第三章 重水堆和快中子增殖反應堆核電站

1、3重水堆和快中子增殖反應堆核電重水堆和快中子增殖反應堆核電站站幾種重要反應堆堆型核電站幾種重要反應堆堆型核電站主要內(nèi)容主要內(nèi)容p3.1沸水堆核電站沸水堆核電站p3.2重水堆核電站重水堆核電站p3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站p3.4其它堆型核電站（了解）其它堆型核電站（了解）3.1沸水堆核電站沸水堆核電站可不可讓水可不可讓水直接在堆內(nèi)直接在堆內(nèi)沸騰產(chǎn)生蒸沸騰產(chǎn)生蒸汽呢？汽呢？壓水堆核電站壓水堆核電站3.1沸水堆核電站沸水堆核電站目前世界上已運行的沸水堆有目前世界上已運行的沸水堆有92座，占全世界核電座，占全世界核電廠總功率的廠總功率的23%，在建的沸水堆有，在建的沸水堆有4座。座。3

2、.1沸水堆核電站沸水堆核電站沸水堆與壓水堆同屬輕水堆家族，都使用輕水都使用輕水作為慢化劑和冷卻劑，低富集度鈾作為燃料作為慢化劑和冷卻劑，低富集度鈾作為燃料，燃料形態(tài)均為二氧化鈾陶瓷芯塊，外包鋯合金包殼。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(jù)，沸水堆的控制棒只好從堆芯下方插入控制棒只好從堆芯下方插入。堆內(nèi)裝有數(shù)臺內(nèi)裝式再循環(huán)泵堆內(nèi)裝有數(shù)臺內(nèi)裝式再循環(huán)泵。堆芯內(nèi)具有一個冷卻劑再循環(huán)系統(tǒng)。流經(jīng)堆芯的水僅有部分變成水蒸氣，其余的水必須再循環(huán)。3.1沸水堆核電站沸水堆核電站核燃料為核燃料為正方形有盒組件正方形有盒組件，盒內(nèi)燃，盒內(nèi)燃料棒排列成料棒排列成77或或88

3、柵陣，燃柵陣，燃料棒包殼和組件盒料棒包殼和組件盒材料均為鋯材料均為鋯4合金合金。堆芯將由。堆芯將由800個左右的燃料個左右的燃料盒組成。盒組成?？刂瓢舫适中涂刂瓢舫适中停迦朐谒膫€燃料，插入在四個燃料盒之間，中子吸收材料為碳化硼，盒之間，中子吸收材料為碳化硼，封裝在不銹鋼管內(nèi)，封裝在不銹鋼管內(nèi)，控制棒從堆底控制棒從堆底引入引入燃料棒燃料棒控制棒控制棒還有什么控制措施還有什么控制措施3.1沸水堆核電站沸水堆核電站反應堆的功率調(diào)節(jié)除用控制棒外，還可以改變再循環(huán)流量來實現(xiàn)。反應堆的功率調(diào)節(jié)除用控制棒外，還可以改變再循環(huán)流量來實現(xiàn)。流流量增加，汽泡帶出功率就提高，堆芯空泡減少，使反應堆功率上升，量

4、增加，汽泡帶出功率就提高，堆芯空泡減少，使反應堆功率上升，隨之汽泡增多，直至達到新的平衡。這種改變流量的功率調(diào)節(jié)方法可隨之汽泡增多，直至達到新的平衡。這種改變流量的功率調(diào)節(jié)方法可使功率改變達使功率改變達25%滿功率而不需要控制棒任何動作。滿功率而不需要控制棒任何動作。沸水堆蒸汽直接在反應堆沸水堆蒸汽直接在反應堆 內(nèi)產(chǎn)生，故不可避免地要內(nèi)產(chǎn)生，故不可避免地要 挾帶出由水中產(chǎn)生的氮挾帶出由水中產(chǎn)生的氮 16，氮，氮16有很強的有很強的輻輻 射，因此汽輪機系統(tǒng)在正射，因此汽輪機系統(tǒng)在正 常運行時都帶有放射性，常運行時都帶有放射性，運運 行人員不能接近，還需要行人員不能接近，還需要 有適當?shù)钠帘?。但?/p>

