第1章 绪论 1
1-1 原子能在历史发展中的地位 1
1-2 原子能的发现和发展 3
1-3 核能的来源 8
1-4 原子核分裂及裂变能的应用 11
1-4-1 核反应堆 12
1-4-2 原子弹 14
1-5 原子核聚合及聚变能的应用 14
1-5-1 氢弹 14
1-5-2 核爆炸的工程应用 15
1-5-3 受控热核反应 15
1-6 放射性 16
1-6-1 放射性衰变和核辐射 16
1-6-2 天然放射性 16
1-6-3 辐射的风险 16
1-7 放射性同位素和辐射的应用 17
1-7-1 利用辐射的易探测性能——示踪技术 18
1-7-2 利用辐射的穿透性能——透视和自动控制 20
1-7-3 利用辐射的生物效应——治癌、灭菌、杀虫、培育动植物新品种 20
1-7-4 利用辐射的化学效应——辐射化工 21
1-7-5 利用辐射的能量——放射性同位素能源 22
1-8 核燃料生产 23
1-9 原子能工业的范围和特点 24
第2章 核反应堆和核燃料循环的原理 26
2-1 反应堆内的核反应 26
2-2 裂变反应 27
2-2-1 裂变过程 27
2-2-2 裂变中子 28
2-2-3 裂变产物 28
2-2-4 裂变释放的能量 30
2-3 自持链式反应的条件 31
2-3-1 临界质量与临界安全 31
2-3-2 中子的慢化过程与辐射俘获 34
2-3-3 热中子非均匀反应堆系统的中子平衡 35
2-4 反应堆的控制 38
2-4-1 后备反应性 38
2-4-2 反应性的控制方法 39
2-4-3 中子数的增长过程 41
2-4-4 反应性的变化 42
2-5 反应堆的保护和保护系统 45
2-6 反应堆的热工限度 48
2-6-1 热功率密度的空间分布 48
2-6-2 燃料熔化 51
2-6-3 燃料棒包壳烧毁 51
2-6-4 流动不稳定性 53
2-7 核燃料的转换和增殖 53
2-7-1 核燃料的消耗 53
2-7-2 核燃料的转换 54
2-7-3 核燃料的增殖 56
2-8 反应堆的类别和构成 61
2-8-1 反应堆的类别 61
2-8-2 反应堆的构成 63
2-8-3 对反应堆各部分材料的要求 63
2-9 核燃料循环 68
2-9-1 铀-钚循环和钍-铀循环 68
2-9-2 铀-钚循环的三种不同方式 70
2-9-3 钚的利用 71
2-9-4 钍的利用 75
2-9-5 反应堆的初装料和换料需要量 78
2-9-6 燃料循环的总投料量 78
第3章 研究试验反应堆 81
3-1 研究试验堆在原子能发展中的地位和作用 81
3-2 研究试验堆的类型和特点 82
3-3 零功率堆 86
3-4 游泳池式研究试验堆 86
3-5 重水型研究试验堆 87
3-6 高通量工程试验堆 88
3-7 均匀型研究试验堆 89
3-8 微型研究试验堆 90
3-9 快中子材料试验堆及快中子实验堆 91
3-10 各种热中子堆型的实验堆 92
第4章 核燃料生产反应堆 94
4-1 核燃料生产堆的用途 94
4-2 核燃料生产堆的特点 95
4-3 石墨生产堆 95
4-4 重水生产堆 97
第5章 核电厂的发展 99
5-1 世界上核电厂的现状 99
5-2 核电厂的安全性 102
5-3 核电厂的可靠性 107
5-4 核电厂的经济性 109
5-5 核电厂的环境影响与可持续发展 113
5-6 压水堆核电厂 116
5-6-1 堆芯 121
5-6-2 控制棒组件及其他控制手段 123
5-6-3 压力容器 124
5-6-4 堆芯冷却系统 124
5-6-5 安全壳 129
5-7 沸水堆核电厂 132
5-8 重水堆核电厂 137
5-9 高温气冷堆核电厂 145
5-10 快中子增殖堆核电厂 149
5-11 动力反应堆的研究与开发 155
5-12 未来核电厂的技术发展趋势 157
第6章 核电厂的建设和运行 164
6-1 建设项目实施前需要解决的问题 164
6-2 核电厂厂址选择 164
6-2-1 核电厂对环境的影响 165
6-2-2 环境对核电厂的影响 166
6-2-3 厂址的比较和选定 166
6-3 项目管理 167
6-4 质量保证制度 173
6-5 核电厂建设的本国化 174
6-5-1 工程设计和项目管理的自主化 175
6-5-2 设备国产化 176
6-6 堆内燃料管理 177
6-7 核电厂事故的防止 179
6-7-1 纵深防御的第一道防线——预防事故 179
6-7-2 纵深防御的第二道防线——控制事故 180
6-7-3 纵深防御的第三道防线——缓解事故 182
6-8 安全文化 184
