反应堆与核电

1951年，美国首次在爱达荷国家反应堆实验中心进行了核反应堆发电的尝试，发出了功率为100千瓦的核能电力，为人类和平利用核能迈出了第一步。此后不久，1954年6月，苏联在莫斯科近郊粤布宁斯克建成了世界上第一座向工业电网送电的核电站，但功率只有5000千瓦。1961年7月，美国建成了第一座商用核电站——杨基核电站，该核电站功率近300兆瓦，显示出了核电站的强大生命力。20世纪70年代开始，核电站的发展进入了高潮时期，那个时候核电站的增长速度极其迅速。但是，从80年代开始，由于美国三哩岛事故和苏联的切尔诺贝利核电站事故的影响，使得很多人对核电站的安全问题产生了恐惧，从而导致核电站的发展进入了一个低潮期。

能够利用核能来发电，人们首先要解决的问题是能够很好地控制住核裂变反应的速度，这是解决问题的关键点。由于在实际的核反应过程中，要利用中子去轰击原子核促使反应发生，所以控制中子的数量就能达到控制链式反应强弱的目的。就目前来看，最常用的控制中子数量的方法就是用善于吸收中子的材料制成一种控制棒，然后通过调整控制棒的位置来控制维持链式反应的中子数量，从而实现可控制的核裂变速度。比如，当中子过多的时候，就将控制棒插入得多一些，它吸收中子的数量增多。而当中子比较少的时候，就把控制棒抽出来一点，这样它吸收的中子数就会少一些，如此操作就可以将参加反应的中子数量控制在一个比较合理的范围内。镉、硼、铪等材料吸收中子能力都比较强，所以常被用来制作成控制棒。

反应堆示意图

通常我们把核电站分成两个部分：“核岛”和“常规岛”。核岛部分指的是反应堆及其相关的辅助设备，这部分是核电站的核心部位，也是核能产生的地方，也是它不同于常规的发电站的地方。至于常规岛，就是汽轮发电机部分，这与一般的发电站没有什么区别，它是实现把核能转化为电能的地方。形象地说，核岛相当于原料产地，常规岛相当于加工车间，把原料投入车间中，出来的才是最后的产品。

正在安装核电站

核反应堆（简称为反应堆）是提供核能的关键设备，是进行裂变反应的专门装置，是一种特殊的压力容器，也可以把它称为“原子炉”。根据反应堆的用途、所采用的核燃料、冷却剂与慢化剂的类型，以及中子能量的大小，反应堆可以分成很多的类型。尽管各种反应堆的结构和组成有着很大的区别，其基本的组成还是相差不多。目前，反应堆的组成大体上包括：燃料组件、冷却剂、慢化剂、控制棒、堆内构件、反射层、反应堆容器、热屏蔽体、自动控制系统和监测系统等。那么，从用途看，反应堆有生产堆、动力堆、研究堆和生产—动力堆；从核电站来看，动力堆这种用于生产动力的反应堆才是被大量应用的。

从反应堆的慢化剂和冷却剂来看，可分为轻水堆、重水堆和石墨堆等。

轻水堆就是用水或者汽—水混合物作为一次冷却剂和慢化剂的反应堆。轻水堆又有两种堆型：沸水堆和压水堆。前者的最大特点是作为冷却剂的水会在堆中沸腾而产生蒸汽，故叫沸水堆。后者反应堆中的压力较高，冷却剂水的出口温度一般会低于相应压力下的某个温度，水不会沸腾，因此这种堆叫压水堆。轻水堆是目前世界上的核电站中应用最为广泛的反应堆类型，在全世界的核电站中轻水堆约占九成，其中的压水堆则又在核电站的各类堆型中约占六成。

我国自行设计和建造的第一座核电站——秦山核电站是压水堆型的核电站，它的电功率为300兆瓦，于1991年12月15日建成并投入使用。后来，广东大亚湾的两套核电机组也是压水堆型的，是从法国进口的。目前，我国自行设计的秦山核电站二期工程、江苏田湾核电站的两套机组、广东岭澳核电站的两套机组都是压水堆型的。唯一例外的是秦山核电站三期工程，它采用的是重水堆型。

重水堆以重水作为冷却剂和慢化剂。由于重水对中子的慢化性能好，对中子的吸收较少，因此重水堆可以采用天然铀作燃料。这对天然铀资源丰富、又缺乏浓缩铀能力的国家是非常有吸引力的。又由于重水非常昂贵，为了减少重水因泄漏造成损失，相关设备要求更高，这导致核电站的制造成本大大增加。因此，在核电站中，重水堆仅占5%左右。加拿大、日本、英国和德国都对重水堆进行了开发，加拿大取得的成绩最大，我国秦山核电站三期所采用的重水堆机组就是从加拿大进口的。

