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1、3重水堆和快中子增殖反应堆核电站几种重要反应堆堆型核电站主要内容p3.1沸水堆核电站p3.2重水堆核电站p3.3快中子反应堆核电站p3.4其它堆型核电站（了解）3.1沸水堆核电站可不可让水 直接在堆内 沸腾产生蒸 汽呢？压水堆核电站3.1沸水堆核电站目前世界上已运行的沸水堆有92座，占全世界核电 厂总功率的23%，在建的沸水堆有4座。3.1沸水堆核电站沸水堆与压水堆同属轻水堆家族，都使用轻水 作为慢化剂和冷却剂，低富集度铀作为燃料， 燃料形态均为二氧化铀陶瓷芯块，外包锆合金 包壳。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽-水分 离器和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸 水堆的控制棒只好从堆芯下方插
2、入。堆内装有数台内装式再循环泵。堆芯内具有一个冷却剂再循环系统。流经堆芯 的水仅有部分变成水蒸气，其余的水必须再循 环。3.1沸水堆核电站核燃料为正方形有盒组件，盒内燃 料棒排列成77或88栅阵，燃料 棒包壳和组件盒材料均为锆4合 金。堆芯将由800个左右的燃料盒 组成。控制棒呈十字型，插入在四个燃料 盒之间，中子吸收材料为碳化硼， 封装在不锈钢管内，控制棒从堆底 引入燃料棒 控制棒还有什么控制措施3.1沸水堆核电站反应堆的功率调节除用控制棒外，还可以改变再循环流量来实现。流 量增加，汽泡带出功率就提高，堆芯空泡减少，使反应堆功率上升， 随之汽泡增多，直至达到新的平衡。这种改变流量的功率调节方
3、法可 使功率改变达25%满功率而不需要控制棒任何动作。沸水堆蒸汽直接在反应堆内产生，故不可避免地要挟带出由水中产生的氮16，氮16有很强的辐射，因此汽轮机系统在正常运行时都带有放射性，运行人员不能接近，还需要有适当的屏蔽。但氮16的半衰期仅7.13秒，故停机后不久就可完全衰变，不影响设备维修。 3.1沸水堆核电站p优点： 最大区别是直接循环 ，减少大量回路设备工作压力可以降低，系统得到极大简化 ，降低投资最大特点是堆芯出现空泡，具有负反馈性p缺点： 放射性物质直接进入蒸汽轮机等设备，使得辐射防护 和废物处理较复杂 ，汽轮机需要进行屏蔽，检修难 度较大，时间也较长 水沸腾后密度降低，慢化能力减弱
4、，因此需要的核燃 料也比压水堆多，导致功率密度比压水堆小 3.1沸水堆核电站过去的沸水堆地位不如压水堆以上缺点缺乏必要的运行经验反馈先进沸水堆ABWR在经济性、安全性等方面 有 超过压水堆的趋势。（自动检修技术代替人工后 使所受辐射剂量大幅降低）3.2重水堆核电站我国秦山三期核电就是采用的重水堆堆型的核电站3.2重水堆核电站p重水堆是指用重水（D2O）作为慢化剂的反应堆p重水具有中子吸收截面小而慢化性能好的特点。它作慢化 剂，使反应堆内中子的有害吸收降到很低的程度。故中子 利用率高。因此，可直接利用天然铀作反应堆核燃料。p重水的价格较贵，为了减少重水泄漏损失，相应地使反 应堆及重水回路的设备制
5、造复杂。因此，以往重水反应 堆的建造和发展不如轻水堆普遍。p目前国际上已投入运行的重水堆核电站共30余座，总 电功率为2335.4万千瓦，约占全世界核电厂总功率的 6.5%。 3.2重水堆核电站重水反应堆动力循环系统与压水堆核电站相似 3.2重水堆核电站3.2重水堆核电站重水堆按其结构形式大致可以分成压力管式和压力壳式两类。重 水 堆 压力壳式立式加压重水冷却反应堆 立式沸腾重水冷却反应堆 立式沸腾轻水冷却反应堆 卧式加压重水冷却反应堆压力管式立式加压重水冷却反应堆 立式沸腾重水冷却反应堆3.2重水堆核电站1962年，第一座示范堆罗耳弗顿(22MW)投入运行。1967年，第一座原型堆道格拉斯角
