沸水反应堆

福岛核电站事故分析

感谢供稿：银河双子星（原子物理博士后、旅日留学生）

福岛核电站结构

福岛核电站属于沸水反应堆（简称BWR，BoilingWaterReactors）。BWR是通过沸水来发电的，用它的

蒸汽推动涡轮实现发电。沸水反应堆以轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。反应堆冷却系统内

压强保持在70个大气压。在这里，来自汽轮机的给水进入压力容器后，在280℃左右沸腾。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后直接送到汽轮机。离开汽轮机的蒸汽经过冷凝

器凝结为液态水（给水）后，回流至反应堆，完成一个循环。可参考此网站。

堆中所用核燃料是铀的氧化物。其熔点很高，接近2800摄氏度。燃料被制成柱状（1cm高截面直径1cm

的小圆筒）。这些柱状物体被放入锆锡合金（一种锆合金）制成的长管中，它的熔点在1200摄氏度左右，

并且被严格密封。这种长管被称为燃料棒，包裹核燃料的锆锡合金的这层叫做燃料包壳，包壳将放射燃

料跟反应堆其他的组成分隔开。这些燃料棒然后被集装到一起，这样的几百个集装件共同形成反应堆的

内核。内核被放置在一个巨大的压力容器中。压力容器由很厚的钢铁构成，可以在7MPa的压力下工作（大

概是1000psi），它的设计涵盖了事故发生时产生高压的情况。然后压力容器以及水泵、冷却剂等一并封

装在更结实的钢筋混凝土建筑中，这一层叫做安全壳，它高度密封，形成非常厚的屏障。在这个容器建

筑的外围又浇灌了一层很厚的混凝土外壳，作为它的双重保障。这些都是为了防止核芯放射物质出现高

温熔毁后出现泄漏。切尔诺贝利核电站发生的重大事故是因为没有这一层安全壳导致的。所有这些，再

加上蒸气发电机等都建在一个更大的发应堆建筑内部，反应堆建筑是整个核能源厂的外壳性建筑，以便

保持厂内恒温，不受外界气候变化影响。

总结一下，沸水式核电站由内到外的机构：放射性核燃料、锆合金包壳、钢铁压力容器、钢筋混凝土安

全壳、外层建筑。看几张沸水反应堆的图吧

核反应堆工作原理

反应堆中的铀燃料由中子诱发可以导致核裂变发生，其裂变产物为碘131、铯137等同位素，并放出中子

和能量，这些能量会通过与堆内部水的摩擦作用而变成水的内能。这些中子一部分会击中其他铀原子核，

继续发生裂变，并产生新的中子，依次类推。这就是核裂变的链式反应原理。为了控制链式反应速度，

反应堆中要用到控制棒。控制棒是由能够吸收中子的硼元素制成的。在通常状态下，由控制棒控制，核

芯中子的产量是稳定的（保持数量稳定），反应堆处于临界状态。当发生事故时，控制棒全部放下，用

来关闭反应堆，可以从100%的动力降到7%动力（残留的延迟的热量造成）。

所以核电站是利用的可控核反应，而核弹则是利用不可控的核反应。反应堆内的核燃料永远不会产生原

子弹那样的核爆炸。在切尔诺贝利,乌克兰的城市(1986年核反应事件的发生地)，爆炸是由于过量的

压力释放、氢爆炸以及建筑物开裂导致，由于没有安全壳保护，致使放射性核芯溶解，经爆炸流入外部

环境中。所以此次日本的情况要好很多。

在反应堆停止运行后，核芯的热量释放并不会马上停止。在反应堆中，还存在有铯和碘等裂变产物，这

些东西也要继续衰变释放热量，变成其他无放射性的同位素，这个过程一般需要几天的时间。另外链式

反应产生的中子还会撞击堆内的一些水分子中的氧原子核，形成氮16等放射性同位素，不过这些东西会

在几秒内衰变，问题不大，另外还有稀有气体氩等。所以即使停堆，热量还是会继续少量产生，这些剩

余热量要在反应堆关闭后的很长时间内才能减少，而且它们需要通过冷却系统来转移，以防燃料棒被过

度加热熔化导致泄漏。为反应堆中延迟的热量提供足够的冷却，是目前日本遭到破坏的反应堆最主要的

挑战。

看一下运行发电的示意图：

福岛核电站事故过程分析

这次地震太强了，超出核电站设计抗震极限。地震后反应堆内控制棒插入，自动停堆。停堆后剩余热量

需要继续转移释放，但外部供电电网因地震损毁无法供电，所以应急备用柴油发电机开始工作，凑活能

用。但随之到来的海啸摧毁了柴油发动机，不得不启用第二套备用的应急电池动力，继续泵水冷却。但

电池只能维持八小时，之后就开始惨了。

