高中物理/核與輻射/核电站简介

经过前面的学习，我们已经掌握了核裂变反应的基本原理与反应过程。既然核裂变反应能释放出如此巨大的能量，我们为什么不能把这些能量利用起来为人类服务呢？这个想法其实在核反应发现之初就已经有人在思考了。现如今座落在世界各地的核电站正是这个想法的实践典范。

核电站的本质

定义：核电站（核电厂）顾名思义就是利用核能发电的工厂。

从定义上看，核电站之所以称之为核电站，是因为它有一套特殊的能量转换关系。它的最初能量来源来自维系核子的核能。

一种核素通过裂变（或聚变）的方式转变为新的核素。这个转变的过程导致系统总质量出现了“亏损”，也就是说部分质量转变成了能量。这种释放出来的能量就是所谓的核能。

释放出来的核能大部分由各种裂变碎片携带，碎片在反应堆中不断的相互撞击、传递能量，使得反应堆中的粒子平均动能增加。也就是说核能转化为了热能。

一旦获得了热能，剩下的就好办了，因为我们有利用热能发电的火电厂（热电厂）作为设计原型。与这些电厂的设计类似，核电站利用生成的热能加热水产生蒸汽，蒸汽膨胀推动汽轮机转动。从而将热能转化为汽轮机的机械能。汽轮机与发电机使用同一根轴相连，使得发电机与汽轮机一起转动。这样发电机从汽轮机处获得了机械能也转动起来。

最后，发电机的转动使发电机线圈切割磁感线，从而产生了电能。使用输电线路传输到电网当中。

核电站的分类

由于反应堆在核电站中占有绝对重要的地位，因此核电站的分类，本质上是对反应堆的类型进行分类。在全世界众多的核电站中，发电基本原理都是相同的。但各个核电站反应堆内部使用的传递介质和能量转变的过程则各不相同。各核电站正是依据这些不同之处来区分的。

轻水反应堆（Light Water Reactor, LWR）

轻水，亦即普通水。使用这个概念是为了与重水（²HO₂）相区别。轻水反应堆（简称轻水堆）是指那些利用轻水作为慢化剂和冷却剂的反应堆。轻水在这类反应堆中作为冷却剂，将燃料裂变产生的大量热量带走，并冷却堆芯，防止堆芯烧毁。同时，该类反应堆也利用轻水作为慢化剂，慢化裂变产生的快中子，使其速度降低，使中子引起其他燃料裂变的几率增加，维持链式反应。

轻水堆还可分成几个子类型，其中最流行的是压水堆（Pressurized Water Reactor, RWR）和沸水堆（Boiling Water Reactor, BWR）。这两种反应堆的重要区别是：压水堆包含有两个回路，一回路的压力很高，水在一回路中并不沸腾。一回路只是将反应堆的热能传递到二回路中而已；而沸水堆则只有一个回路，压力相对较低，水直接在反应堆中沸腾产生蒸汽。中国大陆的大亚湾核电站就是采用的压水堆；而台湾第一核能发电厂则是采用的沸水堆。

重水反应堆（Heavy Water Reactor, HWR）

与轻水堆不同的是，重水堆使用重水作为慢化剂和冷却剂。这样做的好处是可以减少慢化剂和冷却剂对中子的吸收。但相对与轻水，重水的价格却显得非常昂贵。典型的重水反应堆例子是加拿大的CANDU堆，中国大陆秦山核电站三期机组就是采用的CANDU堆。

石墨慢化堆（RBMK）

顾名思义，石墨慢化堆就是利用石墨作为慢化剂的反应堆，但反应堆的冷却剂还是使用轻水。典型的石墨慢化反应堆为前苏联研发的压力管式石墨慢化沸水反应堆。但这种类型的堆存在致命的设计缺陷，导致了震惊世界的切尔诺贝利核事故，因此现在不再采用这种反应堆了。

其他反应堆

除了上述反应堆类型外，还有很多其他的反应堆类型。比如高温气冷堆，它使用二氧化碳作为冷却剂；还有快中子增殖堆，这种反应堆不使用慢化剂，直接利用快中子，可以极大提高燃料的利用效率（增殖）。

