核 反 应 堆 doc

核 反 应 堆

1. 核反应堆及其组成

核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能—热能转换的装置。核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。

1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。

反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。

堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有Ｕ-235，它在天然铀中的含量仅有0.711％，另外两种同位素Ｕ-238和Ｕ-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。

另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料Ｕ-233和Pu-239。

用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。

燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。

控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。 冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。

慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。

反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。

屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及γ剂量。

辐射监测系统：该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。

2. 反应堆的结构形式和分类

反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；

（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见下表。

3. 研究实验反应堆

是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛，

包括堆物理，堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位素和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多，例如：游泳池式研究实验堆：

在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名。

罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。

重水研究实验堆：重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。

此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。

4. 生产堆

主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。生产堆包括产钚堆，产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。 该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的Ｕ-235。Ｕ-235裂变中子产额为2—3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被Ｕ-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个Ｕ-235原子可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。用重水型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。

5. 动力反应堆

世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。

压水堆：

采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，高压水作慢化剂和冷却剂。是目前

世界上最为成熟的堆型。

沸水堆：

采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和冷却剂。

重水堆：

重水作慢化剂，重水（或沸腾轻水）作冷却剂，可用天然铀作燃料，目前达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆，我国正建一座重水堆核电站。

石墨气冷堆：

以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360℃，这种堆已有丰富的运行经验，到90年代初期已运行了650个堆年。

快中子堆：

采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为

钠冷快堆和气冷快堆。

核 电 站

1. 什么是核电站

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。

2. 核电站工作原理

核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。

3. 压水堆核电站

以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系

统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。

4. 沸水堆核电站

以沸水堆为热源的核电站。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动力堆。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。

沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽->给水系统；反应堆辅助系统等。

5. 重水堆核电站

以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，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，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

6. 快堆核电站

由快中子引起链式裂变反应所释放出>来的热能转换为电能的核电站。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。

目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239>等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1>％—2>％，

但在快堆中，铀-238>原则上都能转换成钚-239>而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60>％—70>％。

7. 世界上目前建造核电站情况

核电自50>年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999>年中期，世界上共有436>座发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676>兆瓦。正在建造的发电反应堆有30>座，总装机容量为21642>兆瓦。

目前世界上有33>个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17>％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70>％。据资料估计，到2005>年核电厂装机容量将达到388567>兆瓦。

8. 核电站在设计上所采取的安全措施

为了确保压水反应堆核电厂的安全，从设计上采取了所能想到的最严密的纵深防御措施。

四重屏障：

为防止放射性物质外逸设置了四道屏障：

裂变产生的放射性物质90>％滞留于燃料芯块中；

密封的燃料包壳；

坚固的压力容器和密闭的回路系统；

能承受内压的安全壳。

多重保护：

在出现可能危及设备和人身的情况时，

进行正常停堆；

因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；

如任何原因 >控制棒未能插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。

9. 核电厂在管理方面采取的安全措施

核电厂有着严密的质量保证体系，对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲。

另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况和是否起到应有的作用。另外对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。领取操纵员执照，然后才能上岗，还要进行定期考核，不合格者将被取消上岗资格。

10. 核电厂发生自然灾害时，它能安全停闭

在核电厂设计中，始终把安全放在第一位，在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,>即使发生了最严重的自然灾害,>反应堆也能安全停闭，不会对当地居民和自然环境造成危害。

在核电厂设计中甚至还考虑了厂区附近的堤坝坍塌、飞机附毁、交通事故和化工厂事故之类的事件，例如一架喷气式飞机在厂区上空坠 >毁，而且碰巧落到反应堆建筑物上，设计要求这时反应堆还是安全的。

11. 核电站的纵深防御措施

核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。纵深防御包括以下五道防线：

? 第一道防线：精心设计，精心施工，确保核电站的设备精良。有严格的质量保证系统，建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培训，使人人关心安全，人人注意安全，防止发生故障。

? ?

第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。 第三道防线：设计提供的多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故。

? ?

第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大。 第五道防线：厂内外应急响应计划，努力减轻事故对居民的影响。 有了以上互相依赖相互支持的各道防线，核电站是非常安全的。

世界核反应堆供应商

法国AREVA集团（AREVA）

该集团由法国原子能委员会（CEA）、法国高杰马公司、法马通先进核能公司和法马通国际连接件公司合并组成。在核领域，AREVA提供核发电各方面的服务。从铀矿开

采到场地清理、退役、核电站建造和燃料制造。

加拿大原子能有限公司（AECL）

该公司是一家国营公司，从事包括CANDU反应堆和Maple研究堆在内的研究和商业应用开发。

法马通先进核能公司（Framatome-ANP）

法马通先进核能公司是由西门子公司和法马通公司于2001年初共同建立的。

通用原子公司（GA）

通用原子公司及其子公司是世界上高技术系统开发和核能技术领域的领先者之一。GA专门从事能源、国防和其他先进技术领域的研究和开发，其中许多应用于环境敏感领域。

通用电气公司（通用电气核能产品与服务公司）

通用电气核能产品与服务公司及其子公司提供保证沸水反应堆连续运营的各种技术产品与服务。到目前为止，全世界11个国家的91座运营中的沸水反应堆是由通用电气设计的。这些电站的总发电量占全世界电力总需求量的4%。通用电气同时也参与推广先进反应堆技术。

阿根廷INVAP公司（INVAP）

INVAP的主要业务领域之一是开发用于核技术和平利用的主要设备。该公司拥有已设计、建成并颁发许可证的的核研究堆。INVAP还提供用于核燃料制造业的设备、生产放射性药品的设备以及辐射和放射性核废物贮存设备。

日本石川岛播磨重工责任有限公司（IHI）

这家公司从1955年起开始提供核工业工程服务和硬件设备。IHI专门提供核电站的主要组件，以及核燃料循环厂的工程服务。该公司还提供核电站维护和退役的先进技术以及核废物管理设施的设计和硬件。

