核能利用与核材料 本书特色
《核能利用与核材料》是为工程物理系本科生“核材料系列课程”编写的教材之一，内容包括核物
理与核辐射基础、核能基础、核能利用和核材料、核电厂主要设备及核材料等4 章。本书作为本科低年级
入门教材，可用于概论课和生产实习使用。
第1 章核物理与核辐射基础，从原子模型和卢瑟福散射实验谈起，讨论核子与核力，核反应与化学
反应的区别，质量亏损与核能，裂变、衰变和聚变，核燃料与核能，放射线，放射线的危害，吸收剂量与
当量剂量，放射线的屏蔽与防护；第2 章核能基础，介绍可控链式反应和反应堆，核燃料及核燃料再循环，
反应堆类型，反应堆的调节和控制，核事故和核安全，放射性废物处理；第3 章核能利用和核材料，讲述
了核爆炸和核反应堆的原理，讨论铀浓缩，核反应堆的种类及其结构，热中子堆中钚的使用，快中子增殖堆，
核反应堆用材料，核聚变和聚变能的应用；第4 章核电厂主要设备及核材料，介绍中外核电发展历史和现状，
核岛和常规岛，反应堆材料辐照损伤，核电压力容器及压力容器用钢，核反应堆的四道安全屏蔽，核电厂
的主要设备。作为简论，涉及核能利用与核材料的方方面面。
本书尝试采用通俗易懂、图文并茂的编写方式，着力突出重点、理清思路，强调基本概念和基本原理，
着重核材料的应用和创新，注重提高同学分析问题和解决问题的能力，力求达到较好的教学效果。
本书对从事反应堆材料和反应堆设计、研究、运行、生产和教学以及其他相关核工程和材料专业的
科技人员、本科生、研究生都具有参考价值。
核能利用与核材料 内容简介
本书对从事反应堆材料和反应堆设计、研究、运行、生产和教学以及其他相关材料专业的科技人员、本科生、研究生都有参考价值。
核能利用与核材料 目录
第1 章 核物理与核辐射基础
1.1 原子模型 ·················································································2
1.1.1 关于原子——古典原子论和四元素论
1.1.2 原子模型——原子有核还是无核
1.1.3 关于原子核——带正电的原子核为什么不分崩离析
1.1.4 原子核的大小——坐镇原子中心的原子核
1.2 卢瑟福散射实验 ·············································································4
1.2.1 卢瑟福——实验证明原子核的存在
1.2.2 关于电子——带负电荷的粒子
1.2.3 正电子——带正电荷的电子
1.2.4 加速器——产生高能粒子的有效手段
1.3 核子与核力 ·················································································6
1.3.1 中子——不带电荷的粒子
1.3.2 原子序数和质量数——对元素加以区别的原子序数
1.3.3 介子——汤川秀树预言的粒子
1.3.4 幻数（魔法数）——中子数和质子数的微妙平衡
1.4 核反应与化学反应 ·············································································8
1.4.1 核反应——使核发生变化的反应
1.4.2 核裂变的发现——铀235 核裂变为两块
1.4.3 原子核的结合能——为什么核子能紧密相处
1.4.4 质量亏损和能量——狭义相对论
1.5 质量亏损与核能 ···································································10
1.5.1 核裂变能量——高能量的发生
1.5.2 化学能与核能——二者来源不同且数值差异极大
1.5.3 核裂变产物是如何产生的——高放射性水平的核废物
1.5.4 同位素——化学性质相同但质量数不同
1.6 裂变、衰变和聚变 ···································································12
1.6.1 阈值反应——进屋必须跨过门坎
1.6.2 半衰期——元素的衰变存在规则性
1.6.3 隧道效应——原子具有穿墙术
1.6.4 核聚变与核裂变的不同——轻核聚合与重核分裂
1.7 核燃料与核能 ············································································14
1.7.1 铀——大可不必“谈铀色变”
1.7.2 钚——既有武器级又有反应堆级
1.7.3 超铀元素——应用领域也很广泛，不可替代的元素
1.7.4 氚（超重氢）——混凝土也能透过
1.8 放射线 ········································································16
1.8.1 放射线的种类——来自宇宙的放射线
1.8.2 放射线和放射性——放射能力即为辐射源强度
1.8.3 由放射线而产生的能量——物质中的能量
1.8.4 放射线对身体的影响——对DNA 造成损伤的放射线
1.9 放射线的危害 ······································································18
1.9.1 放射当量剂量和对健康的影响——100mSv 以上即影响健康
1.9.2 戈瑞和希沃特——吸收剂量和当量剂量的单位
1.9.3
ICRP 的建议和推荐——放射线利用的向导
1.9.4
X 射线与γ 射线的不同——穿透力极强的放射线
1.10 吸收剂量与当量剂量 ······································································20
1.10.1
X 射线及γ 射线与电子的反应——电子的弹子房
1.10.2
天然放射性——日常生活中的放射线
1.10.3
放射线防护——为保护人类的健康和安全
1.10.4
放射性活度，吸收剂量和当量剂量——对食品等的限制值
1.11 放射线的屏蔽与防护 ····························································22
