核反應堆的主要類型15頁

1、目前，在以發(fā)電為目的的核能動力領域，世界上應用比較普遍或具有良好發(fā)展前景的，主要有壓水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高溫氣冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五種堆型。一、壓水堆 壓水堆(PWR)最初是美國為核潛艇設計的一種熱中子堆堆型。四十多年來，這種堆型得到了很大的發(fā)展，經過一系列的重大改進，.己經成為技術上最成熟的一種堆型。 壓水堆核電站采用以稍加濃鈾作核然料，燃料芯塊中鈾-235的富集度約3%。核燃料是高溫燒結的圓柱形二氧化鈾陶瓷燃料芯塊。 柱狀燃料芯塊被封裝在細長的鉻合金包殼管中構成燃料元件，這些燃料元件以矩形點陣排列為燃料組件，組件橫斷面邊長約20cm，長

2、約3m。幾百個組件拼裝成壓水堆的堆芯。堆芯宏觀上為圓柱形。 壓水堆的冷卻劑是輕水。輕水不僅價格便宜，而且具有優(yōu)良的熱傳輸性能。所以在壓水堆中，輕水不僅作為中子的慢化劑.同時也用作冷卻劑。輕水有一個明顯的缺點，就是沸點低。要使熱力系統(tǒng)有較高的熱能轉換效率，根據熱力學原理.核反應堆應有高的堆芯出口溫度參數:要獲得高的溫度參數，就必須增加冷卻劑的系統(tǒng)壓力使其處于液相狀態(tài)。所以壓水堆是一種使冷卻劑處于高壓狀態(tài)的輕水堆。壓水堆冷卻劑入口水溫一般在290左右，出口水溫330左右，堆內壓力15.5MPa大亞灣核電站就是一座壓水堆核電站。高溫水從壓力容器上部離開反應堆堆芯以后，進入蒸汽發(fā)生器，如圖1-7所示。

3、壓水堆堆芯和蒸汽發(fā)生器總體上像一臺大鍋爐，核反應堆堆芯內的燃料元件相當于加熱爐，而蒸汽發(fā)生器相當于生產蒸汽的鍋，通過冷卻劑回路將鍋與爐連接在一起。冷卻劑從蒸汽發(fā)生器的管內流過后，經過冷卻劑回路循環(huán)泵又回到反應堆堆芯。包括壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器及有關閥門的整個系統(tǒng)，是冷卻劑回路的壓力邊界。它們都被安置在安全殼內，稱之為核島。蒸汽發(fā)生器內有很多傳熱管，冷卻劑回路和二回路通過蒸汽發(fā)生器傳遞熱量。傳熱管外為二回路的水，冷卻劑回路的水流過蒸汽發(fā)生器傳熱管內時，將攜帶的熱量傳輸給二回路內流動的水，從而使二回路的水變成280左右的、6-7MPa的高溫蒸汽。所以在蒸汽發(fā)生器里，冷卻劑回路與二回路的

4、水在互不交混的情況下，通過管壁發(fā)生了熱交換。蒸汽發(fā)生器是分隔冷卻劑回路和二回路的關鍵設備.從蒸汽發(fā)生器產生的高溫蒸汽，流過汽輪機，帶動發(fā)電機組發(fā)電。余下的大部分不能利用的能量交給冷凝器，通過三回路排放到最終熱阱一江、河、湖、?；虼髿狻?0世紀60年代第一代商用壓水堆核電站誕生以來，壓水堆的發(fā)展和它的燃料元件一樣，都經歷了幾代的改進。壓水堆的單堆電功率已由18.5萬kW增加到130萬kW熱能利用效率由28%提高到33%，堆芯體積釋熱率由50MW/m3提高到約100MW/m3,燃料元件的燃耗也加深了大約3倍。為減少基建投資和降低發(fā)電成本，目前一座反應堆只配一臺汽輪機。所以隨著反應堆功率的增加，汽

5、輪機也越造越大。130萬kW核電站的汽輪機長達40m,配上發(fā)電機，整個汽輪發(fā)電機組長56m.壓水堆核電站最顯著的特點是:結構緊湊，堆芯的功率密度大。我們知道，中子與氫原子核質量相當，每次碰撞時，中子損失的能量最多。輕水分子是由兩個氫原子和一個氧原子組成。與氣體相比，水的密度很大，含氫量很高。在各種慢化劑中，水的慢化能力最強。水不僅是良好的慢化劑，也是良好的冷卻劑。它比熱大，導熱系數高.在堆內不易活化，不容易腐蝕不銹鋼、錯等結構材料。由于水的慢化能力及載熱能力都好，所以用水作慢化劑和冷卻劑。用輕水作慢化劑和冷卻劑的壓水堆最顯著的特點是結構緊湊，堆芯的功率密度大。這是壓水堆的主要優(yōu)點。壓水堆核電站

6、的另一個特點是經濟上基建費用低、建設周期短。由于壓水堆核電站結構緊湊，堆芯功率密度大，即體積相同時壓水堆功率最高，或者在相同功率下壓水堆比其他堆型的體積小，加上輕水的價格便宜，導致壓水堆在經濟上基建費用低和建設周期短。壓水堆核電站的主要缺點有兩個:第一，必須采用高壓的壓力容器。我們知道，水的沸點低。在一個大氣壓下，水在100下就會沸騰。壓水堆核電站為了提高熱效率，就必須在不沸騰的前提下提高從反應堆流出的冷卻劑的溫度，即提高出口水溫，為此就必須提高壓力。為了提高壓力，就要有承受高壓的壓力容器。這就導致壓力容器的制作難度和制作費用的提高。第二，必須采用有一定富集度的核燃料。輕水吸收熱中子的幾率比重

