核能开发及应用10反应堆分类

核能开发及应用第三章：反应堆分类核反应堆1942年12月2日在芝加哥大学斯戈塔体育场看台下网球厅内诞生了世界第一座核反应堆。费米的夫人罗拉：“在芝加哥大学的校园里，有一所破旧而古老的建筑。像个有炮塔和城垛的足球场的西看台。第一座原子核反应堆就是在这看台下面的室内网球场里，由一个科学家小组建造的。当时，B于离指望达到目标的日期异常紧迫，他们都以最快的速度，在极端保密的方式下，进行着这件工作。那时，第二次世界大战正打得吃紧，在网球场里工作的那些人，心中明白他们的探索将使得原子武器的研制成为可能。经过极为艰苦的努力，他们终于成为第一批目睹物质确可完全按照人类的意愿而放出其内部能量的人。在这当中，我的丈夫费米是他们的领导者。”芝加哥大学碑文：1942年12月2日人类于此首次完成自持链式反应的实验并因而开始了可控的核能释放。”

核反应堆分类概念上可有900多种设计，但现实非常有限。根据燃料类型：天然铀堆、浓缩铀堆、钍堆；根据中子能量：快中子堆、热中子堆；根据冷却剂：水冷、气冷、有机液冷、液态金属冷堆；慢化剂：压水、沸水、重水、石墨、有机、熔盐、铍；根据热工状态：沸腾堆、非沸腾堆、压水堆；根据运行方式：脉冲堆和稳态堆。根据用途：试验堆、生产堆、动力堆反应堆参数压水堆（PWR）由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒驱动机构等部件组成。堆芯：由核燃料组件、可燃毒物组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。核燃料组件：裂变并释放热量,包含有200-300根燃料元件棒，元件棒内装有2％-4％的235U的U02芯块。控制捧：控制堆内的核裂变链式反应。通过上下移动来实现反应堆的启动、停堆、改变功率等功能。通常由强吸收中子的物质组成。做成细棒状，外加不锈钢包壳，然后将若干根棒连接成一束，组成棒束形控制组件，从反应堆项部插入堆芯。控制棒驱动机构:驱动控制棒，使控制棒在正常运行时能上下移动，一般每秒钟行程为10-19mm，在紧急停堆或事故情况下能在接到信号后迅速全部插入堆芯，以保证安全。一座电功率为1000MW的压水堆堆芯一般装有150-200组燃料组件，4万-5万根燃料元件棒。堆内大约有50组控制棒组件。燃料元件棒垂直放在堆芯内，使堆芯整体外形大致呈圆柱形。为使径向功率展平，大型核电站反应堆核燃料一般按富集度分为三区装载。以局部倒换料方式每1-1.5年更换一次燃料，每次换出大约1/3的燃料组件。堆芯直径约3-4m，高度3-5m，装在大型压力容器内。水沿燃料元件棒表面轴向流过，既起着慢化中子的作用，又作为输出反应堆热量的冷却剂。中子源组件：引发核裂变的链式反应。由可以自发产生中子的材料组成，做成小棒的形式，在装料时放入空的控制棒导向管内。在装中子源之前，控制棒必须插入堆内，在反应堆启动时慢慢提起控制捧，中子源就可以“点燃”核燃料。压力容器是压水堆的关键设备：

放置堆芯及堆内构件防止放射性物质外逸堆内构件堆芯精确定位、紧固，以防流体流动的冲击而发生偏移分隔流体，使冷却剂按一定方向流动，有效地带出热量高温高压水流冲击及强辐照条件下，能抗腐蚀并保证尺寸和形状稳定。服役期内，其完整性对反应堆具有举足轻重的地位；要求在高硼水腐蚀和高能中子辐照条件下能使用30。-60年，压力容器的寿命决定了核电站的寿命！布置形式：分散式布置构成：蒸汽发生器、主冷却泵、稳压器压水堆主冷却系统压水堆核电厂安全壳：包容反应堆、蒸汽发生器及主冷却剂系统作用：防止放射性物质外逸性能要求：高压、高温、地震、台风、飞机撞击参数：以100万KW压水堆为例，1m厚的钢筋混凝，内衬6mm左右的钢板。直径40m，高60m。压力约5个大气压。配备：喷淋系统、通风净化系统安全壳分散式布置优点：简单、设备布置灵活、反应堆及蒸汽发生器检修方便。因此早期的压水堆都采用分散式布置形式。分散式布置缺陷：蒸汽发生器与反应堆之间用大口径接管连接．一旦这些连接管破裂，高温高压的反应堆冷却剂就会从破口流出，造成严重的后果。连接管较长，流动阻力较大，使反应堆冷却剂的自然循环能力不高。一体化压水堆特点：蒸汽发生器布置在反应堆压力容器内或者直接坐在压力容器的上部。这种布置方式省去了大口径的接管，增加了安全性．同时，由于流动阻力降低，因此大大增加了反应堆的自然循环能力，被认为是将来压水堆的发展趋势。一体化压水堆堆芯布置在压力容器的下方，采用六角形的燃料组件。燃料采用三角形排列，堆芯装151组燃料组件，每组组件有287根燃料元件。反应堆压力容器总高(包括上封头)23.96m，内径5.44m，壁厚265mm，质量880t。直流式蒸汽发生器布置在堆芯上方的环形空间内，蒸汽发生器采用模块化设计，便于拆装和检修。主冷却剂泵使冷却剂强迫循环流过堆芯和蒸汽发生器。反应堆六台主冷却剂泵的布置方式有两种：一种是在压力容器的侧面与压力容器垂直连接，另一种是放在压力容器的底部。蒸汽发生器分为12个模块，每两个模块连接到一台主泵。一回路压力15.7MPa，反应推热功率1800Mw。过热蒸汽压力6.38MPa，蒸汽产量3420t/h，过热蒸汽温度加305C。该反应堆具有很高的自然循环能力，同时配有完善的非能动安全系统，使这种类型的反应堆具有很高的固有安全特性。俄罗斯新型一体化压水堆VPBER-600被称为是第四代先进反应堆。实现了全部一体化，压力容器的下部是堆芯，模块化的螺旋盘管式直流蒸汽发生器布置在堆芯上方的环形空间内，整个蒸汽发生器由八个模块组成。在蒸汽发生器的上方每个模块上有一台主冷却剂循环泵。共有八台这种循环泵，这些泵也装在压力容器之内，放在蒸汽发生器的上方。压力容器的上封头是一个气腔，这个气腔起稳压器的作用。装有这种反应堆的核电站可产生300Mw的电功率。它采用了现有压水反应堆的一些成熟技术。由于其自然循环能力强，没有大口径的外部接管，因此其固有安全性得到了大幅度的提高。美国一体化压水堆西屋AP1000型轻水堆AP1000型非能动型轻水堆的净电功率为1090MW，反应堆热功率为3400MW。其主要技术特征是与原有的压水堆相比，本着“系统越简单越安全”的原则，简化了设备系统，提高了系统的安全性和经济性。在核岛设计中，采用了非能动安全壳冷却、非能动余热排出、非能动余热排出、非能动应急堆芯冷却系统。一回路的介质采用含硼水。控制系统采用数字控制。

