核反應(yīng)堆的主要類型

1、目前，在以發(fā)電為目的的核能動(dòng)力領(lǐng)域，世界上應(yīng)用比較普遍或具有良好發(fā)展前景的，主要有 壓水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高溫氣冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五種堆型。一、壓水堆壓水堆(PWR)最初是美國為核潛艇設(shè)計(jì)的一種熱中子堆堆型。四十多年來，這種堆型得到了很 大的發(fā)展，經(jīng)過一系列的重大改進(jìn)，.己經(jīng)成為技術(shù)上最成熟的一種堆型。壓水堆核電站采用以稍加濃鈾作核然料，燃料芯塊中鈾-235的富集度約3%。核燃料是高溫?zé)?結(jié)的圓柱形二氧化鈾陶瓷燃料芯塊。柱狀燃料芯塊被封裝在細(xì)長的銘合金包殼管中構(gòu)成燃料元件，這些燃料元件以矩形點(diǎn)陣排列為 燃料組件，組件橫斷面邊長約20cm，

2、長約3m。幾百個(gè)組件拼裝成壓水堆的堆芯。堆芯宏觀上為 圓柱形。壓水堆的冷卻劑是輕水。輕水不僅價(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。輕水有一個(gè)明顯的缺點(diǎn)，就是沸點(diǎn)低。要使熱力系統(tǒng)有較高的熱能轉(zhuǎn)換效率，根據(jù)熱力學(xué)原理. 核反應(yīng)堆應(yīng)有高的堆芯出口溫度參數(shù):要獲得高的溫度參數(shù)，就必須增加冷卻劑的系統(tǒng)壓力使其處 于液相狀態(tài)。所以壓水堆是一種使冷卻劑處于高壓狀態(tài)的輕水堆。壓水堆冷卻劑入口水溫一般在 290C左右，出口水溫330C左右，堆內(nèi)壓力15.5MPa大亞灣核電站就是一座壓水堆核電站。高溫水從壓力容器上部離開反應(yīng)堆堆芯以后，進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，如

3、圖1-7所示。壓水堆堆芯和 蒸汽發(fā)生器總體上像一臺(tái)大鍋爐，核反應(yīng)堆堆芯內(nèi)的燃料元件相當(dāng)于加熱爐，而蒸汽發(fā)生器相當(dāng)于 生產(chǎn)蒸汽的鍋，通過冷卻劑回路將鍋與爐連接在一起。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。包括壓力容器、 蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器及有關(guān)閥門的整個(gè)系統(tǒng)，是冷卻劑回路的壓力邊界。它們都被安置在安 全殼內(nèi)，稱之為核島。蒸汽發(fā)生器內(nèi)有很多傳熱管，冷卻劑回路和二回路通過蒸汽發(fā)生器傳遞熱量。傳熱管外為二回 路的水，冷卻劑回路的水流過蒸汽發(fā)生器傳熱管內(nèi)時(shí)，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280C左右的、6-7MPa的高溫蒸汽。所以在蒸汽發(fā)

4、生器里，冷卻劑回路與二 回路的水在互不交混的情況下，通過管壁發(fā)生了熱交換。蒸汽發(fā)生器是分隔冷卻劑回路和二回路的 關(guān)鍵設(shè)備.從蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的高溫蒸汽，流過汽輪機(jī)，帶動(dòng)發(fā)電機(jī)組發(fā)電。余下的大部分不能利用的能 量交給冷凝器，通過三回路排放到最終熱阱一江、河、湖、海或大氣。從20世紀(jì)60年代第一代商用壓水堆核電站誕生以來，壓水堆的發(fā)展和它的燃料元件一樣，都 經(jīng)歷了幾代的改進(jìn)。壓水堆的單堆電功率已由18.5萬kW增加到130萬kW熱能利用效率由28% 提高到33%，堆芯體積釋熱率由50MW/m3提高到約100MW/m3,燃料元件的燃耗也加深了大約3 倍。為減少基建投資和降低發(fā)電成本，目前一座反應(yīng)堆只配

5、一臺(tái)汽輪機(jī)。所以隨著反應(yīng)堆功率的增 加，汽輪機(jī)也越造越大。130萬kW核電站的汽輪機(jī)長達(dá)40m,配上發(fā)電機(jī)，整個(gè)汽輪發(fā)電機(jī)組長 56m.壓水堆核電站最顯著的特點(diǎn)是:結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯的功率密度大。我們知道，中子與氫原子核質(zhì)量 相當(dāng)，每次碰撞時(shí)，中子損失的能量最多。輕水分子是由兩個(gè)氫原子和一個(gè)氧原子組成。與氣體相 比，水的密度很大，含氫量很高。在各種慢化劑中，水的慢化能力最強(qiáng)。水不僅是良好的慢化劑， 也是良好的冷卻劑。它比熱大，導(dǎo)熱系數(shù)高.在堆內(nèi)不易活化，不容易腐蝕不銹鋼、錯(cuò)等結(jié)構(gòu)材料。 由于水的慢化能力及載熱能力都好，所以用水作慢化劑和冷卻劑。用輕水作慢化劑和冷卻劑的壓水 堆最顯著的特點(diǎn)是結(jié)構(gòu)緊湊

6、，堆芯的功率密度大。這是壓水堆的主要優(yōu)點(diǎn)。壓水堆核電站的另一個(gè)特點(diǎn)是經(jīng)濟(jì)上基建費(fèi)用低、建設(shè)周期短。由于壓水堆核電站結(jié)構(gòu)緊湊， 堆芯功率密度大，即體積相同時(shí)壓水堆功率最高，或者在相同功率下壓水堆比其他堆型的體積小， 加上輕水的價(jià)格便宜，導(dǎo)致壓水堆在經(jīng)濟(jì)上基建費(fèi)用低和建設(shè)周期短。壓水堆核電站的主要缺點(diǎn)有兩個(gè):第一，必須采用高壓的壓力容器。我們知道，水的沸點(diǎn)低。在 一個(gè)大氣壓下，水在100c下就會(huì)沸騰。壓水堆核電站為了提高熱效率，就必須在不沸騰的前提下 提高從反應(yīng)堆流出的冷卻劑的溫度，即提高出口水溫，為此就必須提高壓力。為了提高壓力，就要 有承受高壓的壓力容器。這就導(dǎo)致壓力容器的制作難度和制作費(fèi)用的

