核电站裂变反应

裂变反应基本原理
在热中子(即低能中子)的轰击下产生裂变 ,它们是铀-233、铀-235和钚-239,也被称为易裂变核素。如下图

通俗的说，铀-235被高速的热中子n撞了一下，碎成了氪-90，钡-144和1个热中子。把他们的摩尔质量加起来90+144+1=235。摩尔质量没有变，但是能量被释放出来了。假如1g的铀-235能量全部转换为电能，可以供100瓦的灯泡24h不停电的使用两年半以上。

在核电站里，把这释放出来的能量通过水热能转换（其实这个过程中损失了大量的热能），最终转换成电力。

由于即使是慢速的中子速度也是声速的8倍，为了控制反应速度，核电站所使用的核燃料，铀-235的含量通常很低，大约在3%到5%，因此不会像原子弹一样爆炸。但核电站仍需要对反应堆中的中子数量加以控制，以防止功率过高造成堆芯熔毁的事故。
通常会在反应堆的慢化剂中添加硼，并使用控制棒吸收燃料棒中的中子以控制核裂变速度。从镉以后的所有元素都能分裂。

核燃料中的可裂变核素包括以下几种：

铀-235，存在于天然铀和浓缩铀中。
钚-239，由铀-238通过能量大于1MeV的快中子(高能中子)俘获生成。
钚-241，有钚-240通过中子俘获生成。钚-240可以由钚-239通过中子俘获生成。
铀-233，由钍-232通过能量大于1MeV的快中子(高能中子)俘获生成。
可裂变物质的核素俘获一个中子后并不一定会发生裂变。发生裂变的概率取决于原子核的种类和中子的能量。

如核电站使用一个中子轰击铀-235进行裂变反应后，获得两个中子。这两个中子又可以用来轰击铀-235。有一生二，二生四，四生八。。。。子子孙孙无穷尽也。
数学上表示就是2的0次方到n次方
这样只要有铀-235就能无穷反应下去的叫链式反应。

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历史上重大的核电事故之苏联切尔诺贝利

切尔诺贝利核电站（英语：Chernobyl Nuclear Power Plant），位于乌克兰基辅州普里皮亚季镇附近，距离乌克兰和白俄罗斯边境16公里，距切尔诺贝利市西北18公里，距乌克兰首都基辅以北110公里。是乌克兰的一座已经停止使用的核电站。核电站建设方案最初打算将电站建在距离基辅仅25公里处，但是科学界担忧核电站与乌克兰首府基辅过于接近，逐更改为现今位置。

1986年电站的四号机组发生爆炸，引发震惊世界的切尔诺贝利核事故。该事件被评为国际核事件分级第7级。

切尔诺贝利使用的反应堆

RBMK是一种石墨慢化、轻水冷却的压力管式反应堆。反应堆堆芯由石墨块(7m×0.25m×0.25m)组成直径12m、高7m的圆柱体,总共大约有1700根垂直管道装有反应堆燃料。
在反应堆运行时能够实现不停堆装卸料。反应堆燃料是用锆合金(Zr-2.5%Nb)做包壳的二氧化铀芯块,富集度为2.0%,每一组件内含有18根燃料棒。采用沸腾轻水作冷却剂,产生的蒸汽通过强迫循环直接供给汽轮机。

违章实验引发的事故

事故过程

事故是在进行8号汽轮发电机组实验计划时引发的。实验目的:探讨厂内外全部断电情况下汽轮发电机中断蒸汽供应时,利用转子惰转动能来满足该机组本身电力需要的可能性。

4月25日
13时,反应堆功率开始从满功率下降。

13时5分,热功率水平降至1600MW,按计划关闭了7号汽轮机。反应堆运转的四台主泵,两台给水泵和其它设备所需要的电源切换到8号发电机组母线上。
根据试验大纲,14时把反应堆应急堆芯冷却系统与强迫循环回路断开,以防止实验过程中应急堆芯冷却系统动作。

23时10分,继续降功率,按实验大纲,实验应在热功率700~1000MWt下进行。但是,按低功率下运行规程解除局部自动调节系统时,操作人员未能及时消除因自动调节棒测量部件所引起的不平衡状态,结果使功率降到30MW以下。

4月26日
13时,操作人员能够使反应堆热功率稳定在200MW。由于在功率骤减期间氙毒的积累,这已是他们能够得到的最大功率。这时操作人员己将大部分控制棒提出,所提升的控制棒数已经超出了运行规程的限制。中心区城内的堆芯中子通量分布己被氙严重毒化。
尽管如此,仍决定继续作试验。为了保证试验后有足够的冷却,所有8台主循环水泵部投入了运行。为了抑制沸腾的程度,堆芯流速很高,堆芯冷却剂人口温度接近饱和工况。蒸汽压力下降,蒸汽分离器内的水位也下降到紧急状态标志以下。在这种情况下,为了避免停推,操作人员切除了与这些多数有关的事故保护系统。