净电功率：1090MW反应堆热功率：3400MW一回路温度：323.9℃堆芯质量流速：1505千克/平米.秒最小DNBR：1.447DNBR裕度：13.6%燃料组件类型：17*17燃料组件数：157活性区高度：4267mm堆芯直径：3498

mm压力容器内径4

m，安全壳直径39.6

m，高度65.5

m，总体积58616立方米。安全壳压力0.41MPa，厚度44

.5mm。线功率：18.73千瓦/米控制棒/灰棒数量：53/16蒸汽发生器传热面积：11613平米冷却剂泵：流量4.73m3/秒，扬程106.7米，电机功率4450Kw。

主要设计参数充分采用非能动系统设计和固有安全特性，尽力降低风险、提高安全性；尽量降低比造价，力争每KW造价与现有的三环路和四环路压水堆核电厂相当；采用模块化和标准化技术，减少现场工厂，缩短施工周期，确保建造速度；模块包括结构模块、管道模块和机务模块三个组成部分。采用工程上成熟的堆芯和部件设计，提高可靠性；尽量简化系统，改进电厂可利用率，降低职业辐射剂量。

设计特点包括反应堆、反应堆冷却剂系统，以及相关的辅助系统，又称为核供汽系统。一回路水含硼。一回路有两个环路，每一个环路上有一台F型蒸汽发生器（即RCS）。

反应堆的设计温度为350℃，冷却剂的冷段温度约285℃，热段温度为323.6℃，进出口温升为30℃至40℃。每环路上安装两台并联布置的屏蔽泵，作为反应堆冷却剂泵。该泵立式倒置安装于蒸汽发生器底部的下封头上，没有过渡段。一回路系统中冷却剂的压力约11MPa。蒸汽发生器（RCS）紧靠核反应堆，所以一回路的管子很短。每台蒸汽发生器与核反应堆的连接管包括冷、热段管道各一根。每台屏蔽泵有将蒸汽发生器下部汇水室内的冷却剂送入反应堆。两根冷段管道均为整体锻造，然后加热弯制为大弯曲半径的管子，中间没有焊口。蒸汽发生器采用立式自然循环U型管式蒸汽发生器，管子与支撑板的连接采用全深度的水力胀管防止运行时瞬间超压，整个一回路系统设有一台稳压器，装在热段管道上。其作用是调节一回路的系统压力，补偿瞬态运行裕量，防止事故停堆。一回路由汽轮机、凝汽器、凝结水泵、高低加及除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离器再热器等设备组成。从蒸汽发生器产生的饱和蒸汽进入汽轮机做功，乏汽经凝汽器冷凝成凝结水，经除氧器、高低加、给水泵，主给水返回蒸汽发生器再次循环，形成回路。由于饱和蒸汽进入高压缸膨胀做功以后，蒸汽压力、温度逐渐降低，蒸汽湿度增大，高压缸排汽的湿度可达到14%。为保证汽轮机安全运行，在高压缸和低压缸之间增设了汽水分离再热器。其作用是通过蒸汽中间再热和汽水分离，使进入低压缸的蒸汽具有一定的过热度，以提高低压缸效率。这是核电机组常规岛与常规的火电机组在汽水系统中存在的最醒目的不同之处。

二回路的主要参数：

主汽压力：6.43Mpa，温度279℃；

高压缸排汽压力0.78Mpa，温度169℃；

再热蒸汽压力0.74Mpa，温度265℃；

主给水温度：226℃；

二回路设计化学和容积控制系统

主要作用是，通过向一回路中注入浓硼酸或纯水、同时抽出等量的含硼水，从而调节冷却剂的硼质量分数，以控制反应堆的反应性。进行一回路的容积控制和水质控制。硼、水补给系统

该系统是化学与容积控制系统的一个支持系统。包括水补给、硼酸制备与补给、化学添加三个子系统。水补给系统由核岛除盐除气水系统接入。硼酸制备与补给系统由配料箱、硼酸罐、硼酸泵组成。余热排出系统

又称为停堆冷却系统。AP1000采用非能动式的余热排出系统，不需要余热排出泵，以及相关的外接电源。热交换器放在换料水箱（IRWST）内，上下与稳压器和冷段管道相连接。换料水箱的底部位于一回路的正上方。当反应堆停堆后，可以依靠自然循环由热交换器将堆芯衰变的余热带走。换料水箱的水吸收余热，产生的水蒸汽进入安全壳蒸发。这一部分含硼水在安全壳钢壳内壁冷凝后回收，作为应急冷却系统的补充水实现再利用。