7、提高。第二，必須采用有一定 富集度的核燃料。輕水吸收熱中子的幾率比重水和石墨都大，所以輕水慢化的核反應(yīng)堆無法以天然 鈾作燃料來維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。因此輕水堆要求將天然鈾濃縮到18億年前的水平，即富集度要達(dá)到3% 左右，因而壓水堆核電站要付出較高的燃料費(fèi)用。美國通過多種堆型的比較分析后，20世紀(jì)50年代確定首先重點(diǎn)發(fā)展壓水堆。除國內(nèi)建造外. 還向國外大量出口，曾壟斷了反應(yīng)堆的國際市場。所以壓水堆目前在核反應(yīng)堆中占據(jù)統(tǒng)治地位。在 己建、在建和將建的核電站中，壓水堆占64%左右。壓水堆之所以發(fā)展得最快，除了由于水慢化能力及冷卻能力強(qiáng)，因而結(jié)構(gòu)緊湊外，還有下列歷 史上的原因：壓水堆的發(fā)展有軍用堆的基礎(chǔ)。由于

8、壓水堆在作為核電站的堆型前，己經(jīng)作為軍用堆進(jìn)行了 大量研究，所以技術(shù)問題解決得比較徹底，并已經(jīng)有了加工壓水堆部件的工業(yè)基礎(chǔ)。工業(yè)上有使用輕水的長期經(jīng)驗(yàn)。壓水堆所采用的傳熱工質(zhì)一一水，在工業(yè)上已經(jīng)使用了幾百 年。水是研究得最多的傳熱工質(zhì).與水有關(guān)的泵、阿門、蒸汽輪機(jī)，工業(yè)上已有成熟的經(jīng)驗(yàn)。有了 火電站的基礎(chǔ)，發(fā)展壓水堆核電站回路系統(tǒng)和發(fā)電設(shè)備就比較容易了。核工業(yè)的發(fā)展，為壓水堆所需要的濃縮鈾準(zhǔn)備了條件。濃縮鈾廠和生產(chǎn)堆一樣，是生產(chǎn)原子 彈裝料的重要手段。由于核武器生產(chǎn)國的濃縮鈾生產(chǎn)能力過剩，為了給剩余的濃縮鈾生產(chǎn)能力找到 出路，便大力發(fā)展民用核動(dòng)力，特別是壓水堆核電站。壓水堆技術(shù)上已成熟.壓水堆

9、轉(zhuǎn)入民用以后，又進(jìn)行了大量研究。壓水堆核電站的大量建造， 又進(jìn)一步降低了成本，并在推廣中使技術(shù)不斷完善?，F(xiàn)在，沒有一種堆型，像壓水堆這樣投入過大 量的人力和經(jīng)費(fèi)，進(jìn)行過廣泛細(xì)致的研究和開發(fā)。也沒有哪一種堆型，有壓水堆這樣豐富的制造和 運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，以及與壓水堆相適應(yīng)的完整的核動(dòng)力工業(yè)體系。由于這個(gè)原因，雖然后來發(fā)展的一些堆 型有不少壓水堆無法比擬的優(yōu)點(diǎn)，在技術(shù)上也很有發(fā)展前途，但要達(dá)到壓水堆這樣完善的程度，還 需要投入一筆巨大的科研費(fèi)用。正是上述多種因素的共同影響，造成當(dāng)前壓水堆核電站占有獨(dú)特的統(tǒng)治地位，而且這種狀況還 要維持幾十年。壓水堆核電站從20世紀(jì)50年代問世以后，僅僅經(jīng)過十多年，到70年

10、代初，就不僅在經(jīng)濟(jì)上， 而且在環(huán)境保護(hù)上，超過了已有近百年歷史的火電站。壓水堆核電機(jī)組一直是核能產(chǎn)業(yè)最安全堆型 之一，它已經(jīng)成為一種成熟的堆型，一直吸引著越來越多的用戶，是核動(dòng)力市場上最暢銷的“商品”。 今天，不僅發(fā)展核武器的國家，而且一些不發(fā)展核武器，煤、石油、水電很豐富的國家，也在紛紛 發(fā)展核電站。在世界上，己經(jīng)出現(xiàn)了一種規(guī)模巨大的新興工業(yè)一一民用核動(dòng)力工業(yè)，它和電子工業(yè) 一樣，其發(fā)展速度遠(yuǎn)遠(yuǎn)超過煤、鋼鐵、汽車等傳統(tǒng)工業(yè)，并將對(duì)整個(gè)社會(huì)的生產(chǎn)和生活面貌帶來越 來越深刻的影響。到目前為止，壓水堆核電站的燃料組件、壓力容器、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā) 生器、汽輪發(fā)電機(jī)組的設(shè)計(jì)，正向標(biāo)準(zhǔn)化、系列化

11、的方向發(fā)展。壓水堆核電站的研究開發(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發(fā)計(jì)劃，并開展廣泛的國 際合作。二、沸水堆在對(duì)壓水堆核電站有了基本了解之后，讓我們?cè)訇P(guān)心一下它的孿生姐妹一沸水堆。在壓水堆核電站中，一回路的冷卻劑通過堆芯時(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。那么可不可以讓水直接在堆內(nèi)沸騰產(chǎn)生蒸汽呢？沸水堆正是在核潛艇用壓水堆向核電站過渡時(shí)，為回答上述問題而衍生出來的。沸水堆與壓水堆同屬于輕水堆家族，都使用輕水作慢化劑和冷卻劑，低富集度鈾作燃料，燃料 形態(tài)均為二氧化鈾陶瓷芯塊，外包錯(cuò)合金包殼。典型的沸水堆堆芯和壓力容器的內(nèi)部

12、結(jié)構(gòu)及其燃料元件棒、燃料組件和控制棒等示于圖1-8中。 堆芯內(nèi)共有約800個(gè)燃料組件，每個(gè)組件為8x8正方排列，其中含有62根燃料元件和2根空的中 央棒(水棒)。沸水堆燃料棒束外有組件盒以隔離流道，每一個(gè)燃料組件裝在一個(gè)元件盒內(nèi)。具有十 字形橫斷面的控制棒安排在每一組四個(gè)組件盒的中間。冷卻劑自下而上流經(jīng)堆芯后大約有100(重量)被變成蒸汽。為了得到干燥的蒸汽，堆芯上方設(shè) 置了汽一一水分離器和干燥器。由于堆芯上方被它們占據(jù)，沸水堆的控制棒只好從堆芯下方插入。沸水堆的冷卻劑循環(huán)流程如圖1-9所示。其特點(diǎn)是堆芯內(nèi)具有一個(gè)冷卻劑再循環(huán)系統(tǒng)。流經(jīng)堆 芯的水僅有部分變成水蒸氣，其余的水必須再循環(huán)。從圓簡區(qū)

