第五章新能源1核能2太陽能3風能4地熱能5海洋能6生物質能7氫能第五章新能源1核能1核能1.1福島核事故1.2什么是核能1.3核能的開發與利用1.4核能的特點1.5核能的和平利用1核能1.1福島核事故1.1日本福島核電站事故1.1日本福島核電站事故2011年3月11日當地時間14:46，日本本州島附近海域發生9級特大地震（震源深度20公里），隨后引發10米以上海嘯，造成日本歷史上空前的地震-海嘯大災難。2011年3月11日當地時間14:46，日本本州島附近海域發海嘯前后對比海嘯前后對比福島核電站岌岌可危福島核電站岌岌可危地震發生前：1號、2號、3號機組處于運行狀態

4號、5號、6號機組處于停堆檢修狀態地震發生前：1號、2號、3號機組處于運行狀態機組編號電功率/熱功率（MW）堆型投入運行時間1460/1380BWR-319712784/2381BWR-419743784/2381BWR-419764784/2381BWR-419785784/2381BWR-4197861100/3293BWR-51979機組編號電功率/熱功率（MW）堆型投入運行時間1460/13東京3月11日14：46，福島核電站以東140公里處海底發生9級地震15：34，海嘯到達電站，浪高達14米，摧毀了應急柴油機。23時左右，蓄電池耗盡，汽動泵停運，堆芯喪失所有冷卻功能福島核事故是在出現超強自然災害（超設計工況地震、疊加設計未預期的海嘯）以及沸水堆設計安全性不足的情況下發生的。事故發展東京3月11日14：46，福島核電站以東140公里處海底發生

事故發展事故發展2事故發展2事故發展第一安全對策實現：反應堆及時關閉第二安全對策沒有實現：首先是全廠斷電，后備的蓄電池容量不足，堆心得不到冷卻第三安全對策部分失效：因不能冷卻，壓力升高，開始有計劃的向外釋放，后期被迫釋放控制與冷卻是最為基本的對策，是前提和基礎，包容只能在前兩個對策有效的情況下才可實施。

事故處置第一安全對策實現：反應堆及時關閉事故處置●

地震發生后，正在運行的1號、2號、3號機組自動停堆，靠備用的柴油發電機供電的應急冷卻系統隨即啟動，維持堆內燃料元件的水冷卻循環。（經受住了9級地震的考驗）●大約在震后51分鐘，海嘯淹沒并沖毀了應急冷卻系統—柴油機系統。●日本東京大學Kuno先生：當地海嘯的歷史記錄為5.7m，核電站設防為10m，而本次海嘯為14m●地震發生后，正在運行的1號、2號、3號機組自動停堆，緊急調用移動式柴油機，但由于功率較小而冷卻不夠，堆芯冷卻水蒸發，燃料元件露出水面，溫度上升，燃料包殼（鋯）與水反應，生成氫氣。氫氣的積累導致一系列爆炸或爆燃。緊急調用移動式柴油機，但由于功率較小而冷卻不夠，堆芯冷卻水蒸3月12日，1號機組廠房發生氫氣爆炸；3月14日，3號機組廠房發生更猛烈氫氣爆炸；3月15日，2號機組廠房抑壓池發生爆炸；3月15、16日，4號機組廠房乏燃料水池氫爆燃；3月16日，5號、6號機組乏燃料水池升溫。3月12日，1號機組廠房發生氫氣爆炸；●上述爆炸或爆燃，導致放射性物質外泄。●反應堆堆芯和乏燃料水池因失水使燃料急劇升溫，出現部分燃料元件熔毀情況。

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3月12日，有人建議注入海水以降低堆芯溫度，1號機組氫爆后，仍未考慮注海水●

3月13日，不得不采用注入海水冷卻措施，這意味著反應堆將被報廢。●上述爆炸或爆燃，導致放射性物質外泄。

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3月21日16:30，福島第一核電站3號機組冒黑煙所有人員撤離，可能是位于3號機組東南方的乏燃料水池附近的電纜線等因高溫導致起火。3月23日，仍在冒煙。●當天下午稍后，2號機組冒白煙，可能是燃料水池水蒸氣，輻射劑量嚴重超標。●3月21日16:30，福島第一核電站3號機組冒黑煙所●從事故機組冒出的蒸汽中夾帶了大量的裂變產物氣體I-131等，污染了周邊大氣環境，并隨大氣環流飄到全球各地，但輻射劑量極低。●在3月21日采集的核電站附近土壤樣品中檢測到了由這次核事故釋放的少量钚（約0.58Bq/kg），這又是表明了部分核燃料已經嚴重損毀。●

