核能開發(fā)及應(yīng)用10反應(yīng)堆分類

核能開發(fā)及應(yīng)用第三章：反應(yīng)堆分類核反應(yīng)堆1942年12月2日在芝加哥大學(xué)斯戈塔體育場看臺下網(wǎng)球廳內(nèi)誕生了世界第一座核反應(yīng)堆。費米的夫人羅拉：“在芝加哥大學(xué)的校園里，有一所破舊而古老的建筑。像個有炮塔和城垛的足球場的西看臺。第一座原子核反應(yīng)堆就是在這看臺下面的室內(nèi)網(wǎng)球場里，由一個科學(xué)家小組建造的。當(dāng)時，B于離指望達(dá)到目標(biāo)的日期異常緊迫，他們都以最快的速度，在極端保密的方式下，進(jìn)行著這件工作。那時，第二次世界大戰(zhàn)正打得吃緊，在網(wǎng)球場里工作的那些人，心中明白他們的探索將使得原子武器的研制成為可能。經(jīng)過極為艱苦的努力，他們終于成為第一批目睹物質(zhì)確可完全按照人類的意愿而放出其內(nèi)部能量的人。在這當(dāng)中，我的丈夫費米是他們的領(lǐng)導(dǎo)者?！敝ゼ痈绱髮W(xué)碑文：1942年12月2日人類于此首次完成自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的實驗并因而開始了可控的核能釋放?！?/p>

核反應(yīng)堆分類概念上可有900多種設(shè)計，但現(xiàn)實非常有限。根據(jù)燃料類型：天然鈾堆、濃縮鈾堆、釷堆；根據(jù)中子能量：快中子堆、熱中子堆；根據(jù)冷卻劑：水冷、氣冷、有機液冷、液態(tài)金屬冷堆；慢化劑：壓水、沸水、重水、石墨、有機、熔鹽、鈹；根據(jù)熱工狀態(tài)：沸騰堆、非沸騰堆、壓水堆；根據(jù)運行方式：脈沖堆和穩(wěn)態(tài)堆。根據(jù)用途：試驗堆、生產(chǎn)堆、動力堆反應(yīng)堆參數(shù)壓水堆（PWR）由壓力容器、堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件及控制棒驅(qū)動機構(gòu)等部件組成。堆芯：由核燃料組件、可燃毒物組件、控制棒組件和啟動中子源組件等組成。核燃料組件：裂變并釋放熱量,包含有200-300根燃料元件棒，元件棒內(nèi)裝有2％-4％的235U的U02芯塊?？刂婆酰嚎刂贫褍?nèi)的核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。通過上下移動來實現(xiàn)反應(yīng)堆的啟動、停堆、改變功率等功能。通常由強吸收中子的物質(zhì)組成。做成細(xì)棒狀，外加不銹鋼包殼，然后將若干根棒連接成一束，組成棒束形控制組件，從反應(yīng)堆項部插入堆芯?？刂瓢趄?qū)動機構(gòu):驅(qū)動控制棒，使控制棒在正常運行時能上下移動，一般每秒鐘行程為10-19mm，在緊急停堆或事故情況下能在接到信號后迅速全部插入堆芯，以保證安全。一座電功率為1000MW的壓水堆堆芯一般裝有150-200組燃料組件，4萬-5萬根燃料元件棒。堆內(nèi)大約有50組控制棒組件。燃料元件棒垂直放在堆芯內(nèi)，使堆芯整體外形大致呈圓柱形。為使徑向功率展平，大型核電站反應(yīng)堆核燃料一般按富集度分為三區(qū)裝載。以局部倒換料方式每1-1.5年更換一次燃料，每次換出大約1/3的燃料組件。堆芯直徑約3-4m，高度3-5m，裝在大型壓力容器內(nèi)。水沿燃料元件棒表面軸向流過，既起著慢化中子的作用，又作為輸出反應(yīng)堆熱量的冷卻劑。中子源組件：引發(fā)核裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。由可以自發(fā)產(chǎn)生中子的材料組成，做成小棒的形式，在裝料時放入空的控制棒導(dǎo)向管內(nèi)。在裝中子源之前，控制棒必須插入堆內(nèi)，在反應(yīng)堆啟動時慢慢提起控制捧，中子源就可以“點燃”核燃料。壓力容器是壓水堆的關(guān)鍵設(shè)備：

