[拼音]：liebian fanyingdui

[外文]：fission reactor

一种实现可控核裂变链式反应的装置。在核能事业中它是最重要的装置之一。通常简称为反应堆或堆。

1938年O.哈恩和F.斯特拉斯曼发出了铀的原子核裂变后，接着科学家们就开始探索如何利用核裂变所放出的巨大能量。一个铀原子核裂变时放出约200MeV的能量， 比一个碳原子氧化时放出的能量（4.1eV）大5×107倍左右。要使裂变能有实际应用意义，必须有大量铀核裂变。铀核的裂变主要由中子引起，因此问题就归结为如何取得大量中子。由于铀核裂变后会放出几个中子，人们就想到了在成块物质中利用核裂变本身产生的中子来引起新的核裂变，使裂变反应持续进行，形成核链式反应。1942年12月，E.费密领导的科学家小组建成了世界上第一座人工的裂变反应堆（见彩图），首次实现了可控核裂变链式反应。接着美国首先利用反应堆把铀－238转化为钚－239，作为 的装料，制成了钚 ，后来又用反应堆作为动力源建成了核潜艇。20世纪40年代和50年代，反应堆主要为军事目的服务。从50年代中期起，世界上大量建造用于各种研究工作的反应堆，同时开始建立把反应堆用来发电的核电站。核电站的燃料资源丰富，经济性好，燃料用量很小，优点很多。60年代中期起，许多国家已在大力发展核电站，或称发展核动力。这以后的十几年中，核动力的发展很快。截至1984年中期，世界上已有281座核电站在运行，总功率达1.8×108kW。

自持的裂变反应叫做裂变链式反应。例如铀-235的核吸收一个中子后发生裂变，又放出两三个中子，除去消耗，至少还有一个中子能引起另一个铀-235核发生裂变，使裂变自持地进行下去。核裂变链式反应的进行过程基本上是一个以中子为媒介的，裂变核素部分质量转化为能量的过程。

在反应堆内产生核链式反应的物质称为核燃料，又称裂变材料。只有能大量获得，且易吸收热中子并引起裂变的核素才能作为核燃料。这种核素有铀-235、铀-233和钚-239三种。只有铀-235存在于天然铀中，而铀-233和钚－239都要靠反应堆生产。

用反应堆产生核能，需要解决以下几个问题：

（1）为核裂变链式反应提供必要的条件，使链式反应持续进行，并能把反应中产生的能量取出来应用；

（2）能控制链式反应，使其按工作需要进行；

（3）避免核裂变链式反应所产生的中子或放射性物质危害工作人员和附近居民的身体健康。

在反应堆内，中子只有三种归宿：引起裂变、被吸收或逸出堆外。要实现核链式反应，就必须设法减少后两种损失。铀－235是奇A核，结合能小，俘获中子后形成的复合核裂变势垒较低，任何能量的中子都可使它裂变，且对热中子有很大的裂变截面;铀－238是偶偶核，结合能较大，复合核裂变势垒较高，只有能量超过1MeV的高能中子才能使它裂变，而且裂变截面不大。高能中子同铀－238核的主要作用是非弹性散射，大部分裂变中子都通过非弹性散射降低能量，再在多次碰撞中被铀－238核吸收，不能实现核链式反应。天然铀的主要成分是铀－238，而铀－235仅占0.71％，要利用天然铀实现核链式反应有两种途径：

（1）用分离同位素的方法增加天然铀中铀－235的浓度，称浓缩铀或浓集铀。这样处理后，甚至用比较小的装置也能实现核链式反应，这种反应堆中引起裂变反应的中子能量可以高一些，因此能建成快中子反应堆；

（2）将天然铀或低浓集铀制成较细的棒，插在减速剂(通常用吸收中子截面较小的，如水、重水和石墨等轻物质)中，使核裂变放出的高能中子很快减速到热能区，而铀-235热中子裂变截面比铀-238的热中子吸收截面要大200倍。这样就有足够数量的中子引起铀－235核裂变，以弥补铀－235含量较少的弱点。根据这种途径建立的反应堆称为热中子堆。目前用于发电、供热、提供动力和研究的反应堆大都是这类堆。