3月下旬，在核電站出海口檢測到較強的放射性污染，發現是核電站事故產生的高放射性污水的滲漏。先后采用了混凝土、吸水高分子化合物進行堵漏，均不見效，最后采用水玻璃才勉強堵住。●

3月27日，在2號機組渦輪機房地下室積水中檢測到高放射性的廢水，當時說是正常值的1000萬倍，第二天又更正為10萬倍，放射性濃度為1.9×1010Bq/L。●4月4日，日本宣布為了給積存的高放射性的污水轉移到儲存容器，將積存的11500噸低放射性污水排入海里，其I-131的濃度為180Bq/L。

●從事故機組冒出的蒸汽中夾帶了大量的裂變產物氣體I-131等機組1234堆芯-燃料破損熔化破損熔化破損熔化無燃料壓力容器完整性泄漏不明不明堆芯冷卻功能無無無安全殼完整性可能漏可能漏可能漏廠房大壞小壞大壞大壞乏燃料水池冷卻功能恢復功能恢復功能恢復補救注水2011年7月1日機組1234堆芯-燃料破損破損破損無燃料壓力容器完整性泄漏不實現“冷停堆”需要9個月——今年底左右水冷卻措施

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“水棺”

——向1號機組反應堆安全殼注水，以冷卻安全殼內的壓力容器。但不奏效（安全殼漏了）。●冷卻水循環——設法架設水循環冷卻系統，先凈化反應堆機房和渦輪機房地下室等地的污染水，然后注入安全殼內和壓力容器內，以實現冷卻水循環利用。實現“冷停堆”需要9個月——今年底左右核電站事故等級●日本開始將日本福島核電站事故定為4級，后上調為5級●4月12日，日本宣布日本福島核電站事故定上調為7級?7級標準：I-131

1.0×1016Bq?日本原子能安全保安院數據:I-1313.7×1017Bq?日本原子能安全委員會數據:I-1316.3×1017Bq

?切爾諾貝利核事故：I-131

1.8×1018Bq

●在相當長時期內，還將持續釋放放射性物質核電站事故等級

核事故分類特大事故（Majoraccident）7嚴重事故（Seriousaccident）6跨廠事故（Accidentwithoff-siterisks）5廠內事故（Accidentmainlyininstallation）4嚴重故障（Seriousincident）3一般故障（Incident）2異常事件（Anomality）1障故事故核事故分類特大事故嚴重事故跨廠事故廠內事故嚴重故障一般故障核事故危害日本福島核事故前蘇聯切爾諾貝利核事故美國三哩島核事故爆炸原因氫爆蒸汽爆炸無爆炸點反應堆廠房頂部反應堆堆芯無堆熔狀況堆芯損壞堆芯爆炸堆芯熔化放射性釋放大量放射性氣體釋放大量放射性釋放固體、氣體釋放少量放射性氣體釋放事故影響范圍半徑30公里撤離污染面積15萬平方公里事故電站廠房核事故危害日本福島核事故前蘇聯切爾諾貝利核事故美國三哩島核事

核電站事故后目前的基本狀態●反應堆達到“冷停堆”的可控狀態至少到年底；●堆芯燃料棒大量熔毀并落至壓力容器底部，燒穿容器，導致安全殼損壞（反應堆機房地下室發現深4米以上的積水）；●放射性物質大量釋放到廠區、周邊地區，造成該地區土壤、水系、空氣及附近海域較長時間的放射性污染事故處理仍在進行之中，其后果尚難準確預測。核電站事故后目前的基本狀態事故處理仍在進行之中，其后果尚難嚴重外部事件重疊●9級大地震——福島第一核電站基本經受住了

