核物理科普系列二十二

反应堆根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布、特殊的设计需要等因素,可分成各种不同的类型。

以发电为目的的核能动力领域,世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。

核反应堆的基本特征:燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路以及该种堆型的主要特点等。五种主要堆型的主要特征:

一、压水堆

压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型,现已民为技术上最成熟的一种堆型。

压水堆核电站采用低富集铀作核燃料,燃料芯块中铀235的富集度约3%-5%。核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块,将其封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件,这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件。一两百个组件拼装成压水堆堆芯。堆芯宏观上为圆柱形。

压水堆的冷却剂是轻水(价格便宜且有优良的热传输性能)其不仅作为中子的慢化剂同时也用作冷却剂。

要使轻水堆的热力系统有较高的热能转换效率,核反应核就有高的堆芯出口温度,而轻水有一个明显的缺点,就是沸点低,要获得高的温度参数就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。

压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆,压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右,出口水温330℃左右,堆内压力15.5MPa,如大亚湾。

冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统是冷却剂回路的压力边界,它们都被安置在安全壳内称之为核岛;

蒸汽发生器内有很多传热管,冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。传递管外为二回路的水,冷却剂回路的水流出蒸汽发生器传热管内时将携带的热量传输给二回路内流动的水,从而使二回的水280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽;蒸汽发生器是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备;

从蒸汽发生器产生的高温蒸汽流出汽轮机带动发电机组发电。余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器通过三回路排放到最终热阱——江、河、湖、海或大气。

从20世纪60年代第一代商用堆核电站诞生以来,压水堆的发展和它的燃料元件一样都经历了几代的改进。

压水堆核电站最显著的特点是:在已建、在建和将建的核电站中压水堆占64%左右。

结构紧凑、堆芯的功率密度大;(水作为慢化剂的特点决定:比热大、导热系数高,在堆内不易活化、不容易腐蚀不锈钢、铅等结构材料)

经济上基建费用低、建设周期短;

主要缺点之一:必须采用高压的压力容器(压力容器的制作难度和制作费用高)

主要缺点之二:必须采用一定富集度的核燃料

压水堆核电站工作原理示意图

二、沸水堆

沸水堆与压水堆同属于轻水堆家族,都使用轻水作慢化剂和冷却剂、低富集度铀作燃料,燃料形态均为二氧化铀陶瓷芯块,外包锆合金包壳;

堆芯内共有约800个燃料组件,每个组件为8×8正方排列,其中含有62是燃料元件和2根空的中央棒(水棒);

沸水堆燃料棒束外有组件盒以隔离流道,每一个燃料组件装在一个元件盒内。具有十字形横断面的控制棒安排在每一组四个组件盒的中间;

冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14%(重量)变成蒸汽,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入;

堆芯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汽,其余的水必须再循环,一般设置两台再循环泵,每台泵通过一个联箱给10-12台喷射泵提供驱动流,带动其余的水进行再循环。冷却剂的再循环量取决于向喷射泵流水率,后者可由再循环泵的转速来控制;

沸水堆与压水堆一样,采用相同的燃料、慢化剂和冷却剂等,注定了沸水堆也有热效率低。转化比低等缺点。

与压水堆核电站相比,沸水堆核电站还有以下几个不同的特点:

1.直接循环:省去一个回路,不再需要昂贵的、压水堆中易出事故的蒸汽发生器和稳压器,减少大量回路设备。

2.工作压力可以降低:由压水堆的15MPa左右下降到沸水堆的7MPa左右,这使系统得到极大地简化,能显著地降低投资。

3.堆芯出现空泡:堆内有气泡,堆芯处于两相流状态。运行经验表明在任何工况下慢化剂反应性空泡系数均为负值,空泡的反应性负反馈是沸水堆的固有特性。它可以使反应堆运行更稳定、自动展平径向功率分布,具有较好的控制调节性能等。

与压水堆核电站相比,沸水堆核电站的主要缺点是:

1.辐射防护和废物处理较复杂;只有一个回路反应堆内流出的有一定放射性的冷却剂被直接引入蒸汽轮机,导致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变得较复杂。汽轮机需要进行屏蔽,使得汽轮机检修时困难较大;检修时需要停堆的时间也较长,从而影响核电站的设备利用率。