球床模块反应堆开发集团公司（Pebble Bed Modular Reator（PBMR））

该公司由英国核燃料公司（BNFL）、南非电力公司、美国Exelon公司和南非工业开发公司组成，从事球床模块反应堆的开发。

西屋电气公司（Westinghouse Electric Co）

西屋电气公司（BNFL的子公司）为全世界商用核电工业的公司和工业用户提供燃料、服务、技术和设备。

核反应堆的分代标志 第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水

堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。

第二代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。

第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（European pressurized reactor, EPR）等。

第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。 编辑本段

未来发展方向及第四代核反应堆

未来核反应堆的开发目标可分为四个方面。

１、核能的可持续发展，通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段；实现核废物量的最少化，加强管理，减轻长期管理事务，保证公众健康，保护环境。

２、提高安全性、可靠性，确保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，并具有快速恢复反应堆运行的能力；取消在厂址外采取应急措施的必要性。

３、提高经济性，发电成本优于其他能源；资金的风险水平能与其他能源相比。

４、防止核扩散，利用反应堆系统本身的特性，在商用核燃料循环中通过处理的材料，对于核扩散具有更高的防止性，保证难以用于核武器或被盗窃；为了评价核能的核不扩散性，DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。 第四代核电站的概念

2002年9月19日至20日在东京召开的GIF（第四代核能系统国际论坛 Generation IV International Forum, GIF）会议上，与会的10个国家在94个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。 气冷快堆系统

气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此

外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。 铅合金液态金属冷却快堆系统

铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。

LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的组合。LFR是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。

熔盐反应堆系统

熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。 液态钠冷却快堆系统

液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。

SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。

该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。 超高温气冷堆系统

超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。

VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。 超临界水冷堆系统

超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到目前轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案，即热中子谱和

快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。 我国第四代核反应堆进展

华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程已于2008年开始建设，工程将于2013年11月投产发电。这是中国第一座采用第四代核反应堆的核电站，使用的是第四代高温气冷石墨球床反应堆，简称球床堆。 第四代反应堆的六个构型中，高温气冷堆是一个很有前途的方案，现行的高温气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本。

石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM(460MW)。两者的设计都已经基本完成，其间中国完成了清华大学10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作，HTR-10已经并网多时了。

所有的核电站都由几个部分组成： 1：堆芯，核燃料在此低速燃烧，产生热量

2：冷却回路，堆芯产生的热量通过回路里的介质传导出去，使得堆芯保持一个稳定的反应温度，持续工作。

3：发电机组，把冷却回路中的热量通过汽轮机的方式转换成电能。

先说说燃料组件，石墨球床气冷堆的燃料组件大大不同于传统的核燃料组件，你可以把它看成一个西瓜，外壳是硬化的石墨材料，相当于西瓜皮，里面是稍微松散的石墨填料，相当于西瓜瓤，在西瓜瓤里均匀分布着一些以二氧化铀为主要成分的西瓜子，这就是真正的核燃料颗粒，顺便说一下，这个瓜子有个用陶瓷做的瓜子壳，而二氧化铀则相当于瓜子仁。这个西瓜结构的燃料组件直径是6厘米。

在反应堆的堆芯里面（多是一个环形的圆柱体），这些燃料组件就和煤球炉子里一样，直接填充进去就好了，在一定的温度下，瓜子仁里面的核燃料开始裂变反应，产生热量，煤球里面的石墨起到慢化作用，保持链式反应的稳定运行，正常情况下，这些煤球的温度是900摄氏度左右。 一堆球球堆在一起，他们的周围就自然而然的形成了均匀的空隙，这些空隙就是堆芯内部的冷却空间，在堆芯的一端注入高压氦气，另一端让高压氦气流出，快速流过煤球空隙的氦气带走了多余的热量，就构成了堆芯冷却的第一回路。900摄氏度的高压氦气从反应堆中出来之后，有两个途径，一是继续经过一个水冷回路，把水加热成蒸汽，推动汽轮机带动发电机发电，更先进一些的就是直接用氦气透平机组把热能转换成机械能，带动发电机。冷却后的氦气继续打回堆芯，就构成了完整的换能循环过程。 这就是石墨球床的基本工作原理，相对于当前的压水堆/沸水堆/重水堆电站，简直巧妙到一定程度了。

石墨球床堆的特点

首先，他的燃料组件尺寸很小，精度要求也不高，制造起来就容易得多。

其次，堆芯的结构很简单，简直就是一个高精度的煤球炉子，只要容纳燃料球就好了。

第三，他的冷却热质是氦气，好处有三：惰性气体，不用担心污染的传递，即使泄露也没事；单一的气体工质，不用复杂的流体控制理论；气体温度很高，高达900度，而压水堆则只有300-400度，未来的超临界堆也不过500多度，所以效率不比压水堆低。这就大大简化了冷却回路的复杂性，甚至只要氦气透平机过关，一个回路就可以了，而压水堆由于必须隔离污染的一次循环水，必须设计成两个回路。由于工质是“干净”的，不必考虑管路中子脆化的问题，高温气冷堆的回路造价和使用期限以及维护成本都低得多。