13时23分04秒,为了试验关闭了汽轮机入口截止阀,随着汽轮机的隔离,4台循环水泵开始惰转。试验开始后不久,反应堆功率开始急剧上升。冷却剂大部分已非常接近很容易闪蒸成蒸汽的饱和点。具有正空泡系数的RBMK反应堆对此类蒸汽形成的响应是,反应性与功率增长,温度与蒸汽产量进一步增大,产生一种失控的状态。

13时23分40秒,操纵员按下紧急停堆按钮,要把所有控制棒和紧急停堆梯全部插入堆芯。但几秒钟后,控制室感觉到了若干次震动,操纵员看到控制棒已经不能达到较低位臵。于是手动切除了控制棒的电源,使其靠自重下降。
然而,在此期间,反应堆功率在4s内就大约增大到满功率的100倍。功率突然暴涨,使得燃料碎裂成热的颗粒,这些热的颗粒使得冷却剂急剧地蒸发,从而引起了蒸汽爆炸。

大约在凌晨1时24分,接连听到两次爆炸声,燃烧的石墨块和燃料向反应堆厂房的上空直喷,一部分落到汽轮机大厅的房顶上,并引发了火灾。大约有25%的石墨块和燃料管道中的材料被抛出堆外,其中大约3%~4%的燃料以碎片或以1~10μm直径的颗粒形式被抛出。

两次爆炸发生后,浓烟烈火直冲天空,高达1000多米。火花溅落在反应港厂房、发电机厂房等建筑物屋顶,引起屋顶起火。同时由于油管损坏、电线短路以及来自反应堆的强烈热辐射,引起反应推厂房内、7号汽轮机房内及其临近区域多处起火,总共有30多处大火。

13时30分,值勤消防人员从附近城镇出发赶往事故现场,经过消防入员、现场值班运行和检修人员以及附近5号、6号机组施工人员共同努力,于5时左右,大火全部扑灭。

事故对环境的影响

• 在事故当天,爆炸能量和大火产生的气体和可挥发裂变产物的烟云有1000~2000m高,其释放占总释放量。4月27日该烟云已移到波兰的东北部。该烟云在东欧上空上升到9000m高。在事故后的2~6天烟云扩展到东欧、中欧和南欧,以及亚洲1000m高空。
• 事故中释放出的源项超过了3.7x1018Bq,其中惰性气体释放了100%,I为40%,Cs为25%,Te大于10%。
• 鉴于事故的严重性和可能的释放量.很快就作出了采取疏散的决定。首先在3h内从普里皮亚特镇和切尔诺贝利疏离了45000人。其中大部分受到了大于0.25Sv的辐照剂量,最严重者为0.4~0.5Sv。以后几天,外围30km范围内又撤离了90000人。

事后处理

事故后的首要任务是尽最大可能减少放射性物质扩散和对人的辐射影响。

• 为防止熔化元件掉入下部水池,操作人员关闭了有关阀门,将抑压池水排空.消防人员控制火势防止蔓延至3号机组。
• 事故时虽停止了链式反应,但仍有大量余热释放,加之锆水反应热,石墨燃烧热,核能和化学能同时释放。为防止事故扩大,采取了堆底液氮或氮气强制冷却。
• 利用直升飞机投下1000t砂子灭火,接着投下粘土、硼、白云石、石灰石和铅等五千余吨于堆上,以形成防护层。先后出动两次约三百架次飞机。这对灭火、控制事故蔓延,减少放射性物质随烟火指引扩散起着很好的作用(至4月30日得到了控制)。
• 修筑带冷却装置混凝土壳(石棺),以便最终掩埋反应堆。离堆165m处开挖隧洞,在堆下部构筑带有冷却系统的厚混凝土层,防止从地下泄漏,周围打防渗墙至基岩为止（据报道于7月底完成）。
• 电厂30km内,居民全部被临时迁移到外地,事故后16小时开始撤离,动员了约1700辆机动车,4小时内撤出3万多人,先后共撤出135000人。

影响

1. 爆炸当场导致2名工作人员死亡。
2. 28名事故处理人员在三个月后死于急性放射性综合症
3. 共有47人死于直接辐射引起的疾病(2006年)
4. 生活在核污染区的青少年,有6000多名患甲状腺癌,其中已有15人死亡(2005年)
5. 至今还有大面积受污染地区无法居住
6. 【石棺】设计的有效期是60年，60年后如何处理没有确定（2012）
7. 据推测:事故将最终导致4000人死于与辐射因素相关的疾病

