭代通过源迭代求特征值的迭代过程 外迭代：对源迭代过程中出现的扩散方程进行具体数值求解的过程 第六章 栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算 1、空间自屏效应：热中子进入燃料块后，首先为块外层的燃料所吸收， 造成燃料快内部的热中子通量密度比外层的要低，结果使燃料里层 的燃料核未能充分有效地吸收中子，即外层燃料核对内层燃料核 起了屏蔽作用，称为空间自屏效应。 缺点：热中子利用系数 f 减小，燃料得不到充分利用 2、解释右图（6-2）
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
E E r 第一章—核反响堆的核物理根底直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里放射出来，而中子却留在了靶核内的核反响。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反响过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸取而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并放射 γ 射线而返回基态。
弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。
微观截面：一个中子和一个靶核发生反响的几率。
宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反响的几率。
平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。
核反响率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。
中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内全部中子在单位时间内穿行距离的总和。
多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也渐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。
瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约 10-14s)放射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中放射出来的，把这些中子叫缓发中子。
其次章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。
集中时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。
平均寿命：在反响堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最终被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。
慢化密度：在 r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。
分界能或缝合能：通常把某个分界能量 以下的中子称为热中子， 称为分界能或缝合能。
c c第三章—中子集中理论中子角密度：在 r 处单位体积内和能量为 E 的单位能量间隔内，运动方向为 的单位立体角内的中子数目。
慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸取为止在介质中运动所穿行的直线距离。
核反应堆物理分析(上)
核反应堆物理分析(上)核反应堆是一种利用核反应产生能量的设备。
核反应堆的原理是运用核反应的放能来加热液体或者气体，产生蒸汽，使蒸汽驱动轴类转子转动，从而使轴类转子带动发电机发电。
其中，核反应堆是由一系列核反应组成的，核反应会释放出大量的能量，能够加热冷却剂，从而驱动轴类转子转动，实现机械能转化为电能，供应给生活和工业用途。
核反应堆按照使用的核燃料分为热中子反应堆和快中子反应堆。
热中子反应堆是利用热中子与核燃料发生核反应来产生热能，因此核燃料应为小中子吸收截面大、熔点和密度适中的物质，如铀235和铀238。
快中子反应堆使用快中子来发生核反应来产生热能，核燃料应为小中子吸收截面小，熔点和密度大的物质，如氚。
核反应堆按照使用不同的冷却材料分为水冷反应堆和气冷反应堆。
水冷反应堆和气冷反应堆都是通过冷却剂将产生的高温热能带走，从而保证反应堆的稳定运行。
其中，水冷反应堆是使用水作为冷却剂，散热性好，但需要耗费大量水资源。
气冷反应堆使用气体作为冷却剂，无需消耗大量水资源，但由于气体散热性差，需要较大的排气系统。
核反应堆由反应堆堆芯和反应堆周边构成。
反应堆芯是核反应的核心部分，由燃料棒、控制杆、冷却剂以及结构材料等组成。
控制杆的作用是调节核反应的速率，保持反应堆稳定运行状态。
结构材料的作用是支持和固定反应堆芯的元件。
反应堆周边由反应堆罩、核反应堆容器、冷却剂循环系统等组成。
反应堆罩的作用是防止核辐射泄漏、防止反应堆失控。