第四，球床气冷堆简直就是一个烧核燃料的煤球炉子，换燃料的方式很

核反应堆

简单：把烧完的煤球从炉子下面放出去，新的煤球从上面倒进去就完了，不用停堆换组件。

不仅如此，气冷堆还有先天的安全性，几乎是“绝对安全”的，核电事故那就是堆芯因为温度过高而融化，进而破坏安全设施，造成核泄露。由于球床燃料的结构特点，这是不会发生的。前面我们说了，燃料煤球里面的瓜子壳是陶瓷材料，瓜子仁是二氧化铀燃料，这个壳可以承受1600度的温度，正常情况下，外面的石墨“瓜瓤”的温度是900度左右，一旦作为冷却的氦气停止供应了，煤球的温度就会升高，“瓜瓤”的温度也会升高，由于瓜瓤比瓜子多得多，会迅速带走瓜子表面的温度，向外界辐射出去，保证“瓜子壳”不会超过极限的1600度。所以堆芯是不可能融化的。清华的示范堆就曾经不止一次表演过在不插入控制棒的情况下停止冷却的氦气泵，整个堆芯迅速达到热平衡，进而安全停堆。

如果说第三代压水堆AP-1000的非能动安全设计还依赖于一套需要维护的安全设备的话，高温气冷堆连这套设备也省了。所以说，这种设计不再需要能耐压的安全壳，不再需要冗余的安全设备，甚至可以简化成一回路设计，大大降低了成本。做成模块化的电站，由于其独有的安全性，甚至可以在大城市周边直接安装使用。

球床气冷堆的效率优势，即电效率超过40%，大大高于哪怕是三代的压水堆，甚至四代的超临界堆，这就进一步降低了发电成本。此外，由于热效率高，气冷堆的供热优势也十分明显，未来无论是高温裂解天然气制取氢气还是高温电解水制取氢气，900度的高温热源都是必不可少的。 此外，球床气冷堆的优势还在于它的燃料燃烧十分充分，后处理成本低，模块化的气冷球床电站你可以给任何人用，而不必担心核废料被做成脏弹搞恐怖袭击。

球床堆的缺点，那就是对于气冷回路的加工要求很高，氦气透平机的功率不易做大（不过没关系，我们可以并联若干个小的，一样用），而气冷堆的功率密度远远小于压水堆（当然了，冷却工质是气体，怎么可能小得了），这对于发电堆来说不是什么缺点，但是对于动力堆却是致命的，也就是说，气冷堆上潜艇之类的传闻，完全是无稽之谈了。

相对于球床气冷堆，另一种流派就是柱状燃料的气冷堆，不同之处就是把燃料做成柱状，也就是大块的石墨里面有很多小洞，小洞里镶嵌包裹陶瓷外壳的二氧化铀燃料线。这样的优势是效率更好一些，电效率可以接近50%，且单堆功率容易做大。缺点是组件制造要求高，无法不停堆换燃料。

后一种流派的代表是日本、美国和俄罗斯，日本设计了GTHTR300，单堆热功率高达600Mw，比体积差不多的中国HTR-PM大了1/3，俄罗斯和美国也联合设计了GT-MHR，与日本的类似。日本的30Mw 柱状燃料高温气冷堆HTTR也已经投入了并网运行。

总之，高温气冷堆是四代核电中最接近使用的一种方案，优点是安全性和成本，缺点是没有技术的沿革，很多地方需要重头做起（其他方案，例如超临界堆，我们可以看作压水堆的进化），这就需要建设示范堆来逐步摸索经验，找出不足，进一步修正商用堆的设计。 编辑本段 慢化剂

核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为中子或中能中子的物质。选择慢化剂要考虑许多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和尽可能低的中子俘获截面；其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，既使不是，在设计中两者也是紧密相关的。应用最多的固体慢化剂是石墨，其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能，小的中子俘获截面和价廉。石墨是迄今发现的可以采用天然铀为燃料的两种慢化剂之一；另一种是重水。其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看，重水是更好的慢化剂，并且因其是液体，可兼做冷却剂，主要缺点是价格较贵，系统设计需有严格的密封要求。轻水是应用最广泛的慢化剂，虽然它的慢化性能不如重水，但价格便宜。重水和轻水有共同的缺点,即产生辐照分解,出现氢、氧的积累和复合。 编辑本段 控制棒

在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料（如铪、镝等）在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和尺寸变化（肿胀）。银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。压

水堆中采用棒束控制，控制材料制成棒状，每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在17×17的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的反应性，紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止）。 编辑本段 冷却剂

由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆心带走热量并传给二回路中的工质，使蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。液态钠(主要用于快中子堆)和钠钾合金（主要用于空间动力堆）具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点，但是它的热特性不好。重水是好的冷却剂和慢化剂，但价格昂贵。气体冷却剂（如二氧化碳、氦）具有许多优点，但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高。有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低，主要缺点是辐照分解率较大。应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。

编辑本段 屏蔽 为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。对γ射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好，但价格较高；铅的优点是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属便宜，但密度较小，因而屏蔽层厚度比其他的都大。

来自反应堆的γ射线强度很高，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆心和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。 中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，通常含硼,有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下，常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。 编辑本段 优点

原子能发电比常规发电的主要优点是：1）能量高度集中，燃料费用低廉，综合经济效益好。1公斤铀-235或钚-239提供的能量在理论上相当于2300吨无烟煤。在现阶段的实际应用中，1公斤天然铀可代替20—30吨

煤。虽然原子能发电一次性基建投资较大，可是核燃料费用比煤和石油的费用便宜得多。所以，原子能发电的总成本已低于常规发电的总成本。 2）因所需燃料数量少而不受运输和储存的限制。例如，一座100万千瓦的常规发电厂，一年需要烧掉300万吨煤，平均每天需要一艘万吨轮来运煤。而使用原子能发电，一年只需要30吨核燃料。

3）污染环境较轻。原子能发电不向外排放CO、SO2、NOX等有害气体和固体微粒，也不排放产生温室效应的二氧化碳。原子能发电站日常放射性废气和废液的排放量很小，周围居民由此受到的辐射剂量小于来自天然本底的1%。大量释放放射性物质的严重事故，则发生的概率极低，全世界10000堆年的运行历史中只发生过一次波及厂外的切尔诺贝利事故，它是运行人员违章操作和反应堆本身设计缺陷（缺乏必要的安全屏障）所造成的。大家可能听说过美国三里岛原子能发电站的事故，这次事故是由于人为失职和设备故障造成。由于反应堆有几道安全屏障，该事故中无一人死亡，80公里以内的200万人口中平均受到的辐射剂量还不及佩带一年夜光表受到的剂量。

