裂變反應堆

1938年O.哈恩和F.斯特拉斯曼 ^[2]  發現了鈾核裂變，接着科學家們就開始探索如何利用核裂變所放出的巨大能量。一個鈾原子核裂變時放出約200兆電子伏的能量。比一個碳原子氧化時放出的能量（4.1eV）大5×10⁷倍左右。要使裂變能有實際應用意義，必須有大量鈾核裂變。鈾核的裂變主要由中子引起，因此問題就歸結為如何取得大量中子。由於鈾核裂變後會放出幾個中子，人們就想到了在成塊物質中利用核裂變本身產生的中子來引起新的核裂變，使裂變反應持續進行，形成核鏈式反應。1942年12月，E.費米領導的研究組建成了世界上第一座人工裂變反應堆，首次實現了可控核裂變鏈式反應。接着美國首先利用反應堆把²³⁸U轉化為²³⁹Pu，作為原子彈的裝料，製成了鈈原子彈，後來又用反應堆作為動力源建成了核潛艇。反應堆主要為軍事目的服務。從20世紀50年代中期起，世界上大量建造研究性反應堆，同時開始建造用於發電的核電站。核電站的燃料資源豐富，經濟性好，燃料用量很小，優點很多。從60年代中期起，核動力發展迅速。截至2006年底，全世界共有443座核反應堆在運行，總裝機容量達372,000兆瓦。 ^{[1]  [3]} 

基於自持的裂變反應 ^[4]  （即裂變鏈式反應）。如1個²³⁵U核吸收1箇中子後發生裂變，又放出2—3箇中子，除去消耗，至少還有一箇中子能引起另一個²³⁵U核發生裂變，使裂變自持地進行下去。核裂變鏈式反應的進行過程基本上是一個以中子為媒介的，裂變核素部分質量轉化為能量的過程（見核裂變）。 ^[1] 

在反應堆內產生核鏈式反應的物質稱為核燃料，又稱裂變材料。只有能大量獲得，且易吸收熱中子並引起裂變的核素才能作為核燃料。這種核素有²³⁵U、²³³U和²³⁹Pu三種。只有²³⁵U存在於天然鈾中，而²³³U和²³⁹Pu都要靠反應堆生產。 ^{[1]  [3]} 

利用反應堆產生核能需要解決：①為核裂變鏈式反應提供必要的條件，使鏈式反應能持續進行，並能利用反應中產生的能量。②能控制鏈式反應，使其按所需方式進行。③避免核裂變鏈式反應產生的中子或放射性物質危害工作人員和附近居民的健康。 ^[1] 

在反應堆內中子只有三種歸宿：引起裂變、被吸收或逸出堆外。要實現核鏈式反應，就必須設法減少後兩種損失。²³⁵U結合能小，俘獲中子後形成的複合核，任何能量的中子都可使它裂變，且對熱中子有很大的裂變截面；而²³⁸U結合能較大，只有能量超過1兆電子伏特的高能中子才能使它裂變，而且裂變截面不大。高能中子同²³⁸U核的主要作用是非彈性散射，大部分裂變中子都通過非彈性散射降低能量，再在多次碰撞中被²³⁸U核吸收，不能實現核鏈式反應。天然鈾的主要成分是²³⁸U，而²³⁵U僅佔0.71%，要利用天然鈾實現核鏈式反應有兩種途徑：①用分離同位素的方法增加天然鈾中²³⁵U的濃度，稱濃縮鈾或濃集鈾。這樣處理後，甚至用比較小的裝置也能實現核鏈式反應；這種反應堆中引起裂變反應的中子能量可以高一些，因此能建成快中子反應堆；②將天然鈾或低濃集鈾製成較細的棒，插在減速劑（通常用吸收中子截面較小的，如水、重水和石墨等輕物質）中，使核裂變放出的高能中子很快減速到熱能區。而²³⁵U熱中子裂變截面比²³⁸U的熱中子吸收截面要大200倍。這樣就使足夠數量的中子引起²³⁵U核裂變，以彌補²³⁵U含量較小的弱點。根據這種途徑建立的反應堆稱為熱中子堆。現用於發電、供熱、提供動力和研究的反應堆大都是這類堆。 ^{[1]  [3]} 

