沸水堆核电厂简介

沸水堆与压水堆的异同：

沸水堆与压水堆同属于清水堆家族，两者的共同点是轻水既作为慢化剂，又作为冷却剂。但与压水堆不同，在沸水堆芯中释放的热能大部分（82%）用来把水变成蒸汽，用于冷却剂温升的热量只占18%。由于沸腾过程中的温度保持不变，允许使用较低的系统压力。此外，这种热量传输方案又有可能将核蒸汽供应系统的蒸汽直接送入汽轮机。

沸水堆的主要结构及系统：

堆芯

反应堆堆芯由若干燃料棒组件构成。每一组燃料组件包含64个燃料棒位，布置成8*8的正方形栅格。在其中2个棒位插入充水的空管，目的是籍助于这两根充水管的加强的慢化作用来展平燃料组件内的中子通量。燃料的形式是圆柱形二氧化铀烧结芯块，芯块通过烧结和磨削等工序制成。把烧结芯块装入锆合金管，两端用密封段塞封死，就成为燃料棒。每根燃料棒的一端留有容纳裂变气体的空腔。每组燃料组件外面包有锆合金盒，以限制冷却剂在组件盒内流动并对燃料组件盒外控制棒起导向作用。在每四组燃料组件中间，布置有一根十字形控制棒，它能插到任何轴向位置，而与周围的四组燃料组件构成一个控制棒栅元。在控制棒的十字形断面内排列着许多充填碳化硼的细钢管，这些才是真正的吸收体。

快速停堆的控制棒驱动机构

沸水堆的控制棒驱动机构基本上都是装在压力容器底部，因此控制棒要从下往上插入堆芯。这种布置是由堆型决定的，因为：

1，堆芯中的沸腾过程，使得堆芯下半部的慢化剂密度远大于上半部。从下端插入控制棒的布置方式可以克制出现于下半部的功率尖峰，从而使沿轴向全长的功率分布在燃耗周期内保持适当深度。（不均匀因子约1.4）。

2，沸水堆的的停堆反应性主要依靠控制棒，因此控制棒的数目很大，底部布置方式使他们在完全插入时也不影响换料操作。

3，压力容器上部空间被汽水分离和蒸汽干燥装置所占用，如控制棒从上部插入，则会使结构设计十分困难。

汽水分离

将反应堆内产生的新蒸汽直接引入汽轮机，需要在一回路中将蒸汽尽量干燥，理由是：1，将尽量少的含水滴的气流引入汽轮机以保护导流部件和转动部件；

2，将附着在水滴上的放射性和污染物分离出去以免散布到二回路中。

德国的贡德勒明根一号机组首次采用了装在压力容器内的汽水分离和干燥装置。汽水混合物在分离装置内由于旋风器的作用进入旋转状态，较重的被甩出。

冷却剂循环系统

早期沸水堆采用自然循环，它是依靠堆芯中较轻的汽水混合物与不含蒸汽的回流水之间的重量差造成的。这种方案只适用于低功率机组。

要在热功率达到3800Mw和功率密度达到56KW每升的反应堆中产生所需的冷却剂循环流量，目前有两种方案：

1，欧洲沸水堆采用装在压力容器内的水泵，泵轴穿过压力容器底部，驱动机构在堆外。

2，美国采用部分内循环系统，将堆芯流量三分之一抽出压力容器，用外设循环泵将其压力升高至高于堆内1Mpa，再将这股水流注入压力容器内的喷射泵以抽取其余三分之二水量。这种部分内部循环的总效率约为35%。

不论是全内部循环还是部分内部循环，均是堆芯周围的流道更加分散，这对于应急冷却具有重要意义。

安全壳

安全壳的任务是，在最大可信事故下控制住从主回路放出的汽水混合物以及可能伴随的

放射性裂变的产物，并阻止这些物质向外扩散。

早起的间接回路和双回路沸水堆上，采用了所谓的干式安全壳。干式安全壳是按照不依靠即时冷却仍能承受住由主回路放出的蒸汽压力的要求选取尺寸的。为了使焊缝不做热处理的承压钢壳的壁厚成为现实可行，必须把安全壳容积做得很大。

现代采用直接回路的沸水堆则采用消压系统。消压系统由两个互相隔开的空间组成：压力空间与凝气空间。压力空间包括由干式安全壳包容的主回路部分。凝气空间除了充水部分外都是空的。压力空间与凝气空间依靠浸入水中的凝气管相连通。失水事故时，压力空间内压力上升而形成与凝气空间的压差，使得空气蒸汽混合物涌流入凝气空间的水区域。蒸汽部分就在水中液化。这样可保持凝气空间压力仍然较低。

