熱中子反應堆

反應堆是指能夠在受控下(所以不會發生原子彈那樣爆炸)持續進行核裂變鏈式(連鎖)反應的 裝置。所以把它叫做“堆”，是因為世界上第一個核反應堆是用石墨塊(用以控制反應速度) 和金屬鈾塊(反應燃料)一層一層交替地“堆”起來而構成的。後來，其他不用石墨的核反應 裝置，仍沿用這種叫法。

熱中子反應堆是一種進行核裂變的反應堆 ^[2]  。已經實用化的核反應堆有輕水堆和重水堆 (重水是氫的同位素氘(重氫)同氧的化合物)之別。使用的多為輕水堆。在輕水堆中，水被兼作減速(和石墨一樣起控制反應速度的作用)和冷卻用。輕水堆又可分為壓水型和沸騰水 型的，大多數核電站用的都是壓水型的。

中子打入鈾－235的原子核以後，原子核就變得不穩定，會分裂成兩個較小質量的新原子核，這是核的裂變反應，放出的能量叫裂變能；產生巨大能量的同時，還會放出2～3箇中子和其它射線。

這些中子再打入別的鈾－235核，引起新的核裂變，新的裂變又產生新的中子和裂變能，如此不斷持續下去，就形成了鏈式反應

利用原子核反應原理建造的反應堆需將裂變時釋放出的中子減速後，再引起新的核裂變，由於中子的運動速度與分子的熱運動達到平衡狀態，這種中子被稱為熱中子。堆內主要由熱中子引起裂變的反應堆叫做熱中子反應堆（簡稱熱堆）。

熱中子反應堆，它是用慢化劑把快中子速度降低，使之成為熱中子（或稱慢中子），再利用熱中子來進行鏈式反應的一種裝置。由於熱中子更容易引起鈾－235等裂變，這樣，用少量裂變物質就可獲得鏈式裂變反應。慢化劑是一些含輕元素而又吸收中子少的物質，如重水、鈹、石墨、水等。熱中子堆一般都是把燃料元件有規則地排列在慢化劑中，組成堆芯。鏈式反應就是在堆芯中進行的。

反應堆必須用冷卻劑把裂變能帶出堆芯。冷卻劑也是吸收中子很少的物質。熱中子堆最常用的冷卻劑是輕水（普通水）、重水、二氧化碳和氦氣。

核電站的內部它通常由一回路系統和二回路系統組成。反應堆是核電站的核心。反應堆工作時放出的熱能，由一回路系統的冷卻劑帶出，用以產生蒸汽。因此，整個一回路系統被稱為“核供汽系統”，它相當於火電廠的鍋爐系統。為了確保安全，整個一回路系統裝在一個被稱為安全殼的密閉廠房內，這樣，無論在正常運行或發生事故時都不會影響安全。由蒸汽驅動汽輪發電機組進行發電的二回路系統，與火電廠的汽輪發電機系統基本相同。

慢化劑 ^[3]  ，又稱中子減速劑。在一般情況下，可裂變核發射出的中子的飛行速度比其被其它可裂變核的捕獲的中子速度要快，因此為了產生鏈式反應，就必須要將中子的飛行速度降下來，這時就會使用中子減速劑，對慢化劑的要求是對中子有較高的散射截面和低的吸收截面。