核反应堆容器的作用是为反应堆芯提供密封保护，以避免辐射外泄。
冷却剂循环系统的作用是帮助反应堆芯和周边的结构材料散热。
核反应堆主要有两种核反应类型：裂变反应和聚变反应。
裂变反应是将重核分裂成两个轻核，同时释放出大量的能量。
核裂变产生的中子能够被稳定核吸收，产生新的能量，同时维持核反应的持续进行。
而聚变反应则是将轻核结合成重核，同样可以产生巨大的能量。
但是由于聚变反应需要极高的温度和压力，因此目前只有太阳和恒星能够维持聚变反应的进行。
核反应堆物理分析
核反应堆物理分析是核反应堆设计、建造和运行的关键。
核反应堆的反应率、安全性
和经济性等特性都取决于其物理分析的结果。
核反应堆物理分析是一个复杂的系统，它包
括核反应堆热工特性分析、核反应堆稳定性分析、核反应堆安全适当性分析、核反应堆堆
芯及附件物理分析等多个方面的物理分析。
核反应堆热工特性分析是核反应堆的基础物理分析，它是核反应堆经济性、安全性及
其对外界的影响等物理数据的基础。
核反应堆热工特性分析主要包括核反应堆内部热载荷
分析、核反应堆内部温度场分析、核反应堆内部流场分析、核反应堆内部气体场分析、核
反应堆外部热载荷分析等。
核反应堆稳定性分析是核反应堆安全性的重要保障，根据核反应堆稳定性分析的结果，可以判断核反应堆的安全性。
核反应堆稳定性分析的主要内容包括核反应堆内部稳定性分析、核反应堆外部稳定性分析、核反应堆程控反应堆稳定性分析等。
核反应堆安全适当性分析，主要是对核反应堆安全性进行全面分析，对核反应堆的设计、建造和运行都有重要的指导作用。
核反应堆安全适当性分析的主要内容包括核反应堆设计安全性分析、核反应堆安全性实验分析、核反应堆安全性实验扩展分析等。
核反应堆堆芯及附件物理分析，是对核反应堆堆芯及附件的物理结构和性能进行全面
分析，它是核反应堆安全性和可靠性分析的重要基础。
核反应堆堆芯及附件物理分析的主
要内容包括核反应堆堆芯及附件材料物理分析、核反应堆堆芯及附件结构及性能分析等。
核反应堆物理分析是核反应堆设计、建造和运行的重要组成部分，它是核反应堆安全
性及其经济性的重要保障。
核反应堆物理分析的结果可以为核反应堆的设计和运行提供重
要的参考和指导。
第一章：核反应堆物理分析讲解
2.010 1
9.810 3
3.110 1
1.610 2
6.210 1 7.610 1
3.110 2 3.810 2
9.810 1
4.910 2
2.2
0.11
3.4
0.17
3.9
0.20
4.4
0.22
20
0.98
3.710 2
18
3.110 3
1.610 2
核反应堆是一种能以可控方式产生自持链式裂变 反应的装置。
它由核燃料、冷却剂、慢化剂、结构材料和吸收 剂等材料组成。
链式核反应（nuclear chain reaction）：核反 应产物之一能引起同类的反应，从而使该反应能链式 地进行的核反应。根据一次反应所直接引起的反应次 数平均小于、等于或大于1，链式反应可分为次临界的、 临界的或超临界的三种。
9.810 4 1.410 5
4.910 3 6.910 3
1.2中子与原子核相互作用的机理
中子与原子核的相互作用过程有三种：势散射、直接 相互作用和复合核的形成。
在反应堆内，中子与原子核的相互作用可分为两大 类：
2.1 中子的吸收
通常不稳定， β衰变
共振吸收
逃脱共 振吸收？ U-238对超热中子的强烈吸收
（新鲜靶）：
1.51011 n/s
这在中子应用中已经算是高产额了。
回旋加速器的限制
能量： 102 MeV 级
束流： mA 级 1μA 1.6 1012 p/s
反应
T(d,n) (0.2 MeV)
W(e,n) (35 MeV)
9Be(d,n) (15 MeV)
《核反应堆物理分析》公式整理
第1章—核反应堆物理分析中子按能量分为三类: 快中子(E﹥0、1MｅＶ),中能中子(1ｅV﹤E﹤０.1 MeV),热中子(Ｅ﹤1eV)。
共振弹性散射ＡＺＸ+ ０1n →［Ａ+1Z X]＊→A ZＸ+ ０１ｎ势散射ＡZＸ＋01n→A Z X ＋０１n辐射俘获就是最常见得吸收反应。
反应式为A ZＸ＋01n →[A+1ＺX］*→A+１Z X＋γ23５U裂变反应得反应式23５92U + 01ｎ→[23692U］＊→A1Z１X+ A２Z２X ＋ν01n微观截面ΔI=-σIＮΔx宏观截面Σ= σN单位体积内得原子核数中子穿过x长得路程未发生核反应,而在ｘ与x+ｄx之间发生首次核反应得概率P(ｘ)dx= e—ΣxΣdx核反应率定义为单位就是中子∕m3 s中子通量密度总得中子通量密度Φ平均宏观截面或平均截面为辐射俘获截面与裂变截面之比称为俘获－—裂变之比用α表示有效裂变中子数有效增殖因数四因子公式中子得不泄露概率热中子利用系数第2章－中子慢化与慢化能谱在L系中,散射中子能量分布函数能量分布函数与散射角分布函数一一对应在C 系内碰撞后中子散射角在θc 附近d θc 内得概率:能量均布定律 平均对数能降当A 〉10时可采用以下近似 L 系内得平均散射角余弦慢化剂得慢化能力 ξ∑s慢化比 ξ∑s /∑a 由E 0慢化到E t ｈ所需得慢化时间ｔＳ热中子平均寿命为 (吸收截面满足1/v 律得介质)中子得平均寿命 慢化密度(,)(,)(,)(,)(,)(1)(1)EE Eas s EE E r E r E dE E E q r