7、水和石墨都大，所以輕水慢化的核反應堆無法以天然鈾作燃料來維持鏈式反應。因此輕水堆要求將天然鈾濃縮到18億年前的水平，即富集度要達到3%左右，因而壓水堆核電站要付出較高的燃料費用。美國通過多種堆型的比較分析后，20世紀50年代確定首先重點發(fā)展壓水堆。除國內建造外.還向國外大量出口，曾壟斷了反應堆的國際市場。所以壓水堆目前在核反應堆中占據統(tǒng)治地位。在己建、在建和將建的核電站中，壓水堆占64%左右。壓水堆之所以發(fā)展得最快，除了由于水慢化能力及冷卻能力強，因而結構緊湊外，還有下列歷史上的原因:(1)壓水堆的發(fā)展有軍用堆的基礎。由于壓水堆在作為核電站的堆型前，己經作為軍用堆進行了大量研究，所以技術問題解

8、決得比較徹底，并已經有了加工壓水堆部件的工業(yè)基礎。(2)工業(yè)上有使用輕水的長期經驗。壓水堆所采用的傳熱工質一一水，在工業(yè)上已經使用了幾百年。水是研究得最多的傳熱工質.與水有關的泵、阿門、蒸汽輪機，工業(yè)上已有成熟的經驗。有了火電站的基礎，發(fā)展壓水堆核電站回路系統(tǒng)和發(fā)電設備就比較容易了。(3)核工業(yè)的發(fā)展，為壓水堆所需要的濃縮鈾準備了條件。濃縮鈾廠和生產堆一樣，是生產原子彈裝料的重要手段。由于核武器生產國的濃縮鈾生產能力過剩，為了給剩余的濃縮鈾生產能力找到出路，便大力發(fā)展民用核動力，特別是壓水堆核電站。(4)壓水堆技術上已成熟.壓水堆轉入民用以后，又進行了大量研究。壓水堆核電站的大量建造，又進一步

9、降低了成本，并在推廣中使技術不斷完善。現在，沒有一種堆型，像壓水堆這樣投入過大量的人力和經費，進行過廣泛細致的研究和開發(fā)。也沒有哪一種堆型，有壓水堆這樣豐富的制造和運行經驗，以及與壓水堆相適應的完整的核動力工業(yè)體系。由于這個原因，雖然后來發(fā)展的一些堆型有不少壓水堆無法比擬的優(yōu)點，在技術上也很有發(fā)展前途，但要達到壓水堆這樣完善的程度，還需要投入一筆巨大的科研費用。正是上述多種因素的共同影響，造成當前壓水堆核電站占有獨特的統(tǒng)治地位，而且這種狀況還要維持幾十年。壓水堆核電站從20世紀50年代問世以后，僅僅經過十多年，到70年代初，就不僅在經濟上，而且在環(huán)境保護上，超過了已有近百年歷史的火電站。壓水堆

10、核電機組一直是核能產業(yè)最安全堆型之一，它已經成為一種成熟的堆型，一直吸引著越來越多的用戶，是核動力市場上最暢銷的“商品”。今天，不僅發(fā)展核武器的國家，而且一些不發(fā)展核武器，煤、石油、水電很豐富的國家，也在紛紛發(fā)展核電站。在世界上，己經出現了一種規(guī)模巨大的新興工業(yè)一一民用核動力工業(yè)，它和電子工業(yè)一樣，其發(fā)展速度遠遠超過煤、鋼鐵、汽車等傳統(tǒng)工業(yè)，并將對整個社會的生產和生活面貌帶來越來越深刻的影響。到目前為止，壓水堆核電站的燃料組件、壓力容器、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、汽輪發(fā)電機組的設計，正向標準化、系列化的方向發(fā)展。壓水堆核電站的研究開發(fā)工作，主要是為了進一步提高其安全性和經濟性。有關各國在這

11、方面都有龐大的研發(fā)計劃，并開展廣泛的國際合作。二、沸水堆在對壓水堆核電站有了基本了解之后，讓我們再關心一下它的孿生姐妹沸水堆。在壓水堆核電站中，一回路的冷卻劑通過堆芯時被加熱，隨后在蒸汽發(fā)生器中將熱量傳給二回路的水使之沸騰產生蒸汽。那么可不可以讓水直接在堆內沸騰產生蒸汽呢?沸水堆正是在核潛艇用壓水堆向核電站過渡時，為回答上述問題而衍生出來的。沸水堆與壓水堆同屬于輕水堆家族，都使用輕水作慢化劑和冷卻劑，低富集度鈾作燃料，燃料形態(tài)均為二氧化鈾陶瓷芯塊，外包錯合金包殼。典型的沸水堆堆芯和壓力容器的內部結構及其燃料元件棒、燃料組件和控制棒等示于圖1-8中。堆芯內共有約800個燃料組件，每個組件為8x8