放置堆芯及堆內(nèi)構(gòu)件防止放射性物質(zhì)外逸堆內(nèi)構(gòu)件堆芯精確定位、緊固，以防流體流動的沖擊而發(fā)生偏移分隔流體，使冷卻劑按一定方向流動，有效地帶出熱量高溫高壓水流沖擊及強輻照條件下，能抗腐蝕并保證尺寸和形狀穩(wěn)定。服役期內(nèi)，其完整性對反應(yīng)堆具有舉足輕重的地位；要求在高硼水腐蝕和高能中子輻照條件下能使用30。-60年，壓力容器的壽命決定了核電站的壽命！布置形式：分散式布置構(gòu)成：蒸汽發(fā)生器、主冷卻泵、穩(wěn)壓器壓水堆主冷卻系統(tǒng)壓水堆核電廠安全殼：包容反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器及主冷卻劑系統(tǒng)作用：防止放射性物質(zhì)外逸性能要求：高壓、高溫、地震、臺風(fēng)、飛機撞擊參數(shù)：以100萬KW壓水堆為例，1m厚的鋼筋混凝，內(nèi)襯6mm左右的鋼板。直徑40m，高60m。壓力約5個大氣壓。配備：噴淋系統(tǒng)、通風(fēng)凈化系統(tǒng)安全殼分散式布置優(yōu)點：簡單、設(shè)備布置靈活、反應(yīng)堆及蒸汽發(fā)生器檢修方便。因此早期的壓水堆都采用分散式布置形式。分散式布置缺陷：蒸汽發(fā)生器與反應(yīng)堆之間用大口徑接管連接．一旦這些連接管破裂，高溫高壓的反應(yīng)堆冷卻劑就會從破口流出，造成嚴(yán)重的后果。連接管較長，流動阻力較大，使反應(yīng)堆冷卻劑的自然循環(huán)能力不高。一體化壓水堆特點：蒸汽發(fā)生器布置在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)或者直接坐在壓力容器的上部。這種布置方式省去了大口徑的接管，增加了安全性．同時，由于流動阻力降低，因此大大增加了反應(yīng)堆的自然循環(huán)能力，被認(rèn)為是將來壓水堆的發(fā)展趨勢。一體化壓水堆堆芯布置在壓力容器的下方，采用六角形的燃料組件。燃料采用三角形排列，堆芯裝151組燃料組件，每組組件有287根燃料元件。反應(yīng)堆壓力容器總高(包括上封頭)23.96m，內(nèi)徑5.44m，壁厚265mm，質(zhì)量880t。直流式蒸汽發(fā)生器布置在堆芯上方的環(huán)形空間內(nèi)，蒸汽發(fā)生器采用模塊化設(shè)計，便于拆裝和檢修。主冷卻劑泵使冷卻劑強迫循環(huán)流過堆芯和蒸汽發(fā)生器。反應(yīng)堆六臺主冷卻劑泵的布置方式有兩種：一種是在壓力容器的側(cè)面與壓力容器垂直連接，另一種是放在壓力容器的底部。蒸汽發(fā)生器分為12個模塊，每兩個模塊連接到一臺主泵。一回路壓力15.7MPa，反應(yīng)推熱功率1800Mw。過熱蒸汽壓力6.38MPa，蒸汽產(chǎn)量3420t/h，過熱蒸汽溫度加305C。該反應(yīng)堆具有很高的自然循環(huán)能力，同時配有完善的非能動安全系統(tǒng)，使這種類型的反應(yīng)堆具有很高的固有安全特性。俄羅斯新型一體化壓水堆VPBER-600被稱為是第四代先進(jìn)反應(yīng)堆。實現(xiàn)了全部一體化，壓力容器的下部是堆芯，模塊化的螺旋盤管式直流蒸汽發(fā)生器布置在堆芯上方的環(huán)形空間內(nèi)，整個蒸汽發(fā)生器由八個模塊組成。在蒸汽發(fā)生器的上方每個模塊上有一臺主冷卻劑循環(huán)泵。共有八臺這種循環(huán)泵，這些泵也裝在壓力容器之內(nèi)，放在蒸汽發(fā)生器的上方。壓力容器的上封頭是一個氣腔，這個氣腔起穩(wěn)壓器的作用。裝有這種反應(yīng)堆的核電站可產(chǎn)生300Mw的電功率。它采用了現(xiàn)有壓水反應(yīng)堆的一些成熟技術(shù)。由于其自然循環(huán)能力強，沒有大口徑的外部接管，因此其固有安全性得到了大幅度的提高。美國一體化壓水堆西屋AP1000型輕水堆AP1000型非能動型輕水堆的凈電功率為1090MW，反應(yīng)堆熱功率為3400MW。其主要技術(shù)特征是與原有的壓水堆相比，本著“系統(tǒng)越簡單越安全”的原則，簡化了設(shè)備系統(tǒng)，提高了系統(tǒng)的安全性和經(jīng)濟性。在核島設(shè)計中，采用了非能動安全殼冷卻、非能動余熱排出、非能動余熱排出、非能動應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)。一回路的介質(zhì)采用含硼水?？刂葡到y(tǒng)采用數(shù)字控制。