核岛主要辅助系统设备冷却水系统

一个封闭的冷却水回路，把热量从具有放射性介质的系统传输到外界。其作用是：为核岛的带放射性的设备提供冷却，作为中间冷却回路，再将热量通过重要厂用水系统传送给海水。设备冷却水系统的介质来自核岛除盐水。主要设备包括高位水箱、离心泵和热交换器。系统包括两路100%容量的独立回路，一路运行、一路备用。

在所有的工况下，该系统的压力都必须低于其冷却的一回路及辅助系统的压力，以防止除盐水在热交换器出现泄漏时进入一回路，稀释冷却剂。重要厂用水系统

主要作用是核岛的热量最终排入大海。该系统为开式循环回路，包括两台100%容量的重要厂用水泵和两套50%容量的板式热交换器。系统的介质是海水，热交换器的材料为钛板。重要厂用水泵从循环水过滤系统吸入海水，海水做功后经循环水排水渠流入大海。

反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统

反应堆换料水池是一个位于反应堆压力容器上部的长方形水池。乏燃料水池位于核燃料厂房内，与反应堆换料水池一墙之隔。水池与反应堆有通道相连。换料时，以换料水池的含硼水作屏蔽，为操作人员提供良好的生物防护。换出的乏燃料放入乏燃料水池存放。两个水池内的含硼水与换料水箱和一回路通过泵和阀门相连。设有水净化系统、冷却系统等辅助系统。西屋的AP1000换料水箱位于核岛厂房内，不同于其它核电机组废物处理系统

包括含硼废水处理、一般废水处理、废水排放系统。

废气处理：含氢废气（有放射性）、含氧废气处理。固体废物处理：处理废树脂、废滤芯及其它固体废弃物。核岛通风空调和空气净化系统

该系统的作用是排除和净化工作场所的污染空气，以减少放射性物质对厂内外环境的危害，保障人身安全。提供温度、湿度、洁净度满足设备运行要求的环境条件，保障设备运行安全。范围：包括反应堆厂房、核燃料厂房、电气厂房、主控室、核辅助厂房及连接厂房的通风空调。设计原则为非限制区（无污染区，清洁区，3区）、限制区（低污染区，较脏区，2区）和控制区（高污染区，最脏区，1区）三区划分：空气由清洁区流向较脏区，最终到最脏区，经排风净化处理后由烟囱排向大气。与室外相比，清洁区为正压，较脏区为零差压。在区与区之间存在30~50帕的空气压差。每个区内部，空气先经过人的工作岗位，再流向工艺设备，从工艺设备的排气口流出。区内的空气再循环必须经过净化后才能进行。禁止从高污染区向低污染区和清洁区的再循环。通风系统的主要设备包括：空气预过滤器、高效空气过滤器、碘吸附器、通风机、密封隔离阀、防火阀等。应急冷却系统

该系统是核岛最重要的安全控制系统，用于在事故状态下向反应堆应急注水冷却，防止堆芯过热。应急冷却系统的主要设备包括稳压器、蓄压安注箱、堆芯补水箱（CMT）、换料水箱（IRWST）、热交换器，以及位于稳压器和换料水箱之间的卸压阀。堆芯补水箱是两个全封闭的压力水箱，位于反应堆冷却剂回路的上方，一端连接稳压器，一端连接反应堆。在一回路系统出现少量泄漏时，水箱的水靠重力压头向反应堆直接注水。若正常加注失败，还可以通过旁路由稳压器经热段向反应堆注水。在一回路系统出现大量泄漏的情况下，要通过蓄压安注箱注水冷却。蓄压安注箱是一个充氮蓄压的高压水箱，直通反应堆。换料水箱的容积最大，压力最低。在一回路主泵全停，反应堆压力降到常压（高于安全壳气压0.07Mpa）时,可以通过换料水箱向反应堆注水。排空换料水箱需要10小时。水箱一旦排空，即可靠重力作用自动回收安全壳内的蒸汽冷凝水。因此可以建立长期的非能动的自然循环冷却方式。核岛的安全控制系统安全壳冷却系统

把安全壳的热量排到外部环境，使安全壳的压力不超过设计值。安全壳为双层结构，外层为砼壳，内层为钢壳，两层之间有环形间隙。钢壳是封闭的，外表作为核岛与外界之间的热交换表面。砼壳顶部设有储水箱，并通过屋顶风机与外界开放。当安全壳温度、压力升高时，安全壳冷却系统自动启动。由触发信号打开屋顶风机和储水箱，储水箱内的水会借助重力沿钢壳外壁流下，通过水膜蒸发对安全壳内部空气起到冷却作用。安全壳喷淋系统

该系统的作用是减少安全壳内空气的放射性碘和铯的含量，从而降低外部环境的放射剂含量。在所有放射物质中，碘是最危险的。尽管含量极低，但人体甲状腺对放射性碘有非常强的吸收能力，所以碘是主要的潜在放射源。安全壳喷淋系统为非能动的蓄压箱型。包括两个含硼水箱和氮气储存罐。当安全壳内放射性物质含量增高时，就产生触发信号，打开含硼水箱与氮气储存罐之间的隔离阀，向安全壳提供喷淋。