12、正方排列，其中含有62根燃料元件和2根空的中央棒(水棒)。沸水堆燃料棒束外有組件盒以隔離流道，每一個燃料組件裝在一個元件盒內。具有十字形橫斷面的控制棒安排在每一組四個組件盒的中間。冷卻劑自下而上流經堆芯后大約有100(重量)被變成蒸汽。為了得到干燥的蒸汽，堆芯上方設置了汽水分離器和干燥器。由于堆芯上方被它們占據，沸水堆的控制棒只好從堆芯下方插入。沸水堆的冷卻劑循環(huán)流程如圖1-9所示。其特點是堆芯內具有一個冷卻劑再循環(huán)系統(tǒng)。流經堆芯的水僅有部分變成水蒸氣，其余的水必須再循環(huán)。從圓簡區(qū)的下端抽出一部分水由再循環(huán)泵將其唧送入噴射泵。大多數沸水堆都設置兩臺再循環(huán)泵，每臺泵通過一個聯箱給10-12臺噴射

13、泵提供“馳動流”，帶動其余的水進行再循環(huán)。冷卻劑的再循環(huán)流量取決于向噴射泵注水率，后者可由再循環(huán)泵的轉速來控制。因為沸水堆與壓水堆一樣，采用相同的燃料、慢化劑和冷卻劑等，注定了沸水堆也有熱效率低、轉化比低等缺點。但與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站還有以下幾個不同的特點:(1)直接循環(huán)。核反應堆產生的蒸汽被直接引入蒸汽輪機，推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。這是沸水堆核電站與壓水堆核電站的最大區(qū)別。沸水堆核電站省去一個回路，因而不再需要昂貴的、壓水堆中易出事故的蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，減少大量回路設備。(2)工作壓力可以降低。將冷卻水在堆芯沸騰直接推動蒸汽輪機的技術方案可以有效降低堆芯工作壓力。為了獲得與壓水堆

14、同樣的蒸汽溫度，沸水堆堆芯只需加壓到約70個大氣壓，即堆芯工作壓力由壓水堆的1M左右下降到沸水堆的 M S左右，降低到了壓水堆堆芯工作壓力的一半。這使系統(tǒng)得到極大地簡化，能顯著地降低投資。(3)堆芯出現空泡。與壓水堆相比，沸水堆最大的特點是堆內有氣泡，堆芯處于兩相流動狀態(tài)口由于氣泡密度在堆芯內的變化，在它的發(fā)展初期，人們認為其運行穩(wěn)定性可能不如壓水堆。但運行經驗的積累表明，在任何工況下慢化劑反應性空泡系數均為負值，空泡的反應性負反饋是沸水堆的固有特性。它可以使反應堆運行更穩(wěn)定，自動展平徑向功率分布，具有較好的控制調節(jié)性能等。與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站的主要缺點是; (1)輻射防護和廢物處

15、理較復雜。由于沸水堆核電站只有一個回路，反應堆內流出的有一定放射性的冷卻劑被直接引入蒸汽輪機，導致放射性物質直接進入蒸汽輪機等設備，使得輻射防護和廢物處理變得較復雜。汽輪機需要進行屏蔽，使得汽輪機檢修時困難較大;檢修時需要停堆的時間也較長，從而影響核電站的設備利用率。(2)功率密度比壓水堆小。水沸騰后密度降低，慢化能力減弱，因此沸水堆需要的核燃料比相同功率的壓水堆多，堆芯及壓力殼體積都比相同功率的壓水堆大，導致功率密度比壓水堆小。沸水堆核電站這些缺點的存在，加上發(fā)展不普遍因而缺乏必要的運行經驗反饋，比如人們擔心雖然取消了蒸汽發(fā)生器，但使堆內結構復雜化，經濟上未必合算等，使得在過去幾十年中沸水堆

16、的地位不如壓水堆。到1997年年底，世界上己經運行的沸水堆核電機組有93個，僅占世界核電總裝機容量的23o。但隨著技術的不斷改進，沸水堆核電站性能越來越好。尤其是先進沸水堆(ABWR)的建造這幾年取得了很大進展，在經濟性、安全性等方面有超過壓水堆的趨勢。例如，ABW嘆用置于壓力容器內的再循環(huán)泵代替原先外置的再循環(huán)泵.大大提高了安全性。由于水處理技術的改進和廣泛使用各種自動工具，ABWR檢修時工作人員所受放射性劑量已大幅度降低·所有這一切使人們對于沸水堆核電站技術已經刮目相看。日本今后的核電計劃都采用沸水堆，我國臺灣省擬新建的電站也決定采用沸水堆。三、重水堆重水堆是指用重水(D2O)作

17、慢化劑的反應堆。重水堆雖然都用重水作慢化劑，但在它幾十年的發(fā)展中，己派生出不少次級的類型。按結構分，重水堆可以分為壓力管式和壓力殼式。采用壓力管式時，冷卻劑可以與慢化劑相同也可不同。壓力管式重水堆又分為立式和臥式兩種。立式時，壓力管是垂直的，可采用加壓重水、沸騰輕水、氣體或有機物冷卻;臥式時，壓力管水平放置，不宜用沸騰輕水冷卻。壓力殼式重水堆只有立式，冷卻劑與慢化劑相同，可以是加壓重水或沸騰重水，燃料元件垂直放置，與壓水堆或沸水堆類似。在這些不同類型的重水堆中，加拿大發(fā)展起來的以天然鈾為核燃料、重水慢化、加壓重水冷卻的臥式、壓力管式重水堆現在已經成熟。圖1-10給出了壓力管臥式重水堆燃料棒束組

