第三章 重水堆和快中子增殖反应堆核电站

1、3重水堆和快中子增殖反应堆核电重水堆和快中子增殖反应堆核电站站几种重要反应堆堆型核电站几种重要反应堆堆型核电站主要内容主要内容p3.1沸水堆核电站沸水堆核电站p3.2重水堆核电站重水堆核电站p3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站p3.4其它堆型核电站（了解）其它堆型核电站（了解）3.1沸水堆核电站沸水堆核电站可不可让水可不可让水直接在堆内直接在堆内沸腾产生蒸沸腾产生蒸汽呢？汽呢？压水堆核电站压水堆核电站3.1沸水堆核电站沸水堆核电站目前世界上已运行的沸水堆有目前世界上已运行的沸水堆有92座，占全世界核电座，占全世界核电厂总功率的厂总功率的23%，在建的沸水堆有，在建的沸水堆有4座。座。3

2、.1沸水堆核电站沸水堆核电站沸水堆与压水堆同属轻水堆家族，都使用轻水都使用轻水作为慢化剂和冷却剂，低富集度铀作为燃料作为慢化剂和冷却剂，低富集度铀作为燃料，燃料形态均为二氧化铀陶瓷芯块，外包锆合金包壳。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控制棒只好从堆芯下方插入。堆内装有数台内装式再循环泵堆内装有数台内装式再循环泵。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气，其余的水必须再循环。3.1沸水堆核电站沸水堆核电站核燃料为核燃料为正方形有盒组件正方形有盒组件，盒内燃，盒内燃料棒排列成料棒排列成77或或88

3、栅阵，燃栅阵，燃料棒包壳和组件盒料棒包壳和组件盒材料均为锆材料均为锆4合金合金。堆芯将由。堆芯将由800个左右的燃料个左右的燃料盒组成。盒组成。控制棒呈十字型控制棒呈十字型，插入在四个燃料，插入在四个燃料盒之间，中子吸收材料为碳化硼，盒之间，中子吸收材料为碳化硼，封装在不锈钢管内，封装在不锈钢管内，控制棒从堆底控制棒从堆底引入引入燃料棒燃料棒控制棒控制棒还有什么控制措施还有什么控制措施3.1沸水堆核电站沸水堆核电站反应堆的功率调节除用控制棒外，还可以改变再循环流量来实现。反应堆的功率调节除用控制棒外，还可以改变再循环流量来实现。流流量增加，汽泡带出功率就提高，堆芯空泡减少，使反应堆功率上升，量

4、增加，汽泡带出功率就提高，堆芯空泡减少，使反应堆功率上升，随之汽泡增多，直至达到新的平衡。这种改变流量的功率调节方法可随之汽泡增多，直至达到新的平衡。这种改变流量的功率调节方法可使功率改变达使功率改变达25%满功率而不需要控制棒任何动作。满功率而不需要控制棒任何动作。沸水堆蒸汽直接在反应堆沸水堆蒸汽直接在反应堆 内产生，故不可避免地要内产生，故不可避免地要 挟带出由水中产生的氮挟带出由水中产生的氮 16，氮，氮16有很强的有很强的辐辐 射，因此汽轮机系统在正射，因此汽轮机系统在正 常运行时都带有放射性，常运行时都带有放射性，运运 行人员不能接近，还需要行人员不能接近，还需要 有适当的屏蔽。但有

5、适当的屏蔽。但氮氮16 的半衰期仅的半衰期仅7.13秒，故停秒，故停 机后不久就可完全衰变，机后不久就可完全衰变， 不影响设备维修。不影响设备维修。 3.1沸水堆核电站沸水堆核电站p优点：优点：最大区别是直接循环最大区别是直接循环 ，减少大量回路设备，减少大量回路设备工作压力可以降低，系统得到极大简化工作压力可以降低，系统得到极大简化 ，降低投资，降低投资最大特点是堆芯出现空泡，具有负反馈性最大特点是堆芯出现空泡，具有负反馈性p缺点：缺点：放射性物质直接进入蒸汽轮机等设备，使得辐射防护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较复杂和废物处理较复杂 ，汽轮机需要进行屏蔽，检修难，