為了防止過多的中子在引起裂變前逸出反應堆，反應堆要足夠大，並具有足夠多的燃料。通常把反應堆中通過裂變等過程得到的中子數同引起裂變的中子數之比稱為中子增殖係數。核鏈式反應的規模維持不變的狀態稱為臨界狀態，此時堆芯的體積和堆內核燃料的質量分別稱為臨界體積和臨界質量。堆芯的體積和核燃料的質量大於臨界值時中子增殖係數大於1，核鏈式反應的規模就越來越大，這種狀態稱為超臨界狀態；反之，堆芯的體積和核燃料的質量小於臨界值時中子增殖係數小於1，核鏈式反應的規模就越來越小，反應逐漸趨於停止，這種狀態稱為次臨界狀態。臨界值對判斷和控制裂變反應堆的運行狀態有重要意義。 ^[1] 

核燃料一般是濃縮鈾，製成棒狀，排列在堆芯，質量和體積都超過臨界值。反應堆內具有特定形狀和結構的核燃料稱為燃料元件。反應堆的核心部分稱為堆芯，又稱活性區。堆芯主要由燃料元件、慢化劑和一些結構部件組成，還需有冷卻劑流過堆芯。一般情況下，在堆芯周圍設有反射層，把外逸的部分中子送回堆芯，以減少中子的損失。反射層以外是堆的殼體，再外面是屏蔽層。 ^{[1]  [3]} 

燃料元件是堆芯的主要部件。大多數反應堆採用圓棒形燃料元件，也有用片形、圓管形、球形、六角管形等元件的。它主要由裂變材料芯片（或芯體）和包殼組成。裂變材料應具有良好的輻照和化學穩定性、高導熱係數和低膨脹係數（金屬、合金、氧化物或碳化物等形式都可以應用）。可用天然鈾，也可用濃縮鈾作裂變材料，用鈈作裂變材料時可單獨使用，也可同鈾混合使用。元件包殼起支撐結構作用，同時也用來防止裂變產物外逸污染冷卻劑迴路，並防止冷卻劑同裂變材料直接接觸發生腐蝕等不利的化學反應。包殼材料要求對中子有較小的吸收截面，足夠的機械強度，良好的熱導率，耐輻照，同裂變材料和冷卻劑在化學上能相容，價格低廉，易於加工。低温小功率反應堆可以用鋁或其合金做元件包殼，核電站用反應堆一般用鋯合金做包殼，也有用不鏽鋼的，在温度高達700℃以上的高温氣冷堆中則用石墨做燃料包殼。 ^{[1]  [3]} 

²³⁸U和²³²Th本身不易產生裂變，但它們吸收中子後能轉變成²³⁹Pu和²³³U等裂變材料。因此又稱之為次級裂變材料。在用鈾作燃料的反應堆內總有²³⁸U存在，由它轉化而得的²³⁹Pu，一部分在堆內被作為燃料消耗掉，另一部分留存在由堆內卸出的經輻照後的燃料中，將這種輻照後燃料加以化學處理（即後處理），可回收²³⁹Pu。將²³²Th加入燃料元件中放在反射層中，可得到²³³U。 ^[1] 

由於熱中子對²³⁵U的裂變截面較大，而裂變放出快中子，需要用減速劑將中子慢化，常用的減速劑是石墨或重水，快中子與它們作彈性碰撞，可很快減速成熱中子 ^[5]  。

控制棒插入堆芯能大量吸收中子 ^[6]  ，可使反應減慢或停止；反之，控制棒提出堆芯，反應則可加速進行。常用的控制棒是鎘棒或硼鋼棒，鎘或硼對慢中子有很大的俘獲截面。

冷卻劑循環流過堆芯，從堆芯取出反應所產生的大量熱能，再通過二級熱交換器將熱能傳送到堆外提供能源。

為了利用反應堆中產生的熱量，並且不使堆芯和反射層因受到高温而損壞，就要用液體或氣體作為冷卻劑流經反應堆，把熱量引導出來，以產生蒸汽去發電或作為動力，或用於其他方面。冷卻劑除應具有同慢化劑相似的性能外，還需要有高導熱能力。常用的冷卻劑為普通水、重水、氦和二氧化碳等。在快中子增殖堆中則用液態金屬鈉作冷卻劑。冷卻劑的用量很大，需要循環使用。即使用普通水作冷卻劑，由於對水質的要求很高並在中子照射下帶有放射性等原因，也需循環使用。因此，一般情況下，用水泵、風機和管道組成一個冷卻迴路，讓冷卻劑在其中循環流動，在一些用於發電的反應堆中，冷卻迴路被稱為一回路，多數情況下其中沒有熱交換器而是把熱能傳給二回路中的水，以產生蒸汽送去發電或作為動力。在某些反應堆中，慢化劑和冷卻劑用同一種材料。 ^{[1]  [3]} 