18、件的結構圖，圖1-11給出了這種類型重水堆核電站系統(tǒng)示意圖。圖1-11顯示了在一個8字形回路中重水冷卻劑的系統(tǒng)流程。該回路示意性畫出兩根壓力管。實際紐幾百根壓力管平行地裝配在排管容器內。8字形回路中與壓力管相接的兩臺蒸汽發(fā)生器和兩臺冷卻劑循環(huán)泵，連同相關管路共同構成了一回路冷卻劑系統(tǒng)。作為冷卻劑的重水與慢化劑無交混地在壓力管內循環(huán)流動，帶走堆內發(fā)熱二壓力管外的排管容器中充滿作為慢化劑的一重水.并與慢化劑冷卻系統(tǒng)相連。這種堆民前在核電站中比例不大，但有一些突出的特點。重水堆燃料元件的芯塊也與壓水堆類似，是燒結的二氧化鈾的短圓柱形陶瓷塊，這種芯塊也是放在密封的外徑約為十兒毫米、長約500mm的錯合

19、金包殼管內，構成棒狀元件。由37到43根數目不等的燃料元件棒組成長約500mm、外徑為100mm左右的燃料棒束組件。圖1-10表示壓力管臥式重水堆的燃料棒束組件結構。反應堆的堆芯是由幾百根裝有燃料棒束組件的壓力管排列而成口重水堆壓力管水平放置，管內有1束燃料組件，構成水平方向尺度達6m的活性區(qū)。作為冷卻劑的重水在壓力管內流動以冷卻燃料元件。像壓水堆一樣，為了防止震水過熱沸騰，必須使壓力管內的重水保持較高的壓力。壓力管是承受高壓重水沖刷的重要部件，是重水堆設計制造的關鍵設備。作為慢化劑的重水裝在龐大的反應堆容器(稱為排管容器)內。為了防止熱量從冷卻劑重水傳出到慢化劑重水中，在壓力管外設置一條同心

20、的管子，稱為排管，壓力管與外套的排管之間充入氣體作為絕熱層，以保持壓力管內冷卻劑的高溫，避免熱量散失;同時保持慢化劑處于要求的低溫低壓狀態(tài)。同心的壓力管和排管貫穿于充滿重水慢化劑的反應堆排管容器中，排管容器則不承受多大的壓力。總長可達8-9 m的排管兩端有法蘭固定，與排管容器的殼體聯成一體。圖1-12給出了壓力管臥式重水堆結構示意圖。控制棒插入排管容器內排管之間，在這種低溫低壓重水慢化劑內，可上下方向或左右方向運動。所以與在高溫高壓水內運動的壓水堆控制棒相比，更加安全可靠。這種壓力管臥式重水堆可以在反應堆運行時，由裝卸料機連接壓力管的兩端密封接頭進行不停堆換料口每次換料時，將8束新組件從壓力管

21、的一端推進去，同時從同一壓力管的另一端將輻照過的燃料組件推出。加拿大設計建造的CANDU堆是壓力管臥式重水堆的典型代表。54萬kW的皮克靈核電站，有390根壓力管，壓力管內總共放了4 680束燃料組件。每個燃料棒束內有37根燃料元件棒，因此這些燃料組件共由大約17萬根燃料元件棒組成。壓力管內冷卻燃料組件用的高壓重水，壓力為10MPa,溫度300。外套排管與重水排管容器是焊在一起的，重水慢化劑不加壓，溫度約70。裂變產生的中子在壓力管內得不到充分慢化，主要在排管外慢化。將慢化劑保持低溫，除了可以避免高壓，還可以減少鈾-238對中子的共振吸收，有利于實現鏈式反應。重水堆核電站動力循環(huán)系統(tǒng)與壓水堆核

22、電站相似。一回路系統(tǒng)如圖1-13所示，分別為兩個相同的循環(huán)回路，一個設在反應堆的左側，另一個設在反應堆的右側，對稱布置。每一個循環(huán)回路由2-6個蒸汽發(fā)生器和2-8合循環(huán)泵組成。每個循環(huán)回路帶走反應堆一半的熱量。一回路中的重水冷卻劑在重水循環(huán)泵的哪送下由左邊循環(huán)回路流入左邊壓力管進口，在堆芯內冷卻元件。重水被加熱升溫后從反應堆右邊流出，進入右側循環(huán)回路。在右邊循環(huán)回路蒸汽發(fā)生器中將熱量傳遞給二回路的水。而從蒸汽發(fā)生器出口，重水又由右邊循環(huán)回路重水泵卿送進入右邊壓力管，在堆芯內被加熱，然后從堆左邊出去，進入左邊循環(huán)回路的蒸汽發(fā)生器中，再由左側重水循環(huán)泵送入堆芯。如此循環(huán)往復將核裂變熱能帶至蒸汽發(fā)生

23、器傳遞給二回路，產生的蒸汽送入蒸汽輪機做功，帶動發(fā)電機發(fā)電.重水堆核電站與輕水堆核電站相比較，核特性及重水堆的特殊結構所決定的:有以下幾點主要差別，這些差別是由重水的核特性及重水堆的特殊結構所決定的：(1)中子經濟性好，可以采用天然鈾作為核燃料。我們知道，重水和天然水，(也就是輕水)的熱物理性能差不多，因此作為冷卻劑時，都需要加壓。但是、重水和輕水的核特性相差很大。這個差別主要表現在中子的慢化和吸收上。在目前常用的慢化劑中，重水的慢化能力僅次于輕水，多倍，使得重水的“慢化比”可是重水最大優(yōu)點是它吸收熱中子的幾率比輕水要低兩百遠高于其他慢化劑。由于重水吸收熱中子的幾率小，所以中子經濟性好。以重水