E dE r E r E dE E E ααϕαϕαα''''∑-''''==∑''--⎰⎰⎰ 稳态无限介质内得中子慢化方程为无吸收单核素无限介质情况 无限介质弱吸收情况ｄE 内被吸收得中子数 逃脱共振俘获概率第j 个共振峰得有效共振积分 逃脱共振俘获概率等于整个共振区得有效共振积分 热中子能谱具有麦克斯韦谱得分布形式中子温度 核反应率守恒原则,热中子平均截面为若吸收截面a 服从“1/ｖ"律若吸收截面不服从“1/v ”变化,须引入一个修正因子第3章—中子扩散理论菲克定律中子数守恒(中子数平衡)中子连续方程 如果斐克定律成立,得单能中子扩散方程设中子通量密度不随时间变化,得稳态单能中子扩散方程直线外推距离 扩散长度慢化长度Ｌ１ 2221111112110100ln 3th a tr E D D L L E ϕϕϕϕξ∇-∑=∇-=→==∑∑∑L 21 称为中子年龄,用τth 表示, 即为慢化长度。
反应堆物理分析CHAPTER 1-4
燃料消耗率的计算
单位时间堆内的总裂变率为
Ff =3.125×1010 P
则其吸收率为
Fa=Ff· a/δ f=(1+α )3.125×1010P δ
因而燃料的消耗与功率
G Fa A N A 10
3
4.48 10
12
(1 ) P A
kg / d
对于235U ，α =0.18 ，堆的运行功率为1MW，则 该反应堆的235U消耗率为1.24×10-3 kg/d
Fission neutron
Fission
n new fission neutrons
k-无穷：四因子公式
k f p
-由一个初始裂变中子所得的慢化到238U裂变阈能以下的平均中子数
p 逃脱共振俘获的概率 f 被燃料吸收的中子数占堆芯物质吸收中子总数的份额
燃料每次吸收一个热中子产生的平均裂变中子数
核裂变
Nuclear fission
核裂变是反应堆内最重要的核反应。 原子核吸收一个中子后，分裂成两个质量相近的 核素。
同位素233U、235U、239Pu、241Pu在各种 能量的中子作用下都能发生裂变，因此称 为易裂变同位素（裂变同位素）。 同位素232Th、238U、240Pu只有在能量高 于某一阈值的中子作用下才发生裂变，称 为可裂变同位素。
燃料裂变时能量的释放 (MeV)
易裂变燃料
233U 235U 239Pu 241Pu
可裂变燃料
232Th 234U 236U 238U 237Np
190.0+/-0.5 192.9+/-0.5 198.5+/-0.8 200.3+/-0.8
《核反应堆物理分析》基本概念总结
m 2 ，巴恩—1b=1028 m2 。
（P8）
6)宏观截面:一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。设 为材料密 度， A 为该元素的原子量，N 0 =6.0221367×1023 mol 1 ， 则 N dI / I ，N N 0 单位： （P9） m 1
反应堆物理分析（修订本-谢仲生主编） 基本概念总结
西安交大出版社（原子能出版社）
有稳定的分布，称之为中子慢化能谱。 3) E '
（P36）
1 1 1 cosc E ， ① c 00 时 E ' Emax E ，此时碰撞前后中子没有能量损失； 2
弹性散射。
（P5）
4)共振现象：当入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时， 中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著地增加，这种现象就叫做共振现象。
INx N x
（P4）
I I / I ，单位 5)微观截面：表征一个入射中子与单位面积内一个靶核发生作用的几率大小； σ
（P30）
即 ： k eff
第2章 中子慢化和慢化能谱
1)慢化过程：中子由于散射碰撞而降低速度的过程叫做慢化过程。 （P36）
2)中子慢化能谱：当反应堆处于稳定时，在慢化过程中，堆内中子密度（或中子通量密度）按能量具
￡- 2 -￡
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华北电力大学 核反应堆物理分析 第1章-核反应堆的核物理基础
2
16
放射性活度
• 某放射性样品，其在单位时间内发生的 衰变次数，称为该样品的的活度。
活度 ＝ N
• 活度的单位：贝可，居里
１贝可＝１次衰变/秒 １居里＝3.7 10
10
贝可
17
例子：
• 人体中大约含有0.2 % 的钾，钾－４０在天 然钾中的丰度为0.0117 %, 其半衰期为 12.77亿年。求体重７５公斤的人体内的放 射性活度。
25
• 中子分类（按能量）：
• 快中子(fast neutron)：E > 0.1 MeV • 超热中子(epithermal neutron)：1 eV < E < 0.1 MeV • 热中子(thermal neutron)：E < 1eV
(屏蔽、剂量学上的能量分界与上有所差别)
26
1.1.2 中子与原子核相互作用机理
裂变放出的中子寿命约10-4~10-3s<<10.6 24 min,所以在反应堆物理中不考虑中子的衰变
中子波粒二象性：粒子性和波动性
• 约化波长：
4.551012 m E
• E=1MeV/0.01eV, 约化波长为 ?/?