通常用於熱中子反應堆慢化劑的有三種材料：

輕水（H2O）是含氫物質，慢化能力大，價格低廉，但吸收截面較大，對金屬有腐蝕作用，易發生輻射分解。

重水（氘，D2O）的吸收截面小，並可發生（ γ，n ）反應而為鏈式反應提供中子；缺點是價格昂貴，還要細心防止泄漏損失、污染和與氫化物發生同位素交換。

石墨的吸收截面低於重水，且價格便宜，又是耐高温材料，可用於非氧化氣氛的高温堆中。

此外，還可用碳氫化合物、鈹等作慢化劑材料。鈹的慢化能力比石墨好，用它作慢化劑可縮小堆芯尺寸，但鈹有劇毒 、價格昂貴、易產生輻照腫脹，故使用受到限制。

壓水堆 ^[4]  最初被用作核潛艇的動力。它的冷卻水分為一次系統和二次系統兩部分。一次系統的 冷卻水保持在約160氣壓這樣的高壓，所以加熱到約325℃仍能保持為液體狀態。為了吸收核裂變中的中子，水中加入一點硼，用以調整核反應的速度。一次冷卻水直接同核裂變部分接觸，將它產生的熱量帶走。經由蒸氣發生器進行熱交換，使二次冷卻水被加熱至沸騰。二次冷卻水在60大氣壓下被加熱到275℃，成為蒸氣用以驅動發電用的汽輪機。

壓水堆利用濃縮鈾工廠提供的低濃度鈾235作為核燃料。鈾235是鈾的一種放射性同位素，是自然界中唯一存在的裂變核燃料。裂變中產生的中子，或被燃料棒中鈾238所吸收，或使鈾235發生裂變，或逸出於燃料棒之外。如中子速度快，則使鈾235發生裂變的機會就小了，所以要用水(輕水或重水)和石墨作為減速材料，放在燃料棒四周，使中子速度減慢以有助於使鈾235發生裂變。減速後的中子能量最後都變為熱能，為了把它運到外部，需要使用冷卻材料(通常也用水)。把含有硼等吸收中子物質的控制棒放在堆芯中，當它插入燃料中時，產生的中子數量達不到臨界值，裂變無法連續進行下去。當控制棒拔起來時，中子數目加多，通過連鎖反應，鈾的裂變便可連續進行下去。這種速度變慢的中子稱為熱中子，利用熱中子使鈾235裂變的核反應堆，稱為熱中子反應堆。

自從核電站問世以來，在工業上成熟的發電堆主要有以下三種：輕水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它們相應地被用到三種不同的核電站中，形成了現代核發電的主體。

熱中子堆中的大多數是用輕水慢化和冷卻的所謂輕水堆。輕水堆又分為壓水堆和沸水堆。

壓水堆核電站壓水堆核電站的一回路系統與二回路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的温度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二回路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。從蒸汽發生器出來的高温高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二回路循環系統。

壓水堆由壓力容器和堆芯兩部分組成。壓力容器是一個密封的、又厚又重的、高達數十米的圓筒形大鋼殼，所用的鋼材耐高温高壓、耐腐蝕，用來推動汽輪機轉動的高温高壓蒸汽就在這裏產生的。在容器的頂部設置有控制棒驅動機構，用以驅動控制棒在堆芯內上下移動。

堆芯是反應堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣，燃料芯塊是核電站“原子鍋爐”燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的，含有2～4%的鈾－235，呈小圓柱形，直徑為9.3毫米。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中，成為一根長約4米、直徑約10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，組成燃料組件。每個堆芯一般由121個到193個組件組成。這樣，一座壓水堆所需燃料棒幾萬根，二氧化鈾芯塊1千多萬塊堆芯。此外，這種反應堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水（冷卻劑）。控制棒用銀銦鎘材料製成，外面套有不鏽鋼包殼，可以吸收反應堆中的中子，它的粗細與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型，用來控制反應堆核反應的快慢。如果反應堆發生故障，立即把足夠多的控制棒插入堆芯，在很短時間內反應堆就會停止工作，這就保證了反應堆運行的安全。

沸水堆核電站沸水堆核電站工作流程是 ^[5]  ：冷卻劑（水）從堆芯下部流進，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒那裏得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，將分離出的蒸汽來推動汽輪發電機組發電。

沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。

沸水堆與壓水堆不同之處在於冷卻水保持在較低的壓力（約為70個大氣壓）下，水通過堆芯變成約285℃的蒸汽，並直接被引入汽輪機。所以，沸水堆只有一個迴路，省去了容易發生泄漏的蒸汽發生器，因而顯得很簡單。