24、慢化的反應堆，可以采用天然鈾作為核燃料。從而使得建造重水堆的國家，不必建造濃縮鈾廠。(2)中子經濟性好，比輕水堆更節(jié)約天然鈾。由于重水吸收的中子少，所以重水慢化的反應堆，中子除了維持鏈式反應外，還有較多的剩余可以用來使鈾-238轉變?yōu)轭?239，使得重水堆不但能用天然鈾實現鏈式反應，而且比輕水堆節(jié)約天然鈾20%。(3)可以不停堆更換核燃料。重水堆由于使用天然鈾，后備反應性少，因此需要經常將燒透了的燃料元件卸出堆外，補充新燃料。經常為此而停堆，對于要求連續(xù)發(fā)電的核電站是不允許的。這就使不停堆裝卸核燃料顯得尤為必要。壓力管臥式重水堆的設計，使不停堆換料得以實現。(4)重水堆的功率密度低。重水堆雖然

25、由于重水吸收中子少帶來了上述優(yōu)點，但由于重水的慢化能力比輕水低得多，又給它帶來了不少缺點。由于重水慢化能力比輕水低，為了使裂變產生的快中子得到充分的慢化，堆內慢化劑的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天然鈾等原因，同樣功率的重水堆的堆芯體積比壓水堆大十倍左右。(5)重水費用占基建投資比重大。20t天然水中含有3kg重水。雖然從天然水中提取重水，比從天然鈾中制取濃縮鈾容易，但是由于天然水中重水含量低，所以重水仍然是一種相當昂貴的材料。由于重水用量大，所以重水的費用約占重水堆基建投資的六分之一以上。重水堆和輕水堆除了上述主要差別外，還會派生出一系列其他的區(qū)別。我們知道，物質的質量乘比熱，是該物質升

26、高一度吸收的熱量，稱為熱容。輕水與重水比熱差不多。但重水堆內重水裝載量大，所以總的熱容量也大。重水堆的燃料元件，是安裝在幾百根互相分離的壓力管內。壓力管破裂前有少量泄漏，容易發(fā)現和處理。而且當壓力管破裂造成失水事故時，事故只局限在個別壓力管內。由于冷卻劑與慢化劑分開，失水事故時慢化劑仍留在堆內，因而失水事故時燃料元件的剩余發(fā)熱，容易被堆內大量的重水慢化劑吸收。而輕水堆壓力邊界的任何一處發(fā)生泄漏，造成的后果都涉及整個堆芯。由于輕水堆熱容量小，所以失水事故后放出的熱量會造成堆芯溫度較大地升高，因而輕水堆失水事故的后果可能比重水堆嚴重?？傊捎谳p水和重水的核特性相差很大，在中子慢化性能和吸收性能的

27、兩個主要指標上，它們的優(yōu)劣正好相反，使它們成了天生的一對競爭伙伴:輕水堆的優(yōu)點正好對應重水堆的缺點，重水堆的優(yōu)點正好對應輕水堆的缺點。正是由于這個原因，使得這兩種堆型的選擇，成了不少國家的議會、政府和科技界人士長期爭論不休的難題。雖然輕水堆已經在核動力市場上占據了統(tǒng)治·地位，但是近年來，由于重水堆能夠節(jié)約核燃料，因而引起不少國家政府和核工業(yè)界人士的重視。由于重水堆比輕水堆更能充分利用天然鈾資源，又不需要依賴濃縮鈾廠和后處理廠，所以印度、巴基斯坦、阿根廷、羅馬尼亞等國家已先后引進加拿大的重水堆。我國的秦山核電站第三期工程也從加拿大引進了兩個重水堆核電機組。反映加拿大的這種重水堆核電站技

28、術已經相當成熟。四，高溫氣冷堆除了用水冷卻外，還有用氣體作為冷卻劑的氣冷堆。氣體的主要優(yōu)點是不會發(fā)生相變。但是氣體的密度低，導熱能力差，循環(huán)時消耗的功率大。為了提高氣體的密度及導熱能力，也需要加壓。氣冷堆在它的發(fā)展中，經歷了三個階段，形成了三代氣冷堆。第一代氣冷堆，是天然鈾石墨氣冷堆。它的石墨堆芯中放入天然鈾制成的金屬鈾燃料元件。石墨的慢化能力比輕水和重水都低，為了使裂變產生的快中子充分慢化，就需要大量的石墨。加上作為冷卻劑的二氧化碳導熱能力差，使這種堆體積大，平均功率密度比壓水堆低百多倍。此外其熱能利用效率只有24%。由于這些缺點，于是英國從60年代初期起，就轉向研究改進型氣冷堆。改進型氣冷

29、堆是第二代氣冷堆。它仍然用石墨慢化和二氧化碳冷卻。為了提高冷卻劑的溫度，元件包殼改用不銹鋼。由于采用二氧化鈾陶瓷燃料及濃縮鈾。隨著冷卻劑溫度及壓力的提高，這種堆的熱能利用效率達40%.功率密度也有很大提高。第一座這樣的改進型氣冷堆1963年在英國建成。當時英國過高地估計了所取得的成就，準備建造10座130萬kW的改進型氣冷堆雙堆電站。然而出師不利，在開始建造后不久，問題一個接著一個，使原先計劃建成的電站，工期一再推遲，基建投資也大幅增加，以致造成的損失達一二十億英鎊，成為英國核動力史上一場巨大的災難。一則由于改進型氣冷堆的波折，二則由于這種堆在經濟上的競爭能力差，加上輕水堆的大量發(fā)展，經過了近

