沸水堆核電廠

從事核電發(fā)電的電廠沸水堆核電廠01工作原理及主要特點(diǎn)沸水堆與壓水堆的比較電廠系統(tǒng)發(fā)展簡(jiǎn)史目錄030204基本信息以沸水堆為動(dòng)力源的核電廠。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動(dòng)力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費(fèi)用低和負(fù)荷跟隨能力強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn)；它們都使用低富集鈾，且須停堆換料。截止1998年底，全世界已運(yùn)行的沸水堆核電廠有92座，總功率82431MW，占全世界已運(yùn)行的核電廠總功率的22.69%，僅次于壓水堆；在建的沸水堆有4座，總裝機(jī)容量為4625MW。工作原理及主要特點(diǎn)工作原理及主要特點(diǎn)圖1沸水堆原理圖來(lái)自汽輪機(jī)系統(tǒng)的給水進(jìn)入反應(yīng)堆壓力容器后(見圖1)，沿堆芯圍筒與容器內(nèi)壁之間的環(huán)形空間下降，在噴射泵的作用下進(jìn)入堆下腔室，再折而向上流過(guò)堆芯，受熱并部分汽化。汽水混合物經(jīng)汽水分離器分離后，水分沿環(huán)形空間下降，與給水混合；蒸汽則經(jīng)干燥器后出堆，通往汽輪發(fā)電機(jī)，做功發(fā)電。蒸汽壓力約為7MPa，干度不小于99.75%。汽輪機(jī)乏汽冷凝后經(jīng)凈化、加熱，再由給水泵送入反應(yīng)堆壓力容器，形成一閉合循環(huán)。再循環(huán)泵的作用是使堆內(nèi)形成強(qiáng)迫循環(huán)，其進(jìn)水取自環(huán)形空間底部，升壓后再送入反應(yīng)堆容器內(nèi)，成為噴射泵的驅(qū)動(dòng)流。改進(jìn)型沸水堆取消了主系統(tǒng)管路和噴射泵，而在堆內(nèi)裝有數(shù)臺(tái)內(nèi)裝式再循環(huán)泵。自汽水分離器和汽輪機(jī)凝汽器流回的給水由這些泵唧送回到堆芯去再循環(huán)，從而增加了堆芯循環(huán)倍率。堆芯主要由核燃料組件、控制棒及中子測(cè)量器等組成。沸水堆燃料組件為正方形有盒組件。組件盒內(nèi)燃料棒排列成7×7或8×8柵陣。棒外徑約12.3mm，高約4.1m，其中活性段約3.8m。燃料芯塊為不同富集度的UO2，平均富集度為2.0%~3%，堆芯使用3~4種富集度燃料，在若干芯塊中加入Gd2O3可燃毒物，以展平組件內(nèi)中子注量率分布并補(bǔ)償燃耗反應(yīng)性虧損。燃料棒包殼材料和組件盒材料均為Zr-4合金。堆芯將由800個(gè)左右燃料組件排列而成。沸水堆的控制棒呈十字形，插在四個(gè)方盒組件之間，中子吸收材料為碳化硼粉末，裝在細(xì)的不銹鋼管內(nèi)，每根控制棒內(nèi)裝有幾十支含碳化硼的不銹鋼管。沸水堆的控制棒從堆底引入，原因是:①沸水堆堆芯上部蒸汽含量較多，造成堆芯上部中子慢化不足，這樣，堆芯熱中子注量率分布不均勻，其峰值下移?？刂瓢粲啥研镜撞恳胗兄谡蛊街凶幼⒘柯?。②可以空出堆芯上方空間用以安裝汽水分離器和干燥器。電廠系統(tǒng)電廠系統(tǒng)包括：①主系統(tǒng)(包括反應(yīng)堆)；②蒸汽給水系統(tǒng)；③反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)，其中包括應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)；④放射性廢物處理系統(tǒng)；⑤檢測(cè)和控制系統(tǒng)；⑥廠用電系統(tǒng)。其中蒸汽-給水系統(tǒng)、放射性廢物處理系統(tǒng)、廠用電系統(tǒng)以及反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)中的設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、廠用水系統(tǒng)等都與壓水堆核電廠有關(guān)系統(tǒng)類似。