核能相關(guān)知識

1、提供豐富的電力是我國發(fā)展經(jīng)濟(jì)的重要基礎(chǔ)，電力是經(jīng)濟(jì)發(fā)展的牽引力。目前我國的人均電力消費(fèi)與美國、日本和法國等經(jīng)濟(jì)發(fā)達(dá)國家相比，還有很大差距。因此專家預(yù)測未來20年的我國電力需求將是現(xiàn)在的兩倍以上。巨大的電力需求，給我國提出了一個(gè)重要問題：用什么能源來補(bǔ)充新的電力呢？現(xiàn)在，世界上有四百多座發(fā)電用反應(yīng)堆，核電裝機(jī)容量約占總裝機(jī)容量的16%。幾十年的工業(yè)實(shí)踐證明了核電是經(jīng)濟(jì)的并且安全的。更為重要的是，核電是一種幾乎沒有溫室氣體釋放的低碳綠色能源。我們知道，溫室氣體有很多種，但其中最主要的是二氧化碳，因此衡量一個(gè)能源系統(tǒng)的溫室氣體排放情況通常用溫室氣體排放系數(shù)，即每生產(chǎn)一度電向環(huán)境排放多少克等效二氧化碳

2、來度量。據(jù)科學(xué)家計(jì)算分析，我國燃煤電廠的溫室氣體排放系數(shù)約為1302.3克等效CO2/千瓦時(shí)。核電廠雖然自身不排放溫室氣體，但考慮到它在建造和運(yùn)行中所用的材料，其燃料鏈溫室氣體的排放系數(shù)約為13.7克等效CO2千瓦時(shí)。可見，核電廠向環(huán)境釋放的溫室氣體，只有同等規(guī)模煤電廠的1左右，因此我們稱核電為當(dāng)之無愧的低碳綠色能源。英國物理學(xué)家查德威克于1932年發(fā)現(xiàn)了中子，中子像一把鑰匙打開了原子核的大門，為核能的利用開辟了廣闊的空間。經(jīng)過科學(xué)測算，1公斤鈾-235釋放的能量相當(dāng)于2700噸標(biāo)準(zhǔn)煤釋放出的能量。核能分為核裂變能和核聚變能兩種，現(xiàn)在核電廠利用核能的方式是可控核裂變反應(yīng)，可控核聚變還正在研究之

3、中。核裂變能不是像火電廠那樣通過化學(xué)反應(yīng)釋放出能量的，而是通過原子核發(fā)生變化釋放出能量的。1942年由費(fèi)米領(lǐng)導(dǎo)的研究小組在美國芝加哥大學(xué)建成了世界上第一座自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)裝置，1954年前蘇聯(lián)建成第一座5兆瓦石墨水冷堆核電廠，從此開辟了核能和平利用的新紀(jì)元。需要順便提一下的是，1986年前蘇聯(lián)發(fā)生事故的切爾諾貝利核電廠就是一座石墨水冷堆核電廠，這種堆型的核電廠已遭歷史的淘汰。核反應(yīng)堆是一個(gè)維持和控制核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，從而實(shí)現(xiàn)核能到熱能轉(zhuǎn)換的裝置。反應(yīng)堆發(fā)生自持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)時(shí)，中子增值系數(shù)k有效為1。為實(shí)現(xiàn)自持的鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所必須保持一定數(shù)量的核燃料質(zhì)量，稱為臨界質(zhì)量。反應(yīng)堆由堆芯、冷卻劑系統(tǒng)、

4、慢化劑系統(tǒng)、反射層、控制與保護(hù)系統(tǒng)、屏蔽系統(tǒng)、輻射監(jiān)測系統(tǒng)等組成。核反應(yīng)堆是核電廠的心臟，核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)在其中進(jìn)行。鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)釋放出來的能量，絕大部分首先在燃料元件內(nèi)轉(zhuǎn)化為熱能，然后通過熱傳導(dǎo)、對流傳熱和熱輻射等方式傳遞給燃料元件周圍的冷卻劑；而小部分能量則直接在慢化劑中轉(zhuǎn)化為熱能。反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)形式是千姿百態(tài)的，它根據(jù)燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊的設(shè)計(jì)需要等因素可建造成各種不同結(jié)構(gòu)形式的反應(yīng)堆。目前世界上有大小反應(yīng)堆上千座，其分類也是多種多樣的。反應(yīng)堆按中子能譜分有熱中子堆和快中子堆。反應(yīng)堆按冷卻劑分有輕水堆、重水堆、氣冷堆和鈉冷堆。其中的輕水堆又可分為壓水堆和沸水堆；氣冷堆

