目前国际主流核反应堆系统介绍

2、重水堆
重水堆简介
重水堆早在第二次世界大战时期就开始研究， 重水堆早在第二次世界大战时期就开始研究，当 时主要是用于军事目的。重水的中子吸收截面小， 时主要是用于军事目的。重水的中子吸收截面小， 且慢化性能也比较好， 且慢化性能也比较好，因此重水堆可利用天然铀 作核燃料， 作核燃料，不需要建造投资巨大的铀同位素分离 工厂。 工厂。 从重水堆卸出的乏燃料含铀235约为0.2％，低于 235约为0.2％， 从重水堆卸出的乏燃料含铀235约为0.2％，低于 扩散工厂尾料的浓度(0.25％ (0.25 扩散工厂尾料的浓度(0.25％)。与其他热中子反 应堆相比，在同样的输出功率情况下， 应堆相比，在同样的输出功率情况下，重水堆所 装载的天然铀最少，消耗的天然铀也最少。 装载的天然铀最少，消耗的天然铀也最少。因此 使天然铀得到充分的用。 使天然铀得到充分的用。
技术和经济上的问题
快中子反应堆内中子平均能量很高， 快中子反应堆内中子平均能量很高，中子有害 吸收小，易于实现增殖。 吸收小，易于实现增殖。但在高能区核燃料的 裂变截面也很小， 裂变截面也很小，因此为了使链式裂变反应能 进行， 进行，快中子堆内必须有较高的核燃料富集度 [15％ 35％ 而且装量也很大。 [15％一35％]，而且装量也很大。 例如，一个电功率为1000 的快中子反应准， 例如，一个电功率为1000 MW 的快中子反应准， 堆芯需装工业钚约3.5 3.5t 堆芯需装工业钚约3.5t。因此在快中子反应堆 大规模商业推广前， 大规模商业推广前，必须建造一定数量的先进 转换堆或热中子堆， 转换堆或热中子堆，以便为快堆积累工业杯
重水堆简介
重水准的体积大，需要大量重水， MW发电容 重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容 量需0.7 0.8吨重水 重水的价格昂贵， 0.7吨重水。 量需0.7-0.8吨重水。重水的价格昂贵，所以投 资较高，发电成本比轻水堆核电厂高， 资较高，发电成本比轻水堆核电厂高，且为了 减少重水的泄漏损失， 减少重水的泄漏损失，反应堆及重水回路的设 备密封要求高，制造复杂化。 备密封要求高，制造复杂化。 由于重水堆的卸料燃耗较浅，仅为8000 8000一 由于重水堆的卸料燃耗较浅，仅为8000一10000 MWd/t，约为压水堆的1 MWd/t，约为压水堆的1／3，因此卸料量是同功 率压水堆的3倍。 率压水堆的3
CANDU型重水堆用压力管把重水冷却剂和重水慢 CANDU型重水堆用压力管把重水冷却剂和重水慢 化剂分开。压力管内流过不沸腾的高温高压( 化剂分开。压力管内流过不沸腾的高温高压(温 度约300 300度 压Baidu Nhomakorabea约10MPa)重水作为冷却剂 10MPa)重水作为冷却剂， 度约300度，压力约10MPa)重水作为冷却剂，压 力管外是基本不受压的慢化剂， 力管外是基本不受压的慢化剂，慢化剂盛装在 大型卧式圆柱型排管容器中。 大型卧式圆柱型排管容器中。 设计成卧式堆芯结构的目的是便于设备布置及 换料维修。 换料维修。
3、高温气冷堆
气冷堆简介
石墨气冷堆也是世界上出现较早的堆型之一。 石墨气冷堆也是世界上出现较早的堆型之一。在第二次 世界大战期间，为了军事目的， 世界大战期间，为了军事目的，某些国家就用天然铀石 墨慢化反应堆来生产钚。 墨慢化反应堆来生产钚。 目前发展的主要气冷动力堆是高温气冷堆(HTGR)， 目前发展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。 在低温气冷堆的基础上发展起来的。 高温气冷堆的核燃料是富集度约为10 10％ 高温气冷堆的核燃料是富集度约为10％的UO2或高富集铀 加钍的氧化物(或碳化物) 制成直径约为0.6mm的颗粒 0.6mm的颗粒， 加钍的氧化物(或碳化物)，制成直径约为0.6mm的颗粒， 外面再涂敷三层到四层热解碳和碳化硅涂层
4、快中子增值堆
快中子增值堆简介