第7章 海洋和空间核能装置 186
7-1 潜艇核动力装置 186
7-2 水面船舰核动力装置 194
7-3 空间核能装置 195
7-3-1 空间核电源 195
7-3-2 空间核推进装置 197
第8章 核武器 198
8-1 核武器的类型和构造原理 198
8-1-1 原子弹 198
8-1-2 氢弹 201
8-1-3 核爆炸驱动定向能武器 203
8-1-4 战略核武器和战术核武器 203
8-2 核武器发展水平 204
8-2-1 比威力 204
8-2-2 核装料利用率 204
8-2-3 干净化程度 204
8-2-4 突防能力 205
8-2-5 可靠性 205
8-2-6 安全性 205
8-2-7 生存能力 205
8-3 核武器的杀伤破坏因素 206
8-3-1 冲击波 206
8-3-2 光热辐射 206
8-3-3 贯穿辐射 206
8-3-4 X射线 207
8-3-5 核电磁脉冲 207
8-3-6 放射性污染 207
8-4 核武器试验 208
8-4-1 大气层核试验 208
8-4-2 地面核试验 209
8-4-3 地下核试验 209
8-4-4 水下核试验 209
8-4-5 外层空间核试验 210
8-4-6 全面禁止核试验 210
8-5 防止核武器扩散 210
8-5-1 防止核武器扩散的意义 210
8-5-2 国际防扩散保障体系 211
8-5-3 发展核电不会导致核武器扩散 212
第9章 富集铀的生产(重同位素分离) 213
9-1 生产富集铀的必要性和重要性 213
9-2 生产富集铀的几种主要方法及其比较 215
9-2-1 气体扩散法 216
9-2-2 离心机法 219
9-2-3 分离喷嘴法 220
9-3 级联装置 221
9-4 铀同位素分离厂的基本特点 223
9-4-1 工作介质六氟化铀 223
9-4-2 高度的密封性、耐腐蚀性和清洁度要求 223
9-4-3 运行的安全性与可靠性 224
9-5 六氟化铀的生产和还原 224
9-5-1 六氟化铀的生产 224
9-5-2 六氟化铀的还原 227
9-6 铀同位素分离的激光法 227
第10章 重水、氚、锂-6、硼-10的生产(轻同位素分离) 231
10-1 生产重水的几种主要方法及其比较 231
10-1-1 蒸馏法 232
10-1-2 电解法 235
10-1-3 化学交换法 235
10-1-4 各种方法的比较 238
10-2 重水厂的基本特点 238
10-3 降质重水的再富集 239
10-4 氚的生产 240
10-4-1 氚的来源 240
10-4-2 重水除氚工艺 241
10-4-3 氚的生产工艺 241
10-5 锂-6的生产 244
10-5-1 锂的冶炼 244
10-5-2 锂同位素分离 245
10-5-3 金属锂-6的制备 246
10-5-4 氘化锂-6的制备 246
10-6 硼-10的生产 247
第11章 某些专用设备仪器和特殊材料的生产 248
11-1 反应堆容器 248
11-2 反应堆冷却剂泵 253
11-3 蒸汽发生器 256
11-4 反应堆冷却剂回路管道和阀门 261
11-5 反应堆控制棒驱动机构 262
11-5-1 电动机式驱动机构 263
11-5-2 磁阻马达式驱动机构 263
11-5-3 磁力提升式驱动机构 264
11-6 反应堆装卸燃料设备 264
11-6-1 不停堆换料机 265
11-6-2 钠冷快堆装卸燃料设备 267
11-7 饱和蒸汽汽轮机 268
11-8 带电粒子加速器 270
11-9 热室设备 272
11-9-1 屏蔽观察窗 273
11-9-2 机械手 274
11-10 辐射探测仪器 274
11-10-1 地质探矿仪器 277
11-10-2 反应堆控制仪器 278
11-10-3 防护监测仪器 280
11-11 石墨 281
11-12 锆合金管 282
第12章 铀矿的勘探、开采和加工 285
12-1 铀矿地质研究与普查勘探 285
12-1-1 铀矿地质研究 285
12-1-2 普查勘探 287
12-2 铀矿的开采和选矿 292
12-2-1 铀矿的开采 292
12-2-2 铀矿石的选矿 294
12-3 铀矿石的加工(铀的水冶) 294
12-3-1 矿石准备 294
12-3-2 矿石浸出 295
12-3-3 铀的提取 297
12-3-4 铀产品的沉淀产出 299
12-3-5 水冶工艺流程和污染防治 299
12-4 铀的精制 301
12-5 钍矿石加工和金属钍的生产 302