6、(208MW)投入运行。19711973年，第一批商用重水堆核电站皮克灵 A(4515MW)投入运行。19761979年，布鲁斯A(4825MW)投入运行。目前目前CANDUCANDU型重水堆核电站已形成标准化系列，型重水堆核电站已形成标准化系列， 按功率大小有按功率大小有900900型、型、600600型和型和300300型。型。 600600型已成型已成 批生产。批生产。加拿大的CANDU型压力管式重水堆核电站1压力管卧式重水堆3.2重水堆核电站3.2重水堆核电站1压力管卧式重水堆重水堆的核燃料是天然铀，每根燃料棒长约重水堆的核燃料是天然铀，每根燃料棒长约5050厘米，外径约厘米，外径约
7、1010厘米。厘米。3737根燃料棒组成一束，棒之间用锆合金块隔开，端根燃料棒组成一束，棒之间用锆合金块隔开，端 头由锆合金支承板连接，构成长为半米，外径为头由锆合金支承板连接，构成长为半米，外径为150150毫米左右毫米左右 的燃料棒束。的燃料棒束。3.2重水堆核电站1压力管卧式重水堆反应堆堆芯是由几百根带燃料棒束的压力管排列反应堆堆芯是由几百根带燃料棒束的压力管排列 而成。每一根压力管内装有而成。每一根压力管内装有12-1312-13束燃料组件。束燃料组件。3.2重水堆核电站作为冷却剂的重水在压力管内流动带走 热量。作为慢化剂的重水在反应堆排管 容器中，为了防止热量从冷却剂重水传 到慢化剂
8、重水中，在压力管外设置一同 心容器管，两管之间充以二氧化碳作隔 热层，以保持慢化剂温度不超过60。 将慢化剂保持低温，除了可以避免高压 ，还可以减少U-238对中子的共振吸收 ，有利于实现链式反应。控制棒插入排管容器内的排管之间，在 这种低温低压重水慢化剂内，可以上下 方向或左右方向运动，所以和在高温高 压水内运动的压水堆控制棒相比，更加 安全可靠。1压力管卧式重水堆3.2重水堆核电站压力管式重水堆是用压力 管把重水慢化剂和冷却剂 分开，压力管承受高压， 排管容器则承受不太大的 压力，压力管是重水堆设 计制造的关键设备。卧式 堆芯结构的重水堆更便于 设备的布置和换料维修。 1压力管卧式重水堆3
9、.2重水堆核电站1压力管卧式重水堆3.2重水堆核电站1压力管卧式重水堆 由于重水堆的卧式布置压力管，每根压力管在 反应堆容器的两端都设有密封接头，可以装拆 。因此，可以采用遥控装卸料机进行不停堆换 料。换料时，由装卸料机压力管的两端密封接 头，新燃料组件从压力管一端顶入，烧过的乏 燃料组件侧从同一压力管的另一端被推出。这 种换料方式称为“顶推式双向换料”。 3.2重水堆核电站2 压力壳式重水堆与压力管式重水堆相比， 堆芯结构简单，结构材料 少，因此中子的经济件好 。再生核燃料的转换比较 大，另外，堆芯中燃料棒 呈栅格分布，堆芯布置紧 凑，不仅有利于铀的燃料 循环，而且对实现钍铀 核燃料循环较为
10、有利。3.2重水堆核电站3压力管式沸腾轻水冷却重水堆1.重水 2.燃料组组件 3.轻轻水冷却剂剂 4.气鼓 5.循环环 泵泵 6.汽轮轮机 7.给给水泵泵3.2重水堆核电站4 重水慢化、有机介质冷却反应堆利用有机介质作为冷利用有机介质作为冷 却剂的优点是很多的却剂的优点是很多的 ，例如：有机介质的，例如：有机介质的 沸点比较高，一个低沸点比较高，一个低 压的回路系统可以得压的回路系统可以得 到较高的温度，从而到较高的温度，从而 提高了整个装置的热提高了整个装置的热 效率；其次，有机介效率；其次，有机介 质的有害中子吸收少质的有害中子吸收少 ，慢化性能也比较好，慢化性能也比较好 。3.2重水堆核
11、电站5 重水堆核电站主要系统 （一）一回路系统（二）一回路稳压系统（三）慢化剂系统（四）氦气系统（五）重水净化及提浓系统（六）二回路系统3.2重水堆核电站3.2重水堆核电站p重水堆核电站与轻水堆核电站的特点 ：p（1）中子经济性好，可以采用天然铀作为核燃料 p（2）中子经济性好，比轻水堆更节约天然铀p（3）可以不停对更换核燃料p（4）堆芯体积大、功率密度低p（5）重水费用占基建投资比重大 p（6）失水事故风险可能比轻水堆小p运行成本低p坎杜型重水堆比压水堆能多生产一倍的钚p压力管式避免了制造技术难度很高的压力壳及其他大型设备3.2重水堆核电站p重水堆核电站与轻水堆核电站的不足 ：p（1）后备反