5、適當?shù)钠帘?。但氮?6 的半衰期僅的半衰期僅7.13秒，故停秒，故停 機后不久就可完全衰變，機后不久就可完全衰變， 不影響設備維修。不影響設備維修。 3.1沸水堆核電站沸水堆核電站p優(yōu)點：優(yōu)點：最大區(qū)別是直接循環(huán)最大區(qū)別是直接循環(huán) ，減少大量回路設備，減少大量回路設備工作壓力可以降低，系統(tǒng)得到極大簡化工作壓力可以降低，系統(tǒng)得到極大簡化 ，降低投資，降低投資最大特點是堆芯出現(xiàn)空泡，具有負反饋性最大特點是堆芯出現(xiàn)空泡，具有負反饋性p缺點：缺點：放射性物質(zhì)直接進入蒸汽輪機等設備，使得輻射防護放射性物質(zhì)直接進入蒸汽輪機等設備，使得輻射防護和廢物處理較復雜和廢物處理較復雜 ，汽輪機需要進行屏蔽，檢修難，

6、汽輪機需要進行屏蔽，檢修難度較大，時間也較長度較大，時間也較長水沸騰后密度降低，慢化能力減弱，因此需要的核燃水沸騰后密度降低，慢化能力減弱，因此需要的核燃料也比壓水堆多，導致功率密度比壓水堆小料也比壓水堆多，導致功率密度比壓水堆小 3.1沸水堆核電站沸水堆核電站過去的沸水堆地位不如壓水堆過去的沸水堆地位不如壓水堆以上缺點以上缺點缺乏必要的運行經(jīng)驗反饋缺乏必要的運行經(jīng)驗反饋先進沸水堆先進沸水堆ABWR在經(jīng)濟性、安全性等方面在經(jīng)濟性、安全性等方面 有有超過壓水堆的趨勢。（自動檢修技術(shù)代替人工后超過壓水堆的趨勢。（自動檢修技術(shù)代替人工后使所受輻射劑量大幅降低）使所受輻射劑量大幅降低）3.2重水堆核電

7、站重水堆核電站我國秦山三期核電就是采用的重水堆堆型的核電站我國秦山三期核電就是采用的重水堆堆型的核電站3.2重水堆核電站重水堆核電站p重水堆是指用重水（重水堆是指用重水（D2O）作為慢化劑的反應堆）作為慢化劑的反應堆p重水具有中子吸收截面小而慢化性能好的特點。它作慢化劑，使反應堆內(nèi)中子的有害吸收降到很低的程度。故中子利用率高。因此，可直接利用天然鈾作反應堆核燃料。p重水的價格較貴價格較貴，為了減少重水泄漏損失，相應地使反應堆及重水回路的設備制造復雜設備制造復雜。因此，以往重水反應堆的建造和發(fā)展不如輕水堆普遍。p目前國際上已投入運行的重水堆核電站共30余座，余座，總電功率為2335.4萬千瓦，約

8、占全世界核電廠總功率的6.5%。 3.2重水堆核電站重水堆核電站重水反應堆動力循環(huán)系統(tǒng)與壓水堆核電站相似重水反應堆動力循環(huán)系統(tǒng)與壓水堆核電站相似 3.2重水堆核電站重水堆核電站3.2重水堆核電站重水堆核電站重水堆按其結(jié)構(gòu)形式大致可以分成重水堆按其結(jié)構(gòu)形式大致可以分成壓力管式和壓力殼式壓力管式和壓力殼式兩類。兩類。重重水水堆堆壓力殼式壓力殼式立式加壓重水冷卻反應堆立式加壓重水冷卻反應堆立式沸騰重水冷卻反應堆立式沸騰重水冷卻反應堆立式沸騰輕水冷卻反應堆立式沸騰輕水冷卻反應堆臥式加壓重水冷卻反應堆臥式加壓重水冷卻反應堆壓力管式壓力管式立式加壓重水冷卻反應堆立式加壓重水冷卻反應堆立式沸騰重水冷卻反應堆