可能有人要问，反应堆会不会像原子弹那样爆炸？这是不会的，其原因至少有三条：

1）原子弹使用的核燃料中90%以上是易裂变的铀-235，而发电用反应堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂变的铀-235；2）反应堆内装有由易吸收中子的材料制成的控制棒，通过调节控制棒的位置来控制核裂变反应的速度；

3）冷却剂不断地把反应堆内核裂变反应产生的巨大热量带出，使反应堆内的温度控制在所需范围内。

可能有人也要问，为什么一些国家不轻易转让原子能发电技术呢？这是因为反应堆用于发电的同时，在反应堆内还产生一定量的钚-239（除大部分中子轰击铀-235原子核使其发生裂变外，仍有一部分中子被铀-238原子核俘获使后者变成钚-239。在反应堆内生成的钚-239中，约有50%以上再被中子轰击发生裂变，释放出能量，使核燃料增殖；其余不到50%的钚-239留在反应堆内。），经后处理可将钚-239提取出来，用于制造原子弹。重水堆产生的钚-239约为压水堆的两倍。 编辑本段 推进动力

1）续航力大。续航力是指装一次燃料能持续航行的距离。对核潜艇来说，水下续航力可达7.5万海里；而常规潜艇的水下续航力只有100—400海里（与航速有关）,因为它在水下是靠蓄电池作能源来推进的，隔一定时间需浮出水面或浮至通气管深度利用柴油发电机组对蓄电池进行充电。将反应堆产生的热量带到蒸汽发生器，由蒸汽发生器产生的饱和蒸汽驱动汽轮机而提供推进动力。大家熟悉的核潜艇、核动力航空母舰和原子能破冰船，都是由原子能提供的推进动力。

由于核潜艇有常规潜艇无可比拟的优点，它已成为现代海军中的主力战舰。核潜艇的主要优点是：

2）航速高。核潜艇水下航速可达30节（1节为1海里/时）以上，且经常以最大航速航行；而常规潜艇水下最大航速为15—20节，但由于受到蓄电池的限制一般不以最大航速航行。

3）隐蔽性能好。核潜艇在水下停留时间约2500小时，而常规潜艇仅10—20小时。世界上已建造的核潜艇约500艘，配备的反应堆近700座，超过了已建造的用于原子能发电的反应堆的总数。1971年我国建成第一艘核潜艇，并试航成功。1988年我国成功地完成了从水下核潜艇发射弹道导弹的试验。

核动力航空母舰同样具有高航速下续航力大的优点，它能长期保持30节以上的航速而无须担心燃料的消耗。它不但不需要补给燃料的后勤舰队，还比同等级常规航母多携带一倍的航空燃料和武器。其续航力为100万海里。世界上第一艘核动力航空母舰，是美国于1960年建造的“企业号”航空母舰。此外法国也拥有核动力航空母舰。

世界上第一艘原子能破冰船，是前苏联于1959年建造的。它比常规动力破冰船有突出优点：

1）由于无须储备大量燃料，船的载重量不会因燃料消耗而减小，其破冰能力始终保持不变；

2）轴功率可达75000马力，能在冰厚为2.0—2.5米的北极区航行；而常规破冰船的轴功率在25000马力左右，一般只能在冰厚为0.7—0.9米的地方航行；

3）续航力不受限制。 编辑本段

供热 利用反应堆产生的能量直接供热，有十分广阔的市场。例如，建设一座20万千瓦的低温供热堆，每年消耗二氧化铀仅1吨，它可以为500万平方米的建筑供暖。而为同样建筑面积供暖的锅炉，每年需要烧煤30万吨。如果以15年为期进行比较，核供热的成本比煤供热便宜。世界上前苏联，加拿大，瑞典和中国都为寒冷地区建造了低温供热反应堆。

核电大国的核电突进

核电业主

1989年，美国共有54家核电运营商运营113台核电机组（1989年以前有更多业主和运营商）。20世纪90年代开始，由于电力市场开放，核电参与市场竞争，部分核电业主/运营商经营状况不佳，通过收购兼并，2007年核电运营商减少到25家，运营管理的机组数从113台减少到104台。目前，核电业主和运营商通过兼并进一步减少，如Exelon在2003年收购BE在AmerGen Energy Co的股份以及与PESG合并等。预计至2010年，有可能减少到10个左右。

核岛主供应商

美国曾有通用电气GE、西屋电气、CE、B&W等4家公司提供核蒸汽系统（NSSS）。美国所有沸水堆核蒸汽系统都是由GE提供，压水堆核蒸汽系统绝大部分由西屋公司提供，CE和B&W公司也提供部分压水堆核蒸汽系统，CE已经被西屋整合。西屋电气是美国最主要的核电技术供应商之一，其技术几乎被世界半数核电厂所使用，现为日本东芝的全资子公司。

核电AE

美国有许多专业的AE公司，如Bechtel、Black&Veatch等，在电力、化工、钢铁及其他领域的大型建设项目的策划咨询、总体设计、施工设计、施工管理等方面有强大的实力和丰富的经验。在核电建设高峰时期，这些公司补充了必要的核知识后，占领了大部分核电工程建设市场。随着时间的推移，一些核电站业主逐渐感到请外部的AE公司费用很高，而且往往不能保证业主的利益，开始组建自己的AE公司。此外，美国约三分之一的核电项目一开始就由业主自己承担核电工程建设，如田纳西电力公司。