13、的下端抽出一部分水由再循環(huán)泵將其 唧送入噴射泵。大多數(shù)沸水堆都設(shè)置兩臺(tái)再循環(huán)泵，每臺(tái)泵通過一個(gè)聯(lián)箱給10-12臺(tái)噴射泵提供 “馳動(dòng)流”，帶動(dòng)其余的水進(jìn)行再循環(huán)。冷卻劑的再循環(huán)流量取決于向噴射泵注水率，后者可由再 循環(huán)泵的轉(zhuǎn)速來控制。因?yàn)榉兴雅c壓水堆一樣，采用相同的燃料、慢化劑和冷卻劑等，注定了沸水堆也有熱效率低、 轉(zhuǎn)化比低等缺點(diǎn)。但與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站還有以下幾個(gè)不同的特點(diǎn)：直接循環(huán)。核反應(yīng)堆產(chǎn)生的蒸汽被直接引入蒸汽輪機(jī)，推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。這是沸水堆 核電站與壓水堆核電站的最大區(qū)別。沸水堆核電站省去一個(gè)回路，因而不再需要昂貴的、壓水堆中 易出事故的蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，減少大量

14、回路設(shè)備。工作壓力可以降低。將冷卻水在堆芯沸騰直接推動(dòng)蒸汽輪機(jī)的技術(shù)方案可以有效降低堆芯工 作壓力。為了獲得與壓水堆同樣的蒸汽溫度，沸水堆堆芯只需加壓到約70個(gè)大氣壓，即堆芯工作 壓力由壓水堆的1M左右下降到沸水堆的 M S左右，降低到了壓水堆堆芯工作壓力的一半。這使 系統(tǒng)得到極大地簡化，能顯著地降低投資。堆芯出現(xiàn)空泡。與壓水堆相比，沸水堆最大的特點(diǎn)是堆內(nèi)有氣泡，堆芯處于兩相流動(dòng)狀態(tài)口 由于氣泡密度在堆芯內(nèi)的變化，在它的發(fā)展初期，人們認(rèn)為其運(yùn)行穩(wěn)定性可能不如壓水堆。但運(yùn)行 經(jīng)驗(yàn)的積累表明，在任何工況下慢化劑反應(yīng)性空泡系數(shù)均為負(fù)值，空泡的反應(yīng)性負(fù)反饋是沸水堆的 固有特性。它可以使反應(yīng)堆運(yùn)行更穩(wěn)定

15、，自動(dòng)展平徑向功率分布，具有較好的控制調(diào)節(jié)性能等。與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站的主要缺點(diǎn)是；輻射防護(hù)和廢物處理較復(fù)雜。由于沸水堆核電站只有一個(gè)回路，反應(yīng)堆內(nèi)流出的有一定放 射性的冷卻劑被直接引入蒸汽輪機(jī)，導(dǎo)致放射性物質(zhì)直接進(jìn)入蒸汽輪機(jī)等設(shè)備，使得輻射防護(hù)和廢 物處理變得較復(fù)雜。汽輪機(jī)需要進(jìn)行屏蔽，使得汽輪機(jī)檢修時(shí)困難較大;檢修時(shí)需要停堆的時(shí)間也 較長，從而影響核電站的設(shè)備利用率。功率密度比壓水堆小。水沸騰后密度降低，慢化能力減弱，因此沸水堆需要的核燃料比相同 功率的壓水堆多，堆芯及壓力殼體積都比相同功率的壓水堆大，導(dǎo)致功率密度比壓水堆小。沸水堆核電站這些缺點(diǎn)的存在，加上發(fā)展不普遍因而缺乏必

16、要的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋，比如人們擔(dān)心 雖然取消了蒸汽發(fā)生器，但使堆內(nèi)結(jié)構(gòu)復(fù)雜化，經(jīng)濟(jì)上未必合算等，使得在過去幾十年中沸水堆的 地位不如壓水堆。到1997年年底，世界上己經(jīng)運(yùn)行的沸水堆核電機(jī)組有93個(gè)，僅占世界核電總 裝機(jī)容量的230。但隨著技術(shù)的不斷改進(jìn)，沸水堆核電站性能越來越好。尤其是先進(jìn)沸水堆(ABWR) 的建造這幾年取得了很大進(jìn)展，在經(jīng)濟(jì)性、安全性等方面有超過壓水堆的趨勢(shì)。例如，ABW嘆用 置于壓力容器內(nèi)的再循環(huán)泵代替原先外置的再循環(huán)泵.大大提高了安全性。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所有這一切使人 們對(duì)于沸水堆核電站技術(shù)已經(jīng)刮目

17、相看。日本今后的核電計(jì)劃都采用沸水堆，我國臺(tái)灣省擬新建的 電站也決定采用沸水堆。三、重水堆重水堆是指用重水(D2O)作慢化劑的反應(yīng)堆。重水堆雖然都用重水作慢化劑，但在它幾十年的發(fā)展中，己派生出不少次級(jí)的類型。按結(jié)構(gòu)分， 重水堆可以分為壓力管式和壓力殼式。采用壓力管式時(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。立式時(shí)，壓力管是垂直的，可采用加壓重水、沸騰輕水、氣體 或有機(jī)物冷卻;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。在這些不同類型的重水堆中，加拿大發(fā)

18、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、壓力管式重水堆現(xiàn)在已經(jīng)成熟。圖1-10給出了壓力管臥式重水堆燃料棒束組件的結(jié)構(gòu)圖， 圖1-11給出了這種類型重水堆核電站系統(tǒng)示意圖。圖1-11顯示了在一個(gè)8字形回路中重水冷卻劑 的系統(tǒng)流程。該回路示意性畫出兩根壓力管。實(shí)際紐幾百根壓力管平行地裝配在排管容器內(nèi)。8字 形回路中與壓力管相接的兩臺(tái)蒸汽發(fā)生器和兩臺(tái)冷卻劑循環(huán)泵，連同相關(guān)管路共同構(gòu)成了一回路冷 卻劑系統(tǒng)。作為冷卻劑的重水與慢化劑無交混地在壓力管內(nèi)循環(huán)流動(dòng)，帶走堆內(nèi)發(fā)熱二壓力管外的 排管容器中充滿作為慢化劑的一重水.并與慢化劑冷卻系統(tǒng)相連。這種堆民前在核電站中比例不大， 但有一些突

