循环冷却水回路压水堆核电厂基本运作原理的特点和特点

核电厂与环境安全 第二章典型核反应堆 本章主要内容 压水反应堆是一种轻水反应堆，是公认的技术最成熟、运行安全、经济实用的反应堆类型。主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛的四个主要部件是蒸汽发生器、调节器、主泵和堆芯。三回路：循环冷却水回路压水堆核电站基本工作原理压水堆特点1）优势结构紧凑，堆芯功率密度高。中子的质量与氢核的质量大致相同，并且在每次碰撞中损失的能量最多。轻水分子由两个氢原子和一个氧原子组成。与气体相比，水的密度很大，氢含量也很高。在各种缓和剂中，水的缓和能力最强。水不仅是一种很好的缓和剂，还是一种很好的冷却剂。比热大，导热系数高，在叠层中不易活化，不易腐蚀不锈钢、锆等结构材料。水因其良好的慢化剂和载热能力而被用作慢化剂和冷却剂。这也是PWR的主要优势。经济上，基建成本低，建设周期短。由于压水堆核电站结构紧凑，堆芯功率密度高，即体积相同时压水堆功率最高，或压水堆体积相同同等功率下比其他堆型小，轻水价格便宜，造成压力经济，水堆基础设施成本低，建设周期短。必须使用能够承受高压的压力容器。我们知道水的沸点很低。在1个大气压下，水的沸点为100。为了提高压水堆核电站的热效率，必须在不沸腾的情况下提高流出反应堆的冷却剂的温度，即出口水温必须为增加，为此必须增加压力。

为了增加压力，需要有能承受高压的压力容器。这导致压力容器的制造难度和制造成本增加。必须使用一定浓度的核燃料。与水和石墨相比，轻水吸收热中子的概率更高，因此由轻水慢化的核反应堆不能使用天然铀作为燃料来维持链式反应。因此，轻水堆需要将天然铀浓缩到18亿年前的水平，即浓缩度要达到3%左右，因此压水堆核电站不得不支付更高的燃料成本。沸水堆是一种轻水堆，是通过研究水堆堆芯的沸腾而设计的。长期以来，人们一直在想是否可以让水在反应堆中沸腾，以及气泡的不规则形成和运动是否会造成危险的不稳定。 1950 年代早期进行的实验（著名的 BORAX 实验）表明，这确实发生在低压下，但当压力升高到压水堆（7MPa）的一半左右时，沸腾稳定，反应堆可控。沸水反应堆 沸水反应堆结构 简介 沸水反应堆外壳由堆芯、反应堆支撑结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵组成。堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成。还用低浓缩度的UO（2%-3%铀235)）制成圆柱形芯块，然后放入锆中合金包层。一根外径为12.5mm、长度约为3.7m的元件杆。元件棒通常排列成88平方的网格阵列，由几层弹簧网格夹持定位，然后装入锆合金燃料组件在方盒内成型。

沸水堆核电站示意图 沸水安全壳 沸水喷射泵循环系统示意图 沸水堆芯结构 沸水燃料组件 沸水特点：蒸汽在沸水的压力容器中直接产生，因此压力仅为压水堆的1/2（约7MPa)，因此可以减小压力容器的厚度。 BWR的功率密度低于PWR，汽水分离器、干燥机、射流泵等设备也放置在BWR的压力容器中，导致压力容器体积增大。就压力容器的制造成本而言，这两种影响本质上是相互抵消的。沸水反应器采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，设备压力低，易于加工制造。特别是取消了压水堆电厂中较易发生故障的蒸汽发生器，从而减少了核电厂的事故，提高了使用效率。并且沸水反应堆采用射流泵循环系统，减小了压力容器的开口直径，降低了电厂失水事故发生的可能性和严重程度。由于沸水堆堆芯内会产生大量蒸汽，便于调节反应堆的功率。除了用控制杆调节功率外，还可以通过改变循环泵的流量来调节。调整幅度约为25%，速率约为1%/s。沸水堆比功率更小，在相同功率条件下，核燃料容量比压水堆大50%左右。因此，虽然系统比较简单，但总投资略大于压水堆。由于沸水堆采用直接循环，当水通过堰时，放射性物质被直接带到汽轮机、冷凝器等设备，对这些设备造成污染，必须进行屏蔽。