为了防止过多的中子在引起裂变前逸出反应堆，反应堆要足够大，并具有足够多的燃料。通常把反应堆中通过裂变等过程得到的中子数（即下一代中子数）同引起裂变的中子数（即上一代中子数）之比称为中子增殖系数(用符号 k表示)。核链式反应的规模维持不变的状态称为临界状态，此时堆芯的体积和堆内核燃料的质量分别称为临界体积和临界质量。堆芯的体积和核燃料的质量大于临界值时中子增殖系数大于1，核链式反应的规模就越来越大，这种状态称为超临界状态；反之，堆芯的体积和核燃料的质量小于临界值时中子增殖系数小于1，核链式反应的规模就越来越小，反应逐渐趋于停止，这种状态称为次临界状态。临界值对判断和控制裂变反应堆的运行状态有重要意义。

反应堆内具有特定形状和结构的核燃料称为燃料元件。反应堆的核心部分称为堆芯，又称活性区。堆芯主要由燃料元件、慢化剂和一些结构部件组成，还需有冷却剂流过堆芯。一般情况下在堆芯周围设有反射层，把外逸的部分中子送回堆芯，以减少中子的损失。反射层以外是堆的壳体，再外面是屏蔽层。彩图插页第68页显示的是我国研究性重水堆的外貌。

燃料元件是堆芯的主要部件。大多数反应堆采用圆棒形燃料元件，也有用片形、圆管形、球形、六角管形等元件的。它主要由裂变材料芯片(或芯体)和包壳两部分组成。裂变材料应具有良好的辐照和化学稳定性、高导热系数和低膨胀系数（金属、合金、氧化物或碳化物等形式都可以应用）。可以用天然铀，也可以用浓缩铀作裂变材料，用钚作裂变材料时可以单独使用，也可以同铀混合使用。元件包壳起支撑结构作用，同时也用来防止裂变产物外逸污染冷却剂回路，并防止冷却剂同裂变材料直接接触发生腐蚀等不利的化学反应。包壳材料要求对中子有较小的吸收截面，足够的机械强度，良好的热导率，耐辐照，同裂变材料和冷却剂在化学上能相容，价格低廉，易于加工。低温小功率反应堆可以用铝或其合金做元件包壳，核电站用反应堆一般用锆合金做包壳，也有用不锈钢的，在温度高达700℃以上的高温气冷堆中则用石墨做燃料包壳。

铀－238和钍－232本身不易产生裂变。但它们吸收中子后能变成钚－239和铀－233等裂变材料，因此有人又称之为次级裂变材料。在用铀为燃料的反应堆内总有铀－238存在，由它转化而得的钚－239，一部分在堆内被作为燃料消耗掉，另一部分留存在由堆内卸出的辐照后燃料中。将这种辐照后燃料加以化学处理(即后处理)，可以回收钚－239。将钍－232加入燃料元件中放在反射层中，可以得到铀－233。

为了应用反应堆中产生的热量，并且不使堆芯和反射层因受到高热而损坏，就要用液体或气体作为冷却剂流经反应堆，把热量引导出来，用以产生蒸气去发电或作为动力，或用于其他方面。冷却剂除应具有同慢化剂相似的性能（要求可以略低一些）外，还需要具有高导热能力。常用的冷却剂为普通水、重水、氦和二氧化碳，在快中子增殖堆中则用液态金属钠作冷却剂。冷却剂的用量很大，需要循环回收使用，即使用普通水作冷却剂，由于对水质的要求很高并在中子照射下带有放射性等原因，也需回收循环使用。因此，一般情况下，用水泵、风机和管道组成一个冷却回路，让冷却剂在其中循环流动，在一些用于发电的反应堆中，冷却回路被称为一回路。多数情况下在一回路中没有热交换器而是把热能传给二回路中的水，以产生蒸气送去发电或作为动力。在某些反应堆中，慢化剂和冷却剂用同一种材料。

通常称反应堆中每代中子平均存在的时间为堆中子寿命。裂变过程中直接放出的中子占中子总数99％以上，在一般堆内寿命为 10-8～10-9s量级的中子，称为瞬发中子；另外一部分不到1％的中子是一些裂变碎片核放出来的，这些核称为缓发中子先驱核，它们以几分之一秒到几十秒的半衰期放出中子，这些中子称为缓发中子。启动反应堆，先要使堆进入超临界状态(即中子增殖系数大于1)，堆内中子数才能开始按指数规律增长。中子增殖系数超过 1的部分称为剩余中子增殖系数。如堆内瞬发中子寿命为10-8s，剩余中子增殖系数数值超过了缓发中子份额，例如为0.01，反应堆不依靠缓发中子就可以维持超临界状态，则其功率增长将难以控制。如果剩余中子增殖系数小于缓发中子份额，反应堆要依靠缓发中子才能维持超临界状态，则由于决定于先驱核半衰期的缓发中子寿命较长，平均说来可使全堆中子寿命延长两个量级以上，堆内中子数就会以缓慢的速度增长，也就可能对它加以控制了。所以，控制反应堆的关键在于保持剩余中子增殖系数不大于缓发中子份额。在用铀－235作燃料的反应堆中，缓发中子份额约为 0.007。在反应堆的控制中经常不用剩余中子增殖系数而用反应性这个概念，常用符号ρ表示，其定义为ρ＝由定义可见，在中子增殖系数k接近于1时，剩余中子增殖系数同反应性的数值是很接近的。