5、中代表性的堆型是高溫氦氣冷卻石墨球床堆，簡稱高溫氣冷堆；液態(tài)金屬冷卻堆的代表堆型是鈉冷快中子增殖堆，簡稱鈉冷快堆。反應(yīng)堆按用途分為研究堆、生產(chǎn)堆和動(dòng)力堆等，生產(chǎn)堆主要是用于生產(chǎn)軍用钚和氚。下面我們來介紹各種不同類型反應(yīng)堆的基本特征，包括燃料形態(tài)、燃料富集度、中子能譜、慢化劑、冷卻劑、燃料組件設(shè)計(jì)、堆芯設(shè)計(jì)、熱力循環(huán)回路等等。有些術(shù)語可能太專業(yè)，在閱讀的過程中，大家可以百度一下，會(huì)有所幫助的。1.壓水堆先來看看壓水堆。壓水堆（英文簡稱PWR）最初是美國為核潛艇設(shè)計(jì)的一種堆型，然后逐漸發(fā)展到陸地上來。1957年，世界第一座商用壓水堆核電廠希平港核電廠建成，功率為6萬千瓦。五十多年來，這種堆型得到了

6、很大的發(fā)展，經(jīng)過一系列的重大改進(jìn)，已經(jīng)成為目前技術(shù)上最成熟的堆型之一。以壓水堆為熱源的核電廠稱為壓水堆核電廠，它主要由核島和常規(guī)島組成。在壓水堆核電廠的核島中，最主要的四大部件是堆芯、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵。 而常規(guī)島主要是汽輪發(fā)電機(jī)組以及相關(guān)的輔助系統(tǒng)，核電廠的二回路與常規(guī)火電廠的蒸汽動(dòng)力回路基本相似。壓水堆的冷卻劑是輕水，這是因?yàn)檩p水不僅價(jià)格便宜，而且具有優(yōu)良的熱傳輸性能。所以在壓水堆中，輕水不僅作為中子的慢化劑，同時(shí)也用作冷卻劑。但是，從傳熱的角度看輕水有一個(gè)明顯的缺點(diǎn)，就是常壓下沸點(diǎn)太低了。而根據(jù)熱力學(xué)原理，要使熱力系統(tǒng)有較高的熱能轉(zhuǎn)換效率，就要提高溫度；而要獲得高的溫度，就必須增加

7、冷卻劑的系統(tǒng)的壓力使其處于液相狀態(tài)，其原理就好比我們?nèi)粘Ｊ褂玫母邏哄?。因此壓水堆是一種使冷卻劑處于高壓狀態(tài)的輕水堆，現(xiàn)在我國大部分核電廠是壓水堆核電廠。由于輕水的慢化能力及熱傳輸能力都好，所以用輕水做慢化劑和冷卻劑的輕水堆，結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯的功率密度大。體積相同的情況下，輕水堆功率較高；或者說在相同功率水平下，輕水堆比其它熱中子堆型的堆芯體積小。這是輕水堆的主要優(yōu)點(diǎn)，也是輕水堆的基建費(fèi)用低、建設(shè)周期短的主要原因。在天然鈾中，鈾-235的豐度只有大約0.7%，是無法直接在壓水堆中使用的。壓水堆采用的是鈾-235的富集度（鈾-235同位素占的重量百分比）約為35的低濃鈾。濃縮好后再通過化學(xué)方法制得二

8、氧化鈾粉末，然后像“陶藝”一樣進(jìn)行高溫?zé)Y(jié)，得到圓柱形二氧化鈾陶瓷芯塊。直徑約8mm，高約13mm，稱之為燃料芯塊。燒結(jié)好的燃料芯塊一個(gè)一個(gè)地重疊著放在外直徑約9.5mm、壁厚約0.57mm的鋯合金管內(nèi)，這種鋯合金管稱為燃料元件包殼管。鋯合金管兩端有端塞，燃料芯塊完全封閉在鋯合金管內(nèi)，構(gòu)成燃料棒。這些燃料元件呈細(xì)長的棒狀，用多個(gè)定位格架定位，并組裝成燃料組件。每一個(gè)燃料組件包括兩百多根燃料棒，一般是將燃料棒排列成17行17列的正方形燃料棒束，組成燃料組件。燃料組件中間有一些棒的位置放置了空心管，以便插拔控制棒?？刂瓢羰呛k、鉿的金屬棒，核反應(yīng)堆的啟、停和核功率的調(diào)節(jié)主要由控制棒控制。燃料組件一

9、個(gè)一個(gè)地排列在一起，并用上、下柵格板固定起來，這樣就組成了一個(gè)接近圓柱形的堆芯。堆芯由一百多個(gè)燃料組件拼裝而成，這些燃料組件總共包括幾萬根三米多長、比鉛筆略粗的燃料棒。整個(gè)堆芯放置在一個(gè)圓柱形的承壓容器內(nèi)，是核反應(yīng)堆的心臟。冷卻劑流過堆芯后吸收堆芯釋放出來的熱量，溫度升高，密度降低，從堆芯上部流出。一般入口水溫300 左右，出口水溫330左右，堆內(nèi)壓力保持在150個(gè)大氣壓左右。一座100萬千瓦的壓水堆，堆芯每小時(shí)冷卻水的流量約6萬噸。這些冷卻水被封閉在冷卻劑回路內(nèi)往復(fù)循環(huán)，并在循環(huán)過程中不斷抽出一部分水進(jìn)行凈化，凈化后再返回到冷卻劑回路。冷卻劑回路有時(shí)又稱為一回路。核反應(yīng)堆內(nèi)的冷卻劑，由于有熱