9、立式沸騰重水冷卻反應堆3.2重水堆核電站重水堆核電站1962年，第一座示范堆羅耳弗頓年，第一座示范堆羅耳弗頓(22MW)投入運行。投入運行。1967年，第一座原型堆道格拉斯角年，第一座原型堆道格拉斯角(208MW)投入運行。投入運行。19711973年，第一批商用重水堆核電站皮克靈年，第一批商用重水堆核電站皮克靈A(4515MW)投入運行。投入運行。19761979年，布魯斯年，布魯斯A(4825MW)投入運行。投入運行。加拿大的加拿大的CANDU型壓力管式重水堆核電站型壓力管式重水堆核電站1壓力管臥式重水堆壓力管臥式重水堆3.2重水堆核電站重水堆核電站3.2重水堆核電站重水堆核電站1壓力管臥

10、式重水堆壓力管臥式重水堆3.2重水堆核電站重水堆核電站1壓力管臥式重水堆壓力管臥式重水堆3.2重水堆核電站重水堆核電站作為冷卻劑的重水在作為冷卻劑的重水在壓力壓力管內(nèi)流動帶走管內(nèi)流動帶走熱量。作為慢化劑的重水在反應堆排管熱量。作為慢化劑的重水在反應堆排管容器中，為了防止熱量從冷卻劑重水傳容器中，為了防止熱量從冷卻劑重水傳到慢化劑重水中，在壓力管外設置一到慢化劑重水中，在壓力管外設置一同同心容器管心容器管，兩管之間充以，兩管之間充以二氧化碳作隔二氧化碳作隔熱層熱層，以保持慢化劑溫度不超過，以保持慢化劑溫度不超過60。 將慢化劑保持低溫，除了可以避免高壓，將慢化劑保持低溫，除了可以避免高壓，還可以

11、減少還可以減少U-238對中子的共振吸收，對中子的共振吸收，有利于實現(xiàn)鏈式反應。有利于實現(xiàn)鏈式反應。控制棒控制棒插入排管容器內(nèi)的排管之間，在插入排管容器內(nèi)的排管之間，在這種低溫低壓重水慢化劑內(nèi)，可以上下這種低溫低壓重水慢化劑內(nèi)，可以上下方向或左右方向運動，所以和在高溫高方向或左右方向運動，所以和在高溫高壓水內(nèi)運動的壓水堆控制棒相比，更加壓水內(nèi)運動的壓水堆控制棒相比，更加安全可靠。安全可靠。1壓力管臥式重水堆壓力管臥式重水堆3.2重水堆核電站重水堆核電站壓力管式重水堆是壓力管式重水堆是用壓力用壓力管把重水慢化劑和冷卻劑管把重水慢化劑和冷卻劑分開分開，壓力管承受高壓，壓力管承受高壓，排管容器則承受

12、不太大的排管容器則承受不太大的壓力，壓力管是重水堆設壓力，壓力管是重水堆設計制造的關(guān)鍵設備。臥式計制造的關(guān)鍵設備。臥式堆芯結(jié)構(gòu)的重水堆更便于堆芯結(jié)構(gòu)的重水堆更便于設備的布置和換料維修。設備的布置和換料維修。 1壓力管臥式重水堆壓力管臥式重水堆3.2重水堆核電站重水堆核電站1壓力管臥式重水堆壓力管臥式重水堆3.2重水堆核電站重水堆核電站1壓力管臥式重水堆壓力管臥式重水堆由于重水堆的由于重水堆的臥式布置壓力管臥式布置壓力管，每根壓力管在，每根壓力管在反應堆容器的兩端都設有密封接頭，可以裝拆。反應堆容器的兩端都設有密封接頭，可以裝拆。因此，可以采用遙控裝卸料機進行不停堆換料。因此，可以采用遙控裝卸料