石墨堆是指用石墨作为慢化剂的堆型，所以再根据冷却剂的不同还可细分为石墨水冷堆、石墨气冷堆等。石墨气冷堆经历3代了。第1代气冷堆是以天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，这种堆型早已停建。第2代称为改进型气冷堆，它采用低浓缩铀作燃料，慢化剂仍为石墨，冷却剂也是二氧化碳，但冷却剂的出口温度已由第1代的400摄氏度提高到600摄氏度。第3代为高温气冷堆。与前两代的区别是采用高浓缩铀作燃料，并用氦作为冷却剂。由于氦冷却效果特别好，用作慢化剂的石墨又是耐高温的，气体出口温度可以高达800摄氏度，所以又把这一代称为“高温气冷堆”。就目前来看，这种堆型在核电站中使用还不是很广泛，在核电站的各种堆型中只占3%弱。

这几种堆型中引起核燃料裂变的主要是能量比较小的热中子，这些反应堆都是所谓的“热中子堆”，也被称为“慢堆”。为了让中子的速度慢下来，堆内必须装有大量的慢化剂。“快中子反应堆”（也称为“快中子堆”或“快堆”）中是不用慢化剂的，裂变是依靠能量较多的快中子进行的。如果“快中子堆”中采用钚-239作燃料，则消耗一个钚-239核就能产生约2.6个中子。除了维持链式反应用去一个中子外，由于不存在慢化剂的吸收，因此还可能有一个以上的中子的剩余。例如，可把堆内天然铀中的铀-238转换成钚-239，其结果是新生成的钚-239核与消耗的钚-239核之比（所谓增殖比）可达1.2，也就是说，新生成的比消耗掉的还要多，这就真正实现了裂变燃料的增殖。所以这种堆也被称为“快中子增殖堆”。它所能利用的铀资源中的潜在能量要比热中子堆大几十倍，这正是快堆突出的优点。

由于快堆堆芯中没有慢化剂，所以堆芯结构紧凑、体积小。但传热问题就特别突出，通常都采用液态金属钠作为冷却剂。快中子堆虽然有如此多的好处，应用的前景也很广阔，可技术难度非常大，所以它在目前核电站的各种堆型中仅占0.7%。

2007年，日本首座使用钚铀混合氧化物的核反应堆开始运转，标志日本进入钚热发电时代。2009年11月6日，位于西南部佐贺县的玄海核电站3号机组于上午11时正式启动。这是一座118万千瓦压水堆。玄海核电站共有4座核反应堆，总发电量大约300万千瓦。玄海核电站3号机组启动，标志着日本朝“核燃料再利用”迈出最后一步。钚铀混合氧化物由对已使用过的铀燃料再加工制成，以这种混合氧化物为燃料的钚热发电可以提高钚、铀利用率。

我国核电设计工作从20世纪70年代开始，从80年代中期才开始核电建设的事业。到目前为止，我国已经拥有3个核电基地：浙江省的秦山核电基地，5台核电机组；广东大亚湾核电基地，4台核电机组；江苏省田湾核电基地。另外，我国还计划开发一些核电基地，如两个新的核电基地：浙江省三门核电基地和广东省阳江核电基地。目前，我国正在运行和在建的核电站装机总容量达到了8700兆瓦。到2020年，我国的核电发电量要占到总发电量的4%，装机容量将达到36000兆瓦。目前，在建和运行的机组中，在自主设计开发的同时，还采用了法国、加拿大和俄罗斯等国家的相关技术。由于技术水平的限制，现在的核能全都来自于受控核裂变。

1957年以来，人们开始建设核电站利用核能发电，到现在，核电约占全世界电力的1/5，对繁荣经济产生了巨大作用。但在近半个世纪的发展中，核能也曾给人类带来过巨大的伤害，“核泄漏”这种“隐患”就如一颗定时炸弹。历史上曾发生过的一些核泄漏事故造成了相当的危害，最严重的两次是1986年发生在苏联的切尔诺贝利核泄漏事故和2011年3月发生在日本福岛的核泄漏事件。后者是目前最近的一次核灾难，也再一次引发了关于核能的争议。

大亚湾核电站

虽然发生的核安全事故的次数并不是很多，相对而言核电站还是很安全的，但是安全问题必定是人们需要考虑的第一问题。一旦出现问题，后果就很严重。在核电站的安全问题上，在传统的三重防护屏障和现有的反应堆安全系统和安全设施基础上，新型的安全设计正在被引入核电站中。所以，我们还是有理由相信核能一定能够成为越来越安全的能源，要使它为人类驯服地工作。