安全壳隔离系统：该系统为贯穿安全壳的流体系统提供隔离手段，使事故后可能释放的任何放射性物质都被封在安全壳内。所有贯穿安全壳的管道，都在内、外分别设有隔离阀。这些隔离阀通过压力、温度、放射性参数进行远程自动或手动控制。可燃气体控制系统：用于监测安全壳内部的氢气含量，防止当反应堆发生失水事故时，因氢气含量超标发生燃烧或爆炸。氢气来源包括：水在堆芯和安全壳地坑内的辐射分解、冷却剂中的溶解氢释放、燃料包壳的金属锆与水发生的化学反应等等。为满足失水事故后对安全壳内氢气进行监测和控制，设置了氢气取样系统、事故后的安全壳气体混合系统、氢气复合系统和氢气排放系统。氢气取样系统：由风机、管路和样品容器组成，用于收集安全壳内气体样品，分析氢气体积分数。安全壳大气混合系统：用于混合搅拌安全壳内的空气，防止局部氢气体积分数增高。氢气复合系统：在设安全壳内部设有电热式热力氢复合器，用于将氢气和氧气在受控的速率下合成水，从而除去安全壳空气的氢气。在燃料厂房设有外部氢复合器系统，在事故状态下，用压缩机抽取安全壳空气，加热催化，在钯催化剂的作用下将氢氧复合成水，再冷却除湿后返回安全壳。事故后的氢气排放系统：用于在失水事故后从安全壳内排出足够数量的气体，保证氢气体积分数低于4%。包括用于向安全壳提供外部空气供气系统，以及用于向安全壳外排出气体的排气系统。辅助给水系统

在电厂启动的第一阶段，辅助给水系统代替主给水系统向蒸汽发生器二次侧供水。在事故工况下，该系统向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热，直至余热排出系统投入运行。正常运行时，该系统处于备用状态。

辅助给水系统的介质为除盐水，起点为储水箱，终点与蒸汽发后器二次侧主给水管道相连。主设备是两台并列安装的50%容量的电动辅助给水泵，和一台100%容量的汽动辅助给水泵。压水堆基本工作原理压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成。压水堆核电厂原理图三环路压水堆一回路系统压水堆安全壳内纵剖面图压水堆核电厂主要厂房布置典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图棒状燃料组件压水堆优缺点优点：结构紧凑，堆芯的功率密度大。经济上基建费用低，建设周期短。缺点：必须采用高压的压力容器。必须采用有一定富集度的核燃料。重水：D2O，重水是很好的慢化剂，与轻水(H20)相比，它的热中子吸收截面约为轻水的1/700，重水慢化中子的能力不如H20有效，快中子在重水中慢化成热中子要比在轻水中经历更多次数的碰撞和更长的行程。因此同样功率的重水堆要比轻水推的堆芯大。重水的纯度必须≥99.75％。中子在重水慢化剂中的伴生吸收损失很小，因此重水堆能有效地利用天然铀。从重水堆中卸出的燃料烧得较透，乏燃料可以储存起来，等到快中子增殖堆需要时再提取其中的钚，使燃料循环大大简化。重水堆中需要的天然铀量最小，生成的钚一部分在堆内参加裂变而烧掉，其余的包含在乏燃料中。重水堆按其结构形式可分为压力容器式和压力管式两种。压力容器式重水堆的结构类似压水堆。压力容器式重水堆的堆内结构材料比压力管式的少，中子经济性好，可达到很高的转换比。但压力容器式天然铀重水堆的最大功率受到厚壁容器制造能力的限制。重水堆压力管式重水堆只有压力管承受高压，而容器不承受高压，因此其功率不受容器制造能力的限制。压力管式的重水堆用重水做慢化剂，冷却剂可以是重水、轻水或有机化合物。目前重水堆达到商用的只有加拿大发展的压力管卧式重水堆，称为CANDU(CanadaDeuteriumUranium)型重水堆。CANDU型重水堆的压力管把重水冷却剂和重水慢化剂分开，压力管内流过高温高压(温度约300C，压力约10MPa)重水作为冷却剂，压力管外是处于低压状态下的慢化剂，盛装慢化剂的大型卧式圆拄形容器称为排管容器。排管容器设计成卧式的目的是便于设备布置及换料维修。排管容器中的慢化剂由一个侣化剂冷却系统进行冷却，带走中子慢化过程中产生的热量。燃料组件重水堆CANDU型重水堆使用的核燃料是天然铀，把它做成UO2芯块后放在锆合金包壳内构成外径为13.08mm、长度为49.5cm的元件棒，再由37根元件棒组成直径为10.2cm、长度约50cm的燃料元件束。堆芯由380根带燃料元件束的压力管排列而成。一个标准的CANDU6型重水堆热功率为2158Mw，电功率为665Mw，热效率为30.8％，重水装载量为465t，天然铀装载量为84t，平均线功率密度为162W／cm，平均卸料燃耗为7500(Mw.d／tU)。控制棒设置在反应堆上部，穿过大型卧式圆柱排管容器插入压力管束间隙的慢化剂中。反应性的调节既可用控制棒也可用变化慢化剂液位的方法来进行。需紧急停堆时，可将控制棒快速插入堆芯，并打开排管容器底部的大口径排水阀，把重水慢化剂迅速排入重水倾泻格或向慢化剂内喷注硼酸轧溶液以减少反应性。由于用天然铀做燃料所能达到的燃耗较小，因此需要频繁地换料。CANDU型重水堆用两台遥控的装卸料机进行不停堆的换料。换料时，两台装卸料机分别与压力管两端密封接头连接，压力管的一端加入新燃料元件束，同时在同一压力管的另一端取走乏燃料元件束。这种换料方式称为“顶推式双向换料”。在换料过程中，为了使中子通量对称，功率分布均匀，把相邻压力管中的燃料元件束按相反方向移动装卸料，且所有燃料元件束依次经过堆芯的不同位置，使平均卸料燃耗提高。由于采用不停堆换料方式．可以按堆芯的燃耗情况随时补充新燃料，因此堆芯内不仅所装载的燃料少，而且所需的剩余反应性也小。但这种反应堆产生的乏燃料量远多于轻水反应堆。气冷堆轻水堆和重水堆可统称为水堆或水冷堆。水的主要缺点是会发生由液体到蒸汽的相变,使传热性能突然变坏,有可能造成核燃料熔化、元件包壳管破损和放射性物质外逸的事故。气体的主要优点是不会发生相变。气体的密度低,热量传输能力差,循环时消耗的功率大。为了提高气体的密度及热传输能力,也需要适当增加压力。燃料元件（1）UO2核心