10、脹冷縮及其它原因，如果不采取措施，在密閉回路內(nèi)冷卻劑的壓力會(huì)波動(dòng)，從而使反應(yīng)堆的運(yùn)行工況不穩(wěn)定。因此，在冷卻劑的出口和蒸汽發(fā)生器之間設(shè)有穩(wěn)壓器，穩(wěn)壓器是一個(gè)的空心圓柱體，里面大約一半水一半汽，用可壓縮性比較好的蒸汽來緩沖壓力的波動(dòng)。冷卻劑從蒸汽發(fā)生器的管內(nèi)流過后，經(jīng)過冷卻劑回路循環(huán)泵又回到反應(yīng)堆堆芯。冷卻劑回路循環(huán)泵又稱主泵。綜上所述，包括壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器及連接它們的管道閥門系統(tǒng)，是冷卻劑回路的壓力邊界（一回路），它們都被安置在安全殼廠房內(nèi)，稱之為核島。蒸汽發(fā)生器內(nèi)有很多傳熱管，傳熱管內(nèi)側(cè)流動(dòng)的是一回路的高溫水，而傳熱管外側(cè)流動(dòng)的是二回路的水。一回路的水流過蒸汽發(fā)生器傳熱管時(shí)

11、，將攜帶的熱量傳輸給二回路內(nèi)流動(dòng)的水，從而使二回路的水變成280左右的、67MPa的高溫蒸汽。所以在蒸汽發(fā)生器里，一回路與二回路在互不交混的情況下，通過管壁發(fā)生了熱交換。蒸汽發(fā)生器是分隔一回路和二回路的關(guān)鍵設(shè)備，一回路和二回路通過蒸汽發(fā)生器傳遞熱量，蒸汽發(fā)生器的本質(zhì)是一個(gè)巨大的換熱器。壓水堆核電廠由于設(shè)置了二回路，使得正常運(yùn)行情況下二回路的蒸汽沒有放射性。從蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的高溫蒸汽，就可以去汽輪機(jī)做功帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電了。從汽輪機(jī)流出的壓力已很低的乏汽，在冷凝器里凝結(jié)成水，然后又回到蒸汽發(fā)生器吸收冷卻劑回路內(nèi)的熱量，變成高溫蒸汽。因此二回路的水是在蒸汽發(fā)生器、汽輪機(jī)、冷凝器組成的密封系統(tǒng)內(nèi)來回往復(fù)

12、流動(dòng)，不斷重復(fù)由水變成高溫蒸汽、蒸汽做功、冷凝成水，水又變成高溫蒸汽的過程。在這個(gè)過程中，二回路的水從蒸汽發(fā)生器獲得能量，將大約三分之一的能量交給汽輪機(jī)做功，帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電，余下的大約三分之二的能量由于溫度參數(shù)太低而無法利用，通過冷凝器排出到環(huán)境中。冷卻冷凝器用的水在三回路中流動(dòng)，冷凝器實(shí)質(zhì)上是二回路與三回路之間的熱交換器。三回路是一個(gè)開式回路，利用它將汽輪機(jī)排出的乏汽中難以利用的熱量排出到環(huán)境。在冷凝器里，三回路的水與二回路的水也是互不接觸，只是通過冷凝器內(nèi)的管壁交換熱量。三回路的用水流量是很大的，一座100萬千瓦的壓水堆核電廠，三回路每小時(shí)需要四十多萬噸冷卻水。壓水堆裝料后，大約經(jīng)過一兩年

13、要進(jìn)行一次更換燃料組件的操作，稱之為換料，每次換料只需裝卸三分之一的燃料組件。從反應(yīng)堆中卸出的輻射過的燃料，通常稱為乏燃料。卸出的乏燃料組件，放在反應(yīng)堆旁邊的貯存水池內(nèi)。早期的壓水堆換料停堆四個(gè)月，現(xiàn)在換一次料最短可以兩個(gè)星期。換料時(shí)間的縮短，可縮短停電時(shí)間，提高核電廠利用效率，有利于核電廠更好地多發(fā)電。到目前為止，核電廠的燃料元件、主循環(huán)泵、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、壓力容器的設(shè)計(jì)，正向標(biāo)準(zhǔn)化、系列化的方向發(fā)展。核電廠的研究開發(fā)工作，主要是為了進(jìn)一步提高其安全性和經(jīng)濟(jì)性。有關(guān)各國在這方面都有龐大的研究計(jì)劃，并開展廣泛的國際合作。民用壓水堆核電廠安全可靠，已經(jīng)成為一種成熟的堆型，是核動(dòng)力市場上最暢銷