1.11.1
辐射屏蔽材料——屏蔽材料依射线不同而异
1.11.2
放射线测量仪的工作原理——利用放射线产生的效应
1.11.3
超铀元素的应用——Am-241 用于离子式烟雾探测器
1.11.4
居里夫人——杰出的女科学家及核科学家一家人
定义及名词术语汇编
思考题及练习题
参考文献
第2 章 核能基础
2.1 反应堆是利用核能的有效手段
·········································26
2.1.1 反应堆中发生的核裂变——如何获得核裂变能
2.1.2 中子能量与核裂变——热中子更容易引发核裂变
2.1.3 极高密度的能源——来自于爱因斯坦方程E=mc2 的巨大能量输出
2.1.4 链式反应——产生核能的反应
2.2 如何实现可控链式反应
··························································28
2.2.1 原子弹和核反应堆的差别——反应堆要绝对确保不发生核爆炸
2.2.2 临界——中子吸收和中子生成之间的平衡
2.2.3 中子的减速——慢中子容易引发核裂变
2.2.4 慢化剂和冷却剂——水可以“双肩挑”
2.3 核燃料及核燃料再循环
·································30
2.3.1 核燃料——核能之源
2.3.2 核燃料是如何制造出来的——从矿石到黄饼，再经同位素分离
2.3.3 核燃料的后处理——燃料的再循环
2.3.4 核燃料循环——核资源的再利用
2.4 反应堆类型（1） ··························································32
2.4.1 反应堆的种类——形式决定于目的
2.4.2 中子能谱与反应堆——表征反应堆特性的指标
2.4.3 轻水堆——水既做慢化剂又做冷却剂
2.4.4 改良型轻水堆——更安全、更经济的反应堆
2.5 反应堆类型（2） ······························································34
2.5.1 气冷堆——到高温气冷堆已历三世
2.5.2 钚热堆——目前*有效的核燃料再循环法
2.5.3 快中子堆——“快”意味着中子的能量高
2.5.4 核燃料的燃耗——已“燃烧”的量
2.6 反应堆的调节和控制·················································36
2.6.1 反应堆的控制——中子数量是关键所在
2.6.2 反应性的平衡——有各种各样的反应性
2.6.3 负的反应性反馈——反应堆本身就应具备的控制机构
2.6.4 核能世界中的**次——芝加哥1 号堆和美国在日本投下的两颗原子弹
2.7 核事故（1） ······························································38
2.7.1 共同培育核电发展的良好舆论环境
2.7.2 核事故分级标准——核事故从0 ~ 7 级
2.7.3 美国三哩岛核事故——历史上*早的核电厂事故
2.7.4 前苏联切尔诺贝利核事故——核污染无国界
2.8 核事故（2） ···········································································40
2.8.1 “文殊”二次回路的钠泄漏事故——安全隐患必须防微杜渐
2.8.2
JCO 临界事故——日本*早的临界事故
2.8.3 “3·11”东日本大地震福岛核电厂事故——是天灾还是人祸
2.8.4 反应堆的紧急停堆——插入安全棒
2.9 核事故（3） ························································································42
2.9.1 冷却用电源的确保——重大事故引发电源的丧失
2.9.2 堆芯熔化，氢爆炸——过热导致堆芯熔化
2.9.3 衰变热——反应堆的余热
2.9.4 千万不能发生再临界——必须确保控制系统的健全性
2.10 重大核事故后对核安全提出更严格的要求
·················································44
2.10.1
核安全的定义
2.10.2
核事故所带来的危害及影响
2.10.3
修订核安全法规，完善核监管制度——核安全政策
2.10.4
中国的核安全观
2.11 如何保证核安全 ···············································································46
2.11.1
防止核劫持——如何防劫防盗
2.11.2
核电厂从选址到运行——许可证制度
2.11.3
核电厂的人员许可证——操纵员和高级操纵员
2.11.4
安全审查和定期检查——重点确认“停堆”“冷却”“包容”三个关键环节
2.12 放射性废物处理 ·········································································48
2.12.1
反应堆周围的核监测——对辐射剂量和剂量的变化进行监测
2.12.2
放射性废物——需要特殊处理的核垃圾
2.12.3
反应堆的退役——必须做到善始善终
2.12.4
反应堆的退役不能一蹴而就
2.13 中国的核废料如何处理与处置
··························································50
2.13.1
放射性废弃物的来源及其特征
2.13.2
放射性废弃物处置原则
2.13.3
放射性废物的处理流程
2.13.4
放射性废物的处理和处置方法
定义及名词术语汇编
思考题及练习题
参考文献
第3 章 核能利用中的核材料
3.1 核爆炸和核反应堆的原理
·····································································54
3.1.1 天然的核反应堆
3.1.2 核爆炸原理
3.1.3 核反应堆原理
3.1.4 核能利用现状