總之，輕水堆核電站的最大優點是結構和運行都比較簡單，尺寸較小，造價也低廉，燃料也比較經濟，具有良好的安全性、可靠性與經濟性。它的缺點是必須使用低濃鈾，採用輕水堆的國家，在核燃料供應上大多依賴美國和獨聯體。此外，輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發展輕水堆要比系列地發展重水堆多用天然鈾50%以上。

從維修來看，壓水堆因為一回路和蒸汽系統分開，汽輪機未受放射性的沾污，所以，容易維修。而沸水堆是堆內產生的蒸汽直接進入汽輪機，這樣，汽輪機會受到放射性的沾污，所以在這方面的設計與維修都比壓水堆要麻煩一些。

重水堆按其結構型式可分為壓力殼式和壓力管式兩種 ^[6]  。壓力殼式的冷卻劑只用重水，它的內部結構材料比壓力管式少，但中子經濟性好，生成新燃料鈈－239的淨產量比較高。這種堆一般用天然鈾作燃料，結構類似壓水堆，但因柵格節距大，壓力殼比同樣功率的壓水堆要大得多，因此單堆功率最大隻能做到30萬千瓦。

因為管式重水堆的冷卻劑不受限制，可用重水、輕水、氣體或有機化合物。它的尺寸也不受限制，雖然壓力管帶來了伴生吸收中子損失，但由於堆芯大，可使中子的泄漏損失減小。此外，這種堆便於實行不停堆裝卸和連續換料，可省去補償燃耗的控制棒。

壓力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷卻和重水慢化、沸騰輕水冷卻兩種反應堆。這兩種堆的結構大致相同。

(1) 重水慢化，重水冷卻堆核電站這種反應堆的反應堆容器不承受壓力。重水慢化劑充滿反應堆容器，有許多容器管貫穿反應堆容器，並與其成為一體。在容器管中，放有鋯合金制的壓力管。用天然二氧化鈾製成的芯塊，被裝到燃料棒的鋯合金包殼管中，然後再組成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在壓力管中，它藉助支承墊可在水平的壓力管中來回滑動。在反應堆的兩端，各設置有一座遙控定位的裝卸料機，可在反應堆運行期間連續地裝卸燃料元件。

這種核電站的發電原理是：既作慢化劑又作冷卻劑的重水，在壓力管中流動，冷卻燃料。像壓水堆那樣，為了不使重水沸騰，必須保持在高壓（約90大氣壓）狀態下。這樣，流過壓力管的高温（約300℃）高壓的重水，把裂變產生的熱量帶出堆芯，在蒸汽發生器內傳給二回路的輕水，以產生蒸汽，帶動汽輪發電機組發電。

（2）重水慢化、沸騰輕水冷卻堆核電站這種堆是英國在壩杜堆（重水慢化、重水冷卻堆）的基礎上發展起來的。加拿大所設計的重水慢化重水冷卻反應堆的容器和壓力管都是水平佈置的。而重水慢化沸騰輕水冷卻反應堆都是垂直佈置的。它的燃料管道內流動的輕水冷卻劑，在堆芯內上升的過程中，引起沸騰，所產生的蒸汽直接送進汽輪機，並帶動發電機。

因為輕水比重水吸收中子多，堆芯用天然鈾作燃料就很難維持穩定的核反應，所以，大多數設計都在燃料中加入了低濃度的鈾－235或鈈－239。

重水堆的突出優點是能最有效地利用天然鈾。由於重水慢化性能好，吸收中子少，這不僅可直接用天然鈾作燃料，而且燃料燒得比較透。重水堆比輕水堆消耗天然鈾的量要少，如果採用低濃度鈾，可節省天然鈾38%。在各種熱中子堆中，重水堆需要的天然鈾量最小。此外，重水堆對燃料的適應性強，能很容易地改用另一種核燃料。它的主要缺點是，體積比輕水堆大。建造費用高，重水昂貴，發電成本也比較高。