• 氢原子直径：~10-10m
在反应堆物理中将中子作为一个粒子来描述
n X ( n X ( n X ( n X (
A Z
X) n （ X） 非弹性散射
A Z *
X) X) X)
*
A＋1 Z A1 Z1
X ＋
A2 Z2
辐射俘获
1 0
X ＋ X ＋（2 3）n 裂变 X 11H X He
4 2
1 * n ZA X ( A X ) Z A1 Z
核反应堆物理基础第1章
6.022 ×10 23 = ×106 = 3.343 ×10 28 分子 / 米3 18.0153
解: 水的分子量
单位体积内水 N = ρN A H O MH O 分子的个数
2 2
单位体积内H 和O的个数
N H = 2 N H 2O = 2 × 3.343 ×1028 = 6.686 ×1028 原子 / 米3 N O = 1N H 2O = 1× 3.343 ×1028 = 3.343 ×1028 原子 / 米3
一,中子的散射
一,中子的散射
定义: 定义:入射中子与靶核作用后放出中子,入 射中子的能量部分或全部给了靶核.
非弹性散射 中子散射 弹性散射
动能不守恒 动能守恒
1,非弹性散射
物理过程:中子首先被靶核吸收而形成复合核,然 物理过程:中子首先被靶核吸收而形成复合核, 靶核吸收而形成复合核 后复合核衰变出一个能量较低的中子, 后复合核衰变出一个能量较低的中子,入射中子把 它的一部分动能转变成靶核的内能,使靶核处于激 它的一部分动能转变成靶核的内能,使靶核处于激 发态,靶核通过发射γ射线又返回基态. 射线又返回基态. 发态,靶核通过发射 射线又返回基态 动能不守恒的原因
ν 于某一阀值能量的中子作用下才能发生裂变,通常 于某一阀值能量的中子作用下才能发生裂变,
把它们称为可裂变核. 把它们称为可裂变核. 铀-235裂变一般表示为: 裂变一般表示为: 裂变一般表示为
235 92
A1 Z1
U + → ( U) →
1 0 236 92
A1 Z1
X+
A2 Z2
X +ν n
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• 我国核电发展的昨天、今天和明天是怎样 一幅图景？
22
• 认真学习过本课程之后，同学们应当能对 这些问题给予原理上的回答。
23
1 核能技术发展简史 2 世界核电历史、现状及前景 3 我国核电历史、现状及前景
24
1. 核能技术发展简史
• • • • • • 铀的天然放射性（1896，贝克勒尔） 钋、镭的发现（1902，居里夫妇） 质能转换关系（1905，爱因斯坦） 发现中子（1932，查德威克） 人工诱导核反应（1934，费米） 铀核裂变反应（1938，哈恩&斯特拉斯曼）
八五：3台机组(秦山一期，310MWe；大亚湾 2×984MWe), 2.26GWe; 九五：8台机组(秦山二期2x650MWe；秦山三 期2x728MWe；岭澳2x990MWe；田湾 2x1060MWe), 6.6GW。 十五：浙江三门、岭澳二期，广东阳江、秦山 二期扩建，山东海阳 、辽宁红沿河、湖南桃 花江、福建福清、宁德核电站、方家山核电 站.