为了实现对反应堆的控制，主要方法是向堆内增加或减少能强烈吸收中子的材料来改变堆的反应性。硼、铪、镉及其化合物都可以用作控制材料，通常把它们做成棒状或片状应用，称为控制棒。控制材料也可以用液体形式，例如，把硼酸水溶液加到用作慢化剂和冷却剂的水中，就可以起控制作用，但这一方法只能在反应性变化较慢的条件下应用。中子增殖系数不仅同中子在堆内的生成和吸收有关，还同中子由堆内往外的泄漏有关。因此，在用液体作为慢化剂或冷却剂和反射层的堆中，调节液态反射层水位，从而改变中子的泄漏份额也可以用作控制反应堆的方法。

控制棒可以分为安全棒、补偿棒和调节棒三种。安全棒的作用是当反应堆发生意外或事故时，它可以依靠重力或弹簧装置迅速进入堆芯使反应堆停闭，从而保证安全；补偿棒用来补偿堆内反应性的缓慢变化；调节棒的作用在于用以调整反应堆的功率，使之达到并维持给定水平。对控制材料的要求是，吸收中子的能力强，热稳定性和辐照稳定性好，同冷却剂的相容性好，有一定机械强度并易于加工制造。

反应堆运行过程中产生大量中子，同时裂变产物具有极强的放射性。为使反应堆的操作人员身体健康不受各种放射线的伤害，反应堆的外部设有很厚的屏蔽层。快中子有很强的穿透力，慢中子比较容易被一般材料吸收，用一定的慢化材料把快中子慢化下来，着重对慢中子屏蔽，就实现了中子屏蔽。γ射线也具有强穿透力，要用含有重元素的材料才能有效地屏蔽γ射线。铅对γ射线的屏蔽性能很好，但价格较贵，不能广泛使用。一般是用混凝土中加入铁矿石或用较厚的混凝土层作屏蔽层。屏蔽层的厚度决定于反应堆的功率，有时达3～4m以上。

可以从不同角度划分反应堆的类型、用途、堆芯结构、采用的核燃料、冷却剂和慢化剂、堆内中子能量、中子在堆内能否使核燃料增殖等因素都可以作为分类标准。按照用途可以把反应堆大致分为生产堆、研究试验堆和动力堆（包括供热堆）三大类；也可以分为军用和民用两大类。

主要用来生产核武器装料用的钚-239和氚，也可附带生产一点别的放射性核素。只有发展核武器的核大国才建造这种堆。

用途很广，可以用它做基础研究，也可以用它进行工程研究，还可以用它生产同位素。研究堆可以用于核物理、中子物理、凝聚态物理、辐射化学、生物学、医学、材料科学等许多学科基础研究的实验的中子源。所以有人把研究堆称为中子源用堆。工程研究堆大致可分成两类。

（1）功率极低（一般在100W以下）的堆叫做零功率堆或零功率装置。零功率堆的大部分物理性能不随堆的功率高低发生显著变化，结构简单灵活，放射性极低，工作人员易于接近操作，改变条件就可以进行各种实验研究。有一时期，在中子数据不齐全、电子计算机性能也不够好的条件下常用零功率堆模拟研究新型堆的物理性能，以所得的资料，作为新堆的设计基础。随着堆技术的进展，这种堆大部分已停止使用，只有少数研究先进堆型的堆还在运行。

（2）功率为几万到十几万千瓦的工程研究堆主要用来研究新型堆的燃料元件和各种堆用材料的辐照性能。

用来发电或提供动力，单纯提供热能的堆也可归入这一类型。这类堆有军用民用之分。军用动力堆主要用来生产军舰汽轮机用的蒸汽，特别在潜艇上用得最多。民用动力堆（以下简称动力堆）主要用在核电站中，它起着火电站中锅炉的作用。民用堆又可以分为快中子堆、慢中子堆。到70年代前期为止，慢中子堆技术已进入成熟阶段，其特征是大型慢中子堆核电站的发电成本显著地低于火电站。技术比较成熟的慢中子动力堆有压水堆、沸水堆、重水堆和石墨气冷堆四种。