6、汽轮机需要进行屏蔽，检修难度较大，时间也较长度较大，时间也较长水沸腾后密度降低，慢化能力减弱，因此需要的核燃水沸腾后密度降低，慢化能力减弱，因此需要的核燃料也比压水堆多，导致功率密度比压水堆小料也比压水堆多，导致功率密度比压水堆小 3.1沸水堆核电站沸水堆核电站过去的沸水堆地位不如压水堆过去的沸水堆地位不如压水堆以上缺点以上缺点缺乏必要的运行经验反馈缺乏必要的运行经验反馈先进沸水堆先进沸水堆ABWR在经济性、安全性等方面在经济性、安全性等方面 有有超过压水堆的趋势。（自动检修技术代替人工后超过压水堆的趋势。（自动检修技术代替人工后使所受辐射剂量大幅降低）使所受辐射剂量大幅降低）3.2重水堆核电

7、站重水堆核电站我国秦山三期核电就是采用的重水堆堆型的核电站我国秦山三期核电就是采用的重水堆堆型的核电站3.2重水堆核电站重水堆核电站p重水堆是指用重水（重水堆是指用重水（D2O）作为慢化剂的反应堆）作为慢化剂的反应堆p重水具有中子吸收截面小而慢化性能好的特点。它作慢化剂，使反应堆内中子的有害吸收降到很低的程度。故中子利用率高。因此，可直接利用天然铀作反应堆核燃料。p重水的价格较贵价格较贵，为了减少重水泄漏损失，相应地使反应堆及重水回路的设备制造复杂设备制造复杂。因此，以往重水反应堆的建造和发展不如轻水堆普遍。p目前国际上已投入运行的重水堆核电站共30余座，余座，总电功率为2335.4万千瓦，约

8、占全世界核电厂总功率的6.5%。 3.2重水堆核电站重水堆核电站重水反应堆动力循环系统与压水堆核电站相似重水反应堆动力循环系统与压水堆核电站相似 3.2重水堆核电站重水堆核电站3.2重水堆核电站重水堆核电站重水堆按其结构形式大致可以分成重水堆按其结构形式大致可以分成压力管式和压力壳式压力管式和压力壳式两类。两类。重重水水堆堆压力壳式压力壳式立式加压重水冷却反应堆立式加压重水冷却反应堆立式沸腾重水冷却反应堆立式沸腾重水冷却反应堆立式沸腾轻水冷却反应堆立式沸腾轻水冷却反应堆卧式加压重水冷却反应堆卧式加压重水冷却反应堆压力管式压力管式立式加压重水冷却反应堆立式加压重水冷却反应堆立式沸腾重水冷却反应堆

9、立式沸腾重水冷却反应堆3.2重水堆核电站重水堆核电站1962年，第一座示范堆罗耳弗顿年，第一座示范堆罗耳弗顿(22MW)投入运行。投入运行。1967年，第一座原型堆道格拉斯角年，第一座原型堆道格拉斯角(208MW)投入运行。投入运行。19711973年，第一批商用重水堆核电站皮克灵年，第一批商用重水堆核电站皮克灵A(4515MW)投入运行。投入运行。19761979年，布鲁斯年，布鲁斯A(4825MW)投入运行。投入运行。加拿大的加拿大的CANDU型压力管式重水堆核电站型压力管式重水堆核电站1压力管卧式重水堆压力管卧式重水堆3.2重水堆核电站重水堆核电站3.2重水堆核电站重水堆核电站1压力管卧

10、式重水堆压力管卧式重水堆3.2重水堆核电站重水堆核电站1压力管卧式重水堆压力管卧式重水堆3.2重水堆核电站重水堆核电站作为冷却剂的重水在作为冷却剂的重水在压力压力管内流动带走管内流动带走热量。作为慢化剂的重水在反应堆排管热量。作为慢化剂的重水在反应堆排管容器中，为了防止热量从冷却剂重水传容器中，为了防止热量从冷却剂重水传到慢化剂重水中，在压力管外设置一到慢化剂重水中，在压力管外设置一同同心容器管心容器管，两管之间充以，两管之间充以二氧化碳作隔二氧化碳作隔热层热层，以保持慢化剂温度不超过，以保持慢化剂温度不超过60。 将慢化剂保持低温，除了可以避免高压，将慢化剂保持低温，除了可以避免高压，还可以

11、减少还可以减少U-238对中子的共振吸收，对中子的共振吸收，有利于实现链式反应。有利于实现链式反应。控制棒控制棒插入排管容器内的排管之间，在插入排管容器内的排管之间，在这种低温低压重水慢化剂内，可以上下这种低温低压重水慢化剂内，可以上下方向或左右方向运动，所以和在高温高方向或左右方向运动，所以和在高温高压水内运动的压水堆控制棒相比，更加压水内运动的压水堆控制棒相比，更加安全可靠。安全可靠。1压力管卧式重水堆压力管卧式重水堆3.2重水堆核电站重水堆核电站压力管式重水堆是压力管式重水堆是用压力用压力管把重水慢化剂和冷却剂管把重水慢化剂和冷却剂分开分开，压力管承受高压，压力管承受高压，排管容器则承受