凝气空间的排贮水除上述用途外，还可以作为汽轮机凝汽器失效时的替代热阱和应急堆芯冷却水源。

沸水堆安全技术与安全性分析

1，反应性事故

反应性事故是指一些由于调节机构失效造成反应性释放而使功率上升的事件。在结构上排除了由于控制棒快速抽出而引起的反应性增加。为此采取两项措施：

——控制棒驱动机构内部的触点能给出指示，表明吸收体部分已同驱动机构分开，这会阻止控制棒的继续弹出。

——控制棒驱动机构外壳同土建结构用拉杆锚固在一起，即使发生外壳破裂，控制棒也只能弹出几厘米。

控制棒偶然的正常-快速抽出或功率运行时压力调节的失效，均不会使反应堆受到危害。反应性的负功率系数与多普勒效系数的快效应相结合，能与事故抗衡。

2，无失水的事故

包括主回路承压边界不发生机械损坏的所有事故。出现这类事故后，尽管冷却剂总量没有漏损，仍须通过相应的预防措施限制功率和压力，以免发生危害。典型的无失水事故包括：甩负荷；汽轮机快速停机；循环泵失效；给水泵与给水加热器失效等。这里介绍一种与福岛事故有关的循环泵失效事故。

冷却剂循环泵失效立即导致通过堆芯的冷却剂流量下降。由于反应堆功率与流量紧密相连的反馈作用，反应堆热功率立即减低，直到一个与自然循环相适应新的稳定状态，在这一瞬变过程中不会达到反应堆保护的各个限值，因此不会发生停堆。

3，失水事故

如果安全壳内的主回路发生泄漏，相应的管段是无法隔断的。主回路水的持续流失必须通过余热冷却系统取得补偿。

主回路的泄漏首先引起水位下降，这会触发快速停堆以及贯穿件封闭和余热冷却系统向反应堆注水。如果破口断面小，仅流失少量介质，反应堆压力下降缓慢，甚至根本不下降。

沸水堆核辅助系统

1，泄压系统

泄压系统任务是保护反应堆压力容器，使其免受超压，并在需要的情况下将反应堆压力一直降低到与环境压力相同。

2，快速停堆系统

任务是，在危险形式下将反应堆在几秒内关闭。系统利用了大约2m每秒的速度插入控制棒。这种高插入速度是靠控制棒驱动机构柱塞下面的高压水实现的。高压水贮放在6个水箱中，经常保持16Mpa的压力。每一个水箱的容量为12立方米，其中3立方米为水，其余为氮气。每3个水箱供给一套环形管道。193台控制棒驱动机构各与每一套环形管道的一根支管相连。这种连接方式使得任一套环形管道的破裂不影响快速停堆。

3，余热冷却串列

余热冷却串列的任务是，当主热阱即汽轮机冷凝器失效时保证将余热排出，以及在机组停机和压力壳开盖的情况下进行停堆冷却和凝气空间的冷却。

4，贯穿件密封系统

在失水事故情况下，必须把穿过安全壳的管道可靠地封闭。一般，每一根穿过安全壳的管道有两个隔离阀。在接到任一信号时，阀门都会关闭，只有快速停堆系统和应急冷却系统的管道除外。

5，消氢系统

在失水事故期间，安全壳内的可能的氢气来源有二：

——燃料包壳过热导致锆水反应产生氢气；

——产生余热的放射性衰变过程，通过辐射分解作用将冷却剂分解为氢气和氧气。

氢气和氧气同时存在会形成可点燃的爆炸气体，因此必须设置在可能的燃爆前消除氢气的装置。必须防止燃爆，因为它会导致安全壳的压力超过设计值。

系统由一台压缩机和一台复合器组成。从安全壳抽出的气体进故宫复合后，送回消氢系统的大气区。系统做成双重的。

消氢系统很重要，福岛核事故中正是由于发生了氢气爆炸炸毁了反应堆厂房，才导致放射性物质直接泄漏出来的。

6，加硼系统

加硼系统可以使反应堆不依靠控制棒就能关闭，并保持足够的次临界深度。系统由含硼溶液储罐、活塞泵、阀门和管道组成。储罐能在任何压力下向反应堆注硼。加硼系统并非替代快速停堆系统，但它能在有几根控制棒失效的情况下，把反应堆确实控制在次临界状态。

7，乏燃料贮存水池冷却与净化系统

存放于乏燃料贮存水池的乏燃料组件，仍不断产生衰变热。必须把它排出，以保持水池中的温度低到不使水面产生雾气，因为后者会妨碍人们进行必要的工作。