核反应堆

基本简介

核反应堆，是一种啓动、控製并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控製，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。

核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。当前（截至2011年）全部商业核反应堆都是基于核裂变的，其裂变产物可以生产核武器之中使用的鈈。

研发历史

早在1929年，科克罗夫特就利用质子成功地实现了原子核的变换。但是，用质子引起核反应需要消耗非常多的能量，使质子和目标的原子核碰撞命中的机会也非常之少。

1938年，德国人奥托·哈恩和休特洛斯二人成功地使中子和铀原子发生了碰撞。这项实验有着非常重大的意义，它不仅使铀原子简单地发生了分裂，而且裂变后总的质量减少，同时放出能量。尤其重要的是铀原子裂变时，除裂变碎片之外还射出2至3个中子，这个中子又可以引起下一个铀原子的裂变，从而发生连锁反应。

1939年1月，用中子引起铀原子核裂变的讯息传到费米的耳朵裏，当时他已逃亡到美国哥伦比亚人类第一座核反应堆的设计者：费米大学，费米不愧是个天才科学家，他一听到这个讯息，马上就直观地构想了原子反应堆的可能性，开始为它的实现而努力。费米组织了一支研究队伍，对建立原子反应堆问题进行彻底的研究。费米与助手们一起，经常通宵不眠地进行理论计算，思考反应堆的形状设计，

有时还要亲自去解决石墨材料的採购问题。

1942年12月2日，费米的研究组人员全体集合在美国芝加哥大学足球场的一个巨大石墨型反应堆前面。这时由费米发出信号，紧接着从那座埋没在石墨之间的7吨铀燃料构成的巨大反应堆裏，控製棒缓慢地被拔了出来，随着计数器发出了咔嚓咔嚓的响声，到控製棒上升到一定程度，计数器的声音响成了一片，这说明连锁反应开始了。这是人类第一次释放并控製了原子能的时刻。

1954年前苏联建成世界上第一座原子能发电站利用浓缩铀作燃料，採用石墨水冷堆，电输出功率为5000千瓦。1956年，英国也建成了原子能电站。原子能电站的发展并非一帆风顺，不少人对核电站的放射性污染问题感到忧虑和恐惧，因此出现了反核电运动。其实，在严格的科学管理之下，原子能是安全的能源。原子能发电站周围的放射性水準，同天然本底的放射性水準实际并没有多大差别。

1979年3月，美国三裏岛原子能发电站由于操作错误和设备失灵，造成了原子能开发史上空前未有的严重事故。然而，由于反应堆的停堆系统、应急冷却系统和安全壳等安全措施发挥了作用，结果放射性外逸量微乎其微，人和环境没有受到什麽影响，充分说明现代科技的发展已能保证原子能的安全利用。

总之，由于反应堆是一个巨大的中子源，因此是进行基础科学和套用科学研究的一种有效工具。目前其套用领域日益扩大，而且其套用潜力也很大，有待人们的进一步开发。

前苏联于1954年建成了世界上第一座原子能发电站，掀开了人类和平利用原子能的新的一页。英国和美国分别于1956年和1959年建成原子能发电站。到2004.9.28，在世界上31个国家和地区，有439座发电用原子能反应堆在运行，总容量为364.6百万千瓦，约佔世界发电总容量的16%。其中，法国建成59座发电用原子能反应堆，原子能发电量佔其整个发电量的78%；日本建成54座，原子能发电量佔其整个发电量的25%；美国建成104座，原子能发电量佔其整个发电量的20%；俄罗斯建成29座，原子能发电量佔其整个发电量的15%。我国于1991年建成第一座原子能发电站，包括这一座在内，现在投入运行的有9座发电用原子能反应堆，总容量为660万千瓦。我国另有2座反应堆在建设中。我国还为巴基斯坦建成一座原子能发电站。

发展历程

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。第三代核电站採用标準化、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。

工作原理

核裂变

当一个原子数较高的核子（例如U-235或Pu-239）吸收一个中子时会形成一个激发态的核子，然后裂变为两个或更多个轻核。释放出的动能、伽玛射线和若干个中子，统称为裂变产物。其中有些中子可能被下一个重核吸收，引发下一个裂变反应，释放出更多的中子，依此类推，这个反应就是链式反应。但是动量太高的中子不容易被重核吸收，需要慢化剂来减速中子。而太多中子会使反应过快失去控製，可以用一些对中子吸收截面较大的核素来吸收中子抑製链式反应。通过中子减速剂与吸收剂，来增加和降低反应速率以控製反应堆的输出功率。

一般常用的中子慢化剂有轻水（即H2O）（世界上75％的反应堆用水做慢化剂），固体石墨（20％）（切尔诺贝利电厂为着名的例子）和重水（即D2O）（5％）。在一些实验堆中，甲烷和Be也被用来做慢化剂。