14、的“商品”。從20世紀(jì)60年代第一代商用壓水堆核電廠誕生以來，壓水堆的發(fā)展經(jīng)歷了幾代的改進(jìn)。壓水堆的單堆電功率已達(dá)到170萬千瓦，熱能利用效率由28提高到35。我國在1971年開始進(jìn)行核電廠的研究和設(shè)計(jì)。經(jīng)過幾十年的努力，我國迄今已經(jīng)建成和正在建設(shè)的核電機(jī)組已經(jīng)達(dá)到十幾套，先后建成了秦山、大亞灣、田灣等多個(gè)核電基地。秦山核電廠是我國大陸第一座核電廠。它是我國自行設(shè)計(jì)建造的30萬千瓦原型壓水堆核電廠，于1985年開工建設(shè)，1991年12月15日首次并網(wǎng)發(fā)電，1994年投入商業(yè)運(yùn)行，已有10多年安全運(yùn)行的良好業(yè)績，被譽(yù)為“國之光榮”。隨后在30萬千瓦機(jī)組的基礎(chǔ)上，吸收國際先進(jìn)技術(shù)，自行設(shè)計(jì)、建造的

15、秦山二期核電廠，裝有兩臺60萬千瓦壓水堆核電機(jī)組，于1996年6月2日開工建設(shè)。1號機(jī)組于2002年2月6日實(shí)現(xiàn)首次并網(wǎng)，2002年4月15日提前47天投入商業(yè)運(yùn)行。它的建成為我國核電自主化事業(yè)的進(jìn)一步發(fā)展奠定了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。田灣核電廠是從俄羅斯引進(jìn)的2×100萬千瓦壓水堆核電廠，位于江蘇省連云港市。核電廠采用了全數(shù)字化儀控系統(tǒng)和雙層安全殼，進(jìn)一步提高了安全性能。它于1999年10月20日開工建設(shè)，兩套機(jī)組分別在2004年和2005年投入商業(yè)運(yùn)行。位于我國廣東省深圳的大亞灣核電廠，是我國引進(jìn)國外資金、設(shè)備和技術(shù)的第一座大型商用核電廠，也是我國改革開放以來最大的中外合資項(xiàng)目。它裝有兩臺單

16、機(jī)容量為90萬千瓦級的壓水堆核電機(jī)組。兩套機(jī)組分別在1994年2月和5月投入商業(yè)運(yùn)行，每年的發(fā)電量超過100億千瓦小時(shí)。20年合營期內(nèi)上網(wǎng)電量的70送往香港?！熬盼濉逼陂g投資規(guī)模最大的能源項(xiàng)目之一位于深圳的嶺澳核電廠，裝有兩臺單機(jī)容量為90萬千瓦級的壓水堆核電機(jī)組，于2003年1月全面建成投入商業(yè)運(yùn)行。1號機(jī)組第一個(gè)燃料循環(huán)就創(chuàng)造了連續(xù)安全運(yùn)行332天的優(yōu)異成績。我國向巴基斯坦出口了一座壓水堆核電廠，功率為30萬千瓦，于2000年6月投入運(yùn)行，目前運(yùn)行情況良好。盡管壓水堆壓水堆在歷史上是出過一次嚴(yán)重事故的，那就是1979年3月28日在美國三哩島核電廠發(fā)生的事故。現(xiàn)在我國在建或擬建的核電廠主要為

17、采用吸收世界20世紀(jì)60年代至90年代的建造運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，在設(shè)計(jì)上做了較大的改進(jìn)的壓水堆技術(shù)。2 沸水堆再來看看沸水堆。在壓水堆中，冷卻劑回路的水通過堆芯時(shí)被加熱，隨后在蒸汽發(fā)生器中將熱量傳給二回路的水使之沸騰產(chǎn)生蒸汽。那么是否可以讓水直接在堆內(nèi)沸騰產(chǎn)生蒸汽呢？沸水堆（英文簡稱BWR）就是出于這種考慮而發(fā)展起來的。沸水堆與壓水堆相比有兩個(gè)不同點(diǎn)：第一是省掉了一個(gè)回路，因而不再需要昂貴的蒸汽發(fā)生器；第二是工作壓力可以降低，為了獲得與壓水堆同樣的蒸汽溫度，沸水堆只需加壓到7MPa左右，比壓水堆低了一倍。冷卻劑流經(jīng)沸水堆堆芯后大約有14（質(zhì)量比）的水被變成蒸汽，而其余的水則再循環(huán)流入堆芯。沸水堆的發(fā)展初

18、期，人們認(rèn)為其運(yùn)行穩(wěn)定性可能不如壓水堆；由于它只有一個(gè)回路，冷卻劑的感生放射性會(huì)直接進(jìn)入汽輪機(jī)等設(shè)備，會(huì)使檢修人員受到較大輻照劑量；雖然取消了蒸汽發(fā)生器，但使反應(yīng)堆內(nèi)結(jié)構(gòu)復(fù)雜化，經(jīng)濟(jì)上也未必合算。但隨著沸水堆技術(shù)的不斷改進(jìn)，性能越來越好。尤其是先進(jìn)沸水堆（ABWR）的建造，在經(jīng)濟(jì)性、安全性等方面有超過傳統(tǒng)壓水堆的趨勢。由于水處理技術(shù)的改進(jìn)和廣泛使用各種自動(dòng)工具，ABWR檢修時(shí)工作人員所受放射性劑量已大幅度降低。在我國的臺灣地區(qū)，雖然產(chǎn)煤但幾乎不產(chǎn)石油，火力發(fā)電的燃料需仰賴進(jìn)口，為了確保能源的穩(wěn)定供應(yīng)以及更大的發(fā)電量以支持發(fā)展中的臺灣，臺灣于上世紀(jì)60年代末就決定興建核電廠。至今，臺灣共有4座核

