燃料棒(控制棒)

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为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。 冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。

中文名

控制棒

用途

补偿燃料消耗

材料构成

硼和镉

应用领域

核研究

控制棒是由硼和镉等易于吸收中子的材料制成的。核反应压力容器外有一套机械装置可以 操纵控制棒。控制棒完全插入反应中心时，能够吸收大量中子，以阻止裂变链式反应的

控制棒

进行。如果把控制棒拔出一点，反应堆就开始运转，链式反应的速度达到一定的稳定值；如果想增加反应堆释放的能量，只需将控制棒再抽出一点，这样被吸收的中子减少，有更多的中子参与裂变反应。要停止链式反应的进行燃料棒，将控制棒完全插入核反应中心吸收掉大部分中子即可。

那么，核反应堆是怎样调节其反应速度，以满足核潜艇等运动时快时慢要求的呢？

根据核反应堆的工作原理，如果改变堆内的中子数和中子密度，就可以改变核反应的剧烈程度，从而改变核反应堆的功率。核潜艇是用控制棒和化学控制两条途径来控制核反应堆反应速度的，从而使核潜艇做到快慢自如。

按照这一原理问题就简单了，若想使核反应堆停堆，只需将控制棒完全插入堆芯中即可。这样，由于控制棒吸收了大量中子，堆芯就会由于中子数量不足而使裂变反应难以为继，核反应自然就会减弱或停止运行了。

同时，为了防止核反应堆发生爆炸，核潜艇的控制棒在紧急情况下能够迅速插入堆芯底部，使核反应堆停堆，此情景在许多电影“大片”中都有演示。例如，当冷却系统出现问题后，堆芯的温度就会由于不能迅速冷却而升高，这样，就很可能使核反应堆熔化，甚至爆炸。为此，核潜艇反应堆舱内设有温控系统，当反应堆冷却剂的温度超过允许值时，温控系统将信号传给控制棒驱动机构，控制棒便会在几秒钟内迅速插入堆芯底部，使核反应堆停堆。停堆后的核反应堆逐渐冷却，自然就不会发生爆炸了。

注意这里的爆炸是由于堆芯温度过高，锆包壳在高温高压的环境下会与水反应生成氢气，故这里的爆炸是氢气爆炸而不是链式反应的核爆炸。

核反应堆的开、停和核功率的调节都由控制棒控制。控制棒内的材料能强烈吸收中子，可以控制反应堆内链式裂变反应的进行。控制棒也组装成组件的形式。反应堆不运行时，控制棒插在堆芯内。开堆时将控制棒提起，运行中根据需要调节控制棒的高度。一旦发生事故，全部控制棒

控制棒

会自动快速下落，使反应堆内的链式裂变反应停止。

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。当反应性减小时燃料棒，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0.1～l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。

控制棒

针对核电站的危险，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。

核电站的四道安全屏障

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

控制棒

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。由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须绝对密封，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。

第三道屏障是压力容器和封闭的一回路系统。这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。

第四道屏障是安全壳厂房。它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。

在由于某些原因从外部引入反应性，使中子通量增加（核燃料、冷却剂温度上升）的情况下，反应堆本身具有防止核反应失控的工作特性。我们称这种特性为固有的安全性。固有特性来自反应堆本身所具有的负反应性温度效应、空泡效应、多普勒效应、氙和钐的积累和核燃料的燃耗等。

反应堆内各部分温度升高而再生系数K变小的现象称为负反应性温度效应，对反应堆的稳定性和安全性起决定作用。

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毒性很大的元素，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

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