?地震發生后，正在運行的1號、2號、3號機組自動停堆

?備用的柴油發電機供電的應急冷卻系統隨即啟動●14米海嘯——淹沒并沖毀了應急冷卻系統，導致地震-海嘯-核事故連環災難●日本核電站設計抗震方面做得好，但抵御海嘯能力不足。據東京大學教授介紹，該處海嘯歷史記錄為5.7米，設防為10米，但這次海嘯為14米。●應急柴油發電機的位置低于反應堆，且集中在一起，致使海嘯淹沒并沖毀了全部應急冷卻系統。日本福島核電站事故教訓嚴重外部事件重疊日本福島核電站事故教訓●日本政府方面缺乏應對突發事件的果斷決策，而是“放手”讓東電公司去處理●東京電力公司方面在處理核事故初期心存僥幸?在堆芯急劇升溫而發生1號機組廠房爆炸后，仍心存僥幸，企圖保全核電機組，而遲遲不采納灌注海水降溫的建議（一旦灌注海水，反應堆將報廢）。

企業利益＞社會責任?直到地震2天之后才開始灌注海水，已經錯過了事故處理的最佳時機，失去了最關鍵的頭幾個小時。（如何能夠確定一開始就應該灌海水？萬一導致更嚴重問題呢？）●日本政府方面缺乏應對突發事件的果斷決策，而是“放手”讓東電

九個月事故處理計劃4月17日據日本新聞網報道，日本東京電力公司董事長勝俁恒久17日下午15時在東京舉行記者會，表示福島第一核電站核泄漏問題將在9個月內得到最大限度的解決。勝俁恒久指出，解決核泄漏問題將分為兩個階段實施。第一階段為3個月，其主要任務是處理所有高濃度污染水，同時防止各反應堆發生蒸氣爆炸。第二個階段為3至6個月，主要工作是恢復各反應堆的冷卻系統功能，有效控制放射性物質的擴散，將核污染量降低到最低。據悉，這是福島第一核電站事故發生以來，東京電力公司首次列出事故處理的日程表九個月事故處理計劃*

以下是日本東京電力公司5月13日提供的福島第一核電站1號機組核反應爐廠房外罩模擬圖。當日，日本東京電力公司表示將於6月開始建設一個外罩，將福島第一核電站1號機組核反應爐廠房罩住。日本經濟産業大臣海江田萬里13日宣佈,由於福島第一核電站1號機組燃料很可能已經熔毀,同時壓力容器底部也出現了破損,因此有必要對東京電力公司的工程表進行修改。*以下是日本東京電力公司5月13日提供*東電將建造福島第一核電站1號機組外罩

*東電將建造福島第一核電站1號機組外罩福島核事故對世界核能發展已經產生重大影響！福島核事故1.2什么是核能核能是核反應釋放出來的能量“核能”來源于將核子(質子和中子)保持在原子核中的一種非常強的作用力——核力。核力和人們熟知的電磁力以及萬有引力完全不同，它是一種非常強大的短程作用力。——1.2什么是核能核能是核反應釋放出來的能量核能的來源——以下兩個途徑可以獲得能量：重核裂變，即一個重核可裂變為兩個中等質量的核，從而獲得原子能。輕核聚變。當兩個或兩個以上的較輕原子核，在極高的溫度和極大的壓力下非常靠近時，它們聚合在一起而形成一個較重的新原子核，同時釋放出巨大的能。核能的來源——以下兩個途徑可以獲得能量：根據這一原理，核能的實際利用有兩種方法：一是目前已達到實用階段的重核裂變方法，這就是核裂變反應堆的原理；二是目前還處于研究試驗階段的輕核聚變方法，這就是核聚變反應的原理。根據這一原理，核能的實際利用有兩種方法：一是目前已達到實用階核裂變反應核裂變反應核裂變反應核裂變反應核聚變反應核聚變反應重核裂變與輕核聚變核裂變：被中子擊中時，大原子核分裂成數個小原子核，這個過程會釋放能量。核聚變：數個小原子核結合并釋放能量。重核裂變與輕核聚變核裂變：被中子擊中時，大原子核分裂成數個小核能開發的本質問題是可控地將核裂變或聚變產生的能量轉變為熱能，熱能轉變為機械能，進而轉化為電能等形式的能。與化石能源的直觀比較是將燃燒鍋爐等化學能裝換設施換成了反應堆或聚變裝置。核能開發與利用是集現代科學與現代技術于一身的技術密集、資金密集的產業，核能是目前唯一可大規模開采利用的新型清潔能源。1.3核能開發與利用的產業鏈核能開發的本質問題是可控地將核裂變或聚變產生的能量轉變為熱能*首先是核燃料循環：核燃料的勘探、開采、濃縮分離、燃料元件的生產、乏燃料的處理、核廢物的處置等核能轉換或利用系統的研究與技術開發核能轉化與利用系統的設計核能轉換系統、設備的制造、安裝調試核能轉換系統運行與管理核能轉換系統的退役與處置1.3核能開發與利用*首先是核燃料循環：核燃料的勘探、開采、濃縮分離、燃料元件的*一.核科學與技術的內涵*一.核科學與技術的內涵核電站示意圖核電站示意圖核燃料（1）核裂變的核燃料（2）