19、電廠，其中北部3座，分別是位于臺北縣石門的核能一廠，位于臺北縣萬里的核能二廠，位于屏東縣恒春的核能三廠和位于臺北縣貢寮的正在建設(shè)中的核能四廠。其中的金山第一核電廠（簡稱核一廠）是於1970年核準(zhǔn)興建，1971開始施工，一號機(jī)組于1975年5月完成吊裝，1977年10月裝填鈾燃料，11月并網(wǎng)發(fā)電，1978年12月10日開始商業(yè)運(yùn)轉(zhuǎn)。二號機(jī)組則于1976年11月完成吊裝，1978年10月裝填鈾燃料，12月并網(wǎng)發(fā)電，1979年7月15日開始商業(yè)運(yùn)轉(zhuǎn)。3 重水堆雖然輕水堆已經(jīng)在核動(dòng)力市場上占據(jù)了統(tǒng)治地位，但是近年來，由于重水堆（HWR）能夠節(jié)約核燃料，因而引起不少國家政府和核工業(yè)界人士的重視。在新開辟

20、的核動(dòng)力市場上，重水堆已經(jīng)成為輕水堆的主要競爭對手。重水和輕水的熱物理性能差不多，主要差別是由重水的核特性決定的。重水和輕水的核特性相差很大，這個(gè)差別主要表現(xiàn)在與中子的相互作用上面。重水的優(yōu)點(diǎn)是它與堆芯內(nèi)的熱中子幾乎不發(fā)生象輕水那樣的吸收反應(yīng)，因此可以有較高的中子經(jīng)濟(jì)性。以重水慢化的反應(yīng)堆，可以采用天然鈾作為核燃料。由于重水吸收熱中子的幾率小，所以重水慢化的反應(yīng)堆，中子除了維持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)之外，還有較多的剩余中子可以用來使238U轉(zhuǎn)變?yōu)?39Pu，使得重水堆不但能用天然鈾實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)，而且比輕水堆節(jié)約天然鈾大約20。由于重水慢化能力比輕水低，為了使裂變產(chǎn)生的快中子得到充分的慢化，堆內(nèi)慢化劑

21、的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天然鈾，重水堆的堆芯體積比壓水堆要大十倍左右。另外，要從天然水中提取重水，由于天然水中重水含量太低，所以重水仍然是一種非常昂貴的材料。由于重水用量大，所以重水的費(fèi)用約占重水堆基建投資的六分之一左右。重水堆由于使用天然鈾作燃料，堆芯的后備反應(yīng)性必然較少，因此需要經(jīng)常將燒過了的燃料元件卸出堆外，補(bǔ)充新燃料，因此同樣功率的重水堆核電廠產(chǎn)生的乏燃料數(shù)量要比壓水堆多。而且倘若經(jīng)常為此而停堆裝卸核燃料，對于要求連續(xù)發(fā)電的核電廠而言是不能容忍的，這就要求重水堆核電廠能夠進(jìn)行不停堆換料。由于輕水和重水的核特性相差很大，在慢化性能的兩個(gè)主要指標(biāo)上，它們的優(yōu)劣正好相反，使它們成

22、了天生的一對競爭伙伴。正是由于這個(gè)原因，使得這兩種堆型的選擇，成了不少國家的議會(huì)、政府和科技界人士長期爭論不休的難題。重水堆在幾十年的發(fā)展中，已派生出不少類型。按結(jié)構(gòu)劃分，重水堆可以分為壓力管式和壓力殼式。采用壓力管時(shí)，冷卻劑可以與慢化劑相同也可不同。壓力管式重水堆又分為立式和臥式兩種。采用立式時(shí)，壓力管是垂直的，可采用有機(jī)物、氣體、加壓重水或沸騰輕水冷卻；采用臥式時(shí)，壓力管水平放置，不宜用沸騰輕水冷卻。壓力殼式重水堆只有立式，冷卻劑與慢化劑相同，可以是加壓重水或沸騰重水，燃料元件垂直放置，與壓水堆或沸水堆類似。由加拿大原子能公司發(fā)展起來的以天然鈾為核燃料、重水慢化、加壓重水冷卻的臥式壓力管式