核燃料循环体系

美国1954年制定的《原子能法》为核电和核燃料循环前段私有化开了路，形成了完全对外开放，私营竞争的环境，使美国核燃料技术处于领先，核燃料成本在全世界处于优势地位。核武器制造部门和特殊核材料生产装置产权属能源部，通过合同由私营企业承担运营，是美国的“寓军于民”方式。政府在战略领域（包括第四代核电技术）主导研发工作。

法国：单一业主、多供应商

法国是单一业主兼AE、主供应商分设的体制。20世纪60年代初，法国利用欧洲原子能联盟与美国开展核技术国际合作的契机，从压水堆开始起步，70年代在石油危机的压力下，确定了系列化、标准化和批量发展核电的能源战略，走上引进、消化和创新的核电发展道路。

为适应核电大规模发展的需要，法国政府对核工业体制机制进行改革，决定将原本全面统筹核工业的原子能委员会退出核电经营活动，转向军民核技术和核基础研发相关工作；铀矿开采、浓缩、燃料加工等核燃料循环业务转给新设的专业化公司，并由其负责国内外铀资源的经营和开发；原子能委员会与法国电力公司（EDF）等以股份制形式组建法马通公司；将原子能委员会参与核电业务的全部工程技术人员转给法马通和法国电力公司。垄断全国电力工业的法国电力公司（EDF）作为业主，组建AE公司，主导全国核电建设工作，在国营体制下，承担起核电站投资、建设和运行三个角色，同时，通过股权参与、批量订单等多种途径扶持法马通引进西屋技术，有计划地推动其成为核岛主供应商；在政府强有力的干预和组织下，在引进美国压水堆技术的同时，法国现代核电工业体系基本形成，强有力地支持了核电的大发展。

1974年至1987年之间，法国先后建设约40台核电机组，高峰时期曾一年开工建设7台机组，一年投产8台机组，并不断创新出系列改进型压

水堆技术，带动核电设计、建造、运行和设备制造自主化能力的全面提升，在世界核电建设中取得了公认的优势。

法国电力公司（EDF）

EDF同时担任法国核电站的业主、运营商和AE机构角色。EDF的观点是：将核电站设计、核电设备供应商和核电站运行经验反馈这三方面力量整合成一个完整的体系，是一个国家实现核电自主化的基础；三者结合越密切，掌握核电技术的程度也就越高。业主、运营商和AE一体化使得EDF作为业主，可以主导核电自主化、国产化过程，能够将核电站建设运行的经验反馈给设计部门、制造部门，促使设计不断优化，推动设备性能和质量不断提高，并改进了安全技术，使法国核电站很快实现标准化。标准化使得法国核电站的投资成本和运行成本都很低，法国因此成为世界上民用电价最低的国家之一。

核岛主供应商

法国只有一家公司提供核蒸汽系统，即AREVA-NP，前身是法马通公司，该公司在吸收消化西屋公司技术的基础上形成了有自己特点的技术，不但供应了法国全国的压水堆设备，而且实现了系列化、标准化生产，把产品推销到国外。1999年12月，法马通与德国西门子公司的核业务部门合并成立了法马通先进核能公司（FRAMATOME-ANP），开发出新一代的欧洲压水堆，即EPR堆型。2000年与高杰马合并组成阿海珐（AREVA），成为世界上最大的核电主供应商。

核燃料循环体系

1976年，法国政府对核燃料工业采取了两项重组行动：一是成立法国核材料总公司，把铀矿开采、铀化工、铀浓缩、燃料加工和燃料后处理等业务和工业部门统一集中到高杰马公司。二是成立了法杰马公司，由法马通公司和高杰马公司各控股50%，经营燃料组件的制造业务。经过30年发展，国际并购和重组，法国核燃料循环工业已做大做强，阿海珐集团不少业务在世界上首屈一指：天然铀产量占世界15%，拥有储量占世界23%；铀化工转化占世界产量25%，约40%出口；铀浓缩占世界产能的25%；燃料组件制造提供了全世界轻水堆燃料组件市场需求的40%；后处理能力世界第一，并占有2/3的世界市场；MOX燃料制造能力世界第一，并参加美国萨凡娜河MOX燃料制造厂和俄国MOX燃料制造厂的建设项目。

日本：拿来主义

日本是多业主、主供应商兼AE的体制。日本在决定发展核电时已经有比较发达的工业基础，拥有实力雄厚的三菱、东芝和日立等大财阀，在核

电发展上采取了拿来主义做法，在与美国西屋、GE等公司全面合作后，很快形成强大的主供应商集团，向业主提供压水堆和沸水堆两种堆型的交钥匙服务。日本是分区供电模式，在九大电力公司联合出资建设首批核电机组，并取得核电建设和运营经验后，九大电力公司都转而独立开发和投资核电站，借助主供应商强有力的支持，形成以各区域电力公司为业主、两种堆型分区发展的格局。

核电业主

日本核电业主有9家电力公司和日本原子能发电公司，其中9家电力公司拥有和运营核电总装机容量的94.7%。

核岛主供应商

日本的三菱、东芝、日立3家公司提供核蒸汽系统，其中东芝和日立提供沸水堆，三菱提供压水堆。三菱是日本生产压水堆核电机组的唯一厂家，从1967年引进西屋公司技术后逐渐形成了自己的压水堆技术体系，已经为日本各大电力公司设计、制造、建设了23套PWR核电机组，总容量约2000万千瓦。

核电AE

日本核电站的设计建造由三菱、日立、东芝三大供应商集团总包，不仅能够提供主工艺系统的设计供货，还能承担全面的工程总承包，提供核电站运行维修的技术支持。

核燃料循环体系

日本是没有核武器的贫铀国家。政府机构负责核燃料循环的基础研究，民间企业负责生产，分工清楚，协调发展。政府机构负责海外铀资源调查、勘探，民间企业负责开发。铀浓缩、核燃料后处理、MOX燃料元件制造等大型商业化工程项目由核电业主共同组建公司商业运作。