3.2 铀浓缩 ·····························································································56
3.2.1 铀的富集度与临界质量
3.2.2 铀浓缩法（1）——气体扩散法
3.2.3 铀浓缩法（2）——离心分离法
3.2.4 铀浓缩法（3）——原子激光法
3.2.5 铀浓缩法（4）——分子激光法
3.3 核反应堆的种类及其结构
·········································································58
3.3.1 核反应堆的种类
3.3.2 压水堆
3.3.3 沸水堆
3.3.4 轻水堆的安全性
3.4 热中子堆中钚的使用 ·······························································60
3.4.1 钚热堆的原理
3.4.2
MOX 核材料
3.4.3 两种核燃料的使用对比
3.4.4 采用MOX 核材料的好处
3.5 快中子增殖堆 ···········································································62
3.5.1 热中子堆和快中子堆
3.5.2 快中子增殖堆与轻水堆的比较
3.5.3 利用快中子增殖堆实现钚燃料的增殖
3.5.4 快中子增殖堆的结构
3.6 核反应堆用材料 ·········································································64
3.6.1 中子慢化材料
3.6.2 中子吸收材料
3.6.3 包壳材料和其他结构材料
3.6.4 结构材料的辐照损伤
3.7 压水堆和沸水堆用的燃料组件
······················································66
3.7.1 压水堆燃料组件
3.7.2 燃料元件棒
3.7.3
UO2 燃料芯块
3.7.4 沸水堆燃料组件
3.8 核电厂的结构部件及所用材料
···························································68
3.8.1 核电厂的主要部件及功能
3.8.2 各类反应堆的主要部件用材料
3.9 压水堆核电厂结构及所用材料
················································70
3.9.1 **道安全屏障：燃料芯块二氧化铀陶瓷晶体（核燃料）
3.9.2 第二道安全屏障：燃料包壳
3.9.3 第三道安全屏障：压力容器和一次回路压力边界
3.9.4 第四道安全屏障：安全壳
3.10 核反应堆用石墨 ·············································································72
3.10.1
天然石墨和人造石墨
3.10.2
高密度、高强度、高纯度的“三高”石墨
3.10.3
核反应堆用石墨的生产工艺
3.10.4
核石墨的应用
3.11 核燃料循环 ·················································································74
3.11.1
核燃料的循环路径
3.11.2
核燃料棒的构造
3.11.3
核燃料棒的后处理工程
3.11.4
核燃料棒的安全隐患
3.12 辐射能和放射线 ·················································································76
3.12.1
辐射能和放射线的定义
3.12.2
放射性核素
3.12.3
放射线对人的危害
3.13 “3·11”东日本大地震福岛核电厂事故分析·····················································78
3.13.1
强地震紧急停堆后所有水冷系统失灵
3.13.2
核余热及衰变产生的热量足以使燃料元件熔化
3.13.3
高温熔体穿透压力壳
3.13.4
高放射性核燃料透过压力壳泄漏到地面、海水乃至空气中
3.14 典型核电厂事故分析 ·············································································80
3.14.1
国际核事故分级
3.14.2
美国三哩岛核事故
3.14.3
前苏联切尔诺贝利核事故
3.15 严重事故——燃料熔化
·······························································82
3.15.1
何谓严重事故
3.15.2
衰变热使温度上升——失水事故
3.15.3
燃料熔化引起堆芯内部重新配置
3.15.4
形成“残渣床”和熔池
3.16 极严重的核事故——燃料泄漏
·································································84
3.16.1“跑离”升温或“熔断”升温
3.16.2
堆芯熔化
3.16.3
燃料泄漏
3.17 核聚变和聚变能的应用
···········································································86
3.17.1
自然的太阳和人造太阳
3.17.2
核聚变发电属于“常闭型”
3.17.3
激光惯性约束核聚变
3.18 托克马克装置的主体结构及所用材料
·················································88
3.18.1
磁惯性约束核聚变
3.18.2
托克马克聚变堆对**壁材料的要求
3.18.3
核聚变既涉及又惠及广泛的技术领域
3.18.4
核聚变反应堆的结构和聚变能应用前景
定义及名词术语汇编
思考题及练习题
参考文献
第4 章 核电厂主要设备及核材料
4.1 世界核电发展历史和现状
····································································92