（1）压水堆。用普通水作慢化剂和冷却剂，用浓缩氧化铀为燃料，锆合金或不锈钢作包壳。堆芯装在压力壳中，堆内的压力约为150atm，堆芯出口处温度可达330℃左右。这种堆通过蒸汽发生器来产生发电用的蒸汽，堆芯体积较小，功率密度较大。压水堆是目前国际上最多的堆型（军用动力堆也是用的这种堆型），已有30多年的历史。堆的热效率由28％提高到34％，功率密度由52kW/1提高到100kW/1， 平均燃耗由7800MW·d/t提高到了38000MW·d/t， 相对其他堆型它的比投资和发电成本同沸水堆差不多而低于重水堆和石墨气冷堆。

（2）沸水堆。是同压水堆相近的一种慢中子堆，同压水堆的主要区别是沸水堆中容许水在堆芯内沸腾产生蒸汽，并把蒸汽直接送去推动汽轮机，堆内温度和压力都比压水堆低些。它不用蒸汽发生器，但功率密度只有压水堆的一半左右，堆芯体积和压力壳比压力堆大得多，所以造价同压水堆相当。安全性能较好是沸水堆的一个重要优点。沸水堆的功率意外升高时堆芯中的水加速沸腾，气泡增多，水所占的体积降低，慢化能力减小，反应性就下降，功率随之下降。

（3）重水堆。用重水为慢化剂，冷却剂可以用重水，也可以用普通水、有机物或气体，但以用重水冷却的最多。重水堆的较大优点是可以用天然铀为燃料。管式重水堆可以不停堆更换燃料元件，用这种堆的核电站负载因子较高也是重水堆的重要优点。重水堆的缺点是(重水)价格昂贵，重水回路密封要求高。重水堆的发电成本比其他水堆略高，运动维修也要复杂一些。（见彩图）

（4）石墨气冷堆。用天然铀或浓缩铀作燃料，二氧化碳为冷却剂。用这种堆发电，成本也低于燃煤发电，但堆的体积比水堆大得多，所用设备也较笨重，单位功率的投资比水堆约高20％，发电成本也比水堆高不少。因此，虽然这种堆型的技术也已成熟，目前除英国外，其他国家都已不再建造这种堆。

目前还在发展，技术尚未达成熟阶段的堆型有高温气冷堆和快中子增殖堆两种。

（1）高温气冷堆。也是一种慢中子堆。这种堆通常用氦气冷却，用石墨作慢化剂，使用铀和钍混合核燃料。用热解碳包裹在燃料微粒的外面，作成涂敷微粒燃料，再把涂敷微粒弥散到石墨中做成元件。由于热解碳起了元件包壳作用，这种堆可以达到很高的温度。堆芯出口处冷却剂的温度一般可达750℃，高的可达950℃。由于温度高，这种堆的热效率可达40％以上，并且可以用来供应煤的气化、炼铁等许多方面的工业用热，发展前途很大。这种堆型还有不少需要解决的技术问题，特别是能耐950℃到1200℃的材料。此外，这种堆的经济性能也比较差。

（2）增殖堆。一次裂变平均放出的中子数称为裂变二次中子数。在以铀－235为燃料的慢中子堆中，裂变二次中子数为 2.4左右。这些中子中有一个要用来引起新的裂变以维持核链式反应的进行，剩下的1.4个中子中如平均说来至少能有一个中子能被堆内存在的铀-238或钍－232核吸收，生成一个以上钚－239或铀－233核，则消耗掉一个裂变元素核，发出了能量，还可以得到一个以上新的裂变元素核，这便是实现了核燃料的增殖。能够增殖核燃料的反应堆称为增殖堆。消耗 1个核燃料原子核能生成的新核燃料原子核数称为反应堆的转化比，转化比大于 1时称为增殖比。发展增殖堆的努力方向之一是设法提高增殖比。裂变二次中子数是中子能量的复杂函数，其总的趋势是随中子能量的增加而加大，如反应堆利用快中子来工作，对核燃料的增殖是有利的。不过快中子的裂变截面小，为了维持快中子堆的运行，使用的核燃料量比同功率的慢中子堆要大得多。快中子堆内不使用慢化剂，功率密度一般在270kW/1以上，要用导热能力很强的冷却剂才能把堆内产生的热量充分引导出来，冷却剂不应产生显著的中子慢化作用，对中子的吸收应尽可能小。液态金属钠能比较好地满足这几方面的要求，所以它被普遍选择为快中子堆的冷却剂。对于快中子引起的裂变，钚－239的二次中子数比铀－235和铀－233的大，因此用作快堆的燃料比较适宜。目前快堆大都采用铀和钚的氧化物作燃料，碳化物和其他形式的快堆燃料还在研究中。