19、出的特點(diǎn)。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 放在密封的外徑約為十兒毫米、長約500mm的錯(cuò)合金包殼管內(nèi)，構(gòu)成棒狀元件。由37到43根數(shù) 目不等的燃料元件棒組成長約500mm、外徑為100mm左右的燃料棒束組件。圖1-10表示壓力管 臥式重水堆的燃料棒束組件結(jié)構(gòu)。反應(yīng)堆的堆芯是由幾百根裝有燃料棒束組件的壓力管排列而成口 重水堆壓力管水平放置，管內(nèi)有1束燃料組件，構(gòu)成水平方向尺度達(dá)6m的活性區(qū)。作為冷卻劑的 重水在壓力管內(nèi)流動(dòng)以冷卻燃料元件。像壓水堆一樣，為了防止震水過熱沸騰，必須使壓力管內(nèi)的 重水保持較高的壓力。壓力管是承受高壓重水沖刷的重要部件

20、，是重水堆設(shè)計(jì)制造的關(guān)鍵設(shè)備。作 為慢化劑的重水裝在龐大的反應(yīng)堆容器(稱為排管容器)內(nèi)。為了防止熱量從冷卻劑重水傳出到慢化 劑重水中，在壓力管外設(shè)置一條同心的管子，稱為排管，壓力管與外套的排管之間充入氣體作為絕 熱層，以保持壓力管內(nèi)冷卻劑的高溫，避免熱量散失;同時(shí)保持慢化劑處于要求的低溫低壓狀態(tài)。 同心的壓力管和排管貫穿于充滿重水慢化劑的反應(yīng)堆排管容器中，排管容器則不承受多大的壓力。 總長可達(dá)8-9 m的排管兩端有法蘭固定，與排管容器的殼體聯(lián)成一體。圖1-12給出了壓力管臥式 重水堆結(jié)構(gòu)示意圖。控制棒插入排管容器內(nèi)排管之間，在這種低溫低壓重水慢化劑內(nèi)，可上下方向或左右方向運(yùn)動(dòng)。 所以與在高溫高

21、壓水內(nèi)運(yùn)動(dòng)的壓水堆控制棒相比，更加安全可靠。這種壓力管臥式重水堆可以在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，由裝卸料機(jī)連接壓力管的兩端密封接頭進(jìn)行不停 堆換料口每次換料時(shí)，將8束新組件從壓力管的一端推進(jìn)去，同時(shí)從同一壓力管的另一端將輻照過 的燃料組件推出。加拿大設(shè)計(jì)建造的CANDU堆是壓力管臥式重水堆的典型代表。54萬kW的皮克靈核電站，有 390根壓力管，壓力管內(nèi)總共放了 4 680束燃料組件。每個(gè)燃料棒束內(nèi)有37根燃料元件棒，因此 這些燃料組件共由大約17萬根燃料元件棒組成。壓力管內(nèi)冷卻燃料組件用的高壓重水，壓力為 10MPa,溫度300C。外套排管與重水排管容器是焊在一起的，重水慢化劑不加壓，溫度約70C。 裂

22、變產(chǎn)生的中子在壓力管內(nèi)得不到充分慢化，主要在排管外慢化。將慢化劑保持低溫，除了可以避 免高壓，還可以減少鈾-238對(duì)中子的共振吸收，有利于實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。重水堆核電站動(dòng)力循環(huán)系統(tǒng)與壓水堆核電站相似。一回路系統(tǒng)如圖1-13所示，分別為兩個(gè)相 同的循環(huán)回路，一個(gè)設(shè)在反應(yīng)堆的左側(cè)，另一個(gè)設(shè)在反應(yīng)堆的右側(cè)，對(duì)稱布置。每一個(gè)循環(huán)回路由 2-6個(gè)蒸汽發(fā)生器和2-8合循環(huán)泵組成。每個(gè)循環(huán)回路帶走反應(yīng)堆一半的熱量。一回路中的重水冷 卻劑在重水循環(huán)泵的哪送下由左邊循環(huán)回路流入左邊壓力管進(jìn)口，在堆芯內(nèi)冷卻元件。重水被加熱 升溫后從反應(yīng)堆右邊流出，進(jìn)入右側(cè)循環(huán)回路。在右邊循環(huán)回路蒸汽發(fā)生器中將熱量傳遞給二回路 的水。

23、而從蒸汽發(fā)生器出口，重水又由右邊循環(huán)回路重水泵卿送進(jìn)入右邊壓力管，在堆芯內(nèi)被加熱， 然后從堆左邊出去，進(jìn)入左邊循環(huán)回路的蒸汽發(fā)生器中，再由左側(cè)重水循環(huán)泵送入堆芯。如此循環(huán) 往復(fù)將核裂變熱能帶至蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路，產(chǎn)生的蒸汽送入蒸汽輪機(jī)做功，帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電.重水堆核電站與輕水堆核電站相比較，核特性及重水堆的特殊結(jié)構(gòu)所決定的:有以下幾點(diǎn)主要差 別，這些差別是由重水的核特性及重水堆的特殊結(jié)構(gòu)所決定的：中子經(jīng)濟(jì)性好，可以采用天然鈾作為核燃料。我們知道，重水和天然水，(也就是輕水)的熱 物理性能差不多，因此作為冷卻劑時(shí)，都需要加壓。但是、重水和輕水的核特性相差很大。這個(gè)差 別主要表現(xiàn)在中子的慢化和吸

