核電廠堆型介紹

1、一、熔鹽堆熔鹽堆molten salt reactor, MSR是核裂變反應(yīng)堆的一種，其主冷卻劑primary coolant是一種熔融態(tài)的混合鹽，它可以在高溫下工作（可獲得更高的熱效率）時保持低蒸汽壓，從而降低機(jī)械應(yīng)力，提高安全性，并且比熔融鈉冷卻劑活性低。二、有機(jī)堆三、沸水堆沸水堆利用輕水作慢化劑和冷卻劑，只有一個回路，水在反應(yīng)堆內(nèi)沸騰產(chǎn)生蒸汽直接進(jìn)入汽輪機(jī)發(fā)電。與壓水堆相比，沸水堆工作壓力低；由于減少了一個回路，其設(shè)備成本也比壓水堆低；但這樣可能使汽輪機(jī)等設(shè)備受到放射性污染，給設(shè)計、運行和維修帶來不便。福島核電站建于20世紀(jì)70年代，屬于沸水堆。沸水堆核電站工作流程是：冷卻劑（水）從堆芯

2、下部流進(jìn)，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒那里得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經(jīng)過汽水分離器和蒸汽干燥器，用分離出的高溫蒸汽來推動汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。四、壓水堆壓水堆（pressurized water reactor）使用加壓輕水（即普通水）作冷卻劑和慢化劑，且水在堆內(nèi)不沸騰的核反應(yīng)堆。燃料為低濃鈾。20世紀(jì)80年代，被公認(rèn)為是技術(shù)最成熟，運行安全、經(jīng)濟(jì)實用的堆型。壓水堆是指使用輕水（即普通凈化水）作冷卻劑和慢化劑，且水在反應(yīng)堆內(nèi)保持液態(tài)的核反應(yīng)堆。 除秦山三期外，我國目前運行的核電機(jī)組全部為壓水堆。壓水堆作為一種技術(shù)十分成熟的堆型，與其他堆型相比，結(jié)構(gòu)緊湊，經(jīng)濟(jì)上基建費用低、建設(shè)周

3、期短、輕水價格便宜；有放射性的一回路與二回路分開，帶有放射性的冷卻劑不會進(jìn)入二回路污染汽輪機(jī)，機(jī)組運行、維護(hù)方便。五、重水堆用    途利用天然鈾作為核燃料分    類壓力容器式和壓力管式特    點堆心使用壓力管以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應(yīng)堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。輕水比重水吸收中子多，堆芯用天然鈾作燃料就很難維持穩(wěn)定的核反應(yīng)，所以，大多數(shù)設(shè)計都在燃料中加入了低濃度的鈾235或钚

4、239。重水堆的突出優(yōu)點是能最有效地利用天然鈾。由于重水慢化性能好，吸收中子少，這不僅可直接用天然鈾作燃料，而且燃料燒得比較透。重水堆比輕水堆消耗天然鈾的量要少，如果采用低濃度鈾，可節(jié)省天然鈾38%。在各種熱中子堆中，重水堆需要的天然鈾量最小。此外，重水堆對燃料的適應(yīng)性強(qiáng)，能很容易地改用另一種核燃料。它的主要缺點是，體積比輕水堆大。建造費用高，重水昂貴，發(fā)電成本也比較高。六、石墨氣冷堆1 分類 天然鈾氣冷堆 改進(jìn)型氣冷堆 高溫氣冷堆2 優(yōu)點 具有良好的固有安全性 燃料循環(huán)靈活 當(dāng)前可以采用高效率的常規(guī)發(fā)電機(jī)組氣冷堆

5、是指用石墨慢化、二氧化碳或氦氣冷卻的反應(yīng)堆。用二氧化碳冷卻的石墨氣冷堆，曾在核電站的發(fā)展中占領(lǐng)先地位，但很快就讓位于輕水堆，并將逐漸退出反應(yīng)堆的歷史舞臺。目前關(guān)于氣冷堆的研究，越來越集中在用氦氣冷卻的高溫氣冷堆上。然而高溫氣冷堆技術(shù)上比較復(fù)雜，造價高，一時還難以推廣。但它的突出優(yōu)點仍然吸引著人們?nèi)ヌ剿鳌＠脷怏w作冷卻劑來傳送反應(yīng)堆內(nèi)熱量的一種核反應(yīng)堆堆型。迄今世界上典型的氣冷堆是使用石墨作慢化劑的石墨氣冷堆。它經(jīng)歷了3個發(fā)展階段,產(chǎn)生了天然鈾氣冷堆、改進(jìn)型氣冷堆和高溫氣冷堆3種。優(yōu)點：具有良好的固有安全性此種堆心熱容量大并具有較大的負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)。因此，當(dāng)發(fā)生事故時會自動停堆，溫升緩慢，不可

6、能發(fā)生堆心熔化。同時，氦不活化，在運行和維修時放射性低燃料循環(huán)靈活核燃料轉(zhuǎn)換比高和燃料的燃耗深。高溫氣冷堆不僅可以使用高濃鈾+釷燃料，也可使用低濃鈾燃料。燃料的燃耗深度可達(dá)10萬兆瓦/比。因此燃料的經(jīng)濟(jì)性好,燃料成本低當(dāng)前可以采用高效率的常規(guī)發(fā)電機(jī)組(電站熱效率達(dá)40%)生產(chǎn)電力和工業(yè)用蒸汽（供石油化工企業(yè)和重質(zhì)稠油開采用），今后可使用燃?xì)廨啓C(jī)進(jìn)一步提高熱效率，并利用高溫工藝熱進(jìn)行煤的氣化油頁巖提取和裂解水制氫等。七、石墨水冷堆石墨水冷堆(watereooledgraphitemoder-atedreactor)以石墨為慢化劑、水為冷卻劑的熱中子反應(yīng)堆。主要特點：石墨水冷堆核電廠的主要優(yōu)點：不

