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。

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，全部控制棒会自动快速下落，使反应堆内的链式裂变反应停止。

控制棒工作原理

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，将控制棒完全插入核反应中心吸收掉大部分中子即可。

控制棒调节速度

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。

控制棒终止反应

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。

控制棒要求

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。

控制棒具体措施

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。

控制棒固有安全性

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。另一方面，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。

控制棒核电站与原子弹

核电的安全性究竟怎样呢？为了解决这个问题，有些国家的核电站对外开放，组织人们参观。实际情况说明，核电不但是安全的，而且它的危险性比其他许多能源都小。

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压紧在一起，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压紧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。

在设计上总是使反应堆具有自稳定特性，即当核能意外释放太快，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。核电站不会像原子弹爆炸，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。核燃料引不起核爆炸，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。

控制棒切尔诺贝利事故事件起因

关于事故的起因，官方有两个互相矛盾的理论。第一个是在1986年8月公布，有效地令事故的指责只归于核电站操作员。第二个则是发布于1991年，认为事故由于压力管式石墨慢化沸水反应堆（简称RMBK）的设计缺陷引致，尤其是控制棒的设计。双方的调查团都被多方面游说，包括反应堆设计者、切尔诺贝利核电站职员及政府。现在一些独立的专家相信两个理论都并非完全正确。

另一个促成事故发生的重要因素是职员并没有收到反应堆问题报告的事实。根据Anatoli·Dyatlov---一名职员所述，设计者知道反应堆在某些情况下会出现危险，但将其蓄意隐瞒。（造成这情况是因为厂房主管广泛地吹嘘未有RMBK资格员工：厂长V.P. Bryukhanov，具有燃煤发电厂的训练和经验。他的总工程师Nikolai Fomin亦是来自一个常规能源厂。Anatoli Dyatlov, 3号和4号反应堆的副总工程师只有“一些小反应堆的经验”，VVER反应堆的小版本即苏联海军的核潜艇的设计。）

在细节中，

⊕反应器有一个危险高正面空系数。简单地说，这意味著如果蒸汽气泡形成在反应器冷却剂中，核反应加速，如果没有其它干预，将会导致逃亡反应。更坏的话，在低功率输出，这个其它因素未补偿正面空系数，会使反应器不稳定和危险。反应器在低功率的危险对工作人员是与预计相反和未知数。

⊕反应器的一个更加重大的缺陷是在控制棒的设计。在一个核反应堆，控制棒被插入反应堆以减慢核反应。但是，在RBMK反应堆设计，控制棒部分是空心的；当控制标尺被插入时，最初的数秒钟冷却剂被控制棒的空心外壳偏移了。因为冷却剂（水）是中子吸收体，反应堆的输出功率实际上上升。这情况也是与预计相反，而反应堆操作员亦不知情。

⊕操作员粗心大意并违犯了规程，部分是由于他们未察觉反应堆的设计缺陷。一些程序的不规则促成了事故发生。另一原因是安全干事和负责该夜实验操作员之间的通讯不足。

重要注意的一点，是操作员关上了许多反应堆的安全系统，除非安全系统发生故障，否则这是技术指南所禁止的。1986年8月出版的政府调查委员会报告，操作员从反应堆核心至少拿去了204支控制棒（这类型的反应堆共需要211支），留下七支。同样指南（上文提及）是禁止RBMK-1000操作时在核心区域使用少于15支控制棒。

压水堆控制棒驱动机构的一部分，连接驱动机构和控制棒之间的套筒。

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压水堆控制棒组件地落在燃料组件的上管座上。落棒时间应在规定范围内。为确保控制棒在导向管内的导向，当控制棒组件全部抽出时，控制棒下端仍留在导向管内。这种控制棒组件的优点是控制棒均匀分散分布，因而使嫩料组件内中子注量率分布更为均匀，控制效率更高。一组控制棒插人反应堆前和插入反应堆后的反应堆有效增殖系数之差，称为该组控制棒反应性价值。对于压水堆，各控制棒组的总的反应性价值一般约为7写一10%。控制棒中子吸收体材料除了采用Ag一In一Cd合金外，亦可采用Hf和B4C。yoshu一du一kongzh一bongzuj一on压水堆控制棒组件(eontrolredassemblyforPWR)亦称棒束控制组件(rodelustereontrolassembly)，用于反应堆起动、停堆和调整功率以补偿反应堆反应性快速变化的控制部件。典型的控制棒组件见图。它由一个连接柄和20根控制棒组成。连接柄是一个带有16根径向翼的中心筒结构，中心筒上部内孔带有沟槽，用以连接驱动轴下端的可拆芯杆。中心筒下部内孔装有组合弹簧，用以吸收控制棒快插达到行程末端时的冲击能。控制棒由奥氏体不锈钢包壳、中子吸收体及上下端塞组成。下端塞做成弹头形，以便在快速落棒时减少水的阻力;上端塞带有缩颈，使控制捧具有更好的柔性以适应工作或装配错位。中子吸收体材料为80%Ag一15%In、5�合金。该合金具有高的超热中子吸收性能和相当高的热中子吸收性能，是一种比较理想的中子吸收材料。在反应堆运行时，控制棒组件由驱动机构的驱动轴带动作上下运动。在紧急停堆时，控制棒组件连同驱动轴依靠重力快速下降，在通过导向管缓冲段后，控制棒组件就平稳螺杆向妞犷比卜彩的礴归扮盯监甲^、、‘六岁公一匕协︺冷了护.缓冲弹黄级冲弹资接柄导向螺母弹赞座控制棒吸收体拄制棒组件。