之后热量继续产生，但水泵冷却能力赶不上了，因此压力容器内会有大量的水变成水蒸气的状态，使一

回路内部的压力增大，超过工作压力，温度也不断升高。此时压力容器内的温度是550摄氏度。现在首

要的是保持内部温度在1200摄氏度以下，以确保燃料棒的安全，亦即是内部压力处于可管理的水平，否

则燃料棒就会熔化。为了这个目的，水蒸气（还有其他反应器内的气体）不得不定期排放。因此，反应

器在当初设计的时候，在压力容器和容器建筑上预留了几个气体排放口。为了保证压力容器和容器建筑

的安全，为保住压力边界，操作员不得不定时的排放气体以控制内部压力。这些排放出的水蒸汽里也含

有一些氮16、氩等，但其辐射是可以忽略的，不需要考虑。

接着就更惨了，电力不能稳定供应，水泵不能很好工作，被蒸发并排出的水远多于注入反应堆内的水，

水越来越少，有一部分燃料棒就开始裸露在水位之上了。我们知道金属泡在水里则温度可以与水温一致，

一旦离开了水，不断加热，温度就会迅速上升。可以想象一号堆三号堆中都出现了这种情况。温度超过

1200摄氏度，燃料包壳的锆锡合金有一部分失水熔化了（也可能没有熔化，但起码已经达到发应温度了，

但既然监测到了碘和铯外泄，那就是包壳熔化了），这么高温度下锆可以与水发生化学反应，产生氧化

锆和氢气。这些产生的氢气就在不定期排放气体的过程中释放到了安全壳之外，但工作人员很有牺牲精

神，没有直接排放到外层建筑厂房的外边，原因是减少外泄核辐射。因为此时要么什么都没发生，要么

是包壳锆锡合金已经熔化了，熔化后里面的铯、碘等就可以溶在水蒸汽里在不定期的排气时一并释放出

来，所以据报道也就监测到了外边有碘131和铯137的泄漏了。需要注意的是根据12号一号机组爆炸的

报道，没有中子辐射，那么也就没有核燃料铀的泄漏，因为二氧化铀是不溶于水的物质，所以不会随水

蒸气排放泄漏。

氢气积累到一定浓度，与空气中氧气反应，因此发生了外层建筑的爆炸，要注意，这个爆炸是外层建筑，

安全壳里面应该没有问题。而安全壳里面的问题是，水还在越来越少，温度如果继续升高的话，燃料棒

温度到达3000摄氏度（这个数字有待核实），那么就完蛋了，陶瓷二氧化铀燃料球芯块也要熔化了，这

叫“核芯熔毁”事故，整个核燃料就变成一堆液体，烧穿钢铁压力容器，也可能破坏安全壳，从而泄漏

到外边严重影响大气。所以工作人员不得不保持水位降温，纯净水不够了，实在没办法，只能用海水了。

海水有一定腐蚀性，同时受到辐射变成活化水有一定的微量辐射，但已经顾不上了，反应堆报废就报废

吧。海水注入，尽力覆盖燃料棒，同时注入的还有硼酸，这是用来吸收剩余中子的，也可吸收一部分碘。

如果顺利的话，那么一直这么操作下去，保持水位，那么反应堆就最终会冷却下来。

但问题是如果持续的水循环不能保证，那就惨了。这也是今天二号机组的情况。水泵泵不上去水，是有

原因的，里面压力那么高，而且继续升高，高压下想注入水谈何容易。又出现减压阀打不开的情况，无

法泄气减压，祸不单行啊。今早二号机组爆炸，可能是压力太大后导致破坏外部的水泵、涡轮机、储存

罐等造成的，压力容器可能也有破坏，这样的话放射性的水就会大量流出，造成泄漏。核芯可能也有部

分熔毁，危险仍未消除。四号机组和一号三号差不多，都是氢气爆炸，影响不大，主要问题是它里面存

放的核废料比较多，这样反而看起来辐射剂量要多一些。

现在事故已经很大程度上造成了人们的恐慌，大家谨慎的同时还是要保持冷静，毕竟媒体报道的东西有

的欠妥当不准确，要客观一点看待影响，虽说东京等地已经测量到核辐射，但要说明的是这个剂量还比

不上拍一次X光片，减少出门就行。另外值得注意的是，东京电力过去有很多隐瞒不报和修改数据的不

良记录，而日本政府在这件事情上也一再迟疑，整个事情的解释需要更透明的报道才行。

另附：我国正在建设的第三代AP1000核电技术就不存在难以散热问题，因为其采用“非能动”安全系统，

就是在反应堆上方顶着多个千吨级水箱，一旦遭遇紧急情况，不需要交流电源和应急发电机，仅利用地

球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂的安全系统，从而冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热，并对

安全壳外部实施喷淋，进而使核电站恢复到安全状态。