快中于反应堆内核燃料裂变主要由能量约100 keV以上 快中于反应堆内核燃料裂变主要由能量约100 keV以上 的快中子引起，所以堆内不需要慢化剂， 的快中子引起，所以堆内不需要慢化剂，从而使堆芯内 有害吸收减少，能有更多的中子用于转换新的核燃料， 有害吸收减少，能有更多的中子用于转换新的核燃料， 使转换比增大。 使转换比增大。 例如用钚—239作燃料，则每消耗一个钚—239 239作燃料 239所产生的 例如用钚 239作燃料，则每消耗一个钚 239所产生的 中子平均数为2.6左右。除一个中子去维持链式反应外， 2.6左右 中子平均数为2.6左右。除一个中子去维持链式反应外， 有一个以上的中子被可转换物质吸收， 有一个以上的中子被可转换物质吸收，若可转换物质是 238， 239核与消耗的之比 铀—238，则新生成的钚 239核与消耗的之比(增殖比) 238 则新生成的钚—239核与消耗的之比(增殖比) 可达1.2 1.5，实现了裂变燃料的增殖， 1.2一 可达1.2一1.5，实现了裂变燃料的增殖，因此这种堆称 为快中子增殖堆。 为快中子增殖堆。
技术和经济上的问题
由于快中子堆堆芯内没有慢化剂，所以体积小， 由于快中子堆堆芯内没有慢化剂，所以体积小， 功率密度高达300 300一 MW／ 是压水堆的4 功率密度高达300一600 MW／m3，是压水堆的4-8 倍。因此要求采用传热性能好而慢化性能差的 冷却剂，目前采用液态金属钠和氦气， 冷却剂，目前采用液态金属钠和氦气，但钠回 路工艺及防爆措施在工业规模的操作上还缺乏 经验。 经验。 流速约为100 流速约为100 m／s的氮气冷却在技术上也是较 复杂的问题，还需进行大量研究试验。 复杂的问题，还需进行大量研究试验。
沸水堆核电厂示意
沸水堆安全壳
喷射泵循环系统
沸水堆 堆芯结构
沸水堆 燃料组件
控制棒
沸水堆特点
沸水堆压力容器内直接产生蒸汽， 沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，所以承受的 压力只有压水堆的1/2 1/2( MPa)， 压力只有压水堆的1/2(约7MPa)，因此压力容器 的厚度可以减小。 的厚度可以减小。 沸水堆的功率密度比压水堆的低， 沸水堆的功率密度比压水堆的低，且沸水堆压 力容器内还放置汽水分离器、 力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵 等设备，致使压力容器尺寸增大。 等设备，致使压力容器尺寸增大。就压力容器 的制造成本来说，这两个影响基本上相互抵消。 的制造成本来说，这两个影响基本上相互抵消。
沸水堆特点
由于沸水堆堆芯内产生大量蒸汽， 由于沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较 方便，除用控制棒进行功率调节外， 方便，除用控制棒进行功率调节外，还可通过改变循环 泵流量的方法来进行调节，调节范围约达25％，速率约 25％， 泵流量的方法来进行调节，调节范围约达25％，速率约 1％/s。 沸水堆的比功率较小， 沸水堆的比功率较小，同样功率条件下核燃料装量较压 水堆约大50％。因此虽然系统比较简单 50％。因此虽然系统比较简单， 水堆约大50％。因此虽然系统比较简单，但总投资较压 水堆略大。 水堆略大。 由于沸水堆采用直接循环，水通过堰芯时将放射性物质 由于沸水堆采用直接循环， 直接带到汽轮机、冷凝器等设备， 直接带到汽轮机、冷凝器等设备，使这些设备污染而必 须屏蔽。这给设计、运行、维修都带来不便。 须屏蔽。这给设计、运行、维修都带来不便。
沸水堆结构简介
沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、 沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、 蒸汽干燥器和喷射泵等。 蒸汽干燥器和喷射泵等。 堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成， 堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成，也采用低富集 作为核燃料， 度(2％一3％铀—235)的UO2作为核燃料，将UO2制成圆 ％ ％ 的 柱状芯块后再装入锆合金包壳内构成外径为12.5mm， 柱状芯块后再装入锆合金包壳内构成外径为 ， 长度约3.7m的元件棒。 的元件棒。 长度约 的元件棒 元件棒通常排列成8× 的正方形栅阵 的正方形栅阵， 元件棒通常排列成 ×8的正方形栅阵，中间用几层弹簧 格架夹紧定位，然后装入锆合金的方盒内构成燃料组件。 格架夹紧定位，然后装入锆合金的方盒内构成燃料组件。 每四个燃料元件盒组成一个单元。 每四个燃料元件盒组成一个单元。堆芯就由许多这样单 元组合而成。 元组合而成。
典型核反应堆系统
中广核员工岗前培训
主要内容