12、不太大的排管容器则承受不太大的压力，压力管是重水堆设压力，压力管是重水堆设计制造的关键设备。卧式计制造的关键设备。卧式堆芯结构的重水堆更便于堆芯结构的重水堆更便于设备的布置和换料维修。设备的布置和换料维修。 1压力管卧式重水堆压力管卧式重水堆3.2重水堆核电站重水堆核电站1压力管卧式重水堆压力管卧式重水堆3.2重水堆核电站重水堆核电站1压力管卧式重水堆压力管卧式重水堆由于重水堆的由于重水堆的卧式布置压力管卧式布置压力管，每根压力管在，每根压力管在反应堆容器的两端都设有密封接头，可以装拆。反应堆容器的两端都设有密封接头，可以装拆。因此，可以采用遥控装卸料机进行不停堆换料。因此，可以采用遥控装卸料

13、机进行不停堆换料。换料时，由装卸料机压力管的两端密封接头，换料时，由装卸料机压力管的两端密封接头，新燃料组件从压力管一端顶入，烧过的乏燃料新燃料组件从压力管一端顶入，烧过的乏燃料组件侧从同一压力管的另一端被推出。这种换组件侧从同一压力管的另一端被推出。这种换料方式称为料方式称为“顶推式双向换料顶推式双向换料”。 3.2重水堆核电站重水堆核电站2 压力壳式重水堆压力壳式重水堆与压力管式重水堆相比，与压力管式重水堆相比，堆芯结构简单，结构材料堆芯结构简单，结构材料少，因此中子的经济件好。少，因此中子的经济件好。再生核燃料的转换比较大，再生核燃料的转换比较大，另外，堆芯中燃料棒呈栅另外，堆芯中燃料棒

14、呈栅格分布，堆芯布置紧凑，格分布，堆芯布置紧凑，不仅有利于铀的燃料循环，不仅有利于铀的燃料循环，而且对实现钍铀核燃料而且对实现钍铀核燃料循环较为有利。循环较为有利。3.2重水堆核电站重水堆核电站3压力管式沸腾轻水冷却重水堆压力管式沸腾轻水冷却重水堆1.1.重水重水 2.2.燃料组件燃料组件 3.3.轻水冷却剂轻水冷却剂 4.4.气鼓气鼓 5.5.循环泵循环泵 6.6.汽轮机汽轮机 7.7.给水泵给水泵3.2重水堆核电站重水堆核电站4 重水慢化、有机介质冷却反应堆重水慢化、有机介质冷却反应堆3.2重水堆核电站重水堆核电站5 重水堆核电站主要系统 （一）一回路系统（一）一回路系统（二）一回路稳压系

15、统（二）一回路稳压系统（三）慢化剂系统（三）慢化剂系统（四）氦气系统（四）氦气系统（五）重水净化及提浓系统（五）重水净化及提浓系统（六）二回路系统（六）二回路系统3.2重水堆核电站重水堆核电站3.2重水堆核电站重水堆核电站p重水堆核电站与轻水堆核电站的重水堆核电站与轻水堆核电站的特点特点 ：p（1）中子经济性好，可以采用天然铀作为核燃料）中子经济性好，可以采用天然铀作为核燃料 p（2）中子经济性好，比轻水堆更节约天然铀）中子经济性好，比轻水堆更节约天然铀p（3）可以不停对更换核燃料）可以不停对更换核燃料p（4）堆芯体积大、功率密度低）堆芯体积大、功率密度低p（5）重水费用占基建投资比重大）重水

16、费用占基建投资比重大 p（6）失水事故风险可能比轻水堆小）失水事故风险可能比轻水堆小p运行成本低运行成本低p坎杜型重水堆比压水堆能多生产一倍的钚坎杜型重水堆比压水堆能多生产一倍的钚p压力管式避免了制造技术难度很高的压力壳及其他大型设备压力管式避免了制造技术难度很高的压力壳及其他大型设备3.2重水堆核电站重水堆核电站p重水堆核电站与轻水堆核电站的重水堆核电站与轻水堆核电站的不足不足 ：p（1）后备反应性比较小，燃耗比较浅，燃料装载量、）后备反应性比较小，燃耗比较浅，燃料装载量、进料量及出料量都比较大进料量及出料量都比较大p（2）装卸料机比较复杂，制造要求比较高）装卸料机比较复杂，制造要求比较高p

