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科学技术的发展过程中 ，会遇到困难 ，发生曲折和反复，是正常的 ，不足为奇 。
在这世纪之交 ，围绕法国“超凤凰快堆 ”的争诊即是一例 。这是以中国神话一种从自己的灰烬中获得永生的鸟的名字来命名的核电站，早在10多年前就曾并入法国电力公司的电网，虽正常运转时间不长 ，但作为技术探索 ，提供的经验却是宝贵的。
目前在俄罗斯、日本 、印度等就有8座快堆，即快中子增殖反堆正在正常运行 。
快堆同其他反应堆一样 ，从原理上就排除了发生原子爆炸的可能性 。当然 ，不应当否认现在快堆发电还存在一些技术问题，但是 ，只要重视 ，问题是可以解决的。从根本上讲；快堆不仅具有固有的安全性，而且具有很好的经济性 。与热堆核电站相比 ，快堆核电站对核燃料的利用率高出了60～70倍 ，同时快堆还能焚烧掉长寿命放射性锕系元素 。快堆核电站和热堆核电站能相辅相成地为人类提供安全 、经济和洁净的电能。有远见的国家，是不会忽视对快堆核电开发的 ，例1995年 ，日本的装机容量为28万千瓦的快堆“文殊号”就成功地进行了发电、供电试验。因此，日本政府 。1997年6月宣布，要继续推进其开发快堆和核燃料再循环计划 。
到2050年 ，中国的能源缺口将达10亿吨标准煤。人们已经体会到人类大量使用碳基燃料已经成为环境污染的重要因素之一 ，加速发展包括快堆核电站在内的核电事业，是解决上述矛盾的重要途径之一 。在快堆技术发展上 ，中国也给予了高度重视 ，各有关主管部门给予了有力的支持，在1987年将快堆技术研究纳入了国家“863 ”高技术计划 ，列为该计划能源领域的最大项目 ，并计划不久将建成热功率为65兆瓦 、电功率约20兆瓦的快中子实验堆 。
近10年来，世界快堆处在低潮 ，主要原因 ，是从20世纪70年代后期开始，世界经济发展速度减缓 ，能源和电力增长速度也随之减缓 ，热堆核电站的发展相应减缓，因此作为热堆核电站后续者的快堆事业的发展也受到制约。但是，各国快堆发展也不平衡 ，各国根据自己不同的国情采取了不同的政策 。在西欧的“超凤凰快堆 ”时起时落的争论不休中 ，中国作为一个核大国，仍作出开展快堆起步工作的决策是正当的 。
可以预期 ，今后相当长的时期人类仍将利用裂变能。
目前核能利用存在的主要问题有：（1)资源利用率低 。工业应用的是热中子反应堆核电站 ，虽其发电成本低于煤电，但它以铀-235为燃料 ，天然铀中占99?3％的铀-238无法利用 。
(2)燃烧后的乏燃料中除铀-235及钚-239外 ，剩余的高放射性废液含大量“少数锕系核素”(MA)及“裂变产物核素 ”(PP)，其中有一些半衰期长达百万年以上 ，成为危害生物周的潜在因素 ，其最终处理技术尚未完全解决。
(3)反应堆是临界系数大于1的无外源自持系统，其安全问题尚需不断监控及改进 。
(4)核不扩散要求的约束 ，即核电站反应堆中生成的钚-239受控制 。
这4个问题中 ，以前两者更具实际意义。
利用快中子增殖堆可以使天然铀中的铀-238转化为钚-239，成为裂变燃料。用钚-239或铀-235装料启动运行数十年后，此系统可以靠铀-238达到“自持 ” ，铀资源利用率可提高60～70倍 。这虽然有利于资源的利用 ，但另3个问题则面临更严峻的挑战 。而且快中子增殖堆的初始装料，要以从热中子反应堆乏燃料中提取的大量工业钚库存为依托 ，如热堆电站未发展到相当的装机容量 ，快堆是不可能具工业应用规模的，而此时高放射性废液的库存已极大。对高放射性废液的处置方法 ，目前是将其固化 ，经包装后埋入稳定的岩层中 。这种“后处理一固化一深埋”的处置方式虽然可行，但从长远看它耒解决泄人生物圈的问题 。
因此 ，理想的核系统应是以天然铀(或贫化铀)作为反应堆的基本装料 ，并使它所产生的放射性废物在系统中被嬗变为短寿命(半衰期为几十年)或稳定的核素。使系统输出的废料是短寿命低放射性废物 。这就是目前世界核科技界大力研究的充分利用铀资源且放射性“洁净”的核能系统 。这一系统的物理及放射化学基础在于：(1)利用中子核反应使不可裂变的核转化为可裂变核，并在系统中形成一个稳定的可裂变核供应储备。
(2)利用化学分离流程 ，提取高放射性废液中的MA及PP ，回送到系统中，在一定条件下，MA成为附加的能量供应资源 ，而PP则吸收中子而嬗变成为稳定核或短寿命核 ，即所谓的分离一嬗变(P-T)法 。