典型核电站

由于目前世界上大多数核电站采用压水堆技术，因此我们就以压水堆核电站为例介绍核电站的典型结构。

核燃料

核燃料可以分为两类：易裂变核素和可裂变核素。

易裂变核素是指那些可以大量直接与热中子反应的核素，比如铀-233、铀-235和钚-239。其中只有铀-235是天然核素，也是目前各个核电站使用最广泛的核燃料。

可裂变核素是指那些自己不能大量与热中子直接反应，但却可以吸收中子转换为易裂变核素的核素，比如钍-232和铀-238。

不同的反应堆，核燃料的组成、形状和参数也不同。压水堆核电站的燃料棒基本都是棒状的。燃料棒的外壳（包壳）是由锆合金制成的密封长管筒。管内装有圆柱体状的二氧化铀（铀-235）陶瓷。

美国核管理委员会(NRC)提供的新制的二氧化铀陶瓷核燃料芯块图片。
燃料芯块组装过程。
正在检测的组装完成的燃料棒。

核反应控制

正如大家所了解的那样，不可控的核裂变是极其危险的。原子弹就是一个极端的不可控核裂变反应的例子。虽说核电站并不会真的像原子弹那样爆炸，但是一旦核电站发生不可控核反应，并让其继续发展下去，其后果也是相当严重的。切尔诺贝利核事故就是一个明显的例子。

因此，对核电站安全运行来说，反应性的控制是极端重要的。下面我们就来简要看一看核电站怎么控制核反应使其平稳地进行。

通过前面的知识我们已经知道，核反应是一种链式反应。维持这种链式反应需要两个条件——核燃料与中子。只要消除任意一个条件，链式反应便无法进行。核电站就是利用控制反应堆内中子的数量来控制核反应的。

控制棒

控制棒是利用强中子吸收材料制作成的棒状装置。他对中子有非常强的吸收作用，一旦插入反应堆，便能迅速减少反应堆内的中子水平。从而打破链式反应平衡，使核反应减弱或者停止。

控制棒的优点是吸收力强、速度快，但控制棒的插入会引起反应堆中子分布的畸变。

硼酸

硼酸是另一种强中子吸收材料，它溶解在慢化剂（水）中。能非常均匀的对反应堆内中子进行吸收，而不会导致中子分布的畸变。然而，与控制棒恰恰相反，硼酸的作用需要较长的时间，速度慢。不能用作紧急情况下的反应性控制。

可燃毒物

可燃毒物是一种类似控制棒的物质，它一般只在第一次装核燃料的时候放入堆芯，因为第一次装的燃料都是新燃料，反应性比较大，装入可燃毒物可以减少中子的量，从而达到平衡的目的。

安全屏障

单单保证反应性控制对安全生产来说是不够的，对公众也是不负责任的。核电站必须考虑即使在事故（这里的事故是指设计上考虑的最严重事故）情况下，也不能危及公众的安全。因此，必须针对核电站事故情况下可能的放射性物质的泄漏采取相应的措施。

核电站采用三层保护边界来防止放射性产物扩散到环境中，它们从里到外分别是燃料包壳、一回路压力边界、安全壳。

燃料包壳

燃料包壳是包裹核燃料（UO₂）芯块的一层金属套管，通常使用锆合金材料制作。这种合金具有熔点高，机械性能好等优点。

核反应生成的裂变产物（多数为气体）在燃料包壳内不断积累，只要包壳没有破损，裂变产物就不会释放。因此燃料包壳是核电站放射性产物包容的第一道屏障。

一回路压力边界

压水堆核电站分成一、二两个回路，只有一回路才与反应堆直接接触。因而，当第一道屏障——燃料包壳破损之后，放射性产物会泄漏到一回路中，此时一回路的边界就成了第二道屏障，起到防止放射性产物释放的作用。

安全壳

安全壳是一个内衬钢板的钢筋混凝土建筑，主要用来容纳一回路的设备。

当燃料包壳和一回路均被突破，放射性产物便可以释放到安全壳中。此时只要安全壳是完好的，放射性产物便不会大量泄漏到环境中。