韩国：三位一体

韩国是业主与AE及主供应商一体化的体制。韩国的核工业基础较为薄弱，前9台机组经历了多堆型、买容量的过程。1986年，韩国政府提出通过6台机组的建设实现百万千瓦级核电机组的国产化，并通过国际招标选定合作伙伴和技术路线。为解决技术引进的统一管理和协调问题，政府决定由国家电力公司作为韩国唯一的核电业主，承担核电投资、建设和管理的多重角色；针对当时国内工业基础较差的实际情况，韩国电力公司曾收购常规电力设备制造集团——韩重（斗山重工前身）41%股权，着力扶持其向核岛主设备供应商方向发展，促进了核电技术转让和自主化目标的实

现。在实现自主化目标之后，韩国电力公司又将韩重股份转售给私营公司，由单一垄断转向市场经营。

截至2009年3月，韩国建成投产20台核电机组，装机容量达到1772万千瓦，占全国电力总量的32%。

核电业主

国家电力公司（KEPCO）是韩国唯一的核电业主。

核岛主供应商

韩国的核电主设备由斗山重工提供，即原来的韩国重工，2002年3月重新私有化后更名为斗山；该公司每年能够设计、制造和供应150万千瓦的韩国标准核电机组主设备，技术源于美国CE；但斗山并不具备NSSS系统设计能力，只能说是主设备供应商，算不上真正意义上的核电主供应商。

核电AE

韩国核电站的总体设计由KOPEC公司承担，是业主公司KEPCO的全资子公司。在韩国的核电工程项目中，一般由项目业主承担最主要的项目管理和采购工作，KOPEC作为总体院完成设计、接口管理和项目管理支持等工作。在设备采购过程中，项目业主负责采购合同的谈判，KOPEC提供技术支撑，包括编制采购技术规格书、标书技术部分的审查等。KOPEC不承担核电站建设的工程管理工作，不是具备完整功能的AE。

俄罗斯：一家独控

俄罗斯所有的核电站运营、维护、维修以及研究和开发等，包括在建反应堆和所有相关设施，都由一家政企合一、高度集中的核电企业掌握和控制，2007年前，其资产归联邦原子能机构（FAEA，也称俄罗斯核能公司）所有。2007年，根据俄罗斯议会通过的调整法案，组建了掌管俄罗斯所有民用核工业的公司，100％由国家控股，所属公司包括核电运营商、核燃料生产供应商、铀贸易公司和核设施建造商。

两类运营模式

总体来看，在核电业主方面，主要核电大国的模式可以大致分为两类，即以美国、日本为代表的“小业主、高市场化”模式和以法国、俄罗斯和韩国为代表的“大业主、低市场化”模式。

这些核电业主的特点是：大都有足够大的规模，在电力市场占据垄断或有利的竞争地位，很多业主经营发、输、供电垂直一体化业务；核电建设规模较大的核电业主大都自己承担AE职能；以专业化、规模化经营核电业务，核电业主和运营商通过兼并和收购，呈集中化趋势；一般经营多种电源，单独经营核电的业主极少；绝大部分核电业主同时也是核电运营商，

最近也开始出现专业化运营管理公司；许多业主的经营范围涵盖行业价值链上的其它业务。

在核岛主供应商方面，大多有核岛主设备的设备设计、系统设计、核燃料设计和制造能力乃至承担交钥匙工程的能力，有自己的堆型技术和研发能力，能够进行新一代反应堆的开发，有自己的自主品牌。

核岛主供应商的形成模式主要有两种，一种是拥有原创技术，如美国和俄罗斯；另一种是在引进消化的基础上成长起来，如法国、日本等国，后一种形成模式更为普遍。

核电AE是现代化大型复杂工程普遍采用的建设组织模式，是现代工程建设日趋复杂、专业化和市场化的产物。这种模式有利于工程组织和管理程序的优化，有利于工程经验反馈、经验积累和水平的提升，也有利于工程设计和工程管理的专业化。AE往往也提供核电站运行维修技术支持。国外核电AE的特点是：一般可以提供包括项目开发、工程设计、工程管理、运行技术支持在内的全项目专业服务；设计与采购紧密结合，拥有强大的工程设计能力；拥有强大的信息系统和完善的文件、质保体系；一般不对项目延期或性能不达标承担赔偿责任；业主拥有AE的情况比较普遍。

核工程专业英语

EAST ASIA NONPROLIFERATION PROJECT Glossary of Nuclear Terms (Alphabetically by English term) Last Updated: 15 Jan 2002 A

English Pinyin Romanization Chinese A-bomb yuanzidan 原子 弹

absorbed dose xishou jiliang 吸收 剂 量

Accident Response Group (ARG) shigu fanying zu 事故 反 应 组 accidental exposure shigu zhaoshe 事故 照 射 actinides exi yuansu 锕系 元 素 activation huohua 活化

activation analysis huohua fenxi 活化 分 析 activation detector huohua tanceqi 活化 探 测 器

active fangshexingde, youyuande 放射 性 的 ， 有 源 的

active material fangshexing wuzhi, huoxing wuzhi 放射 性 物 质 ， 活 性 物 质 actual ground zero shiji baoxin touyingdian 实际 爆 心 投 影 点 acute exposure jixing zhaoshe 急性 照 射

advanced gas cooled reactor (AGCR) gaijinxing qilengdui 改进 型 气 冷 堆 advanced reactors gaijinxing fanyingdui 改进 型 反 应 堆

advanced thermal reactor (ATR) gaijinxing redongli fanyingdui 改进 型 热 动 力 反 应 堆 afterwinds yufeng 余风

air dose kongqi jiliang 空气 剂 量

air nuclear explosion kongzhong hebaozha 空中 核 爆 炸 air sampler kongqi quyangqi 空气 取 样 器 air sampling kongqi quyang 空气 取 样

airborne radioactivity qizai fangshexing 气载 放 射 性 alpha particle lizi 粒子 americium mei 镅

aminoethyl isothiourea (AET) anji yiji yiliuniao 氨基 乙 基 异 硫 脲 annihilation radiation yanmo fushe 湮没 辐 射 annihilation reaction yanmo fanying 湮没 反 应 annual limit of intake for radionuclide fangshexing hesu nian sheruliang xianzhi