燃料元件（2）燃料球第一代气冷堆第一代气冷堆,是天然铀石墨气冷堆。它的石墨堆芯中有一些通道,放入天然铀制成的金属铀燃料元件。在通道中流过2.5MPa左右的二氧化碳冷却气体,将燃料元件放出的裂变能带出堆外。在蒸汽发生器里,由堆内来的高温二氧化碳使二回路的水变成高温蒸汽,推动汽轮发电机组发电。但石墨的慢化能力比轻水和重水都低,为了使裂变产生的快中子充分慢化,就需要大量的石墨。加上二氧化碳热传输能力差,使这种堆体积庞大,其平均功率密度比压水堆低100多倍。二氧化碳超过360℃时,会使用于制作各种结构件的钢材受到腐蚀,因而限制了冷却剂的温度,使得热能利用效率只有24%。鉴于此,英国从20世纪60年代初期起,就转向研究改进型气冷堆。第二代气冷堆改进型气冷堆是第二代气冷堆,它仍然用石墨慢化和二氧化碳冷却。为了提高冷却剂的温度,元件包壳改用不锈钢。由于采用二氧化铀陶瓷燃料及浓缩铀,故随着冷却剂温度及压力的提高,这种堆的热能利用效率达40%,功率密度也有很大提高。第一座这样的改进型气冷堆1963年在英国建成,建成后普遍认为性能不错。但当时英国过高地估计了所取得的成就,就跳过示范堆直接发展商用堆,准备建造10座130多万千瓦的改进型气冷堆双堆电站。然而在开始建造后不久就发现,蒸汽发生器由于腐蚀及振动引起的疲劳而不能使用,且问题一个接着一个,使原订1974年建成的电站,推迟到1983年才开始送电,基建投资增加了4倍。后建的几座堆虽有所改善,但进度也推迟了4～6年,实际投资也超过预算很多。由于工程进度推迟,不得不建造火力发电厂发电,造成的经济损失达一二十亿英镑。英国的气冷堆曾在世界民用核动力发展史上盛极一时,它累计发出的核电量,在20世纪五六十年代曾超过世界所有其它国家核发电量的总和。但由于改进型气冷堆的波折,加上轻水堆的大量发展,英国在核电上的技术迅速被美国、日本、法国和前苏联等国超过。由于改进型气冷堆在经济上的竞争能力差,英国政府于1974年决定,放弃对改进型气冷堆的研究,从80年代后期开始,从美国引入压水堆。第三代气冷堆：高温气冷堆用氦气作冷却剂,石墨作慢化材料,采用包覆颗粒燃料和石墨构成的球形燃料元件,并采用全陶瓷的堆芯结构材料。高温气冷堆发电效率很高,并可用于煤的液化和气化、稠油热采、制氢等,在未来的能源系统中具有广阔的应用前景,对于改善环境、实现可持续发展具有重要意义。核燃料是富集度为90%以上的二氧化铀或碳化铀。首先用溶胶-凝胶法,将二氧化铀或碳化铀制成直径小于1mm的小球,其外部包裹着热解碳涂层和碳化硅涂层。每个小球一般涂三层,最内的涂层疏松多孔,可以使燃料小球因升温和辐照肿胀而造成的体积膨胀得到缓冲;最外的涂层比较致密,可以阻挡裂变气体的外逸。这两层之间是阻挡固体裂变产物外逸的碳化硅涂层。将这种涂层颗粒燃料与石墨粉均匀混合之后,外面再包一些石墨粉,就可制成棱柱形、圆柱形或珠形燃料元件。柱形元件之间有气体流过的通道,球形元件则是实心的。球形元件堆放时,彼此间有空隙可供气体流过。由于每颗燃料小球有多层包壳,而且每颗燃料小球之间都有石墨包围,所以这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。高温气冷堆的冷却剂是氦气,在氦循环风机的驱动下不断通过堆芯将裂变能带出,进行闭式循环。堆芯放在有石墨衬里的预应力混凝土压力容器内。氦气是一种惰性气体,化学性质不活泼,容易净化,不引起材料的腐蚀。氦气的中子吸收截面极小,它的热导率为二氧化碳的4.5倍,比热容为二氧化碳的3.5倍,输送时消耗的功率仅略高于氢而低于其它气体。它透明,便于装卸料操作。另外,由于石墨耐高温,所以氦气的温度可以提高到750～1200℃。这样一来,除了可在发电时提高热能利用效率外,还可为炼钢、煤的汽化、生产氢气等提供高温热源,从而减少了电能这一中间转换环节。由于余热的份额少,又便于用空气冷却塔,热污染少,因而这种堆可以建在冷却水源不足的地方。高温气冷堆使用球形元件时,可以连续装卸核燃料。另外,高温气冷堆可以装载大量的钍,由于石墨吸收热中子几率小,因此这种堆型除维持裂变链式反应以外,还有较多的剩余中子可用来将232Th转化为233U。由于堆内有大量的石墨,所以堆芯热容量大。压水堆发生堆芯失水事故几分钟后燃料芯块温度就可升高到1000～2000℃,而高温气冷堆发生氦气系统破裂事故后,要过一两天才会使堆芯燃料温度由于剩余发热而升高到2000℃以上。再加上堆芯熔化的可能性很小,所以堆芯应急冷却系统即使失效,也可以仅仅依靠物体热传导、自然对流和自然循环等自然规律,而不需要人为的措施,就将事故的后果控制在允许的范围内。