典型核电站系统介绍

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1、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，它是通过研究水堆堆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，汽泡不规则的形成和移动会不会产生危险的不稳定性。在20世纪50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。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、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，也采用低富集度(2％一

2、3％铀—235)的UO2作为核燃料，将UO2制成圆柱状芯块后再装入锆合金包壳内构成外径为12.5mm，长度约3.7m的元件棒。元件棒通常排列成8×8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。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。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，所以承受的压力只有压水堆的1/2(约7MPa)，因此压力容器的厚度可以减小。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、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大。就压力

3、容器的制造成本来说，这两个影响基本上相互抵消。沸水堆特点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，易于加工制造。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，使用效率提高，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，电厂失水事故的可能性及严重性降低。沸水堆特点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，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1％/s。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，但总投资较压水堆略大。由于沸

4、水堆采用直接循环，水通过堰芯时将放射性物质直接带到汽轮机、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。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，当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，因此重水堆可利用天然铀作核燃料，不需要建造投资巨大的铀同位素分离工厂。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％)。与其他热中子反应堆相比，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。因此使天然铀得到充分的用。重水堆简介重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容量需0.7-0

5、.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，且为了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。由于重水堆的卸料燃耗较浅，仅为8000一10000MWd/t，约为压水堆的1／3，因此卸料量是同功率压水堆的3倍。重水堆简介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。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，可以是重水，轻水或有机化台物。按堆芯结构和冷却剂不同，目前主要有压力壳式重水堆、压力管卧式重水堆和压力管式沸腾轻水冷却重水堆三种。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(CanadaD

6、euteriumUranium)型重水堆。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(温度约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，慢化剂盛装在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。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。在第二次世界大战期间，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。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。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

7、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，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。这种燃料元件不需要金属包壳，而其中石墨既作燃料元件的结构材料又作中子慢化剂。气冷堆简介高温气冷堆的冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高达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，卸料比燃耗达1000MWd／t，每年所需补