• 亚洲的核电发展迅速。亚洲地区正在运行的 核电机组有82套，总装机容量为62GW，其 2/3集中在日本。正在建造或计划建造的核电 容量达49GW。据国际能源机构预测，从目前 到2020年，亚洲地区的电力消耗将增加2倍。 • 最新建成的31个已联网发电的核电站中，有 22个建在亚洲。在正在建造的27个核电站当 中，有18个位于亚洲。_IAEA (2004.6)
60
VVER-1000
2×1060
61
3.2 近景规划
• 已通过初步可行性研究的厂址：广东阳江 （600），江苏江阴，辽宁温坨子（400），浙江 三门（600）、壳塘山（600），福建惠安 （600）、长乐，山东烟台海阳（600）、威海乳 山（600），江西彭泽，浙江秦山（500），广东 大亚湾（600），江苏田湾（800），括号内数字 为“万千瓦”，总计5900万千瓦。 • 有意初步可行性研究的省份：吉林，黑龙江，湖 南，甘肃，海南，安徽，湖北，广西，四川。
的建筑工人在加固切尔诺贝利“石棺”。事故发生 后，发生爆炸的4号机组被钢筋混凝土封闭，下面 14 至今仍封存着约200吨核原料，“石棺”由此得名。
• 人类和平利用核裂变能的方式有哪些？控 制方式又有哪些？
全数字化主控室
15
• 反应堆有哪些类型？各是什么原理？
16
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压水堆（PWR）
到汽轮机的蒸汽 控制棒和安全棒 汽水分离器 U型管
33
核聚变 托卡马克（Tokamak）
34
中国全超导托卡马克EAST（原名HT━7U）35
36
37
38
"核潜艇之父"——海曼·乔治·里科弗 （Hyman G.Rickover）
39
中国第一艘核潜艇
40
• 第一次严重核事故(1942，德国，莱比锡L-4号 重水反应堆 ;1957，英国，温德斯格 尔;1957，苏联，车里雅宾斯克 ;1961，美 国，爱荷华;1979，美国三哩岛;1999，日 茨城县东海村) • 最严重的核事故（1986，苏联，切尔诺贝 利，2011.3，日本，福岛核事故） • 最庞大的核武库（80年代中期，美、苏两国 计有核战斗部50,000枚左右,占全世界总数的 95％以上。其梯恩梯当量,总计约120亿吨） 41
5
6
• 原子弹和氢弹有什么不同？为什么？
1964年10月16日，中国第一 原子弹爆炸
1952年11月9日，美国爆炸了世 界上第一颗氢弹
7
8
• 核电厂会不会像原子弹一样爆炸？切尔诺 贝利核电站事故是怎么发生的？
泄漏事故现场
9
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事故发生后采取紧急措施的照片
13
2006年4月 12日，身 穿特殊防 护服、 佩戴面具
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3.1 现状
• 2007年我国核电发电量突破600亿千瓦时。 • 2008年，全国运行核电机组11台，净装机 容量858.7万千瓦，在建机组12台，净装机 容量1188万千瓦。
59
我国在役核电站一览表
(数据引自《2007 中国核电年报》)
运行核电厂 及机组名称 秦山核电厂 大亚湾核电厂1# 大亚湾核电厂2# 岭澳核电厂1# 岭澳核电厂2# 秦山第二核电厂1# 秦山第二核电厂2# 秦山第三核电厂1# 秦山第三核电厂2# 田湾核电厂1# 田湾核电厂2# 堆型 CNP300 M-310 M-310 额定功率 （MWe） 310 2×984 2×990 开工日期 1985-03-21 1987-08-07 1988-04-07 1997-05-15 1997-11-28 1996-06-02 CNP650 2×650 1997-04-01 1998-06-08 CANDU-6 2×700 1998-09-25 1999-10-20 2000-09-20 商业运行日期 1994-04-01 1994-02-01 1994-05-06 2002-05-28 2003-01-08 2002-04-15 2004-05-03 2002-12-31 2003-07-24 2007-05-17 2007-08-16
28
邓稼先
(1924.7-1986.7) 安徽怀宁人，中国科学院 院士。1941年考入西南 联合大学物理系;1950年 8月，在美国获得博士学 位九天后，便谢绝了恩师 和同校好友的挽留，毅然 决定回国。 1958年秋，就任二机部 第九研究所理论部主任。
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爱德华•特勒
(1908-2003) 匈牙利人，在莱比锡大学 获得物理学博士学位。 1935年，移居美国，任华 盛顿大学教授。 1952年 ，受命与劳伦斯主 持建立劳伦斯 - 利弗莫尔 实验室，受加利福尼亚大 学托管。同年11月，试验 氢弹成功。（氢弹之父 ） 1983年，劝说里根总统推 行反弹道导弹计划。
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• 世界核电发电量占全球总发电量的比例在 近10年内维持在17%左右。随着西方核电 发 展调整期的结束，世界核电发展的高潮 必将到来。 • World scope: End of the first nuclear era, Coming of the second one.