堆芯周圍設有反射層。反射層外是堆的殼體，殼體外面是防止射線傷害人體的混凝土保護牆；反應堆內還設有其他控制系統，以保證安全和調整功率。

通常稱反應堆中 ^[7]  每代中子平均存活的時間為堆中子壽命。裂變過程中直接放出的中子佔中子總數99%以上，絕大多數中子的壽命為10^－4—10^－3秒量級，稱為瞬發中子；不到1%的中子由裂變碎片核放出，它們以幾分之一秒到幾十秒的半衰期放出中子，稱為緩發中子。啓動反應堆，先要使堆進入超臨界狀態（即中子增殖係數大於1 ），堆內中子數才能開始按指數規律增長。中子增殖係數超過1的部分稱為剩餘中子增殖係數。如堆內瞬發中子壽命為10^－4秒，剩餘中子增殖係數超過了緩發中子份額，反應堆不依靠緩發中子就可維持超臨界狀態，功率增長將難以控制。如果剩餘中子增殖係數小於緩發中子份額，反應堆要依靠緩發中子才能維持超臨界狀態。由於緩發中子壽命較長，平均可使全堆中子壽命延長兩個量級以上，堆內中子數就會以緩慢的速度增長，也就可控制反應堆的運行。所以，控制反應堆的關鍵在於保持剩餘中子增殖係數不大於緩發中子份額。 ^[1] 

為了實現對反應堆的控制，主要方法是向堆內增加或減少能強烈吸收中子的材料來改變堆的反應性。硼、鉿 、鎘及其化合物都可用作控制材料，通常把它們製成棒狀或片狀應用，稱為控制棒。控制材料也可以用液體形式，例如，把硼酸水溶液加到用作慢化劑和冷卻劑的水中，就可以起控制作用，但這一方法只能在反應性變化較慢的條件下應用。中子增殖係數不僅同中子在堆內的生成和吸收有關，還同中子由堆內往外的泄漏有關。因此，在用液體作為慢化劑或冷卻劑和反射層的堆中，調節液態反射層水位，從而改變中子的泄漏份額也可以用作控制反應堆的方法。 ^{[1]  [3]} 

控制棒可分為安全棒、補償棒和調節棒。安全棒的作用是當反應堆發生意外或事故時，它可依靠彈簧或重力裝置迅速進入堆芯使反應堆停閉，從而保證安全；補償棒用來補償堆內反應性的緩慢變化；調節棒的作用是調整反應堆的功率，使之達到並維持給定水平。對控制材料的要求是，吸收中子的能力強，熱穩定性和輻照穩定性好 ，同冷卻劑的相容性好，有一定機械強度並易於加工製造。 ^{[1]  [3]} 

反應堆運行過程中產生大量中子，同時裂變產物具有極強的放射性。為使反應堆的操作人員不受各種放射線的傷害，反應堆的外部設有很厚的屏蔽層。快中子有很強的穿透力，慢中子比較容易被一般材料吸收，用一定的慢化材料把快中子慢化下來，着重對慢中子屏蔽，就實現了中子屏蔽。γ射線也具有強穿透力，要用含有重元素的材料才能有效地屏蔽γ射線。鉛對γ射線的屏蔽性能很好，但價格較貴，不能廣泛使用。一般是用混凝土加上鐵礦石或用較厚的混凝土層作屏蔽層。屏蔽層的厚度取決於反應堆的功率，有時厚達3—4米以上。 ^{[1]  [3]} 

可以從不同角度劃分反應堆的類型、用途、堆芯結構、採用的核燃料、冷卻劑和慢化劑、堆內中子能量、中子在堆內能否使核燃料增殖等因素都可以作為分類標準。按照用途可以把反應堆大致分為生產堆、研究性反應堆和動力堆（包括供熱堆）三大類；也可以分為軍用和民用兩大類。 ^{[1]  [3]} 

①生產堆。主要用來生產核武器裝料的²³⁹Pu和T（氚），也可附帶生產一點別的放射性核素。只有發展核武器的核大國才建造這種堆。 ^[1] 

②研究性反應堆。用途很廣，可以用作基礎研究，也可用於工程研究，還可用於生產同位素。研究堆可以用於核物理、中子物理、凝聚態物理、輻射化學、生物學、醫學、材料科學等許多學科基礎研究的實驗的中子源。所以稱為中子源用堆。工程研究堆大致可分成兩類。①功率極低（一般在100W以下）的堆，稱為零功率堆或零功率裝置。零功率堆的大部分物理性能不隨堆的功率高低發生顯著變化，結構簡單靈活，放射性極低，工作人員易於接近操作，改變條件就可以進行各種實驗研究。有一時期，在中子數據不齊全、電子計算機性能也不夠好的條件下常用零功率堆模擬研究新型堆的物理性能，以所得的資料，作為新堆的設計基礎。隨着堆技術的進展，這種堆大部分已停止使用，只有少數研究先進堆型的堆還在運行。②功率為幾萬到十幾萬千瓦的工程研究堆，主要用來研究新型堆的燃料元件和各種堆用材料的輻照性能。 ^{[1]  [3]} 