23、重水堆（CANDU型），是唯一達(dá)到商業(yè)化技術(shù)要求的重水堆。1962年，加拿大第一座兩萬多千瓦電功率的小型重水動(dòng)力堆建成，1966年，第一座20萬千瓦電功率的示范重水堆道格拉斯角核電廠啟動(dòng)。CANDU核電廠的反應(yīng)堆為壓力管式天然鈾重水堆，它的回路系統(tǒng)和發(fā)電系統(tǒng)與壓水堆類似。重水堆燃料元件的芯塊也與壓水堆類似，是燒結(jié)的二氧化鈾的短圓柱形陶瓷塊。這種芯塊也是放在密封的包殼管內(nèi)，封裝成長度約50cm的燃料元件，并將大約40來根燃料元件扎成棒束。秦山三期核電廠是中國和加拿大合作建造的我國第一座重水堆核電廠，裝有兩臺72.8萬千瓦核電機(jī)組。它于1998年6月8日開工建設(shè)。1號機(jī)組于2002年11月19日實(shí)

24、現(xiàn)首次并網(wǎng)，2002年12月31日投入商業(yè)運(yùn)行，2號機(jī)組于2003年6月12日并網(wǎng)發(fā)電。由于重水堆比輕水堆更能充分利用天然鈾資源，又不需要依賴濃縮鈾工廠和后處理廠，所以印度、巴基斯坦、阿根廷、羅馬尼亞等國家已先后引進(jìn)加拿大的重水堆，如果鈾資源的價(jià)格上漲，重水堆在核動(dòng)力市場上的競爭地位將會(huì)得到加強(qiáng)。4 氣冷堆輕水和重水統(tǒng)稱為水，因此輕水堆和重水堆可統(tǒng)稱為水堆或水冷堆。除了用水冷卻外，還有用氣體作為冷卻劑的氣冷堆。水的主要缺點(diǎn)是會(huì)發(fā)生由液體到蒸汽的相變，使傳熱性能突然變壞，存在核燃料熔化、元件包殼管破損和放射性物質(zhì)外逸的風(fēng)險(xiǎn)。而氣體的主要優(yōu)點(diǎn)是不會(huì)發(fā)生相變。但是氣體的密度低，熱量傳輸能力差，循環(huán)時(shí)

25、消耗的功率大。為了提高氣體的密度及熱傳輸能力，也需要適當(dāng)增加壓力。氣冷堆在發(fā)展過程中，經(jīng)歷了三個(gè)階段 。第一階段是天然鈾石墨氣冷堆。它的石墨堆芯中有一些通道，放入天然鈾制成的金屬鈾燃料元件。在通道中流過2.5MPa左右的二氧化碳?xì)怏w，將燃料元件放出的裂變能帶出堆外。在蒸汽發(fā)生器里，由堆內(nèi)來的高溫二氧化碳使二回路的水變成高溫蒸汽，推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。但石墨的慢化能力比輕水和重水都低，為了使裂變產(chǎn)生的快中子充分慢化，就需要大量的石墨。加上二氧化碳熱傳輸能力較差，使這種堆體積龐大，其功率密度比壓水堆低一百多倍。而且，當(dāng)二氧化碳超過360時(shí)，會(huì)使鋼材受到腐蝕，因而限制了冷卻劑的溫度，使得熱能利用效率

26、只有24。鑒于此，從20世紀(jì)60年代初期起，就轉(zhuǎn)向研究改進(jìn)型氣冷堆。第二階段的改進(jìn)型氣冷堆，仍然用石墨慢化和二氧化碳冷卻。為了提高冷卻劑的溫度，元件包殼改用不銹鋼。由于采用二氧化鈾陶瓷燃料及濃縮鈾，隨著冷卻劑溫度及壓力的提高，這種堆的熱能利用效率達(dá)40，功率密度也有很大提高。第一座這樣的改進(jìn)型氣冷堆在英國建成后普遍認(rèn)為性能不錯(cuò)。但當(dāng)時(shí)英國過高地估計(jì)了所取得的成就，就跳過示范堆直接發(fā)展商用堆，準(zhǔn)備建造十座一百三十多萬千瓦的改進(jìn)型氣冷堆雙堆電站。然而在開始建造后不久就發(fā)現(xiàn)蒸汽發(fā)生器由于腐蝕及振動(dòng)引起的疲勞而不能使用，且問題一個(gè)接著一個(gè)，使原計(jì)劃1974年建成的電站，推遲到1983年才開始送電，基建

27、投資增加了將近四倍。后建的幾座堆雖有所改善，但進(jìn)度也推遲了四至六年，實(shí)際投資也超過預(yù)算很多。由于工程進(jìn)度推遲，不得不建造火力發(fā)電廠發(fā)電，造成的經(jīng)濟(jì)損失無法估量。由于改進(jìn)型氣冷堆的波折，加上輕水堆的大量發(fā)展，英國在核電上的技術(shù)迅速被美國、日本、法國和前蘇聯(lián)等國超過。由于改進(jìn)型氣冷堆在經(jīng)濟(jì)上的競爭能力差，英國政府決定，放棄對改進(jìn)型氣冷堆的研究，改從美國引入壓水堆。第三階段的高溫氣冷堆，是一種安全性、經(jīng)濟(jì)性好的新型核反應(yīng)堆，它改用氦氣作冷卻劑，石墨作慢化材料，采用包覆顆粒燃料和石墨構(gòu)成的球形燃料元件，并采用全陶瓷的堆芯結(jié)構(gòu)材料。高溫氣冷堆發(fā)電效率很高，并可用于煤的液化和氣化、稠油熱采、制氫等，在未來