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• 2005年以来，核电的复兴阶段。前不久还 强烈反对核电的荷兰已开始兴建第三代轻 水反应堆。保加利亚、罗马尼亚、捷克和 法国亦在筹划兴建新的核电站。英国政府 宣布．今年将重新审视其能源战略。在 1987年全民公决之后关闭4座核电站的意大 利情况也将发生转变。瑞典和比利时两国 已分别拒绝在2010年和2015年之前关闭其 核反应堆。同时核电最大的装机订单来自 于中国、印度和俄罗斯，2006年在建的核 反应堆分别为2个、8个和4个，而整个2006 54 年在建的核反应堆为24个（见图）。
几位核弹之父
罗伯特•奥本海默
(1904-1962) 加州大学伯克利分校物理学 教授， 受“曼哈顿计划”负 责人戈罗夫斯将军任命为洛 斯·阿拉莫斯实验室主任。 原子弹爆炸成功后，警告美 国不要陷入针对苏联的武器 发展竞争，并且反对进行威 力更强大的氢弹试验。
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伊戈尔·瓦西里耶维奇·库尔恰托夫
(1902-1960) 列宁格勒物理技术研究所科 学家，受贝利亚任命为莫斯 科第二核武器研究室（对外 称第二实验室）主任。 1958年促成苏联单边停止核 试验。 在生前最后一次公开讲话 中，他警告人们：“使用原 子弹和氢弹必将招来灭顶之 灾！”
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中国在建和计划建设的核电机组一览表
在建和拟建核电厂及机组名称 堆型 额定功率（MWe） 开工或拟开工日期
2005-12-15 2006-06-15 2006-04-28 2007-01-28 2007-08-18（1#）
岭东核电厂3# 4# 秦山第二核电厂3# 4# 红沿河核电厂1#/2 # /3 # /4# 宁德核电厂1# 2# 3# 4# 三门核电厂1# 2# 海阳核电厂1# 2# 台山核电厂1# 2# 阳江核电厂1#— 6# 福清核电厂1# 2#（3— 6） 方家山核电厂1# 2#
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• 第一座核反应堆（1942，费米，芝加哥大学足球场 看台下） • 第一颗原子弹（1945，奥本海默;1964，邓稼先） • 第一颗氢弹（1952，美国，埃尼阿托克岛；1953， 苏联;1967，中国，罗布泊） • 第一座商用反应堆 （1954，苏联;1956，英、法;1957，美国; 1961德 国;1962，加拿大、比利時; 1963，意大利、日 本;1977，中国台湾 、韩国;1991，中华人民共和 国） 26
CPR1000 CNP650
2×1080 2×650
CPR1000
4×1080
2008-03-28（2#） 2009-04（3#） 2010-02（4#）
CPR1000 AP1000 AP1000 EPR CPR1000 M310改进 M310改进
4×1080 2×1250 2×1250 2×1700 6×1080 2×1080+4×1080 2×1080
)
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• 第一次受控核聚变（1933，加速器;1954，库尔恰 托夫原子能研究所 ;1984，乐山，中国环流器一 号 ） • 第一艘核潜艇下水（“核潜艇之父”——美国海 军科学家海曼·乔治·里科弗主持建造，从1954 年1月21日下水到1957年4月更换第一个反应堆活 性区为止，“鹦鹉螺”号总航程达62,526海里相 当于沿赤道绕地球三圈！1970，中国）
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核电站的世界分布
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• 目前西方发达国家核电的发展处于政策调整 阶段，由于政治、经济、电力需求等多方面 的原因，西方核电发展处于低潮。自1975 以来，大多数西方发达国家年电力需求增长 速度仅在1～2%之间，而且预测这种速度将 延长到2015。1974～1992年美国取消了 111套核电机组和98套化石燃料发电机组的 订货计划，自1979年以来没有新的核电机 的订货。(以上数据截止到2004年，最近情 51 况有变化)