17、（3）热循环效率比压水堆低些）热循环效率比压水堆低些p（4）高压重水系统的密封性要求很高）高压重水系统的密封性要求很高p（5）标准化程度不够）标准化程度不够3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站 快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站是由快中子引起裂是由快中子引起裂变链式反应并将释放出来的热能转换成电能的变链式反应并将释放出来的热能转换成电能的核电站。核电站。 由于快中子反应堆在运行时，能在消耗由于快中子反应堆在运行时，能在消耗核裂变燃料的同时，产生多于消耗的可裂变核核裂变燃料的同时，产生多于消耗的可裂变核燃料，实现可裂变核燃料的再生增殖，故称为燃料，实现可裂变核燃料的再生增殖，故称为快中子

18、增殖堆核电站快中子增殖堆核电站。 3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站核裂变核裂变转化为转化为钚钚-2393.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站增殖原理增殖原理 铀铀235每次裂变可释放出每次裂变可释放出23个新中个新中子，如果这些新中子中至少子，如果这些新中子中至少1个用来维持链式反个用来维持链式反应，那么余下的应，那么余下的12个中子将有可能被无效吸收，个中子将有可能被无效吸收，泄漏或被铀泄漏或被铀238吸收，只有当无效吸收和泄漏吸收，只有当无效吸收和泄漏损失小于损失小于1时才能实现产生的新的可裂变材料钚时才能实现产生的新的可裂变材料钚239等于或大于等于或大于1，实现增殖。快中

19、子堆的中，实现增殖。快中子堆的中子无效吸收和泄漏较少，以及将来采用钚子无效吸收和泄漏较少，以及将来采用钚239作核燃料，可真正实现增殖。作核燃料，可真正实现增殖。 3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站p反应堆内的强中子场为铀反应堆内的强中子场为铀-238转换为钚转换为钚-239这种核燃料提供了良好条件。这种核燃料提供了良好条件。p为了描述各类型反应堆在核燃料转化方面的能为了描述各类型反应堆在核燃料转化方面的能力，引入转化比力，引入转化比CRp轻水堆轻水堆 CR0.6p高温气冷堆（先进转化堆）高温气冷堆（先进转化堆）CR0.8p能使能使CR1的反应堆称为增殖堆。的反应堆称为增殖堆。快中子反

20、应堆快中子反应堆CR能达到能达到1.2CR=易裂变核的平均生成率易裂变核的平均生成率易裂变核的平均消耗率易裂变核的平均消耗率3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站核燃料：氧化铀和氧化钚的混合燃料（或碳化铀核燃料：氧化铀和氧化钚的混合燃料（或碳化铀-碳化钚碳化钚混合物）加工而成的圆柱状芯块混合物）加工而成的圆柱状芯块堆芯分燃料区和增殖再生区两个部分堆芯分燃料区和增殖再生区两个部分控制棒从顶部插入燃料区控制棒从顶部插入燃料区无慢化剂无慢化剂冷却剂有液态金属钠或氦气。现有、正建和计划建的都是冷却剂有液态金属钠或氦气。现有、正建和计划建的都是钠冷快堆钠冷快堆钠冷快堆采用停堆换料钠冷快堆采用停堆换料

21、3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站主要特点主要特点充分利用核燃料充分利用核燃料 可实现核燃料的增殖可实现核燃料的增殖 低压堆芯下的高热效率低压堆芯下的高热效率 3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站钠冷快中子增殖堆钠冷快中子增殖堆池式钠冷快中子增殖堆池式钠冷快中子增殖堆回路式钠冷快中子增殖堆回路式钠冷快中子增殖堆气冷快中子增殖堆气冷快中子增殖堆3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站池式钠冷快中子增殖堆池式钠冷快中子增殖堆3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站回路式钠冷快中子增殖堆回路式钠冷快中子增殖堆3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站气冷快中子增殖堆气冷快中子增殖堆

22、气冷块堆系统是快中子谱气冷块堆系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃氦冷反应堆，采用闭式燃料循环。氦气冷却剂出口料循环。氦气冷却剂出口高温，可用于发电，生产高温，可用于发电，生产氢或高效率处理热。氢或高效率处理热。3.3快中子反应堆核电站快中子反应堆核电站气冷快中子堆与钠冷快中子堆的各自特点气冷快中子堆与钠冷快中子堆的各自特点（一）核燃料增殖性能（一）核燃料增殖性能气冷快堆增殖比比钠冷快中子堆大气冷快堆增殖比比钠冷快中子堆大,倍增时间要比倍增时间要比钠冷快中子堆短钠冷快中子堆短（二）核燃料投料量（二）核燃料投料量钠冷快中子堆的燃料比功率要比氦冷快中子堆的大钠冷快中子堆的燃料比功率要比氦冷快中子堆

