第八章第五节核电站的安全性
核电站与原子弹
核电的安全性究竟怎样呢？为了说明这个问题，有些国家的核电站对外开放，组织人们参观
。实际情况说明，核电站是安全的。
核电站的反应堆不会像原子弹那样爆炸，它的潜在危险是强放射性裂变产物的泄漏，造成对
周围环境的污染。
原子弹是由高浓度的（大于93%）裂变物质铀－235或钚－239，和复杂而精密的引爆系统所
组成的。通过引爆系统把裂变物质紧压在一起，达到超临界体积，于是瞬时形成剧烈的不受
控制的链式裂变反应，在极短时间内，释放出巨大的核能，产生了核爆炸。而反应堆的结构
和特性与原子弹完全不同，反应堆大都采用低浓度裂变物质作燃料，而且这些燃料都分散布
置在反应堆内，在任何情况下，都不会像原子弹那样将燃料紧压在一起而发生核爆炸。而
且，反应堆有各种安全控制手段，以实现受控的链式裂变反应。
人们在设计上总是使反应堆具有自稳定特性，即当核能释放太快，堆芯温度上升太高时
，链式裂变反应就会自行减弱乃至停止。核燃料中的有效成分是铀－235，铀－235同样也是
原子弹中的核炸药，那么核电站会不会像原子弹那样爆炸呢？不必担心，绝没有这种可能性
。核燃料中铀－235的含量约为3%，而核炸药中铀－235含量高达90%以上。核燃料产生不了
核爆炸，正像啤酒和白酒都含有酒精，白酒因酒精含量高可以点燃，而啤酒则因酒精含量低
却不能点燃一样。
再生系数与临界状态
为了进一步说明问题，我们先了解两个基本概念。一是再生系数，我们把某代中子数对
于上一代中子数之比称为再生系数，用K来表示。如果裂变产生100个中子（第一代中子），
经过慢化再引起下一次裂变，若产生102个中子（第二代中子），那么，再生系数K＝102
。二是临界状态，我们把K＝1需要的最小的裂变燃料数量叫做临界质量。当K＝1时，中子数
保持不变，链式反应可继续进行下去，每秒钟内发生恒定的裂变数，每次裂变放出的能量也
一定，这表明反应的功率保持一定水平不变。当K＞1时，中子数越来越多，功率在增加，这
个状态称为超临界状态。当K＜1时，中子数越来越少，功率也在下降，直到停堆，这种状态
称为次临界状态。
核电站反应堆的工作主要是上述的三种状态。K＝1的临界状态是预先设计所希望的
。K＜1的次临界状态，会造成停堆，自然没有什么危险性。有危险性的主要是超临界状态。
当再生系数K＞l0065时，反应堆的功率会急剧上升而难以控制。这种状态称为瞬发临
界。这在运行中是必须避免的。一个超瞬发临界的反应堆和原子弹是大不相同的。因为在没
有约束的情况下，当功率上升，产生大量的热能时，热膨胀和机械解体就会使核燃料迅速分
散，整个反应堆很快降到次临界状态（K＜1）。所以绝不会发生像原子弹爆炸，甚至化学炸
爆炸那样的事件，但可能发生一回路蒸汽爆破和大面积放射性污染。这仍然是非常严重的事
故。
反应堆内积累的裂变产物，是反应堆潜在的主要危险。它所包含的200多种放射性同位素
放射性强度都很大。例如，一座10 000千瓦的反应堆运行三个月后，它积累的裂变产物
的放射性，在停堆24小时后测量，约相当于10吨镭，或1 000万居里。如果地面污染 0
2居里／米2，居民就要立即撤离，由此可见，这种潜在的危险性是多么大。如果这样大
量的放射性物质全部扩散到环境中去，周围的居民将受到强烈的照射，其后果也是极为严重