放射 性 核 素 年 摄 入 量 限 制

anti-contamination clothing (Anti-C's) chuzhanwu fu 除沾 污 服 aqueous phase shuixiang 水相

area emergency changqu yingji 场区 应 急 arming, fusing, and firing system for nuclear weapon

hewuqi yinbao kongzhi xitong 核武 器 引 爆 控 制 系 统 arming system baoxian jiekai xitong 保险 解 开 系 统 assignment pizhunliang 批 量

assured destruction baozheng pohuai zhanlue 保证 破 坏 战 略 atmospheric nuclear test daqiceng heshiyan 大气 层 核 试 验 atom yuanzi 原子

atomic bomb yuanzidan 原子 弹

atomic demolition munition yuanzi baopo danyao 原子 爆 破 弹 药 atomic demolition munition yuanzi dilei, yuanzi baopo danyao, yuanzi baopo zhuangzhi 原子 地 雷, 原子 爆 破 弹 药 , 原子 爆 破 装 置

atomic demolition munition mission officer yuanzi baopo junguan 原子 爆 破 军 官 atomic energy detection system yuanzineng tance xitong 原子 能 探 测 系 统 atomic fission he liebian 核裂 变 atomic mass yuanzi zhiliang 原子 质 量 atomic nucleus yuanzihe 原子 核 atomic number yuanzi xushu 原子 序 数 atomic weapon yuanzi wuqi 原子 武 器

Atomic Weapons Research Establishment (AWRE)

yingguo yuanzi wuqi yanjiuyuan 英国 原 子 武 器 研 究 院 atomic weight yuanziliang 原子 量

attenuation factor shuaijian yinshu 衰减 因 数

attrition inventory quantity sunhao zongliang 损耗 总 量 autoradiography zidong shexian sheying 自动 射 线 摄 影 average dose pingjun jiliang 平均 剂 量 B

background count bendi jishu 本底 计 数

background investigation bendi diaocha 本底 调 查 background radiation bendi fushe 本底 辐 射 backscatter fan sanshe 反散 射 becquerel (Bq) beikele'er 贝克 勒 尔 beryllium pi 铍

beta gauge baita celiangji 测量 计 beta particle lizi 粒子

bioassay shengwu ceding 生物 测 定

biological dosimeter shengwu jiliangyi 生物 剂 量 仪

biological effects of nuclear radiation hefushe shengwu xiaoying 核辐 射 生 物 效 应 bismuth (Bi) bi 铋 black lead shimo 石墨 blanket zengzhiqu 增殖 区 blast baopo, baozha 爆破 ， 爆炸 blast wave chongjibo 冲击 波 body model timo 体模

boiling water reactor (BWR) feishui fanyingdui 沸水 反 应 堆 boosted atomic bomb zhubaoxing yuanzidan 助爆 型 原 子 弹 boron peng 硼

boron trifluoride (BF) sanfu huapeng 三氟 化 硼

boron trifluoride (BF) detector sanfu huapeng tanceqi 三氟 化 硼 探 测 器 boundary of contaminated zone zhanranqu bianjie 沾染 区 边 界 breeder zengzhi fanyingdui 增殖 反 应 堆 breeder reactor zengzhi fanyingdui 增殖 反 应 堆 brown oxidier eryang huayou 二氧 化 铀 buffer distance huanchong juli 缓冲 距 离 buildup factor jilei yinzi 积累 因 子

burner reactor (he) ranshao fanyingdui （核） 燃 烧 反 应 堆 byproduct material fuchanwu 副产 物 C

cadmium ge 镉 Californium (Cf) kai 锎

calutrons dianci tongweisu fenliqi 电磁 同 位 素 分 离 器 Canadian deuterium-uranium reactor (CANDU)

jianada zhongshi fanyingdui; candudui

加拿 大 重 水 反 应 堆； 坎 杜堆

carnotite fanjia youkuangshi 钒钾 铀 矿 石 cask pingbiguan 屏蔽 罐

cavity ionization chamber kongqiang dianlishi 空腔 电 离 室 cell radiation effect xibao fushe xiaoying 细胞 辐 射 效 应 centrifuge lixinji 离心 机 cesium (Cs) se 铯

chain reaction liansuo fanying 连锁 反 应

chain reaction of nuclear fission lianshi liebian fanying 链式 裂 变 反 应 challenge inspections zhiyi jiancha, zhiyi shicha 质疑 监 查 ， 质 疑 视 察 chemical dosimeter huaxue jiliangji 化学 剂 量 计

chemical enrichment method huaxue nongsuofa 化学 浓 缩 法 Chernobyl qie'er nuobeili 切尔 诺 贝 利

civil nuclear power minyong heguojia 民用核 国 家 civilian use minyong 民用 cladding baofu 包覆

classification of nuclear accident heshigu fenji 核事 故 分 级 close-in fall out

jinjuli (fangshexing) weichen chenjiang

近距 离 （放 射 性）微尘 沉降

cloud from nuclear explosion hebaozha yanyun 核爆 炸 烟 云 cloud of nuclear explosion hebaozha yanyun 核爆 炸 烟 云 cobalt gu 钴