这给设计、操作和维护带来了不便。重水反应堆 重水反应堆简介 重水反应堆自二战以来一直被研究，当时它们主要用于军事目的。重水的中子吸收截面小，慢化性能比较好，所以重水反应堆可以使用天然铀作为核燃料，不需要建设投资巨大的铀同位素分离装置。从重水反应堆排放的乏燃料中含有大约 0.2% 的铀-235，低于扩散厂尾矿中的浓度 (0.25%)。与其他热中子反应堆相比，在相同输出功率下，重水反应堆装载的天然铀量最少，消耗的天然铀量最少。因此，天然铀得到充分利用。重级体积大，需要大量重水。每MW发电量需要0.7-0.8吨重水。重水价格昂贵，因此投资高，发电成本高于轻水堆核电站。为了减少重水的泄漏损失，反应堆和重水回路的设备密封要求高，制造复杂。由于重水堆的卸荷燃料消耗比较浅，只有8000-10000 MWd/t重水是原子反应堆的导热剂，约为PWR的1/3，所以卸荷能力是同功率重水堆以重水为慢化剂。分为压力容器式和压力管式。压力容器式冷却剂限于重水，压力管式冷却剂不限于重水、轻水或有机化合物。根据堆芯结构和冷却剂的不同，主要有压力壳式重水堆、压力管卧式重水堆和压力管沸腾轻水冷却重水堆三种类型。

目前只有加拿大研制的压力管卧式重水堆达到商业化水平，称为CANDU（Canada Deuterium Uranium）型重水堆。 CANDU型重水反应堆采用压力管将重水冷却剂和重水慢化剂隔开。压力管流经不沸腾的高温高压（温度约300度，压力约10MPa）重水作为冷却剂。压力管外面是一个基本上不加压的慢化剂。中间。重水堆压力管式重水堆系统示意图 重水堆CANDU型反应堆燃料更换图 重水堆压力管式重水堆燃料元件束 高温气冷堆 气冷堆简介 石墨气冷堆是也是世界上较早的反应堆类型之一。二战期间，一些国家使用天然铀-石墨慢化反应堆生产用于军事目的的钚。目前正在研制的主要气冷动力堆是高温气冷堆（HTGR），它是在低温气冷堆的基础上发展起来的。或高浓缩铀加钍氧化物（或碳化物），制成直径约0.6mm的颗粒，然后涂上三至四层热解碳和碳化硅涂层。其作用是保护核燃料重水是原子反应堆的导热剂，防止裂变产物逸出，然后将这些颗粒燃料分散在石墨基体中，制成棒状或球形燃料元件。这种燃料元件不需要金属包壳，其中石墨既作为燃料元件的结构材料又作为中子慢化剂。高温气冷堆冷却剂出口温度高，电站热效率高达40%，可与新建火电站媲美。

反应堆内无金属结构材料，中子的寄生俘获小。燃料排放比燃耗为1000MWd/t，年核燃料补充量较少。如果出口温度能提高到1000℃以上，还可以直接将反应器产生的热量用于炼钢、化工、煤气化等行业，达到综合利用的目的。所以这种堆是一种很有前途的高级转换堆类型。快中子增值反应堆 快中子增值反应堆简介 快中子反应堆堆芯燃料裂变主要是由能量在100keV或以上的快中子引起的，因此反应堆中不需要慢化剂，从而在反应堆中产生有害吸收核心减少。更多的中子用于转化新的核燃料，提高了转化率。例如，如果使用钚 239 作为燃料，每次消耗钚 239 产生的中子平均数约为 2.6。除了一个中子来维持链式反应，多于一个中子被可转换材料吸收。如果可转换材料为铀238，则新生成的钚239核与消耗的比值（增殖比）可达1.2-1.5，裂变燃料的增殖为实现，所以这种反应堆被称为快中子增殖反应堆。如果核电站使用快中子增殖反应堆作为动力，则可以在发电的同时生产新的裂变燃料。运行一段时间后，可以取出反应堆中积累的核燃料，装上新的反应堆，而反应堆继续加入的就是可转换物质铀——238。这样，铀238，热中子堆不能充分利用的资源，得到充分利用，天然铀资源的能源利用率从1%提高到2%，提高到60%到70%。

