- 中文名
- 裂变反应堆
- 外文名
- fission reactor
- 简 称
- 反应堆
- 特 征
- 实现可控核裂变链式反应的装置
- 领 域
- 能源、核能
- 学 科
- 核化学、核物理
裂变反应堆
裂变反应堆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235U、233U和239Pu三种。只有235U存在于天然铀中，而233U和239Pu都要靠反应堆生产。 [1] [3]
利用反应堆产生核能需要解决：①为核裂变链式反应提供必要的条件，使链式反应能持续进行，并能利用反应中产生的能量。②能控制链式反应，使其按所需方式进行。③避免核裂变链式反应产生的中子或放射性物质危害工作人员和附近居民的健康。 [1]
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。235U结合能小，俘获中子后形成的复合核，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；而238U结合能较大，只有能量超过1兆电子伏特的高能中子才能使它裂变，而且裂变截面不大。高能中子同238U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238U核吸收，不能实现核链式反应。天然铀的主要成分是238U，而235U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235U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235U热中子裂变截面比238U的热中子吸收截面要大200倍。这样就使足够数量的中子引起235U核裂变，以弥补235U含量较小的弱点。根据这种途径建立的反应堆称为热中子堆。现用于发电、供热、提供动力和研究的反应堆大都是这类堆。 [1] [3]
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同引起裂变的中子数之比称为中子增殖系数。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。 [1]
裂变反应堆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）。可用天然铀，也可用浓缩铀作裂变材料，用钚作裂变材料时可单独使用，也可同铀混合使用。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。 [1] [3]
238U和232Th本身不易产生裂变，但它们吸收中子后能转变成239Pu和233U等裂变材料。因此又称之为次级裂变材料。在用铀作燃料的反应堆内总有238U存在，由它转化而得的239Pu，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经辐照后的燃料中，将这种辐照后燃料加以化学处理（即后处理），可回收239Pu。将232Th加入燃料元件中放在反射层中，可得到233U。 [1]
为了利用反应堆中产生的热量，并且不使堆芯和反射层因受到高温而损坏，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，以产生蒸汽去发电或作为动力，或用于其他方面。冷却剂除应具有同慢化剂相似的性能外，还需要有高导热能力。常用的冷却剂为普通水、重水、氦和二氧化碳等。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，多数情况下其中没有热交换器而是把热能传给二回路中的水，以产生蒸汽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。 [1] [3]
通常称反应堆中 [7]每代中子平均存活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，绝大多数中子的寿命为10－4—10－3秒量级，称为瞬发中子；不到1%的中子由裂变碎片核放出，它们以几分之一秒到几十秒的半衰期放出中子，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10－4秒，剩余中子增殖系数超过了缓发中子份额，反应堆不依靠缓发中子就可维持超临界状态，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。由于缓发中子寿命较长，平均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，也就可控制反应堆的运行。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。 [1]
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 、镉及其化合物都可用作控制材料，通常把它们制成棒状或片状应用，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。 [1] [3]
控制棒可分为安全棒、补偿棒和调节棒。安全棒的作用是当反应堆发生意外或事故时，它可依靠弹簧或重力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；调节棒的作用是调整反应堆的功率，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。 [1] [3]
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。一般是用混凝土加上铁矿石或用较厚的混凝土层作屏蔽层。屏蔽层的厚度取决于反应堆的功率，有时厚达3—4米以上。 [1] [3]
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、研究性反应堆和动力堆（包括供热堆）三大类；也可以分为军用和民用两大类。 [1] [3]
②研究性反应堆。用途很广，可以用作基础研究，也可用于工程研究，还可用于生产同位素。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，称为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。 [1] [3]
③动力堆。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20世纪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。此外，还有熔盐（增殖）堆、中子增殖堆等。 [1]
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。 [3]
临界安全
反应堆和原子弹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20世纪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。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。 [3]
放射性剂量安全
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最小程度。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。 [3]