24、收上。在目前常用的慢化劑中，重水的慢化能力僅次于輕水，多倍， 使得重水的“慢化比”可是重水最大優(yōu)點(diǎn)是它吸收熱中子的幾率比輕水要低兩百遠(yuǎn)高于其他慢化劑。 由于重水吸收熱中子的幾率小，所以中子經(jīng)濟(jì)性好。以重水慢化的反應(yīng)堆，可以采用天然鈾作為核 燃料。從而使得建造重水堆的國家，不必建造濃縮鈾廠。中子經(jīng)濟(jì)性好，比輕水堆更節(jié)約天然鈾。由于重水吸收的中子少，所以重水慢化的反應(yīng)堆， 中子除了維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)外，還有較多的剩余可以用來使鈾-238轉(zhuǎn)變?yōu)轭?239,使得重水堆不但能用 天然鈾實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，而且比輕水堆節(jié)約天然鈾20%?？梢圆煌６迅鼡Q核燃料。重水堆由于使用天然鈾，后備反應(yīng)性少，因此需要經(jīng)常將燒透了的

25、燃料元件卸出堆外，補(bǔ)充新燃料。經(jīng)常為此而停堆，對(duì)于要求連續(xù)發(fā)電的核電站是不允許的。這就 使不停堆裝卸核燃料顯得尤為必要。壓力管臥式重水堆的設(shè)計(jì)，使不停堆換料得以實(shí)現(xiàn)。重水堆的功率密度低。重水堆雖然由于重水吸收中子少帶來了上述優(yōu)點(diǎn)，但由于重水的慢化 能力比輕水低得多，又給它帶來了不少缺點(diǎn)。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)慢化劑的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天然鈾等原因，同樣功率 的重水堆的堆芯體積比壓水堆大十倍左右。重水費(fèi)用占基建投資比重大。20t天然水中含有3kg重水。雖然從天然水中提取重水，比從 天然鈾中制取濃縮鈾容易，但是由于天然水中重水含量低，

26、所以重水仍然是一種相當(dāng)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以上。重水堆和輕水堆除了上述主要差別外，還會(huì)派生出一系列其他的區(qū)別。我們知道，物質(zhì)的質(zhì)量 乘比熱，是該物質(zhì)升高一度吸收的熱量，稱為熱容。輕水與重水比熱差不多。但重水堆內(nèi)重水裝載 量大，所以總的熱容量也大。重水堆的燃料元件，是安裝在幾百根互相分離的壓力管內(nèi)。壓力管破 裂前有少量泄漏，容易發(fā)現(xiàn)和處理。而且當(dāng)壓力管破裂造成失水事故時(shí)，事故只局限在個(gè)別壓力管 內(nèi)。由于冷卻劑與慢化劑分開，失水事故時(shí)慢化劑仍留在堆內(nèi)，因而失水事故時(shí)燃料元件的剩余發(fā) 熱，容易被堆內(nèi)大量的重水慢化劑吸收。而輕水堆壓力邊界的任何一處發(fā)

27、生泄漏，造成的后果都涉 及整個(gè)堆芯。由于輕水堆熱容量小，所以失水事故后放出的熱量會(huì)造成堆芯溫度較大地升高，因而 輕水堆失水事故的后果可能比重水堆嚴(yán)重?？傊?，由于輕水和重水的核特性相差很大，在中子慢化性能和吸收性能的兩個(gè)主要指標(biāo)上，它 們的優(yōu)劣正好相反，使它們成了天生的一對(duì)競爭伙伴:輕水堆的優(yōu)點(diǎn)正好對(duì)應(yīng)重水堆的缺點(diǎn)，重水 堆的優(yōu)點(diǎn)正好對(duì)應(yīng)輕水堆的缺點(diǎn)。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。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。由于重水堆比輕水堆更能充

28、分利用天然鈾資源，又不需要依賴濃縮鈾廠和后處理廠，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。我國的秦山核電站第三期工程也 從加拿大引進(jìn)了兩個(gè)重水堆核電機(jī)組。反映加拿大的這種重水堆核電站技術(shù)已經(jīng)相當(dāng)成熟。四，高溫氣冷堆除了用水冷卻外，還有用氣體作為冷卻劑的氣冷堆。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，導(dǎo)熱能力差，循環(huán)時(shí)消耗的功率大。為了提高氣體的密度及導(dǎo)熱能力，也需要加壓。氣冷堆在它的發(fā)展中，經(jīng)歷了三個(gè)階段，形成了三代氣冷堆。第一代氣冷堆，是天然鈾石墨氣冷堆。它的石墨堆芯中放入天然鈾制成的金屬鈾燃料元件。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

29、中子充分慢化，就需要大量的石墨。加上作 為冷卻劑的二氧化碳導(dǎo)熱能力差，使這種堆體積大，平均功率密度比壓水堆低百多倍。此外其熱能 利用效率只有24%。由于這些缺點(diǎn)，于是英國從60年代初期起，就轉(zhuǎn)向研究改進(jìn)型氣冷堆。改進(jìn)型氣冷堆是第二代氣冷堆。它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1963年在英國建成。 當(dāng)時(shí)英國過高地估計(jì)了所取得的成就，準(zhǔn)備建造10座130萬kW的改進(jìn)型氣冷堆雙堆電站。然而 出師不利，在開始建造后不久，問

30、題一個(gè)接著一個(gè)，使原先計(jì)劃建成的電站，工期一再推遲，基建 投資也大幅增加，以致造成的損失達(dá)一二十億英鎊，成為英國核動(dòng)力史上一場巨大的災(zāi)難。一則由 于改進(jìn)型氣冷堆的波折，二則由于這種堆在經(jīng)濟(jì)上的競爭能力差，加上輕水堆的大量發(fā)展，經(jīng)過了 近十年的爭論，英國政府決定，放棄自己單獨(dú)堅(jiān)持了二十多年的氣冷堆路線。盡管如此，第三代氣冷堆即高溫氣冷堆，雖然也經(jīng)歷了曲折的道路.卻強(qiáng)烈地吸引著人們?nèi)ヌ剿? 并顯示了旺盛的生命力。高溫氣冷堆是一種用高富集度鈾的包敷顆粒作核燃料、石墨作中子慢化劑、高溫氦氣作為冷卻 劑的先進(jìn)熱中子轉(zhuǎn)化堆。高溫氣冷堆的核燃料是富集度為90%以上（也有的高溫氣冷堆采用中、低富集度）的二氧化