凈電功率：1090MW反應(yīng)堆熱功率：3400MW一回路溫度：323.9℃堆芯質(zhì)量流速：1505千克/平米.秒最小DNBR：1.447DNBR裕度：13.6%燃料組件類型：17*17燃料組件數(shù)：157活性區(qū)高度：4267mm堆芯直徑：3498

mm壓力容器內(nèi)徑4

m，安全殼直徑39.6

m，高度65.5

m，總體積58616立方米。安全殼壓力0.41MPa，厚度44

.5mm。線功率：18.73千瓦/米控制棒/灰棒數(shù)量：53/16蒸汽發(fā)生器傳熱面積：11613平米冷卻劑泵：流量4.73m3/秒，揚程106.7米，電機功率4450Kw。

主要設(shè)計參數(shù)充分采用非能動系統(tǒng)設(shè)計和固有安全特性，盡力降低風(fēng)險、提高安全性；盡量降低比造價，力爭每KW造價與現(xiàn)有的三環(huán)路和四環(huán)路壓水堆核電廠相當(dāng)；采用模塊化和標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)，減少現(xiàn)場工廠，縮短施工周期，確保建造速度；模塊包括結(jié)構(gòu)模塊、管道模塊和機務(wù)模塊三個組成部分。采用工程上成熟的堆芯和部件設(shè)計，提高可靠性；盡量簡化系統(tǒng)，改進(jìn)電廠可利用率，降低職業(yè)輻射劑量。

設(shè)計特點包括反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，以及相關(guān)的輔助系統(tǒng)，又稱為核供汽系統(tǒng)。一回路水含硼。一回路有兩個環(huán)路，每一個環(huán)路上有一臺F型蒸汽發(fā)生器（即RCS）。

反應(yīng)堆的設(shè)計溫度為350℃，冷卻劑的冷段溫度約285℃，熱段溫度為323.6℃，進(jìn)出口溫升為30℃至40℃。每環(huán)路上安裝兩臺并聯(lián)布置的屏蔽泵，作為反應(yīng)堆冷卻劑泵。該泵立式倒置安裝于蒸汽發(fā)生器底部的下封頭上，沒有過渡段。一回路系統(tǒng)中冷卻劑的壓力約11MPa。蒸汽發(fā)生器（RCS）緊靠核反應(yīng)堆，所以一回路的管子很短。每臺蒸汽發(fā)生器與核反應(yīng)堆的連接管包括冷、熱段管道各一根。每臺屏蔽泵有將蒸汽發(fā)生器下部匯水室內(nèi)的冷卻劑送入反應(yīng)堆。兩根冷段管道均為整體鍛造，然后加熱彎制為大彎曲半徑的管子，中間沒有焊口。蒸汽發(fā)生器采用立式自然循環(huán)U型管式蒸汽發(fā)生器，管子與支撐板的連接采用全深度的水力脹管防止運行時瞬間超壓，整個一回路系統(tǒng)設(shè)有一臺穩(wěn)壓器，裝在熱段管道上。其作用是調(diào)節(jié)一回路的系統(tǒng)壓力，補償瞬態(tài)運行裕量，防止事故停堆。一回路由汽輪機、凝汽器、凝結(jié)水泵、高低加及除氧器、給水泵、蒸汽發(fā)生器、汽水分離器再熱器等設(shè)備組成。從蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的飽和蒸汽進(jìn)入汽輪機做功，乏汽經(jīng)凝汽器冷凝成凝結(jié)水，經(jīng)除氧器、高低加、給水泵，主給水返回蒸汽發(fā)生器再次循環(huán)，形成回路。由于飽和蒸汽進(jìn)入高壓缸膨脹做功以后，蒸汽壓力、溫度逐漸降低，蒸汽濕度增大，高壓缸排汽的濕度可達(dá)到14%。為保證汽輪機安全運行，在高壓缸和低壓缸之間增設(shè)了汽水分離再熱器。其作用是通過蒸汽中間再熱和汽水分離，使進(jìn)入低壓缸的蒸汽具有一定的過熱度，以提高低壓缸效率。這是核電機組常規(guī)島與常規(guī)的火電機組在汽水系統(tǒng)中存在的最醒目的不同之處。

