核反应堆——堆型简介

核反应堆——堆型简介

核电站是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。目前，商业运行中的核电站都是利用核裂变反应来发电。世界上当前运行和在建的核电站反应堆主要有压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）、沸水堆（Boiling Water Reactor,BWR）、加压重水堆（Pressurized Heavy Water Reactor,PHWR）、高温气冷堆（High Temperature Gas Reactor,HTGR）和快中子堆（Liquid Metal-cooled Fast BreederReactor,LMFBR）等五种堆型，但应用最广泛的是压水堆。下面将简要介绍这五种类型核反应堆的基本特征和主要特点。

1、压水堆

压水堆是采用加压轻水(H2O)作冷却剂和慢化剂，利用热中子引起链式反应的热中子反应堆。最初是美国为核潜艇设计的一种热中子反应堆堆型。四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块，参见图1 (a)。

柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件（参见图1(b)），这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m，参见图1 (c)。几百个组件拼装成压水堆的堆芯。堆芯宏观上为圆柱形，参见图2。

轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能，所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂，且水在反应堆内不沸腾。要使水不沸腾——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，所以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300℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa。我国大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第一核电站、秦山第二核电站、江苏田湾核电站均属于这种堆型。压水堆核电站一般有三个回路：一回路（反应堆主回路，也称冷却剂回路）、二回路（汽轮发电机回路）和三回路（循环水回路）。在反应堆堆芯中被加热的冷却剂从压力容器上部离开反应堆，进入蒸汽发生器，如图3所示。压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯相当于加热炉，蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过一回路将锅与炉连接在一起。冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵（主泵）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，是一回路的压力边界。它们都被安置在安全壳内，称之为核岛，参见图3的左侧部分。压水反应堆堆本体见图4。

蒸汽发生器内有很多传热管，传热管外为二回路的水；一回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，加热了二回路内流动的水，使二回路的水变成280℃左右、6-7MPa的高温蒸汽。蒸汽发生器是分隔一回路和二回路的关键设备，在蒸汽发生器里，一回路与二回路的水互不交混，通过管壁发生了热交换。从蒸汽发生器产生的高温蒸汽，流过汽轮机，推动发电机发电，然后进入冷凝器，冷却成液态水后通过给水泵送回蒸汽发生器，这样的汽水循环系统称作二回路。包括汽轮机、发电机、冷凝器、给水泵在内的常规发电部分，俗称常规岛，参见图3的右侧部分。三回路使用海水或淡水，其作用是将冷凝器中的二回路蒸汽冷却变回冷凝水，余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器，热量通过三回路排放到最终热阱—江、河、湖、海或大气中。从20世纪60年代第一代商用压水堆核电站诞生以来，其单堆电功率已由18.5万kW增加到130万kW,热能利用效率由28%提高到33%，堆芯体积释热率由50MW/m3提高到约100MW/m3,燃料元件的燃耗也加深了大约三倍。压水堆的显著特点是结构紧凑，堆芯的功率密度大。这是由于水的慢化能力及载热能力好，比热大，导热系数高，在堆内不易活化，不容易腐蚀不锈钢、锆等结构材料，因而采用轻水作慢化剂和冷却剂。压水堆核电站的另一个特点是经济上基建费用低、建设周期短。压水堆核电站结构紧凑，堆芯功率密度大，即体积相同时压水堆功率最高，或者在相同功率下压水堆比其他堆型的体积小，加上轻水的价格便宜，导致压水堆在经济上基建费用低和建设周期短。

压水堆核电站的主要缺点有两个：第一，必须采用高压的压力容器。这是由于水的沸点低，在一个大气压下，水达到100℃就会沸腾。压水堆核电站为了提高热效率，就必须在不沸腾的前提下提高反应堆冷却剂的出口温度，因此就必须提高压力。为了提高压力，就要有承受高压的压力容器。这就导致了压力容器的制作难度和制作费用的提高。第二，必须采用有一定富集度的核燃料。轻水吸收热中子的几率比重水和石墨大，所以轻水慢化的核反应堆无法以天然铀作燃料来维持链式反应。因此轻水堆要求将天然铀浓缩到富集度3%左右，因而压水堆核电站要付出较高的燃料费用。美国通过多种堆型的比较分析后，1950年确定首先重点发展压水堆。除国内建造外，还向国内外大量出口，曾垄断了反应堆的国际市场。所以压水堆目前在核反应堆中占据统治地位。在已建、在建和将建的核电站中，压水堆占64%左右。压水堆核电站从20世纪50年代问世以后，仅仅经过十多年的发展，到70年代初，不仅在经济上，而且在环境保护上，超过了已销的“商品”。今天，不仅发展核武器的国家，而且一些不发展核武器，但是煤、石油、水电很丰富的国家，也在纷纷发展核电站。到目前为止，压水堆核电站的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计，正向标准化、系列化的方向发展。我国运行和在建的核电站主要是压水堆核电站。有近百年历史的火电站。压水堆核电站一直是最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型，一直吸引着越来越多的用户，是核动力市场上最畅销的堆型。

沸水堆与压水堆是一对“孪生姐妹”—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。但水在堆内是沸腾的。典型的沸水堆堆芯和压力容器的内部结构及其燃料元件棒、燃料组件和控制棒等标示于图1中。

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根燃料元件和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组件盒内，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）被变成蒸汽。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。沸水堆的冷却剂循环流程如图所示。其特点是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汽，其余的水必须再循环。从圆筒区的下端抽出一部分水由再循环泵将其送入喷射泵。大多数沸水堆都设置两台再循环泵，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。冷却剂的再循环流量取决于向喷射泵注水率，后者可由再循环泵的转速来控制。因为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。但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：

（1）直接循环

核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机，推动汽轮发电机发电。这是沸水堆核电站与压水堆核电站的最大区别。沸水堆核电站省去一个回路，因而不再需要昂贵的、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）工作压力降低

将冷却水在堆芯沸腾直接推动蒸汽轮机的技术方案可以有效降低堆芯工作压力。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆堆芯只需加压到约70来个大气压，即堆芯工作压力由压水堆的15MPa左右下降到沸水堆的7MPa左右，仅压水堆堆芯工作压力的一半。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

与压水堆相比，沸水堆最大的特点是堆内有气泡，堆芯处于两相流动状态。由于气泡密度在堆芯内的变化，在它的发展初期，人们认为其运行稳定性可能不如压水堆。但运行经验表明，在任何工况下慢化剂空泡系数均为负值，空泡的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:

A、辐射防护和废物处理较复杂。由于沸水堆核电站只有一个回路，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。

B、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。沸水堆核电站这些缺点的存在，加上发展不普遍，因而缺乏必要的运行经验反馈，比如人们担心虽然取消了蒸汽发生器，但使堆内结构复杂化，经济上未必合算等等，使得在过去几十年中沸水堆的地位不如压水堆。到1997年底，世界上已经运行的沸水堆核电机组有93个，仅占世界核电总装机容量的23%。但随着技术的不断改进，沸水堆核电站性能越来越好。尤其是先进沸水堆（ABWR）的建造这几年取得了很大进展，在经济性、安全性等方面有超过压水堆的趋势。