31、鈾或 碳化鈾（見圖1-14）。首先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.將這種包敷顆粒燃料與石墨粉基體均勻混合之后，外面再包一些石墨粉，經(jīng)復(fù)雜 的工藝加工制成直徑達(dá)60mm的球形燃料元件。由于每顆包敷顆粒燃料小球有多層包殼，而且包 敷顆粒燃料小球間有石墨包圍，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。球形元件重疊時(shí)，彼此間有空隙可供高溫氦氣流過。在氦循環(huán)風(fēng) 機(jī)的驅(qū)動(dòng)下，氦氣不斷通過堆芯將裂變熱帶出，進(jìn)行閉式循環(huán)。氦氣的壓力一般為4MPa。1985年德國建成的30萬kW電功率的高溫釷堆是一種用蒸汽進(jìn)行間接循環(huán)的高溫氣冷堆，它 的堆芯

32、高6m，直徑5.6 m，功率密度61kw/L,。堆芯有67.5萬個(gè)直徑6cm的球，其中35.8萬個(gè)是 裝了燃料的球，31.7萬個(gè)是慢化和控制用的石墨球和可燃毒物球。堆芯放在預(yù)應(yīng)力混凝土壓力殼內(nèi) (見圖1-15，預(yù)應(yīng)力混凝土壓力殼外直徑24.8.m，高25.5m。反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，新的燃料球由反應(yīng)堆 的頂部加料機(jī)構(gòu)加入，燒過的燃料球依靠它的自重從反應(yīng)堆漏斗式底部卸出，經(jīng)過燃耗分析器檢定， 將未燒透的燃料球送回堆芯繼續(xù)使用，這樣可以做到連續(xù)不停堆裝卸料。目前的高溫氣冷堆分為三種:第一種是用蒸汽(在二回路)進(jìn)行間接循環(huán)的高溫氣冷堆。其反應(yīng)堆 出口溫度約750C，一回路氦氣壓力為4MPa。如果是1萬k的高

33、溫氣冷堆，每小時(shí)的氦氣流量達(dá) 4 600t。這種閉式循環(huán)的高溫氦氣經(jīng)過蒸汽發(fā)生器管內(nèi)時(shí)，使蒸汽發(fā)生器管外流動(dòng)著的二回路的水 變?yōu)楦邷卣羝駢核涯菢尤ネ苿?dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組。這種間接循環(huán)的高溫氣冷堆的基建投資估計(jì)比 相同規(guī)模的壓水堆核電站高出40%，而且要用90%富集度的高濃鈾，經(jīng)濟(jì)上沒有競爭力。第二種是 直接循環(huán)的高溫氣冷堆。這種堆產(chǎn)生850C的高溫氮?dú)猓唤?jīng)過蒸汽發(fā)生器這一中間環(huán)節(jié)，直接去 推動(dòng)氦氣輪機(jī)。氮?dú)廨啓C(jī)排出的余熱又可以供氨蒸汽循環(huán)使用，采用這種雙重循環(huán)發(fā)電，熱能利用 率可達(dá)50%。也可利用氦氣輪機(jī)余熱供熱，使之成為核熱電站。由于高溫氣冷堆逸出的放射性甚微， 用來自反應(yīng)堆堆芯的高溫氮?dú)?/p>

34、直接推動(dòng)氦氣輪機(jī)時(shí)，不會(huì)像沸水堆核電站直接循環(huán)那樣給檢修造成 冷難。第三種是特高溫氣冷堆。這種堆的氦氣出口溫度達(dá)950C以上，可以煉鋼、生產(chǎn)氫氣、煤的 液化和氣化等。如果在燃?xì)廨啓C(jī)后增加兩道氨蒸汽循環(huán)發(fā)電.則熱能利用效率可達(dá)60%。研制后兩 種高溫氣冷堆的主要困難是材料。在850-1200C范圍內(nèi)，目前采用的材料的強(qiáng)度難以滿足需要。 氦循環(huán)風(fēng)機(jī)、氦氣輪機(jī)等大型設(shè)備也需要進(jìn)行研制。高溫氣冷堆由于采用包敷顆粒核燃料，取消了燃料元件的金屬包殼，又用傳熱性能較好、化學(xué) 性能穩(wěn)定、中子吸收截面小的氦氣作冷卻劑，因此它具有下列與眾不同的特點(diǎn)；核電站選址靈活且熱效率高。由于采用耐高溫的包敷顆粒核燃料，并用耐

35、高溫石墨作堆芯 結(jié)構(gòu)材料，因此允許反應(yīng)堆冷卻劑的出口溫度達(dá)到750-950C。如果將高溫氣冷堆的出口氦氣溫度 提高到900C左右，并采用氮?dú)廨啓C(jī)進(jìn)行直接循環(huán)，加之氦氣的熱導(dǎo)率和比熱比二氧化碳大得多， 輸送時(shí)消耗的功率小，則高溫氣冷堆可達(dá)50%以上的熱效率，這是其他堆型不可企及的高度。另外 由于利用氦氣輪機(jī)直接循環(huán)時(shí)便于用空氣冷卻塔散失余熱。使這種堆可以建在冷卻水源不足的地方， 選址非常靈活。高轉(zhuǎn)化比。高溫氣冷堆中除核燃料外，沒有金屬結(jié)構(gòu)材料，只有中子吸收截面較小的石墨， 反應(yīng)堆的中子經(jīng)濟(jì)性好，有較多的剩余中子可用來將釷-232轉(zhuǎn)化為鈾-233,使新核燃料的轉(zhuǎn)化比可 達(dá)0.85左右。因此堆內(nèi)用針

36、作為再生核燃料，實(shí)現(xiàn)釷-鈾循環(huán)，將大大有利于釷資源的利用。這種 堆屬于先進(jìn)轉(zhuǎn)化堆。安全性高。高溫氣冷堆的負(fù)溫度系數(shù)大，堆型熱容量也大，因此在事故工況下溫度上升緩 慢，即使在失氦情況下，堆型結(jié)構(gòu)也不至于熔化，這就使得采取相應(yīng)安全措施的裕度增大。另外由 于采用了預(yù)應(yīng)力混凝土壓力殼，容器不會(huì)發(fā)生突然爆破事故。因此這種堆型安全性較好。對(duì)環(huán)境污染小。由于采用性能穩(wěn)定的氦氣作冷卻劑，氦氣的中子吸收截面極小，反應(yīng)堆一 回路放射性劑量較低;而且由于它的熱效率高，排出的廢熱也比輕水堆少35%-40%，熱污染少。因 此它是核電站中較清潔的堆型，可以建在人口較密的城鎮(zhèn)附近。有綜合利用的廣闊前景。氦氣是一種惰性氣體，