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历史上重大的核电事故之美国三里岛

三里岛核电厂（Three Mile Island Nuclear Generating Station）

位于美国宾夕法尼亚州(pennsylvania)首府哈里斯堡(Harrisburg)东南16km附近萨斯奎汉纳河三哩岛（NPP）。具有两个独立的反应堆，被称为TMI-1和TMI-2。二号机组(TMI-2)是由巴布科克(Babcock)和戚尔科克斯(wilcox)设计、Metropolitan公司运行的959MW电功率(880MW净电功率)压水反应堆。
1978年3月28日达到临界,刚好在其后一年,1979年3月28日发生了美国商用核电厂历史上最严重的事故，被称为三里岛事件。该事件被评为国际核事件分级第5级。二号反应堆于事故后已停用，一号机仍继续使用，运转执照有效期至2034年。

这次事故由给水丧失引起瞬变开始,经过一系列事件造成了堆芯部分熔化,大量裂变产物释放到安全壳。
根据美国核能管理委员会的调查，事故没有导致人员死亡或受伤。后续流行病学研究也未发现癌症病例。尽管对环境的放射性释放以及对运行人员和公众造成的辐射后果是很微小的,但该事故对世界核工业的发展造成了深远的影响。

事故过程

• 1979年3月28日早晨4时,反应堆运行在97%额定功率下。三个运行工作人员正在维修净化给水的离子交换系统,忙于把7号凝结水净化箱内的树脂输送到树脂再生箱去。事故是出凝结水流量丧失触发给水总量的丧失而开始的。
几乎与此同时,凌晨4时零分37秒主汽轮机跳闸。所有辅助给水泵全部按设计要求启动,但实际上流量因隔离阀关闭而受阻。这时,反应堆继续在满功率下运行,反应堆一回路温度和压力上升,3s后达到稳压器电动泄压阀整定值15.55MPa。8s后,反应堆一回路压力达到紧急停堆整定值而自动紧急停堆。随着反应堆的紧急停闭,反应堆冷却剂系统经历预期的冷却剂收缩、水装量损失,
一回路系统压力下降。
大约在13s时,压力达到稳压器泄压阀关闭整定值,它应该关闭但未能关闭。控制室内虽有一个指示灯有所反映,但由于没有该阀状态的直接指示,操纵员误以为该阀门已被关闭。这样,一回路冷却剂就以大约45m3/h儿的初始速率向外漏水,蒸汽发生器水位在下降,这相当一个小破口失水事故。

• 在二回路,虽有三台辅助结水泵在运行,但在以前的例行试验时,在泵向蒸汽发生器供水管路上的两个隔离阀忘记打开了,这样就没有水能达到蒸汽发生器。失去了二次侧热阱,反应堆一回路系统继续在加热,蒸汽发生器水位继续在下降,逐渐干涸。
• 这时,堆内冷却剂已不足以完全覆盖堆芯。衰变热继续蒸干冷却剂。
• 大约在主泵停关后10min,反应堆冷却剂出口温度迅速上升,超过仪表量程范围。在事故后大约2.5h,反应堆堆芯相当大部分已裸露,并经受了持续的高温。这种工况导致了燃料损坏,堆芯裂变产物大量释放以及氢气的生成,堆芯已严重损坏。
• 直至事故后15h 50min。成功地实现了强迫循环。一回路系统压力稳定在6.9至7.6MPa(g)。表明了事故序列的结束。

事故的后果和堆芯损坏

• 在三个不同的时期里,堆芯曾有一部分或全部裸露过。
• 第一时期开始于事故发生后约100 min,堆芯至少有1.5m裸露大约1h。这是堆芯受到主要损坏的时期,此时发生强烈的锆-汽反应,产生大量氢气,同时有大量气体裂变产物从燃料释放到反应堆冷却剂系统。
• 第二个时期出现在事故发生后约7.5h,堆芯大约有1h,与第一时期相比,燃料温度可能低得多。
• 第三个时期大约是在事故发生后11h,此时堆芯水位降低到2.1~2.3m,长约1~3h,在此期间,燃料温度再次达到很高的数值。

放射性泄露

• 事故中运行人员接受了略高的辐射。但总剂量仍十分有限。对主冷却剂取样的人员可能受到30~40mSv辐照,事故中无人受伤和死亡。
• 厂外80km半径内200万人群集体剂量估计为33人·Sv,平均的个体剂量为0.015mSv。
• 三哩岛事故中释放出的放射性物质如此之少,说明安全壳十分重要。虽然安全壳并不能绝对不泄漏,但基本上没有受到机械损伤。由于安全壳喷淋液中添加了NaOH,绝大多致碘和铂被捕集在安全壳内。从安全壳泄漏出的气体经过期助厂房,因而大部分放射性物质被过滤器所捕集。

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