13、機進行不停堆換料。換料時，由裝卸料機壓力管的兩端密封接頭，換料時，由裝卸料機壓力管的兩端密封接頭，新燃料組件從壓力管一端頂入，燒過的乏燃料新燃料組件從壓力管一端頂入，燒過的乏燃料組件側(cè)從同一壓力管的另一端被推出。這種換組件側(cè)從同一壓力管的另一端被推出。這種換料方式稱為料方式稱為“頂推式雙向換料頂推式雙向換料”。 3.2重水堆核電站重水堆核電站2 壓力殼式重水堆壓力殼式重水堆與壓力管式重水堆相比，與壓力管式重水堆相比，堆芯結(jié)構(gòu)簡單，結(jié)構(gòu)材料堆芯結(jié)構(gòu)簡單，結(jié)構(gòu)材料少，因此中子的經(jīng)濟件好。少，因此中子的經(jīng)濟件好。再生核燃料的轉(zhuǎn)換比較大，再生核燃料的轉(zhuǎn)換比較大，另外，堆芯中燃料棒呈柵另外，堆芯中燃料棒

14、呈柵格分布，堆芯布置緊湊，格分布，堆芯布置緊湊，不僅有利于鈾的燃料循環(huán)，不僅有利于鈾的燃料循環(huán)，而且對實現(xiàn)釷鈾核燃料而且對實現(xiàn)釷鈾核燃料循環(huán)較為有利。循環(huán)較為有利。3.2重水堆核電站重水堆核電站3壓力管式沸騰輕水冷卻重水堆壓力管式沸騰輕水冷卻重水堆1.1.重水重水 2.2.燃料組件燃料組件 3.3.輕水冷卻劑輕水冷卻劑 4.4.氣鼓氣鼓 5.5.循環(huán)泵循環(huán)泵 6.6.汽輪機汽輪機 7.7.給水泵給水泵3.2重水堆核電站重水堆核電站4 重水慢化、有機介質(zhì)冷卻反應堆重水慢化、有機介質(zhì)冷卻反應堆3.2重水堆核電站重水堆核電站5 重水堆核電站主要系統(tǒng) （一）一回路系統(tǒng)（一）一回路系統(tǒng)（二）一回路穩(wěn)壓系

15、統(tǒng)（二）一回路穩(wěn)壓系統(tǒng)（三）慢化劑系統(tǒng)（三）慢化劑系統(tǒng)（四）氦氣系統(tǒng)（四）氦氣系統(tǒng)（五）重水凈化及提濃系統(tǒng)（五）重水凈化及提濃系統(tǒng)（六）二回路系統(tǒng)（六）二回路系統(tǒng)3.2重水堆核電站重水堆核電站3.2重水堆核電站重水堆核電站p重水堆核電站與輕水堆核電站的重水堆核電站與輕水堆核電站的特點特點 ：p（1）中子經(jīng)濟性好，可以采用天然鈾作為核燃料）中子經(jīng)濟性好，可以采用天然鈾作為核燃料 p（2）中子經(jīng)濟性好，比輕水堆更節(jié)約天然鈾）中子經(jīng)濟性好，比輕水堆更節(jié)約天然鈾p（3）可以不停對更換核燃料）可以不停對更換核燃料p（4）堆芯體積大、功率密度低）堆芯體積大、功率密度低p（5）重水費用占基建投資比重大）重水