因为它安全性好,放射性释放量少,所以这种堆更能靠近大城市建造,从而可以减少能量输送时的损失。1964年后,英国、美国和西德先后建起了三座高温气冷试验堆,除了初期出过一些小小的故障外,运行情况都非常令人满意。它们逸出的放射性甚微,特别是西德的球床堆,燃耗深度超过压水堆几倍。原设计氦气出口温度为750℃,后来相继提高到850℃和950℃。由于高温气冷堆在技术上具有水冷堆无法比拟的优点,加上三座已建堆取得的成绩,因而在国际上引起了普遍重视,专家们一度将这种堆列为必须发展的堆型。高温气冷堆的发展过程中也碰到多种难题。目前比较一致的看法是,高温气冷堆如果不在氦气直接循环和高温供热上取得技术突破,要想在市场上与水冷堆竞争是很困难的。但不可否认的是,高温气冷堆具有其它堆型无法代替的优点,在能源结构中具有特殊的地位和发展前景,因而值得人们进一步地探索和研究。钠冷快堆快堆采用钚或高浓铀作燃料,一般用液态金属钠作冷却剂,不用慢化剂。快堆装入足够的核燃料后,由于维持链式裂变反应后剩余的中子多,所以只要添加238U,由238U转化成的239Pu,除能满足链式裂变反应的继续消耗外,还有较多剩余。热堆核电站是消耗核燃料生产电能的工厂,快堆核电站则是可以同时生产核燃料和电能的工厂。快堆是当前反应堆发展的方向,将逐渐在各种类型的核反应堆中占主导地位。由于热中子引起核燃料裂变的几率大,因而热堆只需较少的核燃料就可以实现链式裂变反应。特别是当用重水和石墨慢化时,可以使用天然铀作核燃料。在缺乏浓缩铀能力的核工业发展初期,这是一个优点。热堆较易控制,需要的核燃料少,还可以用天然铀作为核燃料,所以较易建造,发展得最早。热堆中,热中子除泄漏和被俘获外,一部分使235U裂变,另一部分被238U吸收,使之转化为239Pu。239Pu继续吸收热中子也可以裂变,而且还有极少一部分238U能被尚未来得及慢化的快中子击中而裂变。所以,热堆既可以利用235U做核燃料,也可以用238U实现核燃料的转化。如果我们将反应堆中“烧”过的燃料元件中剩余的235U及239Pu,在后处理中提取出来,制成新的燃料元件放入反应堆,如此反复多次,则可以使更多的235U和238U通过裂变或转化得到利用。但由于后处理投资大、费用高等原因,目前还主要是采用“一次通过”的方式。燃料元件在反应堆内“通过”后,就存放在反应堆旁的贮存水池内,以备将来后处理之用。由于“烧”过的燃料元件没有后处理,目前的热中子动力堆对铀的利用率低于1%。由于热堆只能利用铀中很少的一部分,所以目前已探明的铀储量中,只有那些含铀量超过万分之几、开采方便的铀矿才有经济价值。目前陆地上已探明的经济可采铀储量大约是二三百万吨。尽管热中子反应堆目前是一种安全、清洁、经济的工业能源,但到21世纪中叶,可以经济开采的铀资源枯竭时,热堆的经济性就会受到严重的挑战。早在1945年,领导世界上第一座反应堆建造的费米就指出:首先发展快中子增殖反应堆的国家,将在核能的利用上取得巨大的竞争优势。在快堆中由于没有慢化剂,再加上堆内结构材料、冷却剂及各种裂变产物对快中子的吸收几率很小,因此中子由于被俘获造成的浪费少。此外,每个239Pu原子核裂变放出的中子多,238U原子核裂变的几率也大,所以平均每个原子核裂变所放出的中子,除了维持自身链式裂变反应外,还可以剩余1.2到1.3个中子,用来使238U转变为239Pu。因而在快堆内,只要添加238U,每烧掉一个239Pu原子核,除了放出大量裂变能外,还可以产生1.2～1.3个239Pu原子核。这就是说,在快堆内只要添加238U,核燃料就越烧越多,这种情况称为核燃料的增殖。这是快堆与目前热堆的主要区别,也是快堆的主要优点。因此快堆又称增殖堆或快中子增殖反应堆。快堆的结构不同,堆内中子平均能量等就略有差别,因而核燃料的增殖特性也就略有不同。增殖特性的差别,用增殖比表示,可定义为增殖比=产生的原子核数/消耗的原子核数在快堆中,增殖比可达1.2～1.3;在轻水堆中,相应的比值为0.6;高温气冷堆的接近0.8。由于它们都小于1,所以不叫增殖比,人们称之为转换比。由于快堆中能实现239Pu的增殖,所以如果我们通过后处理,将快堆增殖的核燃料不断提取出来,则快堆电站每过一段时间所得到的239Pu,还可以装备一座规模相同的快堆电站。这段时间,称为倍增时间。经过一段倍增时间,一座快堆会变成两座快堆,再经过一段倍增时间,这两座快堆就变成四座。按照目前的情况,快堆的倍增时间是30多年。也就是说,只要有足够的238U,每过30多年,快堆电站就可以翻一番。