圖2GE沸水堆安全殼的發(fā)展反應(yīng)堆廠房：沸水堆廠房的特點(diǎn)是在安全殼內(nèi)還設(shè)一干井，反應(yīng)堆即安裝在此井內(nèi)，見圖2。干井的作用是：①承受失水事故瞬態(tài)壓力，并通過(guò)排汽管將汽水混合物導(dǎo)入抑壓水池；②提供屏蔽，使運(yùn)行維修人員能在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)進(jìn)入安全殼內(nèi)干井以外地區(qū)；③對(duì)失水事故時(shí)可能發(fā)生甩管、水流沖擊和飛射物提供防護(hù)，以保護(hù)安全殼。干井頂部有一鋼制密封頂，但可拆卸以便進(jìn)行換料檢修。沸水堆與壓水堆的比較沸水堆與壓水堆的比較①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費(fèi)低、負(fù)荷跟隨能力強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn)，其發(fā)電成本已可與常規(guī)火電廠競(jìng)爭(zhēng)。兩者都須使用低富集鈾燃料，并使用飽和汽輪機(jī)。②沸水堆的系統(tǒng)比壓水堆的簡(jiǎn)單，特別是省去了蒸汽發(fā)生器這一壓水堆的薄弱環(huán)節(jié)，減少了一大故障源。沸水堆的再循環(huán)管道比壓水堆的環(huán)路管道細(xì)得多，故管道斷裂事故的嚴(yán)重性遠(yuǎn)不如后者。③沸水堆的失水事故處理比壓水堆的簡(jiǎn)單，應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)有兩個(gè)分系統(tǒng)都從堆芯上方直接噴淋注水，而壓水堆應(yīng)急注水一般要通過(guò)環(huán)路管道才能進(jìn)入堆芯。④沸水堆的流量功率調(diào)節(jié)比壓水堆有更大的靈活性。⑤沸水堆直接產(chǎn)生蒸汽，除了N的放射性問題外，還有燃料棒破損時(shí)的裂變氣體和揮發(fā)性裂變產(chǎn)物會(huì)直接污染汽輪機(jī)系統(tǒng)。⑥沸水堆由于其燃耗深度比壓水堆的低，雖然燃料富集度低，但天然鈾需要量比壓水堆的大。⑦沸水堆壓力容器底部設(shè)有為數(shù)眾多的控制棒和中子探測(cè)器孔，增加了小失水事故的可能性。控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)較復(fù)雜，可靠性要求高，維修困難。⑧沸水堆壓力容器雖與壓水堆的類似，但設(shè)計(jì)壓力為壓水堆的一半，而由于堆功率密度低，堆芯大，容器內(nèi)還有再循環(huán)泵、汽水分離器和干燥器，故體積較后者大得多。如電功率為1100MW核電廠的反應(yīng)堆容器高23m，直徑6.4m，壁厚178mm，重達(dá)800t以上。⑨沸水堆控制棒自堆底引入，因此發(fā)生“未能緊急停堆的預(yù)計(jì)瞬變”的可能性比壓水堆的大

。發(fā)展簡(jiǎn)史發(fā)展簡(jiǎn)史沸水堆最先于20世紀(jì)50年代中由美國(guó)通用電氣公司(GE)開發(fā)研制，其反應(yīng)堆系統(tǒng)經(jīng)歷了從BWR-1到BWR-6不同階段的發(fā)展。表中示出典型沸水堆核電廠參數(shù)。BWR-1以德累斯頓1號(hào)為代表，1960年投入運(yùn)行，功率為200MW。采用了堆外汽水分離器，仍保留蒸汽發(fā)生器。BWR-2首次采用了直接循環(huán)，取消了蒸汽發(fā)生器，并開始采用流量功率調(diào)節(jié)和堆內(nèi)中子注量率監(jiān)測(cè)。BWR-3首次采用堆內(nèi)噴射泵。BWR-4功率首次突破1000MW。BWR-5開始采用高壓堆芯噴淋系統(tǒng)。BWR-6燃料組件從7×7改為8×8，安全殼采用Mark-Ⅲ。80年代開始，GE公司與日本東芝、日立公司合作開發(fā)先進(jìn)沸水堆(ABWR)。主要改進(jìn)有:①采用堆內(nèi)再循環(huán)泵，取消噴射泵。②正常運(yùn)行時(shí)用精密電機(jī)驅(qū)動(dòng)控制棒，緊急停堆仍用液壓驅(qū)動(dòng)。③燃料棒內(nèi)壁用純鋯