核聚變的核燃料核燃料（1）核裂變的核燃料（1）核裂變的燃料核裂變的核燃料主要是鈾。天然鈾通常由3種同位素構成：鈾-238，約占鈾總量的99.3%；鈾-235，占鈾的總量不到0.7％；還有極少量的鈾-234。（1）核裂變的燃料核裂變的核燃料主要是鈾。天然鈾通常由3種同天然鈾與濃縮鈾天然鈾低濃縮鈾U-238U-238U-235U-235天然鈾與濃縮鈾天然鈾低濃縮鈾U-238U-238U-235U

鈾的濃縮方法：（1）氣體擴散法；（2）激光分離法。鈾的濃縮方法：與一般的礦物燃料相比，核燃料有兩個突出的不同特點：（1）是生產過程復雜，要經過采礦、加工、提煉、轉化、濃縮、燃料元件制造等多道工序才能制成可供反應堆使用的核燃料；（2）還要進行“后處理”。與一般的礦物燃料相比，核燃料有兩個突出的不同特點：臨時貯藏回收廢物處理最終儲存產生能量采礦轉化濃縮核燃料制作核燃料的循環臨時貯藏回收廢物處理最終儲存產生能量采礦轉化濃縮核燃料制作核（2）核聚變的燃料最容易實現核裂變反應的是原子核中最輕的核，例如氫、氘、氚、鋰等。其中最容易實現的熱核反應是氘和氚聚合成氦的反應。作為核燃料之一的氘，地球上的儲量特別豐富，每升海水中即含氘0.034g，地球上有15×1014億噸海水，故海水中的氘含量即達450億噸，因此幾乎是取之不盡的。（2）核聚變的燃料最容易實現核裂變反應的是原子核中最輕的核，1.4核能的特點1高能量密度容量1000MW的電廠滿功率運行300天，壓水堆核電廠消耗低濃縮鈾25~30噸，燃煤火電廠消耗煤炭310萬噸左右。2堆內大量放射性物質3有衰變熱1.4核能的特點1高能量密度容量1000MW的電廠滿功率運4清潔能源5可持續發展6安全性高4清潔能源5可持續發展6安全性高（1）實驗示范階段（2）高速發展階段（3）滯緩發展階段（4）復興階段

1.5核能的和平利用（1）實驗示范階段1.5核能的和平利用（1）實驗示范階段

1951年美國首次在愛達荷國家反應堆試驗中心進行了核反應堆發電的嘗試，發出了100千瓦的核能電力，為人類和平利用核能邁出了第一步。1951年的ARCO快堆發電裝置（1）實驗示范階段1951年美國首次在愛達荷國家反應堆試驗1954年美國開始5個工業原型堆的計劃(PWR,BWR,HeavyWR,MSR,HTGR,FBR)1957年12月發電的著名希平港核電站(原型PWR)，6萬千瓦.1954年美國開始5個工業原型堆的計劃(PWR,BWR,1960年7月投入商業運行的Dresden核電站(原型BWR)，20萬kW1960年7月投入商業運行的Dresden核電站(原型BWR希平港的原型壓水堆核電廠和德累斯頓的原型沸水堆核電廠由于技術優勢和實用優勢成為美國和日本核電發展的主力堆型。1961年7月，美國建成了第一座商用核電站——楊基核電站．功率300MW，發電成本9.2美厘／度，優秀的商用示范堆．希平港的原型壓水堆核電廠和德累斯頓的原型沸水堆核電廠由于技術蘇聯建成世界上第一個試驗核電站，石墨慢化沸水堆,5000kW1954年6月，前蘇聯的奧勃寧斯克建堆發電5000kW蘇聯建成世界上第一個試驗核電站，石墨慢化沸水堆,5000kW1964年建成別洛亞斯克原型石墨沸水堆核電站和新沃羅涅什一號原型壓水堆核電廠。石墨沸水堆和壓水堆這兩種堆型成為蘇聯核電發展的主力堆型。（后期的RBMK和VVER）1964年建成別洛亞斯克原型石墨沸水堆核電站和新沃羅涅什一號其它國家：不能生產濃縮鈾英國：世界第一個天然鈾石墨氣冷堆核電站法國：天然鈾石墨氣冷堆核電站其它國家：不能生產濃縮鈾英國：世界第一個天然鈾石墨氣冷堆核電*加拿大：1962年建成25MW實驗性天然鈾重水堆核電廠，1967年建成200MW原型重水堆核電廠，一舉為后來的CANDU系列堆型打下堅實的基礎。我國的秦山三期就是采用此種堆型。一個小國的核電之路！*加拿大：一個小國的核電之路！鈉冷快中子堆（FR）美國：1951年建成200kW一號實驗堆（EBR-1）