2.功率密度比压水堆小:水沸腾后密度降低,慢化能力减弱,因此沸水堆需要的核燃料比相同功率的压水堆多,堆芯及压力壳体积都比相同功率的压水堆大,导致功率密度比压水堆小。

日本沸水堆核电站

三、重水堆

重水堆是指用重水(D2O)作慢化剂的反应堆。

在这些不同的重水堆中,加拿大发展起来的以天然铀为核燃料、重水慢化、加压重水冷却的卧式压力管理式重水堆现在已经成熟。

8字形回路中与压力管相接的两台蒸汽发生器和两台冷却剂循环泵连同相关管路共同构成一回路冷却剂系统。作为冷却剂的重水与慢化剂无交混地在压力管内循环流动,带走堆内热。

压力管外的排管容器中充满作为慢化剂的重水,并与慢化剂冷却系统相连。

重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似,是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷瓷块,这种芯块也是放在密封的外径约为十几mm长约500mm的锆合金包壳管内构成棒状元件;由19到43是数目不等的燃料元件棒组成长约500mm、外径100mm左右的燃料棒束组件。

反应堆堆芯是由几百根装燃料棒束组件的压力管排列而成;

重水堆压力管水平放置,管内有12束燃料组件,构成水平方向尺度达6m的活性区;

作为冷却剂的重水在压力管内流动以冷却燃料元件,为防止重水过热沸腾必须使压力管内的重水保持较高的压力;

压力管是随高压重水冲刷的重要部件,是重水堆设计制造的关键设备;

作为慢化剂的重水装在庞大的反应堆容器(称为排管容器)内;

为防止热量从冷却剂重水传出到慢化剂重水中,在压力管外设置一条同心的管子,称为排管,在两管之间充入气体作为绝热层,以保持压力管内冷却剂的高温,避免热量散失;同时保持慢化剂处于要求的低温低压状态;

同心的压力管和排管贯穿于充满重水慢化剂的反应堆排管容器中,排管容器则不承受多大的压力;

控制棒插入排管容器内排管之间,在这种低温低压重水慢化剂内可上下左右方向运行,因此与在高温高压水内运行的压水堆控制棒相比,更加安全可靠;

重水堆核电站的特点:

1.中子经济性好可以采用天然铀作为核燃料;(重水最大优点是它吸收热中子的几率比轻水要低两百多倍,使得重水的“慢化比”远高于其他慢化剂)(不用建设浓缩铀厂)

2.中子经济性好,比轻水堆更节约天然铀;(剩余中子可以用来使铀238转变成钚239,比轻水堆节约天然铀20%);

3.可以不停堆更换核燃料;(使用天然铀后备反应性少,需要经常将烧透的燃料元件卸出堆外,补充新燃料);

4.重水堆的功率密度低;(中子慢化能力低、使用天然铀)

5.重水费用占基建投资比重大;(20t天然重水中含有3kg重水,重水费用高,约占重水堆基建投资的六分之一以上;

6.轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重(轻水堆热容量小,失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大地升高)(重水堆重水装载量大,总的热容量大,事故只局限在个别压力管内。由于冷却剂与慢化剂分开,失水事故时慢化剂仍留在堆内,因而失水事故时燃料元件的剩余发热,容易被堆内大量的重水慢化吸收)

7.重水和轻水的核特性相差很大(中子慢化性能和吸收性能),它们的优劣正好相反,使它们成了天生的一对竞争伙伴;轻水堆的优点正好对应重水堆的缺点,重水堆的优点正好对应轻水堆的缺点。

秦山三期重水堆核电工程

四、高温气冷堆

气冷堆:用气体作为冷却剂的反应堆;

其特点:不会发生相变;但气体的密度低,导热能力差,循环时消耗的功率大;为了提高气体的密度及导热能力,也需要加压。

高温气冷堆是一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆。

高温气阀堆的核燃料是富集度为90%以上(也有的高温气冷堆采用中、低富集度)的二氧化铀或碳化铀。

首先将二氧化铀或碳化铀制成直径小于1mm的小球,其外部包裹着热解碳涂层和碳化硅涂层。将这种包敷颗粒燃料与石墨粉基体均匀混合之后外面再包一些石墨粉,经复杂的工艺加工制成直径达60mm的球形燃料元件。由于每颗包敷颗粒燃料小球有多层包壳,而且包敷颗粒燃料小球间有石墨包围,所以这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。