28、的能源系統(tǒng)中具有廣闊的應(yīng)用前景，對于改善環(huán)境、實(shí)現(xiàn)可持續(xù)發(fā)展具有重要意義。高溫氣冷堆的核燃料，是用溶膠凝膠法，將二氧化鈾或碳化鈾制成直徑小于1mm的小球，其外部包裹著熱解碳涂層和碳化硅涂層。每個(gè)小球一般涂三層，最內(nèi)的涂層疏松多孔，可以使燃料小球因升溫和輻照腫脹而造成的體積膨脹得到緩沖；最外的涂層比較致密，可以阻擋裂變氣體的外逸。這兩層之間是阻擋固體裂變產(chǎn)物外逸的碳化硅涂層。將這種涂層顆粒燃料與石墨粉均勻混合之后，外面再包一些石墨粉，就可制成棱柱形、圓柱形或珠形燃料元件。柱形元件之間有氣體流過的通道，球形元件則是實(shí)心的。球形元件堆放時(shí)，彼此間有空隙可供氣體流過。由于每顆燃料小球有多層包殼，而且每

29、顆燃料小球之間都有石墨包圍，所以這種燃料元件在堆內(nèi)幾乎不會(huì)破裂。高溫氣冷堆的冷卻劑是氦氣，在氦循環(huán)風(fēng)機(jī)的驅(qū)動(dòng)下不斷通過堆芯將裂變能帶出，進(jìn)行閉式循環(huán)。堆芯放在有石墨襯里的預(yù)應(yīng)力混凝土壓力容器內(nèi)。氦氣是一種惰性氣體，化學(xué)性質(zhì)不活潑，容易凈化，不引起材料的腐蝕。氦氣的中子吸收截面極小，它的熱導(dǎo)率為二氧化碳的4.5倍，比熱容為二氧比碳的3.5倍，輸送時(shí)消耗的功率僅略高于氫而低于其它氣體。它透明，便于裝卸料操作。另外由于石墨耐高溫，所以氦氣的溫度可以提高到7501200。這樣一來，除了可在發(fā)電時(shí)提高熱能利用效率外，還可為煉鋼、煤的汽化、生產(chǎn)氫氣等提供高溫?zé)嵩?，從而減少了電能這一中間轉(zhuǎn)換環(huán)節(jié)。由于余熱的

30、份額少，又便于用空氣冷卻塔，熱污染少，因而這種堆可以建在冷卻水源不足的地方。高溫氣冷堆使用球形元件時(shí)，可以連續(xù)裝卸核燃料。另外，高溫氣冷堆可以裝載大量的釷，由于石墨吸收熱中子幾率小，因此這種堆型除維持裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)以外，還有較多的剩余中子可用來將232Th轉(zhuǎn)化為233U，有利于釷資源的利用。由于堆內(nèi)有大量的石墨，所以堆芯熱容量大。壓水堆發(fā)生堆芯失水事故幾分鐘后燃料芯塊溫度就可升高到2000以上，而高溫氣冷堆發(fā)生氦氣系統(tǒng)破裂事故后，要過一兩天才會(huì)使堆芯燃料溫度由于剩余發(fā)熱而升高到2000。再加上堆芯熔化的可能性很小，所以堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)即使失效，也可以僅僅依靠物體熱傳導(dǎo)、自然對流和自然循環(huán)等原理，

31、而不需要人為的措施，就將事故的后果控制在允許的范圍內(nèi)。因?yàn)樗踩院?，放射性釋放量少，所以這種堆更能靠近大城市建造，從而可以減少能量輸送時(shí)的損失。英國、美國和西德先后建起了三座高溫氣冷試驗(yàn)堆，特別是西德的球床堆，燃耗深度超過壓水堆幾倍。原設(shè)計(jì)氦氣出口溫度為750，后來相繼提高到850和950。由于高溫氣冷堆在技術(shù)上具有水冷堆無法比擬的優(yōu)點(diǎn)，因而在國際上引起了普遍重視。高溫氣冷堆的發(fā)展過程中也碰到多種難題，目前比較一致的看法是，高溫氣冷堆如果不在氦氣直接循環(huán)和高溫供熱上取得技術(shù)突破，要想在市場上與水冷堆競爭是很困難的。但不可否認(rèn)的是高溫氣冷堆具有其它堆型無法代替的優(yōu)點(diǎn)，在能源結(jié)構(gòu)中具有特殊的地位

