核电厂堆型介绍

一、熔盐堆

熔盐堆[molten salt reactor, MSR]是核裂变反应堆的一种,其主冷却剂[primary coolant]是一种熔融态的混合盐,它可以在高温下工作(可获得更高的热效率)时保持低蒸汽压,从而降低机械应力,提高安全性,并且比熔融钠冷却剂活性低。

二、有机堆

三、沸水堆

沸水堆利用轻水作慢化剂和冷却剂,只有一个回路,水在反应堆内沸腾产生蒸汽直接进入汽轮机发电。与压水堆相比,沸水堆工作压力低;由于减少了一个回路,其设备成本也比压水堆低;但这样可能使汽轮机等设备受到放射性污染,给设计、运行和维修带来不便。福岛核电站建于20世纪70年代,属于沸水堆。

沸水堆核电站工作流程是:冷却剂(水)从堆芯下部流进,在沿堆芯上升的过程中,从燃料棒那里得到了热量,使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物,经过汽水分离器和蒸汽干燥器,用分离出的高温蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

四、压水堆

压水堆(pressurized water reactor)使用加压轻水(即普通水)作冷却剂和慢化剂,且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为低浓铀。20世纪80年代,被公认为是技术最成熟,运行安全、经济实用的堆型。压水堆是指使用轻水(即普通净化水)作冷却剂和慢化剂,且水在反应堆内保持液态的核反应堆。除秦山三期外,我国目前运行的核电机组全部为压水堆。压水堆作为一种技术十分成熟的堆型,与其他堆型相比,结构紧凑,经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜;有放射性的一回路与二回路分开,带有放射性的冷却剂不会进入二回路污染汽轮机,机组运行、维护方便。

五、重水堆

用途

利用天然铀作为核燃料

分类

压力容器式和压力管式

特点

堆心使用压力管

以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类。轻水比重水吸收中子多,堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应,所以,大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀-235或钚-239。重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好,吸收中子少,这不仅可直接用天然铀作燃料,而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少,如果采用低浓度铀,可节省天然铀38%。在各种热中子堆中,重水堆需要的天然铀量最小。此外,重水堆对燃料的适应性强,能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是,体积比轻水堆大。建造费用高,重水昂贵,发电成本也比较高。

六、石墨气冷堆

1分类

?天然铀气冷堆

?改进型气冷堆

?高温气冷堆

2优点

?①具有良好的固有安全性

?②燃料循环灵活

?③当前可以采用高效率的常规发电机组

气冷堆是指用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆。用二氧化碳冷却的石墨气冷堆,曾在核电站的发展中占领先地位,但很快就让位于轻水堆,并将逐渐退出反应堆的历史舞台。目前关于气冷堆的研究,越来越集中在用氦气冷却的高温气冷堆上。然而高温气冷堆技术上比较复杂,造价高,一时还难以推广。但它的突出优点仍然吸引着人们去探索。利用气体作冷却剂来传送反应堆内热量的一种核反应堆堆型。迄今世界上典型的气冷堆是使用石墨作慢化剂的石墨气冷堆。它经历了3个发展阶段,产生了天然铀气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆3种。

优点:

①具有良好的固有安全性

此种堆心热容量大并具有较大的负反应性温度系数。因此,当发生事故时会自动停堆,温升缓慢,不可能发生堆心熔化。同时,氦不活化,在运行和维修时放射性低

②燃料循环灵活

核燃料转换比高和燃料的燃耗深。高温气冷堆不仅可以使用高浓铀+钍燃料,也可使用低浓铀燃料。燃料的燃耗深度可达10万兆瓦/比。因此燃料的经济性好,燃料成本低

③当前可以采用高效率的常规发电机组

(电站热效率达40%)生产电力和工业用蒸汽(供石油化工企业和重质稠油开采用),今后可使用燃气轮机进一步提高热效率,并利用高温工艺热进行煤的气化油页岩提取和裂解水制氢等。

七、石墨水冷堆

石墨水冷堆(watereooledgraphitemoder-atedreactor)以石墨为慢化剂、水为冷却剂的热中子反应堆。

主要特点:

石墨水冷堆核电厂的主要优点:①不需要重型的高压容器和其他大型设备,设备较易制造和运输;②堆芯由相同的单元组成,类似积木块结构,结构灵活,较易扩大或减少堆芯总功率,较易建造大功率核电厂;③采用直接循环方式,不需蒸汽发生器;④能进行单根工艺管道的运行监测,事故时可单独隔离;⑤可实现不停堆更换燃料,从而提高了核电厂可用率。