1、沸水堆核电站 2、重水堆核电站 3、高温气冷堆 4、快中子增值堆 5、其他堆型
1、沸水堆
沸水堆是轻水堆的一种， 沸水堆是轻水堆的一种，它是通过研究水堆堆 芯沸腾而设计出来的。 芯沸腾而设计出来的。 很长时期中人们一直在想能不能允许水在反应 堆沸腾， 堆沸腾，汽泡不规则的形成和移动会不会产生 危险的不稳定性。 危险的不稳定性。 世纪50年代早期所完成的实验 在20世纪 年代早期所完成的实验 著名的 世纪 年代早期所完成的实验(著名的 BORAX实验 表明在低压时确实会发生上述情 实验)表明在低压时确实会发生上述情 实验 况，但当压力升高到大约压水堆的一半左右 (7MPa)时，沸腾是稳定的，反应堆是可控的。 时 沸腾是稳定的，反应堆是可控的。
快中子增值堆简介
如果核电站采用快中子增殖堆作为动力， 如果核电站采用快中子增殖堆作为动力，则在 发电的同时还能生产新的易裂变燃料， 发电的同时还能生产新的易裂变燃料，经过一 段时间的运行， 段时间的运行，将堆内积累的核燃料取出来又 可装备新的反应堆， 可装备新的反应堆，而向反应堆继续添加的只 是可转换物质铀—238 238。 是可转换物质铀 238。这样使热中子反应堆不 能充分利用的铀—238得到充分利用， 238得到充分利用 能充分利用的铀 238得到充分利用，使自然界 铀资源的能量利用率由1 提高到60 60％ 铀资源的能量利用率由1％一2％提高到60％一 70％。 70％。
高温气冷堆的冷却剂出口温度高， 高温气冷堆的冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高 40％，可与新型火电站相媲美。 ％，可与新型火电站相媲美 达40％，可与新型火电站相媲美。 堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少， 堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，卸料比燃耗 1000MWd MWd／ 每年所需补充的核燃料少； 达1000MWd／t，每年所需补充的核燃料少； 如果能把出口温度提高到1000℃以上， 1000℃以上 如果能把出口温度提高到1000℃以上，则还有可能把反 应堆产生的热量直接用于炼钢、化工及煤的气化等工业， 应堆产生的热量直接用于炼钢、化工及煤的气化等工业， 达到综合利用的目的。 达到综合利用的目的。所以这种堆是很有发展前途的先 进转换堆型。 进转换堆型。 高温气冷堆的技术比较复杂，目前尚处于试验研究阶段。 高温气冷堆的技术比较复杂，目前尚处于试验研究阶段。
沸水堆特点
沸水堆采用直接循环，所以系统比较简单， 沸水堆采用直接循环，所以系统比较简单，回 路设备少，且设备所承受的压力较低， 路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加 工制造。 工制造。尤其是省去了压水堆电厂中较易发生 故障的蒸汽发生器，使核电厂事故减少， 故障的蒸汽发生器，使核电厂事故减少，使用 效率提高， 效率提高， 且沸水堆采用喷射泵循环系统， 且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开 孔的直径减少， 孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重 性降低。 性降低。
重水堆简介
重水堆用重水作慢化剂， 重水堆用重水作慢化剂，按其结构形式可分为压 力容器式及压力管式两种。 力容器式及压力管式两种。压力容器式的冷却剂 只限于重水，压力管式的冷却剂不受限制， 只限于重水，压力管式的冷却剂不受限制，可以 是重水，轻水或有机化台物。 是重水，轻水或有机化台物。 按堆芯结构和冷却剂不同， 按堆芯结构和冷却剂不同，目前主要有压力壳式 重水堆、 重水堆、压力管卧式重水堆和压力管式沸腾轻水 冷却重水堆三种。 冷却重水堆三种。 目前达到商用的只有加拿大发展的压力管卧式重 水准，称为CANDU(Canada 水准，称为CANDU(Canada Deuterium Uranium) 型重水堆。 型重水堆。
气冷堆简介
涂层的作用是保护核燃料并防止裂变产物外逸， 涂层的作用是保护核燃料并防止裂变产物外逸， 然后再将这些颗料燃料弥散在石墨基体中制成 杠状或球状燃料元件。 杠状或球状燃料元件。这种燃料元件不需要金 属包壳， 属包壳，而其中石墨既作燃料元件的结构材料 又作中子慢化剂。 又作中子慢化剂。
气冷堆简介