37、化學(xué)性質(zhì)不活潑，容易凈化，不引起材料 的腐蝕。它透明，便于裝卸料操作。在出口溫度提高到1 000-1 200C時(shí)，可將反應(yīng)堆的高溫工藝 供熱直接應(yīng)用于煉鋼、制氫、煤的液化或氣化等工業(yè)生產(chǎn)中，達(dá)到綜合利用的目的?？蓪?shí)現(xiàn)不停堆換料。高溫氣冷堆使用球形元件時(shí)，可以通過裝卸料機(jī)構(gòu)實(shí)現(xiàn)不停堆連續(xù)裝 卸核燃料。這樣可以使堆內(nèi)的后備反應(yīng)性小，有利于反應(yīng)堆的控制。雖然高溫氣冷堆有以上這些突出的優(yōu)點(diǎn)，但是由于技術(shù)上還沒有達(dá)到成熟的階段，仍有很多技 術(shù)問題影響著它的迅速發(fā)展。.這些問題歸納為：高燃耗包敷顆粒核燃料元件的制備和輻照考驗(yàn)。燃料元件復(fù)雜的制備工藝，巨大的數(shù)量， 要求不僅要克服燃料元件制造工藝上遇到的很多

38、技術(shù)難關(guān)，還要求元件的制造必須有可靠的穩(wěn)定性， 另外，為了驗(yàn)證這些撤料元件在反應(yīng)堆內(nèi)高溫、強(qiáng)輻照條件下能否具備良好的使用性能，必須在反 應(yīng)堆內(nèi)進(jìn)行長期的輻照考驗(yàn)。高溫高壓氮?dú)饣芈吩O(shè)備的工藝技術(shù)問題。由于高溫高壓的氮?dú)鈽O易泄漏，因此對(duì)氦氣泄漏 的指標(biāo)需要嚴(yán)格加以控制。為此，一回路的系統(tǒng)及設(shè)備都需要采取一系列嚴(yán)格的密封防泄漏措施。 特別是高溫氮?dú)庋h(huán)風(fēng)機(jī)、氮?dú)廨啓C(jī)、氣體閥門等帶轉(zhuǎn)動(dòng)部件的設(shè)備，防泄漏動(dòng)密封的問題最大。燃料后處理及再加工問題。在高溫氣冷堆中，為了加大轉(zhuǎn)化比，加大燃耗和降低成本，采 用鈾-釷燃料循環(huán)體系，這就給燃料后處理和再加工帶來了很多新的問題。在元件再加工中，由于 鈾-233燃料中

39、含有難以分離的鈾-232,后者帶有很強(qiáng)的Y放射性，因此必須采取特殊的防護(hù)措施和 遙控操作。另一方面，另建一套釷-鈾燃料循環(huán)體系，在技術(shù)上和經(jīng)濟(jì)上都要克服一定的困難。1964年后，英國、美國和聯(lián)邦德國先后建起了三座高溫氣冷試驗(yàn)堆。除了初期出過一些小小 的故障外，運(yùn)行情況都非常令人滿意。它們逸出的放射性甚微，特別是原西德的球床堆，燃耗深度 超過壓水堆幾倍。原設(shè)計(jì)氦氣出口溫度為750C，后來相繼提高到850C和950C，這些都證明高 溫氣冷堆的概念是可行的。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)，加上三座己建堆 取得的成績，因而在國際上引起了普遍重視。專家們認(rèn)為這種堆型在以后的能源結(jié)構(gòu)中具有

40、特殊的 地位，一度將這種堆列為必須發(fā)展的堆型。五、快中子堆快中子反應(yīng)堆.簡稱快堆，是堆芯中核燃料裂變反應(yīng)主要由平均能量為0.1MeVl以上的快中子 引起的反應(yīng)堆?？熘凶佣岩话悴捎醚趸櫤脱趸谢旌先剂?或采用碳化鈾-碳化钚混合物)，將二氧化鈾與二氧 化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6 mm的不銹鋼包殼內(nèi)，構(gòu)成燃料元件細(xì)棒。燃 料組件是由多達(dá)幾十到幾百根燃料元件細(xì)棒組合排列成六角形的燃料盒(見圖1-16)。快堆堆芯與一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分。燃料區(qū)由幾百個(gè)六 角形燃料組件盒組成。每個(gè)燃料盒的中部是混合物核燃料芯塊制成的燃料棒，兩端是由非裂變物質(zhì) 天然(或

41、貧化)二氧化鈾束棒組成的增殖再生區(qū)。核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生 區(qū)。反應(yīng)堆的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)由插入核燃料區(qū)的控制棒進(jìn)行控制。控制棒插入到堆芯燃料組件位置上的六 角形套管中，通過頂部的傳動(dòng)機(jī)構(gòu)帶動(dòng)。由于堆內(nèi)要求的中子能量較高，所以快堆中無需特別添加慢化中子的材料，即快堆中無慢化劑。 目前快堆中的冷卻劑主要有兩種:液態(tài)金屬鈉或氦氣。根據(jù)冷卻劑的種類，可將快堆分為鈉冷快堆和氣冷快堆。氣冷快堆由于缺乏工業(yè)基礎(chǔ)，而且高速氣流引起的振動(dòng)以及氮?dú)庑孤┖蠖研臼Ю鋾r(shí)的問題較大，所以目前僅處于探索階段。鈉冷快堆用液態(tài)金屬鈉作為冷卻劑，通過流經(jīng)堆 的液態(tài)鈉將核反應(yīng)釋放的熱量帶出堆外。鈉的中子吸 截面小;導(dǎo)

42、熱性好;沸點(diǎn)高達(dá)886.6C,所以在常壓下鈉 工作溫度高，快堆使用鈉做冷卻劑時(shí)只需兩三個(gè)大氣 冷卻劑的溫度即可達(dá)500-600C;比熱大.因而鈉冷堆 熱容量大;在工作溫度下對(duì)很多鋼種腐蝕性小；無毒。 以鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。世界上現(xiàn)有的、正 建造的和計(jì)劃建造的都是鈉冷快堆。但鈉的熔點(diǎn)為 97.8C，在室溫下是凝固的，所以要用外加熱的方法 鈉熔化。鈉的缺點(diǎn)是化學(xué)性質(zhì)活潑，易與氧和水起化 反應(yīng)。當(dāng)蒸汽發(fā)生器管子破漏時(shí)，管外的鈉與管內(nèi)泄 的水相接觸，會(huì)引起強(qiáng)烈的鈉-水反應(yīng)。所以在使用鈉 要采取嚴(yán)格的防范措施，這比熱堆中用水作為冷卻劑 問題要復(fù)雜得多。按結(jié)構(gòu)來分，鈉冷快堆有兩種類型，即回路式和.