这种类型核电厂的致命缺点是:在低功率时不具有自稳性,从而降低了核电厂的安全性。它的燃料反应性温度系数为负值,但石墨反应性温度系数为正值,空泡反应性系数也为正值,在满功率下它的净效应是负的,但在20%功率以下运行时它的净效应是正的,从而使运行不稳定。也就是说,在低功率下发生功率升高的扰动时,会导致反应性增加,从而使功率进一步提高,这是很危险的。

石墨水冷堆核电厂的其他主要缺点有:①堆芯和循环回路庞大,不能像压水堆、沸水堆核电厂那样设置安全壳作为第三道屏障;②控制棒下落太慢,最大速度为0.4m/s,从而不能及时遏制重大事故的后果;③运行比较复杂。

压水堆与沸水堆区别

1. 沸水堆与压水堆工作原理[2]

沸水堆(Boiling Water Reactor)字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆,其工作原理为:冷却水从反应堆底部流进堆芯,对燃料棒进行冷却,带走裂变产生的热能,冷却水温度升高并逐渐气化,最终形成蒸汽和水的混合物,经过汽水分离器和蒸汽干燥器,利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。福岛核电站建于20世纪70年代,属于沸水堆。

压水堆(Pressurized Water Reactor)字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆,其工作原理为:主泵将120~160个大气压的一回路冷却水送入堆芯,把核燃料放出的热能带出堆芯,而后进入蒸汽发生器,通过传热管把热量传给二回路水,使其沸腾并产生蒸汽;一回路冷却水温度下降,进入堆芯,完成一回路水循环;二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电,再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器,完成二回路水循环。中国建成和在建共有13台核电机组,除秦山三期采用CANDU堆技术,位于山东荣成的华能石岛湾采用高温气冷堆,其余均为压水堆。

2. 沸水堆与压水堆共同点

沸水堆和压水堆都是属于轻水堆,两者都使用低浓铀燃料,采用轻水作为冷却剂和慢化剂,沸水堆系统比压水堆简单,特别是省去了蒸汽发生器;燃料都是以组件的形式在堆芯排布,组件由栅格排布的燃料栅元组成,燃料栅元由燃料芯块、包壳构成;燃料放置于压力容器当中,外面有安全壳,具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障;沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。

3. 沸水堆与压水堆的主要区别

沸水堆采用一个回路,压水堆有两个回路;沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备,故控制棒需从堆芯底部向上插入,控制棒为十字形控制棒,压水堆为棒束型控制棒,从堆芯顶部进入堆芯;沸水堆具有较低的运行压力(约为70个大气压),冷却水在堆内以汽液形式存在,压水堆一回路压力通常达150个大气压,冷却水不产生沸腾。

4. 压水堆相对沸水堆的优势

沸水堆控制棒从堆芯底部引入,因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大,即在停堆过程中一旦丧失动力,就会停在中间某处,最终可能导致临界事故发生;而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部,如果出现机械或者电气故障,控制棒可以依靠重力落下,一插到底,阻断链式反应。另外,对于控制棒向上引入的反应堆,其堆芯上部的功率高于底部,当反应堆丧失冷却后,会导致产生热量大的地方带走热量少,上部的燃料发生熔毁的概率增加。

沸水堆遇紧急情况停堆,冷却动力丧失时,燃料温度增加,冷却水逐渐气化,回路压力增加,必须进行释压处理,则会导致带有放射性的气体进入大气,同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却;压水堆冷却动力丧失时,可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋,并调节稳压器压力,保证一回路不出现局部沸腾,依靠一二回路的温差实现自然循环,让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系,拥有类似水塔性质的蓄水,至于安全壳上层,可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却;另外堆芯有排气管道开放外界,压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系,所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动,在柴油发电机无法启动的情况下,导致温度失控。

沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器,一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机,因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道,管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开,而且蒸汽发生器安置在安全壳内,只要蒸汽发生器完整,放射性物质不会释放到环境中,即使蒸汽发生器故障破损,利用安全壳贯穿件关闭,放射性物质也不会释放到环境中。

沸水堆压力远低于压水堆压力,因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。压水堆由于压力高,且多了蒸汽发生器、稳压器等设备,技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开,因此安全性高于沸水堆。

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