快中子增强反应堆 快中子增强反应堆结构图 快中子增强反应堆技术经济问题 快中子反应堆平均中子能量高，对中子的有害吸收小，容易实现增殖但是，核燃料在高能区的裂变截面也很小。因此，要使链式裂变反应进行，快中子反应堆必须有高浓缩度的核燃料[15%~35%]，而且负荷也很大。 例如，对于一个电功率为 1000MW 的快中子反应堆，堆芯需要填充大约 3.5t 的工业钚。因此，在快中子反应堆大规模商业推广之前，必须建设一定数量的先进转化反应堆或热中子反应堆，为快堆积累工业钚。由于快中子堆堆芯中没有慢化剂，体积小，功率密度高达300-600 MW/m，是压水堆的4-8倍。因此，需要使用传热性能好但慢化性能差的冷却剂。目前使用液态金属钠和氦，但钠环工艺和防爆措施在工业规模运行中尚缺乏经验。 100m/s左右流速的氮气冷却也是一个技术复杂的问题，需要大量的研究和试验。快中子反应堆需要高燃料元件处理和乏燃料后处理。而且它的快中子辐照注量率也比热中子反应堆大几十倍，因此对材料的要求也更加严格。快中子反应堆的中子平均寿命比热中子反应堆短，而钚239中的迟发中子比例仅为铀235的1/3，因此快中子反应堆控制难度较大。

快中子增强反应堆的当前发展 目前使用的唯一冷却剂是液态钠和液态氦。因此，根据冷却剂材料，快中子反应堆可分为钠冷快堆和气冷快堆。由于快中子增值堆的核反应会产生核武器的重要原料钚239，核武器扩散的风险较大。快中子增值反应堆 钠冷快中子增值反应堆 核能系统示意图 快中子增值反应堆回路 LMFBR核电站示意图 其他反应堆 近期新反应堆（1）先进压水堆包括APWR美国研制的APWR，欧洲研制的APWR，我国研制的EPWR、AC-600等都属于该型，是在压水堆基础上改进的先进堆型，满足或基本满足新的“用户要求”。先进沸水堆（ABWR）是一种先进型反应堆，在沸水堆的基础上，由美国和日本联合研制，并在中国建立了示范站。日本。目前在日本已经建立了2座，并计划建造几座。现实沸水被动式简化先进沸水反应堆（SBWR）是一种安全的美国GE与日本东芝、日立共同研制的简易沸水堆。采用全功率自然循环，取消主循环泵，简化安全系统。 ，是一个很有前途的先进反应堆。其他反应堆 最近的新反应堆（2） 加热反应堆是近几年发展起来的，可以建在安全性好的城市附近，专用加热反应堆。对于环境卫生和城市能源结构的改善来说是非常有意义的，而且它在中国、俄罗斯、加拿大、瑞士、法国等国家取得了长足的发展。

高温气冷堆被认为是一种安全性好的先进堆型，可以满足高温的特殊用途，具有很大的发展前景。高附加值的核燃料，有效防止铀资源枯竭的威胁，以及热中子堆产生的长半衰期核废料的能量燃耗优势，在核能产业发展和环境保护中发挥着重要作用它是中期开发的主要反应堆类型。其他反应堆 长期新型反应堆（1）聚变反应堆：指主要依靠轻原子（氘、氚、氦等）合成、释放大量结合能并利用目前，瞬时和间歇聚变反应已经实现。其结构原理是在装置的中心设置一个聚变反应堆，外围是裂变反应堆，聚变产生的中子逃逸到裂变反应堆参与裂变反应，释放裂变能量作为聚变的补充20世纪末才提出的一种新型能源装置，它是质子加速器和裂变反应堆的组合装置，加速器使质子获得高能量能量，高能质子被引入裂变反应堆轰击重原子核，导致重原子核坍塌，导致大量中子逸出，这些逸出的中子在裂变反应堆中引起裂变释放大量的裂变能量。该装置以脉冲方式工作，每发射一束质子束，反应器内就会产生一个脉冲，当没有质子注入时，反应器处于亚临界状态，因此非常安全。既然重核可以“压碎”，那么放射性废物处理问题（核能发展面临的重要问题之一一））也大有可为。