③動力堆。用來發電或提供動力，單純提供熱能的堆也可歸入這一類型。這類堆有軍用民用之分。軍用動力堆主要用來生產軍艦汽輪機用的蒸汽，特別在潛艇上用得最多。民用動力堆（以下簡稱動力堆）主要用在核電站中，它起着火電站中鍋爐的作用。民用堆又可以分為快中子堆、慢中子堆。到20世紀70年代前期為止，慢中子堆技術已進入成熟階段，其特徵是大型慢中子堆核電站的發電成本顯著地低於火電站。技術比較成熟的慢中子動力堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和石墨氣冷堆四種。此外，還有熔鹽（增殖）堆、中子增殖堆等。 ^[1] 

④其他型堆。根據不同的應用，還有微型中子源反應堆、TRIGA堆、高中子通量反應堆及游泳池堆等。 ^[1] 

反應堆的安全主要是指臨界安全和放射性劑量安全。這都是人們普遍關心的問題。 ^[3] 

反應堆和原子彈都用核裂變鏈式反應為工作原理，但二者的設計思想卻根本不同。反應堆即使在發生嚴重的失控超臨界事故時，也不會形成嚴重的爆炸。從20世紀50年代後期起，美國曾建造過幾座實驗性反應堆，有意識地做這方面的試驗，一直做到反應堆因失控超臨界而損壞為止，證明了上述結論。儘管如此，失控超臨界事故總要造成嚴重的損失，必須加以防止。為了使反應堆能在相當長的一段時間內得以連續運行，裝料時裝入的燃料量要比臨界質量大很多。此時堆的剩餘中子增殖係數可能比緩發中子份額大出十幾、二十倍甚至更多，稱為後備反應性，這些反應性可用在堆芯內加入大量控制棒和在冷卻水中加硼酸等方法補償掉。反應堆運行過程中可能因一些偶然事件而使後備反應性釋放出來（例如堆芯內的控制棒可能因操作失誤而提出堆外），而造成超臨界事故。

為了避免超臨界事故，除在堆上裝設多種監督信號系統和事故保護系統外，在反應堆的設計中還要採取各種預防措施。其中很重要的一條是把堆設計得具有負温度效應。負温度效應指的是堆的温度上升時反應性減小。這樣，如果某種因素引起堆的反應性上升，堆的功率上升，温度也就隨之上升，造成反應性下降，形成負反饋，這樣就提高了反應堆的安全性。另一種安全措施是，任何一根控制棒所補償的反應性都不設計得過分大。這樣，萬一對某一根控制棒的操作發生失誤，也不致形成嚴重事故。反應堆的設計和運行方面已經積累了足夠多的經驗，只要認真對待，臨界安全是完全可以保證的。 ^[3] 

為了保證安全，還要有發生事故時的對策。採取措施，防止堆內大量產生的放射性泄漏出來傷人就是對策之一，這種措施應把事故的後果限制到最小程度。屏蔽層是防止中子和γ射線直接從堆芯穿透出來傷人的措施，但是堆芯內的放射性還可能傳到別處去，因此必需採取其他的措施。為此，一般反應堆設有三道屏障，第一道屏障是燃料元件的芯片和包殼，堆內的放射性絕大多數來自核燃料裂變碎片核及其衰變產物，這些裂變產物98%以上停留在元件芯體中，剩下的則被包殼擋住，不能外逸，由於堆內元件數目成千上萬，運行幾年以後可能有少量元件包殼破損，這時由破損元件逸出到迴路中去的放射性物質數量並不很大。第二道屏障是反應堆的一回路，它是包括壓力殼在內的密封系統，做得很堅固，一般情況下不會讓放射性核素漏到外面來。第三道屏障是由預應力鋼筋混凝土或鋼製成的安全殼，它將堆本體和整個一回路密封出來，萬一前兩道屏障失靈，它仍能保證周圍居民的劑量安全。 ^[3] 

實踐證明，反應堆發生重大事故導致人身傷亡的幾率遠小於自然災害和汽車飛機失事等人為災害。只要有嚴密的安全措施和設計施工中的審核檢查辦法，嚴格的操作規程和安全管理制度以及經常的劑量監督，核電站並不會比其他的電站更不安全；對環境的污染甚至可以低於火力發電站。 ^[3]