核反应堆

定义

核反应堆是使易裂变核素在受控条件下发生自持裂变链式反应的装置，通常就指裂变堆；严格说，这一名词也涵盖聚变堆与裂变聚变混合堆^[1]。它的核心任务是把裂变释放的能量转化为热能并向外输出，同时把反应速率维持在设定水平^[2]。

反应堆必须同时解决三个问题：为链式反应创造持续进行的条件；按需要调节和控制反应速率；防止中子与放射性物质危害人员与环境。典型反应堆由核燃料、慢化剂、控制棒、冷却剂、反射层、屏蔽层以及控制保护与辐射监测系统构成^[2]。

原理

一次裂变会释放 2 至 3 个中子，若其中至少有一个能再引发下一次裂变，反应便可自持进行，形成链式反应。反应堆内中子只有三种归宿：引起裂变、被材料吸收、逸出堆外，设计上要尽量减少后两种损失。裂变能以热能形式由冷却剂带出堆芯，再经蒸汽循环驱动汽轮机发电^[2]。

衡量反应状态的关键量是有效增殖系数 $k_{eff}$，即下一代引起裂变的中子数与这一代之比。$k_{eff}>1$ 为超临界，功率上升；$k_{eff}=1$ 为临界，功率稳定；$k_{eff}<1$ 为次临界，链式反应逐渐衰减^[3]。以铀-235 为例，一个中子被吸收后平均产生约 2.4 个新中子，只有其中一部分能继续引发裂变^[3]。

天然铀中铀-235 约占 0.71%，铀-238 约占 99.2%，而铀-238 只在能量超过约 1 兆电子伏的中子作用下才易裂变。多数动力堆用慢化剂把快中子减速为热中子，以提高铀-235 的裂变概率，常用的有水、重水和石墨^[4]。裂变放出的快中子经与轻核反复碰撞降能，慢化剂本身吸收中子必须很少，重水的中子吸收截面只有轻水的约五百分之一^[5]。

控制棒由硼、碳化硼、镉或银铟镉等强吸收中子的材料制成，插入越深吸收越多，反应减弱；提出则反应增强，安全棒用于快速停堆^[2]。压水堆和沸水堆等轻水堆具有负反馈特性，温度升高时裂变速率下降，有助于抑制功率过快上升；石墨慢化、水冷却的 RBMK 型堆则可能出现正反馈。

发展历程

1938 年，哈恩与斯特拉斯曼发现铀核裂变，此后科学家开始探索利用裂变能，并注意到裂变会放出多个中子这一关键现象。1942 年 12 月 2 日，费米领导的团队在芝加哥大学建成芝加哥一号堆并达到临界，该堆由约 6 吨金属铀、50 吨氧化铀、400 吨石墨和镉控制棒组成，人类首次实现可控自持链式反应^[5]。

早期反应堆主要服务军事目的，用于把铀-238 转化为钚-239，并作为核潜艇动力。1954 年苏联建成世界第一座原子能发电站，采用石墨水冷堆，电功率为 5000 千瓦；1956 年英国也建成原子能电站。20 世纪 50 年代中期起，研究性反应堆与发电用核电站大量建造，60 年代中期以后核动力发展加快。

1979 年美国三里岛压水堆事故、1986 年苏联切尔诺贝利石墨堆事故与 2011 年日本福岛沸水堆事故，推动国际上把堆芯熔化的防御纳入新一代反应堆设计的基本要求^[6]。切尔诺贝利事故后，石墨沸水堆基本退出核电建设的主流^[7]。

应用

发电是核反应堆最重要的用途，大型核电站单堆电功率可达 1 吉瓦量级^[5]。按冷却剂与慢化剂区分，常见堆型有压水堆、沸水堆、重水堆、气冷堆和钠冷快堆；目前全球在运与在建反应堆中，轻水堆占 85% 以上^[8]。压水堆中冷却水保持不沸腾的高压状态，通过蒸汽发生器产生二次侧蒸汽；沸水堆则让堆内水直接沸腾产生蒸汽，结构相对简单。

动力堆还用于航母与潜艇推进；生产堆专门制造铀-233、钚-239 等易裂变材料；研究试验堆用于堆物理、材料与生物医学研究，并生产放射性同位素、培训技术人员^[2]。由于堆内中子通量很高，反应堆同时是强中子源和强辐射源，可用于中子散射、中子活化分析等研究^[5]。

快中子堆不使用慢化剂，可利用能量较高的中子维持链式反应，并借助多余中子把铀-238 转化为钚-239，实现燃料增殖，从而提高铀资源利用率^[5]。这种思路对贫铀和钍资源的利用具有意义，但钍-铀循环尚处研究阶段^[5]。

局限

反应堆储存着大量裂变产物，停堆后仍因衰变余热持续放热，必须保证长期可靠的冷却，否则可能造成堆芯熔化^[6]。福岛第一核电站在地震后自动停堆，但海啸摧毁应急柴油发电机与厂区供电，冷却功能丧失，最终发生堆芯熔毁与放射性物质泄漏^[7]。

安全壳、燃料包壳等多重屏障是限制放射性外泄的关键，切尔诺贝利机组缺少完整的安全壳，事故后放射性物质直接进入大气，污染范围远大于三里岛事故。此外，轻水堆对天然铀的利用率较低，约在 33% 左右，且高放废物的最终处置周期长，工程与监管难度大^[8]。

外部中子源只能提高启动初期的裂变率、便于中子监测，不能把次临界堆变为临界堆，反应堆的启停仍取决于有效增殖系数的调整^[3]。受材料与物理条件限制，可控核聚变装置目前仍处实验阶段，裂变堆是当前唯一大规模商用的核能装置。

参见

• 核裂变 —— 重核分裂并放出中子与能量的过程，是反应堆的能量来源。

• 链式反应 —— 裂变中子不断引发新裂变的自我维持过程。

• 慢化剂 —— 把快中子减速为热中子的材料。

• 控制棒 —— 吸收中子以调节反应速率和实现停堆的部件。

• 核电站 —— 以反应堆为核心设备、把核能转换为电能的设施。

• 核安全 —— 涉及反应堆设计、屏障与事故防御的技术与制度体系。