中子撞击原子核引起原子核裂变，裂变的过程释放出能量，同时又产生了新的中子。新产生的中子引起新的原子核裂变，裂变反应连续不断地进行下去，同时不断产生新能量，这个过程就是链式核裂变反应。

由于每次核裂变可释放出2～3个新的中子，因此，只要条件适当，这些新的中子就可以使其它的原子核发生新的裂变，释放出更多新的中子，从而使核裂变反应持续进行下去，形成链式裂变反应，使原子核内的能量被源源不断地释放出来。

为什么我们要研究核裂变？

由于地球上U储量有限，发展先进的可持续、更安全、更清洁的核裂变能将越来越重要。目前主流的核能是压水堆，其中裂变产生的中子经过慢化后变成能量很低的热中子。第四代先进核能的一个主流方向是快中子堆，快中子堆无需中子慢化剂，可以更紧凑。快中子堆可以通过增殖反应将U变成易裂变的Pu，将铀资源的利用率从1%提升到60%。同时快中子堆大幅度地减少了核废料的放射性寿命。相比于压水堆，发展快中子堆需要更精确的、中子能量连续的核裂变数据。而目前国际上主要核数据库的核裂变产物的产额只有热中子、0.5 MeV与14 MeV三个能量点的评价数据。更精确的核模型与核数据也有助于设计更精密紧凑的专用核动力和更好的支撑国防研究。

除了利用核裂变释放的巨大能量以外，裂变产物核的循环利用将是一个巨大的机遇。通过核裂变产生的Mo可以获得Tc，Tc是用于核医学诊断的重要同位素，已经有广泛成熟的应用。英国科学家利用核废料长期放射性的特点，通过钻石包裹制成了能够稳定供电两千多年的核电池，创新性地实现了变废为宝。利用反应堆还可以生产Pu，已经将其制成同位素电池用于中国的火星车和月球车，但是其生产还很昂贵。反应堆内的核反应网络十分复杂，这也为实现先进核能提供了新的可能。通过核裂变可以产生数百种同位素核，大部分裂变产物核是不稳定的。通过加速核裂变碎片可以形成放射性束流，国际上新一代放射性束流装置的主要科学目标是研究极端条件下的奇特核物质，如美国的稀有同位素束流装置(FRIB)，中国的强流重离子加速器装置(HIAF)等，这将极大地扩展核物理的研究范围。长寿命放射性核素在反应堆内会大量积累起来，对反应堆设计、核废料处理、裂变产物循环利用都十分关键。

核裂变对一些重要的基础问题，比如超重新元素的合成、宇宙中元素的演化过程、反应堆中微子的研究，也不可或缺。实验上熔合反应合成的超重核处于高激发态，它的存活概率取决于中子蒸发与裂变之间的竞争。实验上合成超重核极其困难，往往一年才观测到1—2个事例，需要可靠的理论指引(图1(f))。在双中子星并和与超新星爆发的喷射物中，会发生R-过程快中子俘获反应，从而产生重元素。地球上的铀、钚都起源于天体环境下的R-过程，但是R-过程到了极端丰中子超重核区由于裂变而终止，他们裂变的产物又循环参与R-过程从而显著地影响最终宇宙元素的丰度。此外，在核反应堆中裂变产物的β衰变会产生大量的反中微子，对其能谱的观测将揭示一个基本物理问题，即是否存在第4种中微子——惰性中微子。这些新的应用和基础研究都依赖更可靠的核裂变的几率与产物产额。

核裂变虽然是一个老问题，但是从微观角度看，核裂变是一个极其复杂的非平衡非绝热的量子多体动力学过程，如图2所示。传统的唯象裂变模型通过引入一些参数，对实验数据较多的核区能较好地描述，但是无助于深刻理解核裂变以及外推到实验很难达到的核区。原则上微观核裂变理论可以自洽地描述多种裂变观测量，但是微观模型离应用需求的精度还有一定的距离。近年来，随着超级计算机的发展，科学家对核裂变机制获得了一些新认识。发展能描述多种裂变观测量，包括碎片产额、释放动能、释放γ光子数、释放中子数、裂变几率与裂变截面等观测量的综合可靠的微观裂变理论是一个重要科学目标，可以更深刻地理解核裂变过程，并对很难精确测量的核数据和空白核数据提供关键的补充。此外人工智能与机器学习的应用可以帮助我们更好地模拟核裂变和挖掘核数据。近年来实验上提供了前所未有的精确的裂变观测量，为进一步验证、约束和发展新的裂变理论提供了机遇。