第13章 燃料元(组)件的设计和制造 303
13-1 对燃料元(组)件的要求 303
13-2 燃料元(组)件的基本结构 305
13-2-1 生产堆的燃料元件 305
13-2-2 轻水堆的燃料组件 306
13-2-3 重水堆的燃料棒束 311
13-2-4 高温气冷堆的燃料元件 312
13-2-5 钠冷快中子堆的燃料组件 315
13-2-6 研究试验堆的燃料元件 317
13-3 核燃料物态的选择 319
13-3-1 燃料芯体的物理化学状态和辐照性能 319
13-3-2 金属铀和铀合金 320
13-3-3 氧化铀 321
13-3-4 碳化铀和氮化铀 323
13-3-5 钚及其化合物 324
13-3-6 铀钚混合陶瓷燃料 324
13-3-7 钍铀混合陶瓷燃料 325
13-3-8 弥散体燃料 326
13-4 包壳材料的选择 327
13-4-1 铝合金 327
13-4-2 锆合金 327
13-4-3 镁合金 329
13-4-4 不锈钢和镍基合金 329
13-4-5 高温气冷堆燃料元件的石墨基体材料 331
13-5 燃料元(组)件的设计、研制和试验 331
13-5-1 燃料元(组)件的设计 332
13-5-2 燃料元(组)件的性能试验 333
13-5-3 试验技术和设备 335
13-6 燃料元件的包装、焊接和结合层 339
13-6-1 包装 339
13-6-2 焊接 339
13-6-3 结合层 339
13-7 金属铀燃料元件的制造工艺 340
13-7-1 金属铀的制备 340
13-7-2 金属铀的加工成形 342
13-7-3 金属铀燃料元件的包装和检验 343
13-8 陶瓷型燃料元(组)件的制造工艺 344
13-8-1 燃料芯块的制备 344
13-8-2 包壳管的准备 350
13-8-3 燃料棒的组装 350
13-8-4 燃料组件的组装和质量检验 351
13-9 弥散型燃料元件的制造工艺 353
13-9-1 研究试验堆燃料元件的制造工艺 353
13-9-2 高温气冷堆燃料元件的制造工艺 354
13-10 快中子堆燃料元(组)件的制造工艺 355
13-11 燃料元(组)件的质量保证和质量控制 356
第14章 核燃料的运输 358
14-1 放射性物质运输的一般问题 359
14-2 未辐照核燃料的运输 359
14-3 辐照过燃料组件的运输 360
第15章 辐照过燃料的后处理 363
15-1 乏燃料处理的不同路线 363
15-2 后处理的重要性和对后处理的要求 364
15-3 辐照过燃料元(组)件的“冷却” 367
15-4 辐照过燃料元(组)件的首端处理 369
15-5 化学分离 371
15-5-1 溶剂萃取法 371
15-5-2 氟化挥发法 376
15-5-3 高温冶金法 377
15-6 裂变产物和锕系元素的回收利用 378
15-6-1 从溶解尾气中提取氪 379
15-6-2 高放废液中裂变产物的提取 380
15-6-3 高放废液中锕系元素的提取 380
15-7 后处理厂的特点和规模 381
15-7-1 放射性强 381
15-7-2 毒性大 382
15-7-3 临界事故的危险 383
15-7-4 可靠性、密封性和维修条件要求高 384
15-7-5 加强废物管理，严格控制废气、废液的排放 385
15-7-6 后处理厂的规模 386
15-8 后处理厂的主要设备 387
15-8-1 溶解器(浸取槽)和调料槽 387
15-8-2 萃取器 387
15-8-3 输液设备 393
15-9 钍基燃料的后处理 393
第16章 放射性废物的处理和处置 395
16-1 放射性废物处理的重要性 395
16-2 放射性废物的来源和分类 396
16-2-1 放射性废物的来源 396
16-2-2 放射性废物的分类 398
16-3 放射性废物的主要特点 399
16-3-1 放射性废物的核素组成 399
16-3-2 放射性及其随时间的衰减 400
16-3-3 放射毒性 401
16-4 减少放射性废物量的措施 402
16-5 放射性废气(气载废物)的处理 402
16-5-1 放射性废气的稀释排放 402
16-5-2 放射性气载废物的净化处理 403
16-6 放射性废液的处理 404
16-6-1 低放射性废液的稀释排放 404
16-6-2 放射性废液的净化、浓缩处理 405
16-6-3 放射性废液的贮存 408
16-6-4 放射性废液的固化 409
16-7 放射性固体废物的处理 414
16-7-1 低、中放射性固体废物的压缩、焚烧和去污处理 414