16、費用占基建投資比重大 p（6）失水事故風險可能比輕水堆小）失水事故風險可能比輕水堆小p運行成本低運行成本低p坎杜型重水堆比壓水堆能多生產(chǎn)一倍的钚坎杜型重水堆比壓水堆能多生產(chǎn)一倍的钚p壓力管式避免了制造技術(shù)難度很高的壓力殼及其他大型設備壓力管式避免了制造技術(shù)難度很高的壓力殼及其他大型設備3.2重水堆核電站重水堆核電站p重水堆核電站與輕水堆核電站的重水堆核電站與輕水堆核電站的不足不足 ：p（1）后備反應性比較小，燃耗比較淺，燃料裝載量、）后備反應性比較小，燃耗比較淺，燃料裝載量、進料量及出料量都比較大進料量及出料量都比較大p（2）裝卸料機比較復雜，制造要求比較高）裝卸料機比較復雜，制造要求比較高p

17、（3）熱循環(huán)效率比壓水堆低些）熱循環(huán)效率比壓水堆低些p（4）高壓重水系統(tǒng)的密封性要求很高）高壓重水系統(tǒng)的密封性要求很高p（5）標準化程度不夠）標準化程度不夠3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站 快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站是由快中子引起裂是由快中子引起裂變鏈式反應并將釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換成電能的變鏈式反應并將釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換成電能的核電站。核電站。 由于快中子反應堆在運行時，能在消耗由于快中子反應堆在運行時，能在消耗核裂變?nèi)剂系耐瑫r，產(chǎn)生多于消耗的可裂變核核裂變?nèi)剂系耐瑫r，產(chǎn)生多于消耗的可裂變核燃料，實現(xiàn)可裂變核燃料的再生增殖，故稱為燃料，實現(xiàn)可裂變核燃料的再生增殖，故稱為快中子

18、增殖堆核電站快中子增殖堆核電站。 3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站核裂變核裂變轉(zhuǎn)化為轉(zhuǎn)化為钚钚-2393.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站增殖原理增殖原理 鈾鈾235每次裂變可釋放出每次裂變可釋放出23個新中個新中子，如果這些新中子中至少子，如果這些新中子中至少1個用來維持鏈式反個用來維持鏈式反應，那么余下的應，那么余下的12個中子將有可能被無效吸收，個中子將有可能被無效吸收，泄漏或被鈾泄漏或被鈾238吸收，只有當無效吸收和泄漏吸收，只有當無效吸收和泄漏損失小于損失小于1時才能實現(xiàn)產(chǎn)生的新的可裂變材料钚時才能實現(xiàn)產(chǎn)生的新的可裂變材料钚239等于或大于等于或大于1，實現(xiàn)增殖?？熘?/p>

19、子堆的中，實現(xiàn)增殖?？熘凶佣训闹凶訜o效吸收和泄漏較少，以及將來采用钚子無效吸收和泄漏較少，以及將來采用钚239作核燃料，可真正實現(xiàn)增殖。作核燃料，可真正實現(xiàn)增殖。 3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站p反應堆內(nèi)的強中子場為鈾反應堆內(nèi)的強中子場為鈾-238轉(zhuǎn)換為钚轉(zhuǎn)換為钚-239這種核燃料提供了良好條件。這種核燃料提供了良好條件。p為了描述各類型反應堆在核燃料轉(zhuǎn)化方面的能為了描述各類型反應堆在核燃料轉(zhuǎn)化方面的能力，引入轉(zhuǎn)化比力，引入轉(zhuǎn)化比CRp輕水堆輕水堆 CR0.6p高溫氣冷堆（先進轉(zhuǎn)化堆）高溫氣冷堆（先進轉(zhuǎn)化堆）CR0.8p能使能使CR1的反應堆稱為增殖堆。的反應堆稱為增殖堆。快中子反