1964年建成20MW二號實驗堆（EBR-2）英國：1962年建成14MW唐累實驗快堆（DFR）法國：1966年建成20MW實驗快堆（EBR-2）蘇聯：1959年建成5MW的BR-5實驗快堆鈉冷快中子堆（FR）*BN-600(1980)BN-350(1973)BR-5/10(1959)BN-800

(plannedfor2012)蘇聯快堆發展之路*BN-600(1980)BN-350(1973)BR-由政府主導向公司主導轉變，核電公司推動核技術不斷前進(西屋，通用，法馬通，阿海琺，三菱，日立，加拿大原子能公司)核電公司追求的目標1.輻射防護目標2.技術安全目標1.發電的經濟性2.燃料的利用率（2）高速發展階段由政府主導向公司主導轉變，核電公司推動核技術不斷前進(西屋，1標準化2大容量3安全性4批量化在核電公司追求的基礎上形成的二代核電的特征1標準化在核電公司追求的基礎上形成的二代核電的特征壓水堆為主：百萬千瓦級石墨水冷堆：1300~1500MW重水堆：600~700MWe石墨氣冷堆僅限于英國沸水堆在日本發展很快典型的二代壓水堆核電站嶺澳核電站典型二代核電站壓水堆為主：百萬千瓦級石墨水冷堆：1300~1500MW重水高速發展階段中的快堆英國：1975年254MW的原型快堆(PFR)法國：從鳳凰(250MW)到超鳳凰(1200MW)蘇聯：1980年的BN600日本：1983年100MW的常陽(JOYO)美國:1980年400MW的材料試驗堆中國：實驗快堆(CEFR)立項和研發高速發展階段中的快堆為什么發展突然由盛到衰？1979年三哩島核電事故1986年切爾諾貝利事故.能源(煤，石油)價格下跌，核電失去競爭力長壽命高放射性廢物污染問題（3）滯緩發展階段為什么發展突然由盛到衰？（3）滯緩發展階段三哩島(PWR)事故（ThreeMileIsland-2,TMI）1.設備故障2.人員誤操作3.堆芯冷卻條件惡化，部分堆芯熔化4.人員再次誤操作造成部分氣態裂變產物排入大氣造成環境污染三哩島(PWR)事故（ThreeMileIsland-2切爾諾貝利(RBMK石墨沸水堆)核事故運行人員違章操作堆型設計缺陷（空泡反饋引入正反應性，控制棒引入正反應性，無安全殼）堆芯熔化，爆炸大量放射性物質逸入大氣近3萬平方公里土地不能使用，15年后統計死亡人數多達三十萬切爾諾貝利(RBMK石墨沸水堆)核事故

美國三里島和前蘇聯切爾諾貝利核電站事故引起公眾對核的恐懼。核電在西方發達國家基本停止發展，已批準的新電站建設被無限期推遲，嚴格控制新許可證的發放，核電研發也是阻力重重（缺乏資金），只在亞洲少數幾國有新電站建設。核電發展史上的二十年寒冬（1981-2000）。美國三里島和前蘇聯切爾諾貝利核電站事故引起公眾對核的恐為什么會復興？能源價格上漲，核電重新具有了競爭力亞洲國家的經濟騰飛（中，印）三代核電站安全性能的提高四代核電研發的推動ITER項目（4）復興階段