complete prohibition and destruction of nuclear weapons

quanmian jinzhi he chedi xiaohui hewuqi

全面 禁 止 和 彻 底 销 毁核 武 器

compression phase of blast wave chongjibo yasuoqu 冲击 波 压 缩 区 conceal yinbi 隐蔽

constant of radiant ratio fushelu changshu 辐射 率 常 数

construction defense against nuclear weapon hewuqi gongshi fanghu 核武 器 工 事 防 护 contained nuclear test fengbishi heshiyan 封闭 式 核 试 验 containment vessel anquanke 安全 壳 contamination zhanran 沾染

contamination control zhanran kongzhi 沾染 控 制

contamination control line zhanran kongzhi xian 沾染 控 制 线 contamination control point zhanran kongzhi dian 沾染 控 制 点

contamination meter zhanran chengdu jiancha yi 沾染 程 度 检 查 仪 contingent effects bansui xiaoying 伴随 效 应 continuous monitoring lianxu jianshi 连续 监 视 control rods kongzhibang 控制 棒

Convention on Assistance in the Case of a Nuclear Accident or Radiological Emergency heshigu huo fushe jinji qingkuang yuanzhu gongyue 《核事 故 或 辐 射 紧 急 情况 援 助 公 约》

Convention on Early Notification of a Nuclear Accident jizao tongbao heshigu gongyue 《及早 通 报 核 事 故 公 约》

conversion bianhuan, zhuanhuan 变换 ， 转 换

converter reactor (he) zhuanhuan fanyingdui （核）转换 反 应 堆 coolant lengqueji 冷却 剂 cooling tower lengqueta 冷却 塔 core fanyingdui xin 反应 堆 芯 counter jishuguan 计数 管

counterforce daji junshi liliang 打击 军 事 力 量 countervalue daji shehui caifu 打击 社 会 财 富 critical accident linjie shigu 临界 事 故 critical mass linjie zhiliang 临界 质 量 criticality linjie zhuangtai 临界 状 态 cumulative dose leiji jiliang 累积 剂 量 curie (Ci) juli 居里 curium (Cm) ju 锔 cyclotron huixuan 回旋 D

decay (fangshexing) shuaibian （放射 性）衰 变 decay chain shuaibian lian 衰变 链 decay curves shuaibian quxian 衰变 曲 线 decay heat shuaibian re 衰变 热 decommission tuichu yunxing 退出 运 行 decontamination chuzhanran 除沾 染 de-escalation jiangji 降级

delayed neutron huanfa zhongzi 缓发 中 子

delivery/launch system of nuclear weapon hewuqi touzhi/fashe xitong 核武 器 投 掷 / 发射 系 统 density gauge miduji 密度 计 denuclearization feihehua 非核 化 depleted uranium (D-38) pinyou 贫铀

deployed nuclear weapons yijiao de hewuqi 移交 的 核 武 器 deployment bushu 部署

derived air concentration daochu kongqi nongdu 导出 空 气 浓 度

desired effects yuqi xiaoguo 预期 效 果

desired ground zero yuqi baoxin taoyingdian 预期 爆 心 投 影点 detecting (hedantou hecha) tancexing （核弹 头 核 查） 探 测 型 detection of nuclear explosion hebaozha tance 核爆 炸 探 测 detector tanceqi 探测 器

deterministic effect queding xiaoying 确定 效 应 deterrence weishe (liliang) 威慑 （力 量） deterrent weishe (liliang) 威慑 （力 量） detonator yinbao zhuangzhi 引爆 装 置 deuterium dao 氘 deuteron daohe 氘核

development, production and stockpiling (DPS) fazhan、shengchan he chucun 发展、生 产 和 储 存 development stages of US nuclear weapons meiguo hewuqi fazhan jieduan 美国 核 武 器 发 展 阶 段 dewar flask duwaping 杜瓦 瓶 diffusion kuosan 扩散

direct effect of radiation fushe zhijie xiaoying 辐射 直 接 效 应 dismantlement chaichu 拆除 diversion lingyong 另用 diversion tayong 他用 dose jiliang 剂量

dose effect jiliang xiaoying 剂量 效 应 dose equivalent jiliang dangliang 剂量 当 量

dose equivalent commitment jiliang dangliang fudan 剂量 当 量 负 担 dose equivalent index jiliang dangliang zhishu 剂量 当 量 指 数 dose rate effect jilianglu xiaoying 剂量 率 效 应

dose rate effectiveness factor jilianglu xiaoying yinzi 剂量 率 效 应 因子 dose intervention level jiliang ganyu shuiping 剂量 干 预 水 平 dose-effective curve jiliang-xiaoying quxian 剂量 - 效应 曲 线 dose-survival curve jiliang-cunhuo quxian 剂量 - 存活 曲 线 dosimeter jiliang ji 剂量 计 dosimetric pencil jiliang bi 剂量 笔 dual-use liangyong 两用

dual-temperature chemical exchange shuangwendu huaxue jiaohuan 双温 度 化 学 交 换 dwarf dud feiwanquan yahedan 非完 全 哑 核 弹

dynamic pressure and overpressue dongya yu chaoya 动压 与 超 压 dynamic pressure of blast wave chongjibo dongya 冲击 波 动 压 E

early effect zaoqi xiaoying 早期 效 应

early radioactive fallout zaoqi fangshexing luoxiahui 早期 放 射 性 落下 灰 earth penetrating nuclear munitions zuandi hedantou 钻地 核 弹 头 electronvolt (eV) dianzi fute 电子 伏 特

effects of initial nuclear radiation zaoqi hefushe xiaoying 早期 核 辐 射 效 应

effects of nuclear electromagnetic pulse hedianci maichong xiaoying 核电 磁 脉 冲 效 应 effects of nuclear explosion on communication hebaozha tongxin xiaoying 核爆 炸 通 信 效 应

本文来源：https://www.bwwdw.com/article/ldm6.html