20、應堆快中子反應堆CR能達到能達到1.2CR=易裂變核的平均生成率易裂變核的平均生成率易裂變核的平均消耗率易裂變核的平均消耗率3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站核燃料：氧化鈾和氧化钚的混合燃料（或碳化鈾核燃料：氧化鈾和氧化钚的混合燃料（或碳化鈾-碳化钚碳化钚混合物）加工而成的圓柱狀芯塊混合物）加工而成的圓柱狀芯塊堆芯分燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩個部分堆芯分燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩個部分控制棒從頂部插入燃料區(qū)控制棒從頂部插入燃料區(qū)無慢化劑無慢化劑冷卻劑有液態(tài)金屬鈉或氦氣?，F(xiàn)有、正建和計劃建的都是冷卻劑有液態(tài)金屬鈉或氦氣?，F(xiàn)有、正建和計劃建的都是鈉冷快堆鈉冷快堆鈉冷快堆采用停堆換料鈉冷快堆采用停堆換料

21、3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站主要特點主要特點充分利用核燃料充分利用核燃料 可實現(xiàn)核燃料的增殖可實現(xiàn)核燃料的增殖 低壓堆芯下的高熱效率低壓堆芯下的高熱效率 3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站鈉冷快中子增殖堆鈉冷快中子增殖堆池式鈉冷快中子增殖堆池式鈉冷快中子增殖堆回路式鈉冷快中子增殖堆回路式鈉冷快中子增殖堆氣冷快中子增殖堆氣冷快中子增殖堆3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站池式鈉冷快中子增殖堆池式鈉冷快中子增殖堆3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站回路式鈉冷快中子增殖堆回路式鈉冷快中子增殖堆3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站氣冷快中子增殖堆氣冷快中子增殖堆

22、氣冷塊堆系統(tǒng)是快中子譜氣冷塊堆系統(tǒng)是快中子譜氦冷反應堆，采用閉式燃氦冷反應堆，采用閉式燃料循環(huán)。氦氣冷卻劑出口料循環(huán)。氦氣冷卻劑出口高溫，可用于發(fā)電，生產(chǎn)高溫，可用于發(fā)電，生產(chǎn)氫或高效率處理熱。氫或高效率處理熱。3.3快中子反應堆核電站快中子反應堆核電站氣冷快中子堆與鈉冷快中子堆的各自特點氣冷快中子堆與鈉冷快中子堆的各自特點（一）核燃料增殖性能（一）核燃料增殖性能氣冷快堆增殖比比鈉冷快中子堆大氣冷快堆增殖比比鈉冷快中子堆大,倍增時間要比倍增時間要比鈉冷快中子堆短鈉冷快中子堆短（二）核燃料投料量（二）核燃料投料量鈉冷快中子堆的燃料比功率要比氦冷快中子堆的大鈉冷快中子堆的燃料比功率要比氦冷快中子堆

23、的大,鈉冷快中子堆燃料的比投料量比氦冷快中子堆的小鈉冷快中子堆燃料的比投料量比氦冷快中子堆的?。ㄈ┖穗娬景踩裕ㄈ┖穗娬景踩曰瘜W性質(zhì)方面的安全性氣冷快堆優(yōu)于鈉冷快中子堆化學性質(zhì)方面的安全性氣冷快堆優(yōu)于鈉冷快中子堆,安全殼方面的安全性鈉快堆優(yōu)于冷氣冷快中子堆安全殼方面的安全性鈉快堆優(yōu)于冷氣冷快中子堆3.4其它堆型核電站其它堆型核電站高溫氣冷堆高溫氣冷堆用用高密度鈾的包敷顆粒作為核燃料高密度鈾的包敷顆粒作為核燃料、石墨作石墨作為中子慢化劑為中子慢化劑、高溫氦氣作為冷卻劑高溫氦氣作為冷卻劑的的先進熱中子轉(zhuǎn)化堆先進熱中子轉(zhuǎn)化堆高溫氣冷堆的堆芯核燃料由低富集鈾或高富集鈾加釷的高溫氣冷堆的堆芯核燃料