43、上蝠寒2根屏峻悸束墊片61根嫩料坤束一坦件都座蹲UJ荊入口蜷懈詢件M頭沖卻劑出口再上燃料塊包新骨燃料芯維（Pl UJU.下堆血育生帽料塊, 金屬蟒絲芯 收 的 壓， 的 所 在將 學(xué) 漏時(shí)， 的池式。B 1-16快堆燃料棒與快堆組件回路式結(jié)構(gòu)就是用管路把各個(gè)獨(dú)立的設(shè)備連接成回路系統(tǒng)。優(yōu)點(diǎn)是設(shè)備維修比較方便，缺點(diǎn)是 系統(tǒng)復(fù)雜易發(fā)生事故.與一般壓水堆回路系統(tǒng)相類似，鈉冷快堆中通過封閉的鈉冷卻劑回路（一回路） 最終將堆芯發(fā)熱傳輸?shù)狡?水回路，推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。所不同的是在兩個(gè)回路之間增加了一 個(gè)以液鈉為工作介質(zhì)的中間回路（二回路）和鈉-鈉中間熱交換器，以確保因蒸汽發(fā)生器泄漏發(fā)生鈉- 水反應(yīng)時(shí)的堆

44、芯安全，如圖1-17所示。池式即一體化方案，池式快堆將堆芯、一回路的鈉循環(huán)泵、中間熱交換器，浸泡在一個(gè)很大 的液態(tài)鈉池內(nèi)（見圖1-18）通過鈉泵使池內(nèi)的液鈉在堆芯與中間熱交換器之間流動(dòng)。中間回路里循環(huán) 流動(dòng)的液鈉，不斷地將從中間熱交換器得到的熱量帶到蒸汽發(fā)生器，使汽-水回路里的水變成高溫 蒸汽。所以池式結(jié)構(gòu)僅僅是整個(gè)一回路放在一個(gè)大的鈉池內(nèi)而已。在鈉池內(nèi)，冷、熱液態(tài)鈉被內(nèi)層 殼分開，鈉池中冷的液態(tài)鈉由鈉循環(huán)泵唧送到堆芯底部，然后由下而上流經(jīng)燃料組件，使它加熱到 550C七左右。從堆芯上部流出的高溫鈉流經(jīng)鈉鈉中間熱交換器，將熱量傳遞給中間回路的鈉工 質(zhì)，溫度降至400C左右，再流經(jīng)內(nèi)層殼與鈉池主

45、殼之間，由一回路鈉循環(huán)泵送回堆芯，構(gòu)成一回 路鈉循環(huán)系統(tǒng)。兩種結(jié)構(gòu)形式相比較，在池式結(jié)構(gòu)中，即使循環(huán)泵出現(xiàn)故障，或者管道破裂和堵塞熱容量及自然對(duì)流能力，可以防止失冷事故。因而池式結(jié)構(gòu)比回路式結(jié)構(gòu)的安全性好。現(xiàn)有的 鈉冷快堆多采用這種池式結(jié)構(gòu)。但是池式結(jié)構(gòu)復(fù)雜，不便檢修，用鈉多。中間回路內(nèi)的壓力高于一回路內(nèi)的壓力。每條回路連接一臺(tái)蒸汽發(fā)生器和一臺(tái)中間回路鈉循環(huán) 泵。汽-水回路的水在蒸汽發(fā)生器內(nèi)吸收熱量變?yōu)檎羝?，被送往汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。鈉冷快中子堆采用停堆換料的方案。換料是在250C左右高溫液態(tài)鈉池內(nèi)進(jìn)行。換料時(shí)通過移 動(dòng)臂將燃料組件取出，通過傾斜通道輸送到乏燃料貯存池中去，經(jīng)衰變后送后處理廠加工

46、。如從1975年起在法國境內(nèi)合資建造的“超鳳凰”快堆電站，就是一座鈉冷、池式、四環(huán)路快 中子堆商用驗(yàn)證電站。其電站熱功率300萬kW,掙電功率120萬kW。采用外徑8.5m的不銹鋼管 做燃料元件包殼，271根燃料棒組成一個(gè)組件。堆芯共364個(gè)燃料組件，通過堆芯的鈉流量為5.9 萬t/h。采用池式結(jié)構(gòu)，鈉池內(nèi)徑21 m,高19.5m，堆芯高1 m。有并列的四個(gè)環(huán)路，包括四臺(tái)鈉泵 和八臺(tái)中間熱交換器都放在鈉池內(nèi)。增殖比可達(dá)1.2；功率密度為2851kw/L；熱能利用效率達(dá)到 41%?，F(xiàn)將快中子堆核電站的主要特點(diǎn)歸納如下：可充分利用核燃料。我們知道，鈾-235在天然鈾中只占0.724%。在熱堆中，不

47、可能完全耗 盡燃料里的鈾-235。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)“燒”過后，就存放在反應(yīng)堆旁的貯存水池內(nèi)。對(duì)于使用濃縮鈾的反應(yīng)堆，在 濃縮鈾廠的尾料中，還會(huì)剩余一部分鈾-235。所以大多數(shù)熱堆，只能利用天然鈾中一半的鈾-235。 當(dāng)然，熱堆中鈾-238吸收中子轉(zhuǎn)化生成的钚，239也可以裂變，這就意味著天然鈾中的鈾-238也有 消耗;且有極少一部分鈾-238能被尚未來得及慢化的快中子擊中而裂變。即使將鈾-238的消耗考慮 在內(nèi)，目前的熱中子動(dòng)力堆對(duì)鈾的利用率也還低于1%。對(duì)于快中子堆來說情況就大不相同了。由于天然鈾中的鈾238作為可轉(zhuǎn)化材料，能在快堆中 轉(zhuǎn)化為易裂變材料钚-239，所以理論上通過乏燃料的后處理，快中子堆可以將鈾-235、鈾-38及钚 -239全部加以利用