所謂石墨氣冷堆就是以氣體（二氧化碳或氦氣）作為冷卻劑的反應堆。這種堆經歷了三個發展階段，產生了三種堆型：天然鈾石墨氣冷堆、改進型氣冷堆和高温氣冷堆。

（1）天然鈾石墨氣冷堆核電站天然鈾石墨氣冷堆實際上是天然鈾作燃料，石墨作慢化劑，二氧化碳作冷卻劑的反應堆。這種反應堆是英、法兩國為商用發電建造的堆型之一，是在軍用鈈生產堆的基礎上發展起來的，早在1956年英國就建造了淨功率為45兆瓦的核電站。因為它是用鎂合金作燃料包殼的，英國人又把它稱為鎂諾克斯堆。

該堆的堆芯大致為圓柱形，是由很多正六角形稜柱的石墨塊堆砌而成。在石墨砌體中有許多裝有燃料元件的孔道。以便使冷卻劑流過將熱量帶出去。從堆芯出來的熱氣體，在蒸汽發生器中將熱量傳給二回路的水，從而產生蒸汽。這些冷卻氣體藉助循環迴路回到堆芯。蒸汽發生器產生的蒸汽被送到汽輪機，帶動汽輪發電機組發電。這就是天然鈾石墨氣冷堆核電站的簡單工作原理。

這種堆的主要優點是用天然鈾作燃料，其缺點是功率密度小、體積大、裝料多、造價高，天然鈾消耗量遠遠大於其他堆。英、法兩國都停止建造這種堆型的核電站。

(2)改進型氣冷堆核電站改進型氣冷堆是在天然鈾石墨氣冷堆的基礎上發展起來的。設計的目的是改進蒸汽條件，提高氣體冷卻劑的最大允許温度。這種堆，石墨仍然為慢化劑，二氧化碳為冷卻劑，核燃料用的是低濃度鈾(鈾－235的濃度為2－3%)，出口温度可達670℃。它的蒸汽條件達到了新型火電站的標準，其熱效率也可與之相比。

這種堆被稱為第二代氣冷堆，英國建造了這種堆，由於存在不少工程技術問題，對其經濟性多年來爭論不休，得不出定論，所以前途暗淡。

（3）高温氣冷堆 高温氣冷堆被稱為第三代氣冷堆，它是石墨作為慢化劑，氦氣作為冷卻劑的堆。

這裏所説的高温是指氣體的温度達到了較高的程度。因為在這種反應堆中，採用了陶瓷燃料和耐高温的石墨結構材料，並用了惰性的氦氣作冷卻劑，這樣，就把氣體的温度提高到750℃以上。同時，由於結構材料石墨吸收中子少，從而加深了燃耗。另外，由於顆粒狀燃料的表面積大、氦氣的傳熱性好和堆芯材料耐高温，所以改善了傳熱性能，提高了功率密度。這樣，高温氣冷堆成為一種高温、深燃耗和高功率密度的堆型。

它的簡單工作過程是，氦氣冷卻劑流過燃料體之間，變成了高温氣體；高温氣體通過蒸汽發生器產生蒸汽，蒸汽帶動汽輪發電機發電。

高温氣冷堆有特殊的優點：由於氦氣是惰性氣體，因而它不能被活化，在高温下也不腐蝕設備和管道；由於石墨的熱容量大，所以發生事故時不會引起温度的迅速增加；由於用混凝土做成壓力殼，這樣，反應堆沒有突然破裂的危險，大大增加了安全性；由於熱效率達到40%以上，這樣高的熱效率減少了熱污染。

高温氣冷堆有可能為鋼鐵、燃料、化工等工業部門提供高温熱能，實現氫還原鍊鐵、石油和天然氣裂解、煤的氣化等新工藝，開闢綜合利用核能的新途徑。但是高温氣冷堆技術較複雜。