的。因此，核电站的主要危险来自可能导致大量放射性物质逸散的重大事故。
反应堆的安全性包含有两方面内容，一是反应堆固有的安全性，二是为了反应堆的正常运行
和安全而引入的控制系系。
反应堆安全控制系统
现在我们来说明为了反应堆安全正常运行而设置的控制系统。所谓安全正常运行，是指反应
性随介质温度、密度和堆内吸收中子的毒物的数量发生变化时，还要保持再生系数K＝1。欲
实现这一点，通常用控制棒抵消多余的反应性，把多余的中子吸收掉。当反应性减小时，就
把控制棒逐渐拉出堆外，直到完全提出，这时反应堆非装新料不可。此外，为了在发生事故
时快速停堆，设置了安全棒。反应性增大时，安全棒可抑制反应性的增加，因为它具有很强
的吸收中子的本领。平时安全棒被置于堆芯之外，发生事故时靠重力或其他外力，在01～
1秒的时间内自动插入堆芯，将链式反应熄灭，以免造成损坏或危险。还有，功率保护电路
系统通常在反应堆功率超过设计满功率的10%～20%时，使安全棒动作，实行紧急停堆。
针对核电站潜在的危险，为防事故的发生，在设计中采取了种种安全措施，其主要出发点
是建立在防止燃料元件的不正常温度升高，和阻止裂变产物大量逸散到环境中去。如果能做
到这两点，也就保证了核电站的安全。安全的具体措施如下：
为了防止放射性物质的泄漏，核电站设置了四道安全屏障。
第一道屏障是核燃料芯块。现代反应堆广泛采用耐高温、耐辐射和耐腐蚀的二氧化铀陶瓷核
燃料。经过烧结、磨光的这些陶瓷型的核燃料芯块，能保留住98%以上的放射性裂变物质不
使逸出，只有穿透能力较强的中子和γ射线才能辐射出来。这就大大减少了放射性物质的泄
漏。
第二道屏障是锆合金包壳管。二氧化铀陶瓷芯块被装入包壳管，叠成柱体，组成了燃料棒。
第三道屏障是压力容器和封闭的一回路系统。
第四道屏障是安全壳厂房。
反应堆冷却剂中，特别是在沸水堆中产生的蒸汽泡，随功率增长而加大，从而造成相当大的
负泡系数，使反应性下降，这个效应叫空泡效应，有利于反应堆运行的安全。
多普勒效应是指裂变中产生的快中子，在慢化过程中被核燃料吸收的效应。它随燃料本身的
温度变化而有很大的变化。特别重要的是这种效应是瞬时的，当燃料温度上升时，
它马上就起作用。
在裂变产物中积累起来的氙和钐是对反应堆危害性很大的元素，这两种元素很容易吸收热中
子，使堆内的热中子减少，反应性也下降。
一般说来，反应堆长期运行之后，反应性要下降，这是由于燃料的燃耗加深而引起的。
以上这些效应，一般都有利于反应堆运行的安全，但在一定的条件下，也有不利的一面。
在轻水堆情况下，有三个效应是起作用的。第一，由于燃料温度的上升，铀－238吸收中子
的份额增加，从而使反应性有很大的下降（负反应性），是多普勒效应起了作用。第二，轻
水慢化剂温度升高，其密度变小，中子与慢化剂碰撞的机会减少，中子慢化效果降低，反应
性减小，负反应性温度效应起了作用。第三，轻水冷却剂温度升高，就产生气泡，
其道理与第二点相同。由于中子泄漏增加，使反应性有很大下降，这就是所谓的空泡效应。
在气冷堆的情况下，由于多普勒效应的作用，燃料给出了负的温度效应。因为气冷堆的功
率密度低，石墨的热容量大，所以当发生事故时，堆芯温度上升慢，二氧化碳冷却剂的密度
低，即使在冷却剂丧失的情况下，对反应性几乎也没有什么影响，功率仍将继续上升，这时
，要靠快停堆系统来控制。