核电站组成及核反应堆分类

核能发电的本质是核能——热能——机械能——电能的能量转换。为了实现这一转 换，核电站由核岛和常规岛两部分组成。 核岛部分包括反应堆装置和一回路系统，主要作用为进行核裂变反应和产生蒸汽。 水作为冷却剂在反应堆中吸收核裂变产生的热能，成为高温高压的水，然后沿管道 进入蒸汽发生器的 U 型管内，将热量传给 U 型管外侧的汽轮机工质（水），使其 变为饱和蒸汽。被冷却后的冷却剂再由主泵打回到反应堆内重新加热，如此循环往 复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，这个循环回路称为一回路系统。 常规岛部分包括汽轮发电机系统和二回路系统，主要作用为利用蒸汽推动汽轮机组 发电。汽轮机工质（水）在蒸汽发生器中被加热成蒸汽后进入汽轮机膨胀作功，将蒸汽焓降放出的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。 汽轮机转子与发电机转子两轴刚性相连，因此汽轮机直接带动发电机发电，把机械 能转换为电能。作完功后的蒸汽（乏汽）被排入冷凝器，由循环冷却水（如海水） 进行冷却，凝结成水，然后由凝结水泵送入加热器预加热，再由给水泵将其输入蒸 汽发生器，从而完成了汽轮机工质的封闭循环，此回路称为二回路。

核反应堆的结构形式多样，根据中子能量分布形式、冷却剂种类等因素可分成各种 不同类型的核反应堆。 若按中子能谱分类，可分为热中子堆和快中子堆。快中子堆中，裂变是由快中子（平 均能量达 0.1MeV 左右）引起的，因此堆内不能存有中子慢化剂材料。若按冷却剂 分类，可分为气冷堆、液体冷却堆和液态金属冷却堆。气冷反应堆包括二氧化碳冷 却和氦气冷却反应堆；液体冷却反应堆主要包括轻水冷却的压水堆和沸水堆，以及 重水冷却的重水反应堆；液态金属冷却的反应堆主要有钠、钠-钾合金等冷却的反应 堆。

自上世纪 50 年代以来，核电经历了半个多世纪的历程。我国核电起步于 20 世纪 80 年代，迄今为止经历了起步阶段、适度发展核电阶段、 积极发展阶段、安全高效发展阶段四个阶段。中国大陆地区在运机组 54 台，在建机组 21 台。截至 2022 年 7 月，我国所有在运 的核电机组共 54 台，装机容量约 52150 兆瓦，在建核电机组共 21 台，总装机容量 约 23511 兆瓦。其中，21 台在建机组中有 10 台采用的是华龙一号。目前国内在运 及在建核电机组均位于沿海地区。

核电真的安全吗？控制棒是啥？

首先看核电站的主要组成部分，它包含了核岛、常规岛、核电站配套设施以及核电站的安全防护部分组成。这其中，核岛是核电站的主要组成部分。

我们拿沸水堆举例。先看下图最左侧这一部分，核岛包括了反应堆和外壳，反应堆由核燃料棒、控制棒和反应炉等部分组成，在这里会发生铀235的核裂变反应。其中，每根燃料棒中铀-235这种放射性元素的含量约为2%～4%，远远低于其在核武器内的含量（约90%），而且这里的铀主要以二氧化铀的形式存在，被密封在锆合金包壳管中。低浓度的铀-235只具备较低的反应速度，不会在瞬间产生巨大能量引发爆炸。

控制棒是啥？顾名思义，它是用来控制核反应速度的。控制棒主要是由银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆的中子。把控制棒插入燃料棒间隙中后，就会降低的速度甚至停止核反应。

而常规岛是由涡轮、发电机等部分组成的，主要用来将热能转化为机械能，进而转化为电能；核电站配套设施包括一些控制系统以及应急控制系统；核电站的安全防护措施主要包括由锆合金管或不锈钢管制成的燃料棒包壳、由厚合金钢板构成的反应堆压力容器壳体以及由钢筋混凝土建成的安全壳（或称反应堆厂房）三层保护。这种近乎“冗余”的保护策略，被称为“纵深防御”。足以看出，如果没有天灾人祸，核电站的安全毋庸置疑！