快堆的功率密度高,又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用,这就要求热传输能力强、慢化作用小的冷却剂。目前采用的冷却剂主要有两种:液态金属钠和氦气。根据冷却剂的种类,可以将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础,而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大,所以目前仅处于探索阶段。世界上现有的、正在建造的和计划建造的,都是钠冷快堆。钠的中子吸收截面小,比热容大。它的沸点高达886.6℃,所以在常压下可以有很高的工作温度,而且在工作温度下对很多钢种腐蚀性小,无毒。因此钠是快堆的一种很好的冷却剂。但钠的熔点为97.8℃,在室温下是凝固的,所以要用外加热的方法将钠熔化。钠的缺点是化学性质活泼,易与氧和水发生化学反应。当蒸汽发生器传热管破漏时,管内的水与管外的钠相接触,会引起强烈的钠水反应。所以在使用钠时,要采取严格的防范措施,这比热堆中用水作为冷却剂时问题要复杂得多。压水堆的出口水温约330℃,燃料元件包壳的最高温度约350℃;而快堆为了提高热效率并适应功率密度的提高,冷却剂的出口温度为500～600℃,燃料元件包壳的最高温度达650℃,比热堆包壳的温度高得多。很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击,使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆复杂得多。由于以上原因,虽然快堆早在20世纪40年代就起步,只比热堆的出现晚4年,而且第一座实现核能发电的是快堆,但是现在还未发展到商用阶段。现在世界上建造的快堆都是钠冷快堆。按结构来分,钠冷快堆有回路式和池式两种类型。由于钠的沸点高,所以快堆使用钠作冷却剂时只需两三个大气压,冷却剂的温度达五六百摄氏度。在冷却剂回路与汽水回路之间有一条中间钠回路,先通过中间热交换器将冷却剂带载的热量传输给中间钠回路中的工质钠,再通过蒸汽发生器传输到汽水回路,以减缓钠水反应可能对堆芯造成的威胁。在回路式结构中,如果冷却剂回路有破裂、堵塞,或钠循环泵出现故障,钠就会流失或减少流量,从而造成像压水堆的失水事故那样的失钠事故或失流事故,这时燃料元件会因得不到良好的冷却以致温度升高而烧毁,导致放射性外逸。池式快堆将堆芯、钠循环泵、中间热交换器放在一个很大的钠池内,通过钠泵使池内的钠在堆芯与中间热交换器之间流动。中间钠回路里循环流动的钠,不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器,使汽水回路里的水变成高温蒸汽。所以池式结构仅仅是冷却剂回路放在一个大的钠池内而已,中间钠回路和汽水回路则与回路式结构基本类似。在池式结构中,即使钠循环泵出现故障,或者管道破裂或堵塞造成钠的漏失或断流,堆芯仍然浸泡在一个很大的钠池内。池内大量的钠所具有的足够的热容量及自然循环能力,可以防止失流或失冷事故造成严重的后果,因而池式结构比回路式结构的安全性好。但是池式结构复杂,不便检修,用钠多。目前各国专家对这两种结构的看法不尽一致。法国“狂想曲”试验快堆采用回路式后,已转向池式,“凤凰”快堆及以后更大功率的快堆均为池式结构。1973年初,法国与西德、意大利商定,利用法国的快堆技术,从1975年起,在法国境内合资建造“超凤凰”快堆电站。功率300万kW,净电功率120万kW,热能利用效率达40%,池式结构,冷却剂回路4台钠循环泵和8台中间热交换器都放在钠池内。钠池内径21m,高19.5m,堆芯高1m。采用外径8.5mm的不锈钢管做燃料元件包壳,271根燃料元件棒组成一个燃料组件。堆芯共364个燃料组件,通过堆芯的钠流量为5.9万t/h,增殖比1.2,功率密度为285kW/L。一些专家的计算表明,假定“超凤凰”快堆运行时,安全系统都失效,会释放出130tTNT放出的能量，是极限事故。“超凤凰”快堆有两层安全壳,内层安全壳能吸收相当于190t黄色炸药爆炸时放出的能量。正是由于这些严密的安全措施而使“超凤凰”的投资增加,发电成本是压水堆的2.2倍。法国有关人士认为“,超凤凰”只是商用验证堆,商用快堆要实现150～200万kW电功率才比较经济。所以“超凤凰”建成后,法国打算继续建造150万kW电功率的“超凤凰二号”。法国专家估计,当建成四座“超凤凰二号”快堆以后,发电成本就只是压水堆的1.2倍,可以与煤电站、油电站相竞争了。第四代核能系统Gen-IV系统技术目标