4.1.1 核能的开端与核电的产生
4.1.2 从**代到第四代核电机组
4.1.3 世界核电发展现状
4.1.4 世界核电发展归于理性
4.2 中国核电发展后来者居上（1） ···································································94
4.2.1 中国核电产业从无到有
4.2.2 中国的核能核工业发展简况
4.2.3 中国核电发展的四个阶段
4.2.4 国家核电核工业发展的组织架构
4.3 中国核电发展后来者居上（2） ·····················································96
4.3.1 中国的核电——后来居上，发展*快
4.3.2 中国的第三代核电
4.3.3 中国核电着眼海上
4.3.4 加强国际核安全体系，推进全球核安全治理——推进核安全国际合作
4.4 不同堆型各有所长（1） ··········································································98
4.4.1 压水堆——历史悠久，技术成熟
4.4.2 沸水堆——压水堆的“孪生姐妹”
4.4.3 重水堆——重水作慢化剂，天然铀作燃料
4.4.4 超临界水冷堆——功率密度和热效率更高
4.5 不同堆型各有所长（2） ····························································
100
4.5.1 高温气冷堆
4.5.2 快中子增殖堆的结构
4.5.3 快中子增殖堆的发展状况
4.6 压水堆电厂的结构和原理
································································· 102
4.6.1 典型的压水堆电厂外貌和核电厂的组成
4.6.2 压水堆核电厂原理
4.6.3 核岛（反应堆厂房）和常规岛（汽轮机厂房）
4.6.4 燃料厂房和其他厂房
4.7 各类核材料的选材原则
·································································· 106
4.7.1 选择核材料的首要标准——满足功能要求
4.7.2 核燃料为什么选择二氧化铀而非铀合金
4.7.3 燃料包壳为什么选择锆合金
4.7.4 作为结构材料的不锈钢和高镍合金
4.8 核电压力容器用钢的选材及演化历史
··············································· 108
4.8.1 核电压力容器用钢的演化历史
4.8.2
SA508 系列钢中的化学成分和力学性能
4.9 SA508 系列钢中的主要元素及其作用
························································ 110
4.9.1 对核电压力容器用钢的性能要求
4.9.2
SA508 系列钢中的主要元素及其作用
4.10 核反应堆压力容器及蒸汽发生器的制造
················································ 112
4.10.1
核反应堆压力容器
4.10.2
压水堆核电厂核岛部分的大型锻件
4.10.3
SA508-3 钢的组织与热处理
4.11 核压力容器的辐照损伤
····································································· 114
4.11.1
压力容器钢辐照脆化
4.11.2
辐照脆化机制
4.11.3
高强度低合金钢大型锻件中的氢脆现象
4.12 核燃料组件和控制棒组件
····························································· 116
4.12.1
上部堆内构件和下部堆内构件
4.12.2
核燃料组件的组成及装料
4.12.3
控制棒组件及其驱动机构
4.12.4
材料在核安全中的重要作用
4.13 反应堆的四道安全屏障
································································· 118
4.13.1
反应堆的四道安全屏障
4.13.2
由UO2 粉末制作二氧化铀陶瓷核燃料芯块
4.13.3
作为燃料包壳管的锆合金
4.14 核电厂的主要设备 ··································································· 120
4.14.1
反应堆冷却剂泵
4.14.2
蒸汽发生器和稳压器
4.14.3
核电厂用汽轮机和发电机
4.14.4
AP1000 机组采用的非能动安全系统
4.15 高铁和核电——“一带一路”的两根支柱
···················································· 122
4.15.1
2030 年核电装机容量将达到1.5 亿kW
4.15.2
高铁与核电是输出战略的两个支柱
4.15.3“中国制造2025”关于核电产业发展方针
4.15.4
在海外，到2020 年要完成中国造核电厂6~8 座
4.16 中国核电进军英国和阿根廷
································································· 124
4.16.1
中国广核集团向英国三个核电厂出资，布拉德韦尔采用“华龙一号”
4.16.2
与英国、欧洲大陆签署多项合作协议
4.16.3
中国核工业集团与阿根廷签署建设“华龙一号”合同
4.16.4
以罗马尼亚为据点，展开向欧洲的核电技术服务
4.17 与法、美等国进一步合作
································································ 126
4.17.1
与法国共同实施后处理计划
4.17.2
与法国共同开拓世界核能市场
4.17.3
更新核能合作协议，美、中延续蜜月期
4.17.4
形影相吊的日本
定义及名词术语汇编
思考题及练习题
参考文献