热能的产生

在反应堆裏，热能主要有以下几个来源：

1.反应碎片通过和周围原子的碰撞，把自身的动能传递给周围的原子。

2.裂变反应产生的伽玛射线被反应堆吸收，转化为热能。

3.反应堆的一些材料在中子的照射下被活化，产生一些放射性的元素。这些元素的衰变能转化为热能。这种衰变热会在反应堆关闭后仍然存在一段时间。

4.1千克U235完全裂变得到的热能等于3千吨煤燃烧所释放的能量。

冷却

在反应堆裏，一般用水做冷却剂（轻水或重水），也有用气体或融盐的。冷却剂通过泵浦在堆芯裏迴圈流动，同时把通过裂变产生的热传递出来。一般的反应堆的冷却系统和热机是分开的，例如压水堆。也有的反应堆，蒸气是由反应堆直接加热得到的，例如沸水堆。

反应堆控製

反应堆的输出功率，或者说反应率，是通过控製堆芯内的中子密度和能量来控製的。

控製棒由中子强吸收材料做成。如果有很多的中子被控製棒吸收，就意味着就少一些中子引发链式反应。因此，把控製棒插入堆芯，将会减慢反应速率，降低输出功率。相反，将控製棒抽出，链式反应的速率将会增加，输出功率也会增加。

在一些反应堆裏，冷却剂同时也起慢化的作用。慢化剂通过和快中子的碰撞，吸收中子的能量，使快中子能量降低，成为热中子。而热中子引发核反应的截面更大些。因此慢化剂密度高，将会增加反应堆的功率输出。而温度高，冷却剂的密度会降低，慢化作用降低，反应速率下降。另一些反应堆裏，冷却剂会吸收中子，起到控製棒的作用。在这些反应堆裏，可以通过加热冷却剂来提高反应堆的功率。

反应堆都有自动和手动的系统来防止意外事件的发生，当出现意外事件时，将有大量的中子强吸收材料注入，使反应堆关闭。

发电

由链式反应释放出的能量通过冷却剂传导出来，加热水，产生蒸气，推动发电机发电。

核心组件

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套用慢化中子维持链式反应，慢化剂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。首先是核特徵：即良好的慢化性能和尽可能低的中子吸收截面；其次是价格、机械特徵和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，即使不是，在设计中两者也是紧密相关的。套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採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。从核特徵看，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。轻水是套用最广泛的慢化剂，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。

控製棒

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。製作控製棒的材料其热中子吸收截面大，而散射控製棒截面小。好的控製棒材料（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。核电站常用的控製棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，套用较广，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，是轻水堆的主要控製材料。压水堆中採用棒束控製，控製材料製成棒状，每个棒束由24根控製棒组成，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製棒插入燃料组件的深度，以控製反应堆的反应性，紧急情况下则利用控製棒停堆（这时，控製棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止）。

冷却剂

由主迴圈泵驱动，在一回路中迴圈，从堆芯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冷却剂汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆芯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禁止。理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特徵，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，但是它的热特徵不好。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迴圈泵功率，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。套用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。

禁止层

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定禁止层。其设计要力求造价便宜并节省空间。对γ射线禁止，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，因此铅禁止厚度较小；混凝土比金属便宜，但密度较小，因而禁止层厚度比其他的都大。

来自反应堆的γ射线强度很高，被禁止体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线禁止层中常设有冷却水管。某些反应堆堆芯和压力壳之间设有热禁止，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。

中子禁止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。有些禁止材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子禁止外要有一层γ射线禁止。通常设计最外层禁止时应将辐射减到人类允许剂量水準以下，常称为生物禁止。核电站反应堆最外层禁止一般选用普通混凝土或重混凝土。

主要分类

按用途分

动力核反应堆

研究核反应堆

生产核反应堆（快滋生反应器）

按反应堆慢化剂和冷却剂分

轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂。 重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂。

石墨气冷堆

石墨液冷堆

按反应堆中中子的速度分

热中子堆

快中子堆

新闻事件

2011年3月日本大地震和海啸引发福岛核危机后，德国决定在2022年之前逐步废除核能发电，并关闭了其17座核反应堆中的8座，但其中5座被关闭的反应堆仍被留作后备供电源，以防意外情况导致其它能源无法满足供电需求。

2012年2月9日，美国核管理委员会时隔30年首次批準运营两座新增商用核反应堆。这座核电站位于乔治亚州，由美国西屋电气公司设计，最快2016年和2017年分别投入运行，项目造价合计140亿美元。

2013年4月2日，朝鲜原子能总局发言人表示，原子能总局决定调整和变更现有核设施的用途，重新整修和啓动5兆瓦石墨减速反应堆。此前，朝鲜劳动党中央全会决定“实行经济建设和核武力建设并行路线”，朝鲜最高人民会议通过了进一步巩固朝鲜核国家地位的法律。朝最高领导人金正恩还强调，核武力是维护国家主权的保障和抵御侵略的战争威慑。