核科技界认为最有前途的放射性“洁净 ”核能系统将由中能强流质子加速器(1～1?5吉电子伏，数十毫安或更高流强)与次临界装置(热中子或快中子)相耦合 ，结合“原址 ”放射化学分离流程(在厂区就近处置 ，避免与外界环境接触)所构成，一般文献中称之为ADS(加速器驱动次临界装置) 。它由中能质子在重核上散裂反应产生的“外源”中子 ，使次临界装置起动 ，在把非裂变核转换为裂变核的过程中，一方面倍增中子 、输出能量 ，一方面留一定的中子贮备 ，以嬗变自生的或输入的MA或PP。次临界装置的临界系数0?95左右，系统靠“外源 ”中子启动 ，因此原则上当加速器停止运行时 ，次临界装置即“熄火 ”，无临界事故问题 。向这个系统输入的主要是天然铀等非裂变装料，输出的是电能及短寿命低放射性废物 。加速器所耗电能占系统所产生电能的一小部分。次临界装置中所产生的MA及PP经“原址”放射化学分离后 ，在适当的条件下 ，在系统中被嬗变，因此没有向生物圈扩散的问题。如果设计适当 ，这个系统可运行相当长的时间(例如5～10年)而不必换料 ，因此该系统可有高的负荷因子 。
中国已建成具有世界水平的北京正负电子对撞机、兰州重离子加速器和合肥国家同步辐射实验室三种粒子加速器，因此要建立中能流强质子加速器是具备足够技术力量的 。
当然 ，放射性“洁净 ”核能系统还有些问题尚待继续研究。
下面再略述一下聚变堆问题 。
俄罗斯等地的受控热核反应堆没有一个取得成功 ，有的科学家甚至提出出有的热核反应装置根本不可能在短期内实现持续产生聚变能的目标 。有鉴于此，美 ，国国会1996年将用于核聚变研究的拨款减少了33％ ，美国核聚变专家小组根据资金情况建议，关闭耗资10亿美元的普林斯顿反应堆 ，把有限的经费投入计划中的国际热核实验反应堆中去。这个由美 、俄 、日和欧洲主要国家共同投入资金和技术建造的核聚变反应堆计划将在2050年建成 ，核聚变科学界将它看成是世界核聚变研究取得突破的新希望 。
由于国际热核实验反应堆还只是纸上谈兵，所以普林斯顿反应堆的关闭表明人类50年的核聚变能梦想将面临一个“无法预知的未来 ” 。
俄罗斯著名理论物理学家、核能部长米哈伊洛夫认为，核能技术的成功来自其课题的具体和目标的明确 ，而核聚变能源技术问题“总是模模糊糊”。他认为 ，核聚变能源将来肯定会出现，“但只有到22世纪才会出现 ” 。
不过 ，米哈伊洛夫的这一看法和国际热核实验堆计划大相径庭 。按照该计划委员会1996年夏天圣彼得堡会议的决定 ，1997年要确定这个实验堆的选址问题，2008年实验堆将建成 ，并开始运转 ，再过十几年将建设商业堆。担任该委员会主席的俄罗斯权威核物理学家、俄罗斯科学院前副院长维利霍夫1996年也曾再次预言，再过30～40年核聚变能源将成为现实 。
无论如何 ，这项工作是要持之以恒开展下去的 ，因为它是解决人类未来能源的希望 。
在中国，环流器实验技术实验室在核工业西南物理研究院于1997年通过了中国核工业总公司主持的验收。从而 ，中国第一个受控核聚变研究重点实验室即告建成。
核工业西南物理研究院1984年建成中国环流器一号 ，1995年建成中国环流器新一号以来，开展了大量研究工作，取得了大批科研成果 。其等离子体电流 、等离子体密度及温度 、放电持续时间等参数 ，以及等离子体诊断技术、数据采集与处理能力和等离子体辅助加热技术等方面的综合能力均处于国际同类型同规模装置的先进行列 。
目前全世界核电站技术已相当成熟 ，特别是欧洲法国和德国两国的核电站技术.想当初我们建设大亚湾的那时候还是法国出的技术。
现在的商业核电站是利用核分裂反应而发电，核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统） 。那么防护就是要靠前面2部分 。
按照纵深防御的原则 ，在核燃料和环境外部空气之间设置了四道屏障。即第一道屏障：燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中 ，并使得大部分裂变产物和气体产物95%以上保存在芯块内 。第二道屏障：燃料包壳，燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金 ，具有足够的强度且在高温下不与水发生反应 。第三道屏障：压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。第四道屏障：反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100cm ，内表面加有6mm的钢衬，可以抗御来自内部或外界的飞出物 ，防止放射性物质进入环境
通常会建设防波堤来抵御巨浪的冲击 。但是防波堤只能抵御一定程度的冲击 ，如果是比较大的海啸的话，防波堤无能为力 。比如2011年3月11日日本9级大地震及海啸导致核泄露就是一例。
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