7、需要重型的高壓容器和其他大型設(shè)備，設(shè)備較易制造和運輸；堆芯由相同的單元組成，類似積木塊結(jié)構(gòu)，結(jié)構(gòu)靈活，較易擴(kuò)大或減少堆芯總功率，較易建造大功率核電廠；采用直接循環(huán)方式，不需蒸汽發(fā)生器；能進(jìn)行單根工藝管道的運行監(jiān)測，事故時可單獨隔離；可實現(xiàn)不停堆更換燃料，從而提高了核電廠可用率。這種類型核電廠的致命缺點是：在低功率時不具有自穩(wěn)性，從而降低了核電廠的安全性。它的燃料反應(yīng)性溫度系數(shù)為負(fù)值，但石墨反應(yīng)性溫度系數(shù)為正值，空泡反應(yīng)性系數(shù)也為正值，在滿功率下它的凈效應(yīng)是負(fù)的，但在20%功率以下運行時它的凈效應(yīng)是正的，從而使運行不穩(wěn)定。也就是說，在低功率下發(fā)生功率升高的擾動時，會導(dǎo)致反應(yīng)性增加，從而使功率進(jìn)一

8、步提高，這是很危險的。石墨水冷堆核電廠的其他主要缺點有：堆芯和循環(huán)回路龐大，不能像壓水堆、沸水堆核電廠那樣設(shè)置安全殼作為第三道屏障；控制棒下落太慢，最大速度為0.4m/s，從而不能及時遏制重大事故的后果；運行比較復(fù)雜。壓水堆與沸水堆區(qū)別1. 沸水堆與壓水堆工作原理2 沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是采用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應(yīng)堆，其工作原理為：冷卻水從反應(yīng)堆底部流進(jìn)堆芯，對燃料棒進(jìn)行冷卻，帶走裂變產(chǎn)生的熱能，冷卻水溫度升高并逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經(jīng)過汽水分離器和蒸汽干燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進(jìn)行發(fā)電。福島核電站建于20世紀(jì)7

9、0年代，屬于沸水堆。壓水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高壓水來冷卻核燃料的一種反應(yīng)堆，其工作原理為：主泵將120160個大氣壓的一回路冷卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而后進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，通過傳熱管把熱量傳給二回路水，使其沸騰并產(chǎn)生蒸汽；一回路冷卻水溫度下降，進(jìn)入堆芯，完成一回路水循環(huán)；二回路產(chǎn)生的高壓蒸汽推動汽輪機(jī)發(fā)電，再經(jīng)過冷凝器和預(yù)熱器進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，完成二回路水循環(huán)。中國建成和在建共有13臺核電機(jī)組，除秦山三期采用CANDU堆技術(shù)，位于山東榮成的華能石島灣采用高溫氣冷堆，其余均為壓水堆。2.  沸水堆與壓水堆共同點沸水堆和壓

10、水堆都是屬于輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，采用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統(tǒng)比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發(fā)生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構(gòu)成；燃料放置于壓力容器當(dāng)中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發(fā)電部分功能也都一樣。3. 沸水堆與壓水堆的主要區(qū)別沸水堆采用一個回路，壓水堆有兩個回路；沸水堆由于堆芯頂部要安裝汽水分離器等設(shè)備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進(jìn)入堆芯；沸水堆具有較低的運行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內(nèi)以汽液形式

11、存在，壓水堆一回路壓力通常達(dá)150個大氣壓，冷卻水不產(chǎn)生沸騰。4. 壓水堆相對沸水堆的優(yōu)勢沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發(fā)生“在某些事故時控制棒應(yīng)插入堆芯而因機(jī)構(gòu)故障未能插入”的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導(dǎo)致臨界事故發(fā)生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現(xiàn)機(jī)械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。另外，對于控制棒向上引入的反應(yīng)堆，其堆芯上部的功率高于底部，當(dāng)反應(yīng)堆喪失冷卻后，會導(dǎo)致產(chǎn)生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發(fā)生熔毀的概率增加。沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，回路壓力

12、增加，必須進(jìn)行釋壓處理，則會導(dǎo)致帶有放射性的氣體進(jìn)入大氣，同時還需要起用備用電源進(jìn)行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應(yīng)急水泵對蒸汽發(fā)生器進(jìn)行噴淋，并調(diào)節(jié)穩(wěn)壓器壓力，保證一回路不出現(xiàn)局部沸騰，依靠一二回路的溫差實現(xiàn)自然循環(huán)，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設(shè)計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質(zhì)的蓄水，至于安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實現(xiàn)冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆后要依靠柴油發(fā)電機(jī)發(fā)電啟動，在柴油發(fā)電機(jī)無法啟動的情況下，導(dǎo)致溫度失控。沸水堆與壓水堆不同之處在于沸水堆沒有蒸汽發(fā)生器，一回路水通過堆芯加熱變成約285的蒸汽并直接引入汽輪機(jī)，因此常規(guī)島布置有一回路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一回路和蒸汽系統(tǒng)通過蒸汽發(fā)生器分隔開，而且蒸