30、十年的爭論，英國政府決定，放棄自己單獨堅持了二十多年的氣冷堆路線。盡管如此，第三代氣冷堆即高溫氣冷堆，雖然也經歷了曲折的道路.卻強烈地吸引著人們去探索.并顯示了旺盛的生命力。高溫氣冷堆是一種用高富集度鈾的包敷顆粒作核燃料、石墨作中子慢化劑、高溫氦氣作為冷卻劑的先進熱中子轉化堆。高溫氣冷堆的核燃料是富集度為90%以上(也有的高溫氣冷堆采用中、低富集度)的二氧化鈾或碳化鈾(見圖1-14)。首先將二氧化鈾或碳化鈾制成直徑小于1mm的小球，其外部包裹著熱解碳涂層和碳化硅涂層.將這種包敷顆粒燃料與石墨粉基體均勻混合之后，外面再包一些石墨粉，經復雜的工藝加工制成直徑達60mm的球形燃料元件。由于每顆包敷顆

31、粒燃料小球有多層包殼，而且包敷顆粒燃料小球間有石墨包圍，所以這種燃料元件在堆內幾乎不會破裂。高溫氣冷堆的冷卻劑是氦氣。球形元件重疊時，彼此間有空隙可供高溫氦氣流過。在氦循環(huán)風機的驅動下，氦氣不斷通過堆芯將裂變熱帶出，進行閉式循環(huán)。氦氣的壓力一般為4MPa。1985年德國建成的30萬kW電功率的高溫釷堆是一種用蒸汽進行間接循環(huán)的高溫氣冷堆，它的堆芯高6m，直徑5.6 m，功率密度61kw/L,。堆芯有67.5萬個直徑6cm的球，其中35.8萬個是裝了燃料的球，31.7萬個是慢化和控制用的石墨球和可燃毒物球。堆芯放在預應力混凝土壓力殼內(見圖1-15，預應力混凝土壓力殼外直徑24.8.m，高25.

32、5m。反應堆運行時，新的燃料球由反應堆的頂部加料機構加入，燒過的燃料球依靠它的自重從反應堆漏斗式底部卸出，經過燃耗分析器檢定，將未燒透的燃料球送回堆芯繼續(xù)使用，這樣可以做到連續(xù)不停堆裝卸料。目前的高溫氣冷堆分為三種:第一種是用蒸汽(在二回路)進行間接循環(huán)的高溫氣冷堆。其反應堆出口溫度約750，一回路氦氣壓力為4MPa。如果是1萬k的高溫氣冷堆，每小時的氦氣流量達4 600t。這種閉式循環(huán)的高溫氦氣經過蒸汽發(fā)生器管內時，使蒸汽發(fā)生器管外流動著的二回路的水變?yōu)楦邷卣羝?，像壓水堆那樣去推動汽輪發(fā)電機組。這種間接循環(huán)的高溫氣冷堆的基建投資估計比相同規(guī)模的壓水堆核電站高出40%，而且要用90%富集度的高

33、濃鈾，經濟上沒有競爭力。第二種是直接循環(huán)的高溫氣冷堆。這種堆產生850的高溫氮氣，不經過蒸汽發(fā)生器這一中間環(huán)節(jié)，直接去推動氦氣輪機。氮氣輪機排出的余熱又可以供氨蒸汽循環(huán)使用，采用這種雙重循環(huán)發(fā)電，熱能利用率可達50%。也可利用氦氣輪機余熱供熱，使之成為核熱電站。由于高溫氣冷堆逸出的放射性甚微，用來自反應堆堆芯的高溫氮氣直接推動氦氣輪機時，不會像沸水堆核電站直接循環(huán)那樣給檢修造成冷難。第三種是特高溫氣冷堆。這種堆的氦氣出口溫度達950以上，可以煉鋼、生產氫氣、煤的液化和氣化等。如果在燃氣輪機后增加兩道氨蒸汽循環(huán)發(fā)電.則熱能利用效率可達60%。研制后兩種高溫氣冷堆的主要困難是材料。在850-120

34、0范圍內，目前采用的材料的強度難以滿足需要。氦循環(huán)風機、氦氣輪機等大型設備也需要進行研制。高溫氣冷堆由于采用包敷顆粒核燃料，取消了燃料元件的金屬包殼，又用傳熱性能較好、化學性能穩(wěn)定、中子吸收截面小的氦氣作冷卻劑，因此它具有下列與眾不同的特點;(1)核電站選址靈活且熱效率高。由于采用耐高溫的包敷顆粒核燃料，并用耐高溫石墨作堆芯結構材料，因此允許反應堆冷卻劑的出口溫度達到750-950。如果將高溫氣冷堆的出口氦氣溫度提高到900左右，并采用氮氣輪機進行直接循環(huán)，加之氦氣的熱導率和比熱比二氧化碳大得多，輸送時消耗的功率小，則高溫氣冷堆可達50%以上的熱效率，這是其他堆型不可企及的高度。另外由于利用氦