為什么會復興？（4）復興階段亞洲由于經濟迅速崛起，核電發展方興未艾，亞洲目前共有90座核電站在運行，其中2/3集中在日本。韓國、中國大陸和臺灣地區、印度、巴基斯坦等仍有許多座新核電站在建設之中。亞洲由于經濟迅速崛起，核電發展方興未艾，亞洲目前共有90座核由于先進堆型的開發，核電技術的不斷完善，核安全程度越來越高，加上全球經濟的迅速發展，以及為了解決溫室氣體排放及酸雨等環境問題，核電在未來20年又將有一個新的發展，對發展中國家更是如此。由于先進堆型的開發，核電技術的不斷完善，核安全程度越來越高，反應堆的分類按反應堆的用途分類：生產堆、動力堆、試驗堆、供熱堆。按反應堆采用的冷卻劑分類：水冷堆、氣冷堆、有機介質堆、液態金屬冷卻堆按反應堆采用的核燃料分類：天然鈾堆、濃縮鈾堆、钚堆。按反應堆采用的慢化劑分類：石墨堆、輕水堆、重水堆。按核燃料的分布分類：均勻堆、非均勻堆。按中子的能量分類：熱中子堆、快中子堆。反應堆的分類按反應堆的用途分類：生產堆、動力堆、試驗堆核電站

核電站和火電站的主要區別是熱源不同，而將熱能轉換為機械能，再轉換成電能的裝置則基本相同。火電站靠燒煤、石油或天然氣來取得熱量，而核電站則依靠反應推中的冷卻劑將核燃料裂變鏈式反應所產生的熱量帶出來。核電站核電站和火電站的主要區別是熱源不同，而將熱能轉換為機火電站與核電站的區別火電站與核電站的區別核電站一般分為兩部分：1、利用原子核裂變生產蒸汽的核島（包括反應堆裝置和一回路系統）和2、利用蒸汽發電的常規島（包括汽輪發電機系統）。核電站一般分為兩部分：壓水堆核電站基本工作原理核島常規島壓水堆核電站基本工作原理核島常規島中國現有的核電站包括：秦山核電站（運營中）大亞灣核電站（運營中）嶺澳核電站（運營中）田灣核電站（建設中）三門核電站（建設中）中國現有的核電站包括：大亞灣核電站廣東省深圳市龍崗區

大鵬鎮大坑村大亞灣核電站廣東省深圳市龍崗區

大鵬鎮大坑村嶺澳I期核電站廣東省深圳市龍崗區

大鵬鎮嶺澳村嶺澳I期核電站廣東省深圳市龍崗區

大鵬鎮嶺澳村秦山I期核電站浙江省嘉興市海鹽縣

秦山鎮秦山I期核電站浙江省嘉興市海鹽縣

秦山鎮秦山II期核電站浙江省嘉興市海鹽縣

武原鎮楊柳山秦山II期核電站浙江省嘉興市海鹽縣

武原鎮楊柳山秦山III期核電站CANDU型重水壓水堆由加拿大原子能源有限公司(AECLAtomicEnergyofCanadaLimited)投資設計建造并經營，運行20年后產權和管理歸屬中國。秦山三期重水堆核電站秦山III期核電站CANDU型重水壓水堆秦山三期重水堆核電站三門核電站浙江省嘉興市

海鹽縣秦山鎮

螳螂山三門核電站浙江省嘉興市

海鹽縣秦山鎮

螳螂山田灣核電站江蘇省連云港市連云區

高公島鄉田灣田灣核電站江蘇省連云港市連云區

高公島鄉田灣核電的安全性（1）核電站與核武器在核電迅猛發展的今天，公眾最關心的仍是核電的安全問題。首先公眾提出的第一個問題是：核電站的反應堆發生事故時會不會像核武器一樣爆炸？回答是否定的。核電的安全性（1）核電站與核武器核彈是由高濃度（＞90%）的裂變物質（幾乎是純235U或純239Pu）和復雜精密的引爆系統組成的，當引爆裝置點火起爆后，彈內的裂變物質被爆炸力迅猛地壓緊到一起，大大超過了臨界體積，巨大核能在瞬間釋放出來，于是產生破壞力極強的、毀滅性的核爆炸。