24、由低富集鈾或高富集鈾加釷的氧化物（或碳化物）制成直徑約氧化物（或碳化物）制成直徑約200微米的陶瓷型顆粒核微米的陶瓷型顆粒核心，外面涂上心，外面涂上23層熱解碳和碳化硅，涂層厚度約層熱解碳和碳化硅，涂層厚度約150200微米，構(gòu)成直徑約為微米，構(gòu)成直徑約為1毫米左右的核燃料顆粒。然后將毫米左右的核燃料顆粒。然后將顆粒彌散在石墨基體中壓制成球形或柱形燃料實體。這種顆粒彌散在石墨基體中壓制成球形或柱形燃料實體。這種燃料元件在堆內(nèi)幾乎不會破裂。冷卻劑氦氣在球形元件疊燃料元件在堆內(nèi)幾乎不會破裂。冷卻劑氦氣在球形元件疊縫空隙間流過，通過循環(huán)風機不斷將堆芯的裂變熱帶出，縫空隙間流過，通過循環(huán)風機不斷將堆芯

25、的裂變熱帶出，進行密閉循環(huán)。氦氣的壓力一般為進行密閉循環(huán)。氦氣的壓力一般為4Mpa3.4其它堆型核電站其它堆型核電站目前高溫氣冷堆分為三種：目前高溫氣冷堆分為三種：通過蒸汽發(fā)生器用蒸汽進行通過蒸汽發(fā)生器用蒸汽進行間接循環(huán)間接循環(huán)，基建費用高，要用高富集度鈾，經(jīng)濟上基建費用高，要用高富集度鈾，經(jīng)濟上沒有競爭力沒有競爭力直接循環(huán)直接循環(huán)，熱利用率可達，熱利用率可達50%，余熱供，余熱供熱，高溫氦氣逸出的放射性甚微，不影熱，高溫氦氣逸出的放射性甚微，不影響檢修響檢修p特高溫氣冷堆特高溫氣冷堆，可直接，可直接煉鋼、制氫等高溫工藝煉鋼、制氫等高溫工藝供熱，或用于循環(huán)發(fā)電，供熱，或用于循環(huán)發(fā)電，熱效率可達

26、熱效率可達60%3.4其它堆型核電站其它堆型核電站特點特點核電站選址靈活，且熱效率高核電站選址靈活，且熱效率高 中子經(jīng)濟性好，轉(zhuǎn)化比高，實現(xiàn)釷中子經(jīng)濟性好，轉(zhuǎn)化比高，實現(xiàn)釷232-鈾鈾233循環(huán)循環(huán)熱容量大，安全性高熱容量大，安全性高 氦氣吸收中子弱，排放的廢熱少，對環(huán)境污染小氦氣吸收中子弱，排放的廢熱少，對環(huán)境污染小 有綜合利用的廣闊前景有綜合利用的廣闊前景可實現(xiàn)不停堆換料可實現(xiàn)不停堆換料 技術(shù)上還沒有達到成熟階段，仍有很多技術(shù)問題技術(shù)上還沒有達到成熟階段，仍有很多技術(shù)問題 （1）高燃耗包敷顆粒核燃料元件的制備和輻照考驗問題）高燃耗包敷顆粒核燃料元件的制備和輻照考驗問題（2）高溫高壓氦氣回路設備的工藝技術(shù)問題）高溫高壓氦氣回路設備的工藝技術(shù)問題（3）燃料后處理及再加工問題）燃料后處理及再加工問題3.4其它堆型核電站其它堆型核電站超高溫氣冷堆系統(tǒng)超高溫氣冷堆系統(tǒng)（VHTR）超高溫氣冷堆系統(tǒng)是采用一超高溫氣冷堆系統(tǒng)是采用一次通過式鈾燃料循環(huán)、石墨次通過式鈾燃料循環(huán)、石墨慢化劑、氦氣冷卻反應堆。慢化劑、氦氣冷卻反應堆。反應堆產(chǎn)生熱量，可使堆芯反應堆產(chǎn)生熱量，可使堆芯出口氦氣溫度達出口氦氣溫度達1000，它可以為石油化工或其他行它