16-7-2 放射性固体废物的包装 415
16-7-3 放射性固体废物的贮存 415
16-8 放射性固体废物的处置 417
16-8-1 放射性固体废物处置量 417
16-8-2 放射性固体废物的处置方案 418
16-8-3 铀尾矿和铀废矿石的处置 419
16-8-4 低、中放固体废物的处置 420
16-8-5 高放固体废物的深地层处置 421
16-9 高放废物的核嬗变处理 423
16-10 放射性废物处置场(库)址的选择和安全评价 424
16-11 废辐射源的处理和处置 427
第17章 核设施的退役 429
17-1 退役方案的制定 430
17-2 退役的工艺 432
17-2-1 去污 432
17-2-2 拆除 433
17-2-3 退役废物处置 433
17-2-4 退役的辐射安全 434
17-3 退役的费用和资金筹措 435
第18章 放射性同位素和辐射源的生产 437
18-1 对放射性同位素的要求 437
18-2 放射性同位素的来源 438
18-3 用反应堆生产放射性同位素 440
18-3-1 产品的质量 440
18-3-2 靶件的制备 443
18-3-3 辐照用反应堆 444
18-4 用加速器生产放射性同位素 446
18-5 放射性同位素的化学处理 447
18-5-1 化学分离 447
18-5-2 同位素发生器的制备 448
18-5-3 放射性标记化合物的制备 448
18-6 同位素辐射源的制备 450
18-6-1 α辐射源 450
18-6-2 β辐射源 451
18-6-3 γ辐射源 451
18-6-4 中子源 452
18-6-5 放射性同位素能源 452
18-6-6 强辐射源 453
18-7 放射性同位素产品的质量检验 454
18-7-1 放射化学制剂的质量检验 454
18-7-2 辐射源的质量检验 456
第19章 辐射防护 457
19-1 概述 457
19-2 原子能工业中的照射和防护问题 458
19-3 辐射防护中使用的量和基本概念 461
19-3-1 辐射量和单位 461
19-3-2 辐射防护中使用的基本量 462
19-3-3 辐射防护中使用的辅助剂量学量 465
19-4 外照射监测用的量 466
19-4-1 用于环境监测的量 467
19-4-2 用于个人监测的量 467
19-5 ICRP历次建议的防护标准 468
19-6 辐射防护体系 469
19-6-1 辐射的生物效应及其分类 469
19-6-2 实践(拟议中或继续进行的)与干预的防护体系 471
19-6-3 潜在照射的防护体系 473
19-7 辐射防护的社会判断或政策判断 473
19-8 ICRP推荐的剂量限值 474
19-8-1 照射的分类(事前对应型的辐射防护) 474
19-8-2 职业照射 474
19-8-3 公众照射 476
19-8-4 潜在照射的风险限值 478
19-9 确定性效应和剂量限值 478
19-10 外照射的监测与管理 480
19-10-1 辐射监测的分类 480
19-10-2 环境辐射监测 480
19-10-3 外照射个人剂量监测 482
19-10-4 个人剂量监测的目的 482
19-10-5 个人剂量监测的方法 483
19-10-6 个人剂量计的佩戴方法 485
19-10-7 剂量计的检查和校准 486
19-11 外照射的防护 487
19-11-1 距离、时间和屏蔽 487
19-11-2 对γ射线的屏蔽 487
19-11-3 X射线装置的屏蔽 488
19-11-4 X射线防护屏的设计 488
19-11-5 对β发射体的防护 489
19-11-6 对中子的屏蔽 490
19-11-7 反应堆装置的屏蔽 491
19-11-8 船用动力堆屏蔽的特殊性 492
19-12 内照射的监测、评价与防护 492
19-12-1 个人内照射监测的目的 492
19-12-2 个人内照射监测的必要条件 493
19-12-3 个人内照射监测的类型 493
19-12-4 个人内照射监测的方法 494
19-12-5 个人内照射监测的实施 495
19-12-6 体内放射性活度测量之评价 497
19-12-7 内照射的防护 498
19-13 辐射工作人员的健康管理和居民的辐射安全 498
主要的参考文献 501
附录 502
附录1 希腊字母表 502
附录2 单位制及换算因子 503
附录3 元素周期表 506
附录4 有关的放射性同位素表 507
附录5 一些核素的热中子截面表 512
内容索引和中英文名词对照 513