35、氣輪機直接循環(huán)時便于用空氣冷卻塔散失余熱。使這種堆可以建在冷卻水源不足的地方，選址非常靈活。(2)高轉化比。高溫氣冷堆中除核燃料外，沒有金屬結構材料，只有中子吸收截面較小的石墨，反應堆的中子經濟性好，有較多的剩余中子可用來將釷-232轉化為鈾-233，使新核燃料的轉化比可達0.85左右。因此堆內用針作為再生核燃料，實現釷-鈾循環(huán)，將大大有利于釷資源的利用。這種堆屬于先進轉化堆。(3)安全性高。高溫氣冷堆的負溫度系數大，堆型熱容量也大，因此在事故工況下溫度上升緩慢，即使在失氦情況下，堆型結構也不至于熔化，這就使得采取相應安全措施的裕度增大。另外由于采用了預應力混凝土壓力殼，容器不會發(fā)生突然爆破事

36、故。因此這種堆型安全性較好。(4)對環(huán)境污染小。由于采用性能穩(wěn)定的氦氣作冷卻劑，氦氣的中子吸收截面極小，反應堆一回路放射性劑量較低;而且由于它的熱效率高，排出的廢熱也比輕水堆少35%-40%，熱污染少。因此它是核電站中較清潔的堆型，可以建在人口較密的城鎮(zhèn)附近。(5)有綜合利用的廣闊前景。氦氣是一種惰性氣體，化學性質不活潑，容易凈化，不引起材料的腐蝕。它透明，便于裝卸料操作。在出口溫度提高到1 000-1 200時，可將反應堆的高溫工藝供熱直接應用于煉鋼、制氫、煤的液化或氣化等工業(yè)生產中，達到綜合利用的目的。(6)可實現不停堆換料。高溫氣冷堆使用球形元件時，可以通過裝卸料機構實現不停堆連續(xù)裝卸核

37、燃料。這樣可以使堆內的后備反應性小，有利于反應堆的控制。雖然高溫氣冷堆有以上這些突出的優(yōu)點，但是由于技術上還沒有達到成熟的階段，仍有很多技術問題影響著它的迅速發(fā)展。.這些問題歸納為:(1)高燃耗包敷顆粒核燃料元件的制備和輻照考驗。燃料元件復雜的制備工藝，巨大的數量，要求不僅要克服燃料元件制造工藝上遇到的很多技術難關，還要求元件的制造必須有可靠的穩(wěn)定性，另外，為了驗證這些撤料元件在反應堆內高溫、強輻照條件下能否具備良好的使用性能，必須在反應堆內進行長期的輻照考驗。(2)高溫高壓氮氣回路設備的工藝技術問題。由于高溫高壓的氮氣極易泄漏，因此對氦氣泄漏的指標需要嚴格加以控制。為此，一回路的系統(tǒng)及設備都

38、需要采取一系列嚴格的密封防泄漏措施。特別是高溫氮氣循環(huán)風機、氮氣輪機、氣體閥門等帶轉動部件的設備，防泄漏動密封的問題最大。(3)燃料后處理及再加工問題。在高溫氣冷堆中，為了加大轉化比，加大燃耗和降低成本，采用鈾-釷燃料循環(huán)體系，這就給燃料后處理和再加工帶來了很多新的問題。在元件再加工中，由于鈾-233燃料中含有難以分離的鈾-232，后者帶有很強的放射性，因此必須采取特殊的防護措施和遙控操作。另一方面，另建一套釷-鈾燃料循環(huán)體系，在技術上和經濟上都要克服一定的困難。1964年后，英國、美國和聯邦德國先后建起了三座高溫氣冷試驗堆。除了初期出過一些小小的故障外，運行情況都非常令人滿意。它們逸出的放射

39、性甚微，特別是原西德的球床堆，燃耗深度超過壓水堆幾倍。原設計氦氣出口溫度為750，后來相繼提高到850和950，這些都證明高溫氣冷堆的概念是可行的。由于高溫氣冷堆在技術上具有水冷堆無法比擬的優(yōu)點，加上三座己建堆取得的成績，因而在國際上引起了普遍重視。專家們認為這種堆型在以后的能源結構中具有特殊的地位，一度將這種堆列為必須發(fā)展的堆型。五、快中子堆快中子反應堆.簡稱快堆，是堆芯中核燃料裂變反應主要由平均能量為0.1MeVl以上的快中子引起的反應堆。快中子堆一般采用氧化鈾和氧化钚混合燃料(或采用碳化鈾-碳化钚混合物)，將二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6 mm的不銹鋼包殼內

40、，構成燃料元件細棒。燃料組件是由多達幾十到幾百根燃料元件細棒組合排列成六角形的燃料盒(見圖1-16)。快堆堆芯與一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分。燃料區(qū)由幾百個六角形燃料組件盒組成。每個燃料盒的中部是混合物核燃料芯塊制成的燃料棒，兩端是由非裂變物質天然(或貧化)二氧化鈾束棒組成的增殖再生區(qū)。核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區(qū)。反應堆的鏈式反應由插入核燃料區(qū)的控制棒進行控制?？刂瓢舨迦氲蕉研救剂辖M件位置上的六角形套管中，通過頂部的傳動機構帶動。由于堆內要求的中子能量較高，所以快堆中無需特別添加慢化中子的材料，即快堆中無慢化劑。目前快堆中的冷卻劑主要有兩種:液態(tài)金

41、屬鈉或氦氣。根據冷卻劑的種類，可將快堆分為鈉冷快堆和氣冷快堆。氣冷快堆由于缺乏工業(yè)基礎，而且高速氣流引起的振動以及氮氣泄漏后堆芯失冷時的問題較大，所以目前僅處于探索階段。鈉冷快堆用液態(tài)金屬鈉作為冷卻劑，通過流經堆芯的液態(tài)鈉將核反應釋放的熱量帶出堆外。鈉的中子吸收截面小;導熱性好;沸點高達886.6，所以在常壓下鈉的工作溫度高，快堆使用鈉做冷卻劑時只需兩三個大氣壓，冷卻劑的溫度即可達500-600;比熱大.因而鈉冷堆的熱容量大;在工作溫度下對很多鋼種腐蝕性小;無毒。所以鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。世界上現有的、正在建造的和計劃建造的都是鈉冷快堆。但鈉的熔點為97.8，在室溫下是凝固的，所以要用外