32、和發(fā)展前景，因而值得人們進(jìn)一步的探索和研究。石島灣核電高溫氣冷堆核電站示范工程是國內(nèi)第一座高溫氣冷堆示范電站，是世界上第一座具有第四代核能系統(tǒng)安全特征的20萬千瓦級高溫氣冷堆核電站。石島灣核電廠址位于榮成市，高溫氣冷堆核電站示范工程計(jì)劃已經(jīng)于2012年12月正式開工建設(shè)。5 鈉冷快堆快堆采用钚或高濃鈾作燃料，一般用液態(tài)金屬鈉作冷卻劑，不用慢化劑?？於蜒b入足夠的核燃料后，由于維持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)后剩余的中子多，所以只要添加238U，由238U轉(zhuǎn)化成的239Pu，除能滿足鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)的繼續(xù)消耗外，還有較多剩余。熱中子堆核電廠是消耗核燃料生產(chǎn)電能的工廠，快堆核電廠則是可以同時(shí)生產(chǎn)核燃料和電能的工廠?？於?/p>

33、是當(dāng)前反應(yīng)堆發(fā)展的方向，將逐漸在各種類型的核反應(yīng)堆中占主導(dǎo)地位。由于熱中子引起核燃料裂變的幾率大，因而熱中子堆只需較少的核燃料就可以實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。特別是當(dāng)用重水和石墨慢化時(shí)，可以使用天然鈾作核燃料。在缺乏濃縮鈾能力的核工業(yè)發(fā)展初期，這是一個(gè)優(yōu)點(diǎn)。熱堆較易控制，需要的核燃料少，還可以用天然鈾作為核燃料，所以較易建造，發(fā)展得最早。在熱堆中，熱中子除泄漏和被俘獲外，一部分使235U裂變，另一部分被238U吸收，使之轉(zhuǎn)化為239Pu。239Pu繼續(xù)吸收熱中子也可以裂變，而且還有極少一部分238U，能被尚未來得及慢化的快中子擊中而裂變。所以，熱堆既可以利用235U做核燃料，也可以利用238U實(shí)現(xiàn)核燃

34、料的轉(zhuǎn)化。如果我們將反應(yīng)堆中“燒”過的燃料元件中剩余的235U及239Pu，在后處理中提取出來，制成新的燃料元件放入反應(yīng)堆，如此反復(fù)多次，則可以使更多的235U和238U通過裂變或轉(zhuǎn)化得到利用。但由于后處理投資大、費(fèi)用高等原因，目前還主要是采用“一次通過”的方式。燃料元件在反應(yīng)堆內(nèi)“通過”后，就存放在反應(yīng)堆旁的貯存水池內(nèi)，以備將來后處理之用。由于“燒”過的燃料元件沒有后處理，目前的熱中子動(dòng)力堆對鈾的利用率低于1。由于熱堆只能利用鈾中很少的一部分，所以目前已探明的鈾儲量中，只有那些含鈾量超過萬分之幾、開采方便的鈾礦才有經(jīng)濟(jì)價(jià)值。目前陸地上已探明的經(jīng)濟(jì)可采鈾儲量大約是五百多萬噸。盡管熱中子反應(yīng)堆目

35、前是一種安全、清潔、經(jīng)濟(jì)的工業(yè)能源，但到本世紀(jì)中葉，可以經(jīng)濟(jì)開采的鈾資源枯竭時(shí)，熱堆的經(jīng)濟(jì)性就會(huì)受到嚴(yán)重的挑戰(zhàn)。當(dāng)前，熱堆的主要問題是，只能利用包括裂變?nèi)剂?35U和轉(zhuǎn)換材料238U在內(nèi)的鈾資源中極少的一部分。必須采用行之有效的措施，從根本上消除目前熱堆對鈾資源的浪費(fèi)，使包括238U在內(nèi)的鈾資源，能在核反應(yīng)堆中得到充分利用。只有采用能使核燃料增殖的，以鈾钚燃料循環(huán)為基礎(chǔ)的快堆，才能擺脫即將面臨的鈾資源日益枯竭的困境。在快堆中由于沒有慢化劑，再加上堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料、冷卻劑及各種裂變產(chǎn)物對快中子的吸收幾率很小，因此中子由于被俘獲造成的浪費(fèi)少。此外，每個(gè)239Pu原子核裂變放出的中子多，238U原子核裂變的幾率也大，所以平均每個(gè)原子核裂變所放出的中子，除了維持自身鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)外，還可以剩余1.2到1.3個(gè)中子，用來使238U轉(zhuǎn)變?yōu)?39Pu。因而在快堆內(nèi)，只要添加238U，每燒掉一個(gè)239Pu原子核，除了放出大量裂變能外，還可以產(chǎn)生1.2到1.3個(gè)239Pu原子核。這就是說，在快堆內(nèi)只要添加238U，核燃料就越燒越多，這種情況稱為核燃料的增殖。這是快堆與目前熱堆的主要區(qū)別，也是快堆的主要優(yōu)點(diǎn)。因此快堆又稱增殖堆或快中子增殖反應(yīng)堆。由于快堆僅在啟動(dòng)時(shí)需要投入核燃料，所以它對核燃料價(jià)格的上漲