核反应堆及发展

核反应堆的类型

核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具

有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表

征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢

化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。

下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。

压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸

腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数

量和装机容量方面都处于领先地位。

沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容

器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在

未来市场中仍将占有显著的地位。

重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。

前景看好的快堆

现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235，而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％~2％。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％~70％，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。

具体点说，在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚

-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。

早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能科学

研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界，中国由此成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。

快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料可实现闭合式循环。国际上普遍认为，发展和推广快堆，可从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。对于快堆未来发展，中国拟采取三步走的发展战略，即实验快堆—示范快堆—大型商用快堆。接下来中国示范快堆的建造，还将为中国铀钚混合燃料制造技术的发展提供良好的契机，并继续推动中国先进核能体系的建立。图2为中国实验快堆。

图2 中国实验快堆

反应堆不是原子弹

有人把核反应堆与原子弹混为一谈，其实，反应堆与原子弹完全是两回事，它实际上不会发生核爆炸，因为两者的设计、构造和部件完全不同。原子弹是一种不可控的自持链式反应装置，需要使用可迅速形成临界体积的高纯易裂变材料——铀-235（浓度至少95%）或钚。触发链式反应发展得非常快，以致未等介质散开就积聚了大量能量。爆炸的剧烈程度取决于这种能量的积聚。例如，投在长崎的原子弹是一个中空的钚球，靠合理安排的炸药形成临界体积，达到临界体积后才发生原子弹爆炸。

反应堆则是一种人工控制的自持链式反应装置。反应堆里装的是天然铀或低浓度铀（2%~5%之间），以致很难达到临界。铀-238之类的中子吸收材料的存在能够阻止任何不可控制的功率浮动。反应堆里的核反应是一种平缓的核反应，不存在能使能量积聚到“爆炸”的紧箍器件或压力容器，当然也没有专门引爆的中子注入部件，因此完全不具备原子弹爆炸的基本条件。

日本福岛第一核电站1号、3号机组相继发生的是氢气爆炸，事故的原因是反应堆堆芯产生的水蒸气外泄至容器外，在反应堆丧失冷却剂事故时，燃料元件棒束未被冷却剂液体浸没而处于裸露状态，导致持续升温，直到温度超过核燃料管锆合金的熔点，发生堆芯熔化，于是高温锆合金包壳跟堆体里面存留的水发生剧烈化学反应，产生了氢气，氢气泄漏出堆体，积聚到厂房里面，和建筑物内的氧气发生剧烈反应，直至气压超过厂房承受能力而导致爆炸。这个爆炸不仅把厂房摧毁，还会把连接堆体的管道破坏，这些管道里面有长期积累下的放射性物质，结果释放到开放环境中，造成长期的核污染。

新一代的核电站及其安全性

核电站发展至今，已历经4代。第一代核电站属于原型堆核电站，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，目前世界上商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。

在美国三里岛核电站和前苏联切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。不过，核电专家们仍对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。

对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了第三代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为第三代核电站的主力堆型。

通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站称为第三代核电站。目前，世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计，主要有美国的

AP1000（压水堆）和ABWR（沸水堆），以及欧洲的EPR（压水堆）等型号，它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。