秦山三期重水堆核电站的主要特点

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1、秦山三期重水堆核电站的主要特点新华网浙江频道（2003-10-2717:34:39）新华网浙江频道10月27日电 　目前世界上运行的大部分核电站的反应堆，若按反应堆冷却剂和慢化剂的类型划分有轻水堆、重水堆和石墨气（水）冷堆。我国在运行、建造中的核电站反应堆，除秦山三期重水堆核电站以外都是轻水堆中的压水堆。秦山三期重水堆核电站有什么主要特点呢？下面作一简介：　1.用天然铀作燃料。　　压水堆的核燃料是U-235的低浓缩铀（3－4Wt％），而重水堆的核燃料可以用天然铀。这是因为重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆。重水的中子吸收载面小，慢化系数大，慢化性能好，中子利

2、用率高，故可直接利用天然铀(U-235含量0.711Wt%)作燃料，这一方案的主要优点有：　　（1）不需要花巨资建造铀浓缩工厂或从国外进口浓缩铀，这有利于无铀浓缩能力的国家自力更生发展核电；对于有铀浓缩能力的国家，节省的铀浓缩分离功可作为它用。　　（2）从重水堆卸出的燃料燃烧得充分，U-235含量（约0.2Wt%）低于浓缩铀厂尾料的富集度，这样就不急于进行乏燃料后处理，可把乏燃料贮存起来，在需要时再提取其中的钚，使燃料循环大大简化。（3）重水作慢化剂，与轻水堆相比，其中子经济性好，每千瓦年的净产钚量高于除天然铀石墨堆以外的其他堆型，其燃料转化比（~0.8）高于轻

3、水堆（~0.5），属于较高利用铀资源的堆型；　　（4）由于天然铀燃料生产不需要铀浓缩的一系列复杂工艺和大量的能量消耗，而且天然铀燃料组件的结构和制造工艺也较轻水堆简单，所以重水堆的燃料成本比轻水堆要低~1/2。　　2.年容量因子高。　　坎杜（CANDU）反应堆是采用不停堆换料运行方式，省去了轻水堆大约每年一次的停堆换料时间（一般约1.5~2.0个月）。有了不停堆换料系统，还能及时卸出破损的燃料组件，降低对冷却剂回路的污染，也有利于提高电站的利用率。在汽轮机组发生故障甩去全部负荷，但不要求停机时，这时堆可不停止，发电机可改为电动机方式运行，最长可达90分钟（通常核

4、电站是1~2分钟），只要故障一消除，可直接提升功率。这对提高电站利用率也是有利的。所以，在目前世界上运行的核电站中，坎杜核电站的年容量因子较高。　　3.某些方面固有安全性高。　　（1）与现有轻水堆核电站相比，坎杜堆多了二道防止和缓解严重事故的热阱，即重水慢化剂系统和屏蔽冷却水系统。慢化剂系统重水量很大（264.5吨），大于主热传输系统冷却剂的量(192.4吨)，具有导出相当于5%额定功率的衰变热的能力。在严重事故下，即使应急堆芯冷却（ECC）系统失效，只要慢化剂热阱存在，热量可以从燃料通道传给慢化剂，燃料也不会熔化，能够保持燃料通道的完整性；此外，即使丧失慢化剂

5、热阱，只要屏蔽冷却水系统能正常运行，仍能保持排管容器外壳的完整性。　　（2）高温高压的冷却剂与低温低压的慢化剂在实体上是相互隔离的。这样就避免了采用高强度、大尺寸的压力容器，使设备制造变得相对容易；反应性控制装置插在低温低压（接近大气压和<69℃）的慢化剂中，不会受到高压、高流速的水流冲击，不会发生压水堆担心的弹棒事故。　　（3）天然铀装料的平衡堆芯后备反应性小。因为不停堆换料方式，可大大减小为补偿燃料燃耗而需储备的全堆后备反应性，此值在压水堆约为0.15－0.3，而坎杜堆仅约0.08，这在反应性控制系统失控时引入的正反应性比较小；缓发中子寿命长（1~0.9ms

6、），在反应性控制系统失控时功率瞬变过程比较慢。这些都减轻了事故后果的严重性。　　（4）反应堆配备有工作原理完全不同的两套独立的停堆系统。一号停堆系统为28根机械传动的镉停堆棒；二号停堆系统为6罐浓度为8000PPM的硝酸钆毒液。两套停堆系统的不可利用率是10－6年/年，安全上有足够的裕度。另外，除有应急柴油发电机之外，还有大容量的备用柴油发电机（秦山三期每台机组有二台备用柴油发电机，每台容量8200KW）。这些都是比较安全的。　　4.大量生产同位素　　Co-60在工农业上（辐照站）和医学上（钴源治疗仪）的运用很广。目前我国年消耗量分别是150万居里和15万居里。

7、我国生产量少，主要依靠进口。若秦山三期二台坎杜机组都生产Co-60，年产量可达600万居里，不仅能全部满足国内需要，还可部分出口外销，利润颇丰。全世界90%的Co-60都是坎杜堆生产的。我们已决定生产Co-60，在设计上已做了部分设计修改。　　在其他反应堆上生产Co-60，都是以多消耗U-235为代价的，而在坎杜堆上生产Co-60是利用原本被21根不锈钢调节棒吸收的中子，并不额外消耗核燃料，因而成本低。而且21根调节棒正常运行时都插入堆芯，所以生产量就特别大。Co-60的换料是利用每年二星期的停堆维修时进行的，不影响发电。坎杜堆能低成本生产大量同位素也是一个特点

8、。　　坎杜反应堆热中子通