23、的大,钠冷快中子堆燃料的比投料量比氦冷快中子堆的小钠冷快中子堆燃料的比投料量比氦冷快中子堆的小（三）核电站安全性（三）核电站安全性化学性质方面的安全性气冷快堆优于钠冷快中子堆化学性质方面的安全性气冷快堆优于钠冷快中子堆,安全壳方面的安全性钠快堆优于冷气冷快中子堆安全壳方面的安全性钠快堆优于冷气冷快中子堆3.4其它堆型核电站其它堆型核电站高温气冷堆高温气冷堆用用高密度铀的包敷颗粒作为核燃料高密度铀的包敷颗粒作为核燃料、石墨作石墨作为中子慢化剂为中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂高温氦气作为冷却剂的的先进热中子转化堆先进热中子转化堆高温气冷堆的堆芯核燃料由低富集铀或高富集铀加钍的高温气冷堆的堆芯核燃料

24、由低富集铀或高富集铀加钍的氧化物（或碳化物）制成直径约氧化物（或碳化物）制成直径约200微米的陶瓷型颗粒核微米的陶瓷型颗粒核心，外面涂上心，外面涂上23层热解碳和碳化硅，涂层厚度约层热解碳和碳化硅，涂层厚度约150200微米，构成直径约为微米，构成直径约为1毫米左右的核燃料颗粒。然后将毫米左右的核燃料颗粒。然后将颗粒弥散在石墨基体中压制成球形或柱形燃料实体。这种颗粒弥散在石墨基体中压制成球形或柱形燃料实体。这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。冷却剂氦气在球形元件叠燃料元件在堆内几乎不会破裂。冷却剂氦气在球形元件叠缝空隙间流过，通过循环风机不断将堆芯的裂变热带出，缝空隙间流过，通过循环风机不断将堆芯

25、的裂变热带出，进行密闭循环。氦气的压力一般为进行密闭循环。氦气的压力一般为4Mpa3.4其它堆型核电站其它堆型核电站目前高温气冷堆分为三种：目前高温气冷堆分为三种：通过蒸汽发生器用蒸汽进行通过蒸汽发生器用蒸汽进行间接循环间接循环，基建费用高，要用高富集度铀，经济上基建费用高，要用高富集度铀，经济上没有竞争力没有竞争力直接循环直接循环，热利用率可达，热利用率可达50%，余热供，余热供热，高温氦气逸出的放射性甚微，不影热，高温氦气逸出的放射性甚微，不影响检修响检修p特高温气冷堆特高温气冷堆，可直接，可直接炼钢、制氢等高温工艺炼钢、制氢等高温工艺供热，或用于循环发电，供热，或用于循环发电，热效率可达

26、热效率可达60%3.4其它堆型核电站其它堆型核电站特点特点核电站选址灵活，且热效率高核电站选址灵活，且热效率高 中子经济性好，转化比高，实现钍中子经济性好，转化比高，实现钍232-铀铀233循环循环热容量大，安全性高热容量大，安全性高 氦气吸收中子弱，排放的废热少，对环境污染小氦气吸收中子弱，排放的废热少，对环境污染小 有综合利用的广阔前景有综合利用的广阔前景可实现不停堆换料可实现不停堆换料 技术上还没有达到成熟阶段，仍有很多技术问题技术上还没有达到成熟阶段，仍有很多技术问题 （1）高燃耗包敷颗粒核燃料元件的制备和辐照考验问题）高燃耗包敷颗粒核燃料元件的制备和辐照考验问题（2）高温高压氦气回路设备的工艺技术问题）高温高压氦气回路设备的工艺技术问题（3）燃料后处理及再加工问题）燃料后处理及再加工问题3.4其它堆型核电站其它堆型核电站超高温气冷堆系统超高温气冷堆系统（VHTR）超高温气冷堆系统是采用一超高温气冷堆系统是采用一次通过式铀燃料循环、石墨次通过式铀燃料循环、石墨慢化剂、氦气冷却反应堆。慢化剂、氦气冷却反应堆。反应堆产生热量，可使堆芯反应堆产生热量，可使堆芯出口氦气温度达出口氦气温度达1000，它可以为石油化工或其他行它