12、应性比较小，燃耗比较浅，燃料装载量、 进料量及出料量都比较大p（2）装卸料机比较复杂，制造要求比较高p（3）热循环效率比压水堆低些p（4）高压重水系统的密封性要求很高p（5）标准化程度不够3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站是由快中子引起裂变 链式反应并将释放出来的热能转换成电能的核 电站。由于快中子反应堆在运行时，能在消耗核 裂变燃料的同时，产生多于消耗的可裂变核燃 料，实现可裂变核燃料的再生增殖，故称为快 中子增殖堆核电站。 3.3快中子反应堆核电站核裂变转化为 钚-239增殖原理增殖原理3.3快中子反应堆核电站增殖原理 铀235每次裂变可释放出23个新中子， 如果这些新中子中至少1
13、个用来维持链式反应， 那么余下的12个中子将有可能被无效吸收，泄 漏或被铀238吸收，只有当无效吸收和泄漏损 失小于1时才能实现产生的新的可裂变材料钚 239等于或大于1，实现增殖。快中子堆的中子无 效吸收和泄漏较少，以及将来采用钚239作核 燃料，可真正实现增殖。 3.3快中子反应堆核电站p反应堆内的强中子场为铀-238转换为钚-239这 种核燃料提供了良好条件。p为了描述各类型反应堆在核燃料转化方面的能 力，引入转化比CRp轻水堆 CR0.6p高温气冷堆（先进转进转 化堆）CR0.8p能使CR1的反应应堆称为为增殖堆。快中子反应堆 CR能达到1.2CR=易裂变核的平均生成率易裂变核的平均消
14、耗率3.3快中子反应堆核电站核燃料：氧化铀和氧化钚的混合燃料（或碳化铀-碳化钚混 合物）加工而成的圆柱状芯块 堆芯分燃料区和增殖再生区两个部分 控制棒从顶部插入燃料区 无慢化剂 冷却剂有液态金属钠或氦气。现有、正建和计划建的都是 钠冷快堆 钠冷快堆采用停堆换料3.3快中子反应堆核电站主要特点 充分利用核燃料 可实现核燃料的增殖 低压堆芯下的高热效率 3.3快中子反应堆核电站钠冷快中子增殖堆池式钠冷快中子增殖堆回路式钠冷快中子增殖堆气冷快中子增殖堆3.3快中子反应堆核电站池式钠冷快中子增殖堆3.3快中子反应堆核电站回路式钠冷快中子增殖堆3.3快中子反应堆核电站气冷快中子增殖堆气冷块堆系统是快中子
15、谱 氦冷反应堆，采用闭式燃 料循环。氦气冷却剂出口 高温，可用于发电，生产 氢或高效率处理热。反应堆堆芯采用锕系元素反应堆堆芯采用锕系元素 混合物颗粒燃料，制成棱混合物颗粒燃料，制成棱 柱块或板状燃料组件。柱块或板状燃料组件。3.3快中子反应堆核电站气冷快中子堆与钠冷快中子堆的各自特点（一）核燃料增殖性能气冷快堆增殖比比钠冷快中子堆大,倍增时间要比 钠冷快中子堆短（二）核燃料投料量钠冷快中子堆的燃料比功率要比氦冷快中子堆的大 ,钠冷快中子堆燃料的比投料量比氦冷快中子堆的 小（三）核电站安全性化学性质方面的安全性气冷快堆优于钠冷快中子堆 ,安全壳方面的安全性钠快堆优于冷气冷快中子堆3.4其它堆型
16、核电站高温气冷堆高温气冷堆高温气冷堆用高密度铀的包敷颗粒作为核燃料、石墨作 为中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆 高温气冷堆的堆芯核燃料由低富集铀或高富集铀加钍的 氧化物（或碳化物）制成直径约200微米的陶瓷型颗粒核 心，外面涂上23层热解碳和碳化硅，涂层厚度约150 200微米，构成直径约为1毫米左右的核燃料颗粒。然后将 颗粒弥散在石墨基体中压制成球形或柱形燃料实体。这种 燃料元件在堆内几乎不会破裂。冷却剂氦气在球形元件叠 缝空隙间流过，通过循环风机不断将堆芯的裂变热带出， 进行密闭循环。氦气的压力一般为4Mpa3.4其它堆型核电站目前高温气冷堆分为三种：通过蒸汽发生器用蒸汽进行间接循环， 基建费用高，要用高富集度铀，经济上 没有竞争力直接循环，热利用率可达50%，余热供 热，高温氦气逸出的放射性甚微，不影 响检修p特高温气冷堆，可直接 炼钢、制氢等高温工艺 供热，或用于循环发电 ，热