42、加熱的方法將鈉熔化。鈉的缺點是化學性質活潑，易與氧和水起化學反應。當蒸汽發(fā)生器管子破漏時，管外的鈉與管內泄漏的水相接觸，會引起強烈的鈉-水反應。所以在使用鈉時，要采取嚴格的防范措施，這比熱堆中用水作為冷卻劑的問題要復雜得多。按結構來分，鈉冷快堆有兩種類型，即回路式和池式?；芈肥浇Y構就是用管路把各個獨立的設備連接成回路系統(tǒng)。優(yōu)點是設備維修比較方便，缺點是系統(tǒng)復雜易發(fā)生事故.與一般壓水堆回路系統(tǒng)相類似，鈉冷快堆中通過封閉的鈉冷卻劑回路(一回路)最終將堆芯發(fā)熱傳輸到汽-水回路，推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。所不同的是在兩個回路之間增加了一個以液鈉為工作介質的中間回路(二回路)和鈉-鈉中間熱交換器，以確保因蒸

43、汽發(fā)生器泄漏發(fā)生鈉-水反應時的堆芯安全，如圖1-17所示。池式即一體化方案，池式快堆將堆芯、一回路的鈉循環(huán)泵、中間熱交換器，浸泡在一個很大的液態(tài)鈉池內(見圖1-18)通過鈉泵使池內的液鈉在堆芯與中間熱交換器之間流動。中間回路里循環(huán)流動的液鈉，不斷地將從中間熱交換器得到的熱量帶到蒸汽發(fā)生器，使汽-水回路里的水變成高溫蒸汽。所以池式結構僅僅是整個一回路放在一個大的鈉池內而已。在鈉池內，冷、熱液態(tài)鈉被內層殼分開，鈉池中冷的液態(tài)鈉由鈉循環(huán)泵唧送到堆芯底部，然后由下而上流經燃料組件，使它加熱到550七左右。從堆芯上部流出的高溫鈉流經鈉·鈉中間熱交換器，將熱量傳遞給中間.回路的鈉工質，溫度降至4

44、00左右，再流經內層殼與鈉池主殼之間，由一回路鈉循環(huán)泵送回堆芯，構成一回路鈉循環(huán)系統(tǒng)。兩種結構形式相比較，在池式結構中，即使循環(huán)泵出現故障，或者管道破裂和堵塞熱容量及自然對流能力，可以防止失冷事故。因而池式結構比回路式結構的安全性好?，F有的鈉冷快堆多采用這種池式結構。但是池式結構復雜，不便檢修，用鈉多。中間回路內的壓力高于一回路內的壓力。每條回路連接一臺蒸汽發(fā)生器和一臺中間回路鈉循環(huán)泵。汽-水回路的水在蒸汽發(fā)生器內吸收熱量變?yōu)檎羝?，被送往汽輪發(fā)電機組發(fā)電。鈉冷快中子堆采用停堆換料的方案。換料是在250左右高溫液態(tài)鈉池內進行。換料時通過移動臂將燃料組件取出，通過傾斜通道輸送到乏燃料貯存池中去，經

45、衰變后送后處理廠加工。如從1975年起在法國境內合資建造的“超鳳凰”快堆電站，就是一座鈉冷、池式、四環(huán)路快中子堆商用驗證電站。其電站熱功率300萬kW，掙電功率120萬kW。采用外徑8.5m的不銹鋼管做燃料元件包殼，271根燃料棒組成一個組件。堆芯共364個燃料組件，通過堆芯的鈉流量為5.9萬t/h。采用池式結構，鈉池內徑21 m,高19.5m，堆芯高1 m。有并列的四個環(huán)路，包括四臺鈉泵和八臺中間熱交換器都放在鈉池內。增殖比可達1.2；功率密度為2851kw/L；熱能利用效率達到41%?，F將快中子堆核電站的主要特點歸納如下:(1)可充分利用核燃料。我們知道，鈾-235在天然鈾中只占0.724

46、%。在熱堆中，不可能完全耗盡燃料里的鈾-235。由于后處理投資大、費用高等原因，目前還主要是采用“一次通過”的方式，燃料元件在反應堆內“燒”過后，就存放在反應堆旁的貯存水池內。對于使用濃縮鈾的反應堆，在濃縮鈾廠的尾料中，還會剩余一部分鈾-235。所以大多數熱堆，只能利用天然鈾中一半的鈾-235。當然，熱堆中鈾-238吸收中子轉化生成的钚，239也可以裂變，這就意味著天然鈾中的鈾-238也有消耗;且有極少一部分鈾-238能被尚未來得及慢化的快中子擊中而裂變。即使將鈾-238的消耗考慮在內，目前的熱中子動力堆對鈾的利用率也還低于1%。對于快中子堆來說情況就大不相同了。由于天然鈾中的鈾·238作為可轉化材料，能在快堆中轉化為易裂變材料钚-239，所以理論上通過乏燃料的后處理，快中子堆可以將鈾-235、鈾-38及钚-239全部加以利用。但由于反