不过即便如此，铀-235裂变产生的中子依旧具有较大的速度，而挑剔的铀-235又不爱吸收这么快的中子，那怎么办呢？这个时候，慢化剂就出来发挥作用了。常用的慢化剂非常常见，那就是人类的生命源泉——水，它可以降低中子的速度而又不吸收中子。

正常情况下，核电站处于安全工作状态下，这些慢化剂的水是不会被泄漏出来的。但是，福岛发生地震之后，前期冷却水不足导致核心燃料棒一直升温进而发生不可控的爆炸。之后为了冷却核心，不得已往反应堆内灌入了大量水，从而产生了大量的带有放射性的核废水。

所以，这些核废水里边，含有大量的核反应产物，包括大量未用完的可增殖材料铀-238或钍-232，未烧完的和新生成的易裂变材料钚-239、铀-235以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素，另外还有裂变元素锶-90、铯-137、锝-99等。如果未经处理就排入大海，势必会造成巨大的危害！

目前，在全世界范围来看，核电站采用的反应堆有轻水堆、重水堆和改进型气冷堆及快堆等。在这几种类型中，轻水堆的使用最为广泛。轻水是啥？其实，轻水是一种重要的二元化合物 ：一氧化二氢（H₂O）！

而按“烧水”方式不同，轻水堆又包括沸水堆核电站和压水堆核电站等类型。

1、 沸水反应堆

沸水堆的结构很简单，只有一个冷却水回路。而且，在这个水回路里的水，不仅是冷却剂，也是中子慢化剂。在沸水堆里，冷却系统内的压强基本保持在70个大气压，水会在270℃左右沸腾。

在反应堆里，汽水混合物经过堆芯上方的汽水分离器和蒸汽干燥器过滤掉液态水，然后直接送到涡轮机处推进发电机运转发电。而离开涡轮机的蒸汽经过冷凝器凝结为液态的水后，又被送回至反应堆，从而完成一个循环。

与压水反应堆相比，沸水反应堆的构造简单，反应堆的工作压力和堆芯温度也低得多，因此反应堆的安全性更高，造价也更低。但沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和涡轮机，可能使涡轮机受到放射性污染，也可能对反应堆内涡轮机等设备的稳定工作产生不利影响。

2、压水反应堆

但是，目前世界上最广泛使用的反应堆堆型是压水堆，几乎占到了核电总容量的60%以上。目前我国大力发展的也是这种堆型，这是为什么呢？

首先看一下压水堆的结构。压水堆的结构相比沸水堆更加复杂，它的冷却系统由两个循环回路组成。看图，就是黄色的一回路和蓝色的二回路。一回路连接着堆芯和二回路中的蒸汽锅炉，这一回路内的压强比较高，一般在150个大气压左右，在这样高的压强下可以把冷却水加热到约343℃而不沸腾。

然后，一回路的循环冷却水在通过蒸汽锅炉后把热量传给二回路，因为二回路的压强约为70个大气压，一回路的水将二回路的水加热至约270℃沸腾，经过净化后水蒸气送至涡轮机带动发电机运转发电。传送热量后的一回路的水降低了温度并流回堆芯，完成一回路的循环；从涡轮机处流出的二回路水经冷凝器凝结后也回流至蒸汽锅炉，完成二回路的循环。

虽然和沸水反应堆相比，压水堆更复杂，堆芯中的工作压力和温度都较沸水堆高，因此对反应堆材料性能的要求也比沸水堆更高。但是，压水堆堆芯体积更小，堆芯的功率密度也更大（大型压水堆的堆芯功率密度可达100千瓦/升），因此压水堆的发电效率比沸水堆要高一些。

在这里，我们不能以一概全，虽然核电站一旦发生事故就是很严重的；但从发生事故的概率看，核电属于安全环保可持续的能源。因为核燃料储备多，与一次能源相比，能用的时间就久得多；而且，核电站也不像传统热电站会产生大量的温室气体。所以，从长远的发展来看，核电是非常有益的。

文章来源： ​中科院物理所，未来智库，《物理》