高温气阀堆的冷却剂是氦气(传热性能较好,化学性能稳定,中子吸收截面小);球形元件重叠时彼此间有空隙可供高温氦气流出,在氦循环风机的驱动下,氦气不断通过堆芯将裂变热带出,进行闭式循环。氦气的压力一般为4MPa。

在该堆堆芯(预应力压力壳)中装有装了燃料的球及慢化和控制用的石墨球和可燃毒物球。

该类堆的主要特点:

1.核电站选址灵活且热效率高;

2.高转化比;

3.安全性高

4.对环境污染小

5.有综合利用的广阔前景;

6.可实现不停堆换料。

华能石岛湾核电高温气冷堆示范工程

五、快中子堆

快中子堆,简称快堆,是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1MeV以上的快中子引起的反应堆。

快堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料(或采用碳化铀—碳化钚混合物),将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块,装入到直径约为6mm的不锈钢包壳内,构成燃料元件细棒。

燃料组件是由多达几十根到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。

快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同,它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个辩解形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒,两端是由天然(或贫化)二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。

反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中,通过项部的传动机构带动。

由于堆内要求的中子能量较高,所以快堆中无须特别添加慢化中子的材料,即快堆中无慢化剂。

快堆中的冷却剂主要有两种:液态金属钠或氦气(分为钠冷快堆和气冷快堆)

钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂,通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。

钠作为冷却剂的优点和缺点:

1.钠的中子吸收截面小。

2.导热性好。

3.沸点高达886.6度,所以在常压下钠的工作温度高,快堆使用钠做冷却剂时只需两三个大气压,冷却剂的温度即可达500~600度。

4.钠的比热大,因而钠冷堆的热容量大。

5.在工作温度下对很多钢种腐蚀性小;且无毒。

6.钠的化学性质活泼,易与氧和水起化学反应。

7.当蒸汽发生器管子破漏时,管外的钠与管内泄漏的水相接触,会引起强烈的钠水反应;所以在使用钠时要采取红地毯的防护措施,这比热堆中用水作为冷却剂的问题要复杂得多。

按结构分为两种类型即回路式和池式。

回路式钠堆:

1.用管路把各个独立的设备连接成回路系统。

2.优点是设备维修比较方便。

3.缺点是系统复杂易发生事故。

4.通过封闭的钠冷却剂回路(一回路)最终将堆芯发热传输到汽—水回路,推动汽轮发电机组发电。

5.与一般压水堆不同的是在两个回路之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路(二回路)和钠—钠中间热交换器,以确保因蒸汽发生器泄漏发生钠水反应时的堆芯安全。

池式钠堆:

1.池式即一体化方案,池式快堆将堆芯、一回路的钠循环泵、中间热交换器浸泡在一个很大的液态钠池内。

2.通过钠泵使池内的液钠在堆芯与中间热交换器之间流动。中间回路里循环流动的液钠不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器,使汽水回路里的水变成高浊蒸汽;所以池式结构仅仅是整个一回路放在一个大的钠池而已。

3.在钠池内冷热液态钠被内层壳分开,钠池中冷的液态钠由钠循环泵唧送到堆芯底部,然后由下而上流经燃料组件,使它加热到550度左右。从堆芯上部流出的高温钠流经钠钠中间热交换器,将热量传递给中间回路的钠工质,温度降至400度左右,再流经内层壳与钠池主壳之间,由一回路钠循环泵送回堆芯,构成一回路钠循环系统。

4.中间回路内的压力高于一回路内的压力。

5.每条回路连接一台蒸汽发生器和一台中间回路钠循环泵;汽水回路和水在蒸汽发生器内吸收热量变为蒸汽,被送往汽轮发电机组发电。

钠冷快中子堆采用停堆换料的方案。换料是在250度左右高温液态钠池内进行;换料时通过移动臂将燃料组件取出,通过倾斜通道输送到乏燃料储存池中,经衰变后送后处理厂加工。

快中子堆核电站的主要特点归纳如下:

1.可充分利用核燃料;

2.可实现核燃料的增殖;

3.低压堆芯下的高热效率。

中国实验快堆