可持续性（Sustainability）安全和可靠性（Safetyandreliability）经济性（Economics）防止核扩散和防恐性（ProliferationResistanceandPhysicalProtection）

可持续性Gen-IV将为全世界提供满足洁净空气要求、长期可靠、燃料有效利用的可持续能源。Gen-IV产生的核废料量极少；采用的核废料管理方式将既能妥善地对核废料进行安全处置，又能显著减少工作人员的剂量，从而改进对公众健康和环境的保护。

Gen-IV要把商业性核燃料循环导致的核扩散可能性限定在最低限度，使得难以将其转为军事用途，并为防止恐怖活动在物理上提供更有效的措施。

安全和可靠性Gen-IV在安全、可靠运行方面将明显优于其它核能系统。Gen-IV堆芯损坏的可能性极低；即使损坏，程度也很轻。在事故条件下无厂外释放，不需要厂外应急。

经济性Gen-IV在全寿期内的经济性明显优于其它能源系统。Gen-IV的财务风险水平与其它能源项目的财务风险水平相当。

防止核扩散和防恐性从设计上保证使武器核材料难以提取，或降低可用水平。从管理上保证武器核材料不易被偷盗从结构上增强防恐怖袭击的能力Gen-IV系统开发原则

创新性原则

第4代核能系统必须采取创新性的技术解决方案，否则无法有效解决核能目前面对的挑战。

开放性原则

在目前的早期基础研究阶段，不要排除任何可能的解决方案。应向所有的技术开放。例如:铀循环成钍循环、热中子堆或快中子堆各种燃料循环方式等。因此，需要对已有的各种反应堆概念，包括各种先进轻水堆、重水堆、压力管式轻水堆、各种模块化高温气冷堆，先进的气冷堆、超临界轻水快堆、气冷快堆、钠冷快堆、铅冷成铅/铋冷快堆、熔盐堆有机冷却剂堆和等离子直接发电堆等进行评估，以确认研发的前景。此外，考虑到长期需求的变化，未来的核设施不应该只局限于发电，应能满足其他需要，如产氢或海水淡化等联合生产。六个Gen-IV入选堆型Once-throughorMOXfuelcycle:超临界水堆（Supercritical-water-cooledreactor-SCWR）超高温气冷堆（Very-high-temp.gas-cooledreactor–VHTR）Fullactiniderecycle:钠冷快堆（Sodium-cooledfast-spectrumreactor–SFR）铅/鉍冷快堆（Lead/bismuth-cooledfast-spectrumreactor–LFR）气冷快堆（Gas-cooledfast-spectrumreactor–GFR）熔盐堆（Moltensaltreactor–MSR）两年评估工作的结果GEN-4发展四阶段ViabilityKeyfeasibilityandproof-of-principledecisionsPerformanceEngineering-scaledevelopmentandoptimizationtodesiredlevelsofperformanceDemonstrationMid-tolarge-scalesystemdemonstrationCommercialDeploymentTheRoadmapDescribesViabilityandPerformanceR&DPhases,butnottheDemonstrationorCommercialDeploymentPhasesBest-CaseDeploymentDatesAssumesconsiderableresourcesareavailableforR&D,withoutanydelayinstartingprogramsAssumesR&DisverysuccessfulGas-CooledFastReactor(GFR)CharacteristicsHeliumcoolant850°CoutlettemperatureDirectgas-turbinecycle600MWth/288MWeBenefitsWasteminimizationandefficientuseofuraniumresourcesGFRReferenceParametersLead-CooledFastReactor(LFR)CharacteristicsPborPb/Bicoolant550°Cto800°Coutlettemperature120–400MWe15–30yearcorelifeBenefitsProliferationresistanceoflong-lifecartridgecoreHydrogenproductionHighdegreeofpassivesafetyLFRReferenceParametersSodium-CooledFastReactor(SFR)CharacteristicsSodiumcoolant550°COutletTemp150to500MWeMetalfuelwithpyroprocessing,orMOXfuelwithadvancedaqueousprocessingBenefitsWasteminimizationandefficientuseofuraniumresourcesU.S.ProductTeamLeader:Dr.JordiRoglans(ANL)SFRReferenceParametersMoltenSaltReactor(MSR)CharacteristicsFuel:liquidfluoridesofNa,Zr,UandPu700–800°Coutlettemperature1000MWeLowpressure(<0.5MPa)Benefits‘Finalburn’transmutationAvoidsfueldevelopmentProliferationresistancethroughlowfissilematerialinventoryMSRReferenceParametersSupercritical-Water-CooledReactor(SCWR)CharacteristicsWatercoolantatsupercriticalconditions550°Coutlettemperature1700MWeSimplifiedbalanceofplantBenefitsEfficiencynear45%withexcellenteconomicsU.S.ProductTeamLeader:Dr.JacopoBuongiorno(INEEL)SCWRReferenceParametersVery-High-TemperatureReactor(VHTR)CharacteristicsHeliumcoolant1000°CoutlettemperatureBenefitsHydrogenproductionHighdegreeofpassivesafetyHighthermalefficiencyProcessheatapplicationsU.S.ProductTeamLeader:Dr.FinisSouthworth(INEEL)VHTRReferenceParameters反应堆主工艺设计主要技术领域核设计反应堆堆芯物理设计和辐射屏蔽的基本设计热工水力设计反应堆堆芯和燃料元件的热工分析，一回路冷却剂系统的设计反应堆控制和动力学分析反应堆控制系统的设计机械设计与核分析和热工分析相关的燃料元件的设计和堆本体结构与内部构件的设计热力学分析对用以产生电能的热力循环的分析和设计安全分析在各种假想事故下工况下，反应堆性能的分析经济分析核电投资与成本分析及其评价。核电厂设计安全目标总的核安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。辐射防护目标：保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。技术安全目标：采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。

核电厂设计安全目标（续）安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。此种照射和排放必须受到严格控制，并且必须符合运行限值和辐射防护标准。核电厂设计安全目标（续）为了实现上述安全目标，在设计核动力厂时，要进行全面的安全分析，以便确定所有照射的来源，并评估核动力厂工作人员和公众可能受到的辐射剂量，以及对环境的可能影响。此种安全分析要考察以下内容：(1)核动力厂所有计划的正常运行模式；(2)发生预计运行事件时核动力厂的性能；(3)设计基准事故；(4)可能导致严重事故的事件序列。在分析的基础上，确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性，以及确定应急响应的要求。核电厂设计安全目标（续）尽管采取措施将所有运行状态下的辐射照射控制在合理可行尽量低，并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小，但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括：专设安全设施、营运单位制定的厂内事故处理规程以及国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。核动力厂的安全设计适用以下原则：能导致高辐射剂量或大量放射性释放的核动力厂状态的发生概率极低；具有大的发生概率的核动力厂状态只有较小或者没有潜在的放射性后果。

纵深防御纵深防御概念贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。在整个设计和运行中贯彻纵深防御，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。

纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御（固有特性、设备及规程），用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。纵深防御（续）第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。这一层次要求：按照恰当的质量水平和工程实践，例如多重性、独立性及多样性的应用，正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。为此，应十分注意选择恰当的设计规范和材料，并控制部件的制造和核动力厂的施工。能有利于减少内部灾害的可能、减轻特定假设始发事件的后果或减少事故序列之后可能的释放源项的设计措施均在这一层次的防御中起作用。还应重视涉及设计、制造、建造、在役检查、维修和试验的过程，以及进行这些活动时良好的可达性、核动力厂的运行方式和运行经验的利用等方面。整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础。

纵深防御（续）第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。尽管注意预防，核动力厂在其寿期内仍然可能发生某些假设始发事件。这一层次要求设置在安全分析中确定的专用系统，并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。

纵深防御（续）设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成一种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的，并且必须通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。这就要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到可控制状态，然后引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。

纵深防御（续）第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。这一层次最重要的目的是保护包容功能。除了事故管理规程之外，这可以由防止事故进展的补充措施与规程，以及减轻选定的严重事故后果的措施来达到。由包容提供的保护可用最佳估算方法来验证。纵深防御（续）第五层次，即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急响应计划。纵深防御（续）纵深防御概念应用的另一方面是在设计中设置一系列的实体屏障，以包容规定区域的放射性物质。所必需的实体屏障的数目取决于可能的内部及外部灾害和故障的可能后果。就典型的水冷反应堆而言，这些屏障可能