把液态钠作为冷却剂有许多技术问题要解决。液态钠的化学性质很活泼，如从快堆回路中泄漏出来，遇到空气中的氧或水时会产生剧烈反应，可能引起火灾或爆炸。为了防止堆内液态钠具有的放射性在回路发生泄漏时外逸，液态金属冷却快堆设有三个回路。一回路将堆芯中产生的热量引导出来经由中间热交换器传给二回路的钠，再由二回路钠把热量传给蒸汽发生器产生蒸汽去推动汽轮机。由于钠冷快堆系统复杂，专用设备较贵，所用的核燃料也比较贵，它的造价和发电成本都比水堆高不少。此外，用氦气等气体也可以作为快中子增殖堆的冷却剂。

如以铀－233为燃料，在慢中子堆中也是可以实现核燃料的增殖的。由于从钍－232生产铀－233来作燃料要另建一套工业体系，费钱很多，因此慢中子增殖堆的发展一直停留在研究阶段。

反应堆的安全主要是指临界安全和放射性剂量安全。这都是人们普遍关心的问题。

反应堆和 都用核裂变链式反应为工作原理，但二者的设计思想却根本不同。反应堆即使在发生严重的失控超临界事故时，也不会形成严重的爆炸。从50年代后期起，美国曾建造过几座实验性反应堆，有意识地做这方面的试验，一直做到反应堆因失控超临界而损坏为止，证明了上述结论。尽管如此，失控超临界事故总要造成严重的损失，必须加以防止。为了使反应堆能在相当长的一段时间内得以连续运行，装料时装入的燃料量要比临界质量大很多。此时堆的剩余中子增殖系数可能比缓发中子份额大出十几、二十倍甚至更多，称为后备反应性，这些反应性可用在堆芯内加入大量控制棒和在冷却水中加硼酸等方法补偿掉。反应堆运行过程中可能因一些偶然事件而使后备反应性释放出来（例如堆芯内的控制棒可能因操作失误而提出堆外），而造成超临界事故。

为了避免超临界事故，除在堆上装设多种监督信号系统和事故保护系统外，在反应堆的设计中还要采取各种预防措施。其中很重要的一条是把堆设计得具有负温度效应。负温度效应指的是堆的温度上升时反应性减小。这样，如果某种因素引起堆的反应性上升，堆的功率上升，温度也就随之上升，造成反应性下降，形成负反馈，这样就提高了反应堆的安全性。另一种安全措施是，任何一根控制棒所补偿的反应性都不设计得过分大。这样，万一对某一根控制棒的操作发生失误，也不致形成严重事故。40多年来，在反应堆的设计和运行方面已经积累了足够多的经验，只要认真对待，临界安全是完全可以保证的。

为了保证安全，还要有发生事故时的对策。采取措施，防止堆内大量产生的放射性泄漏出来伤人就是对策之一，这种措施应把事故的后果限制到小程度。屏蔽层是防止中子和γ射线直接从堆芯穿透出来伤人的措施，但是堆芯内的放射性还可能传到别处去，因此必需采取其他的措施。为此，一般反应堆设有三道屏障，第一道屏障是燃料元件的芯片和包壳，堆内的放射性绝大多数来自核燃料裂变碎片核及其衰变产物，这些裂变产物98％以上停留在元件芯体中，剩下的则被包壳挡住，不能外逸，由于堆内元件数目成千上万，运行几年以后可能有少量元件包壳破损，这时由破损元件逸出到回路中去的放射性物质数量并不很大。第二道屏障是反应堆的一回路，它是包括压力壳在内的密封系统，做得很坚固，一般情况下不会让放射性核素漏到外面来。第三道屏障是由预应力钢筋混凝土或钢制成的安全壳，它将堆本体和整个一回路密封出来，万一前两道屏障失灵，它仍能保证周围居民的剂量安全。

实践证明，反应堆发生重大事故导致人身伤亡的几率远小于自然灾害和汽车飞机失事等人为灾害。只要有严密的安全措施和设计施工中的审核检查办法，严格的操作规程和安全管理制度以及经常的剂量监督，核电站并不会比其他的电站更不安全；对环境的污染甚至可以低于火力发电站。

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