二回路的主要參數(shù)：

主汽壓力：6.43Mpa，溫度279℃；

高壓缸排汽壓力0.78Mpa，溫度169℃；

再熱蒸汽壓力0.74Mpa，溫度265℃；

主給水溫度：226℃；

二回路設(shè)計化學(xué)和容積控制系統(tǒng)

主要作用是，通過向一回路中注入濃硼酸或純水、同時抽出等量的含硼水，從而調(diào)節(jié)冷卻劑的硼質(zhì)量分?jǐn)?shù)，以控制反應(yīng)堆的反應(yīng)性。進(jìn)行一回路的容積控制和水質(zhì)控制。硼、水補給系統(tǒng)

該系統(tǒng)是化學(xué)與容積控制系統(tǒng)的一個支持系統(tǒng)。包括水補給、硼酸制備與補給、化學(xué)添加三個子系統(tǒng)。水補給系統(tǒng)由核島除鹽除氣水系統(tǒng)接入。硼酸制備與補給系統(tǒng)由配料箱、硼酸罐、硼酸泵組成。余熱排出系統(tǒng)

又稱為停堆冷卻系統(tǒng)。AP1000采用非能動式的余熱排出系統(tǒng)，不需要余熱排出泵，以及相關(guān)的外接電源。熱交換器放在換料水箱（IRWST）內(nèi)，上下與穩(wěn)壓器和冷段管道相連接。換料水箱的底部位于一回路的正上方。當(dāng)反應(yīng)堆停堆后，可以依靠自然循環(huán)由熱交換器將堆芯衰變的余熱帶走。換料水箱的水吸收余熱，產(chǎn)生的水蒸汽進(jìn)入安全殼蒸發(fā)。這一部分含硼水在安全殼鋼殼內(nèi)壁冷凝后回收，作為應(yīng)急冷卻系統(tǒng)的補充水實現(xiàn)再利用。

核島主要輔助系統(tǒng)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)

一個封閉的冷卻水回路，把熱量從具有放射性介質(zhì)的系統(tǒng)傳輸?shù)酵饨?。其作用是：為核島的帶放射性的設(shè)備提供冷卻，作為中間冷卻回路，再將熱量通過重要廠用水系統(tǒng)傳送給海水。設(shè)備冷卻水系統(tǒng)的介質(zhì)來自核島除鹽水。主要設(shè)備包括高位水箱、離心泵和熱交換器。系統(tǒng)包括兩路100%容量的獨立回路，一路運行、一路備用。

在所有的工況下，該系統(tǒng)的壓力都必須低于其冷卻的一回路及輔助系統(tǒng)的壓力，以防止除鹽水在熱交換器出現(xiàn)泄漏時進(jìn)入一回路，稀釋冷卻劑。重要廠用水系統(tǒng)

主要作用是核島的熱量最終排入大海。該系統(tǒng)為開式循環(huán)回路，包括兩臺100%容量的重要廠用水泵和兩套50%容量的板式熱交換器。系統(tǒng)的介質(zhì)是海水，熱交換器的材料為鈦板。重要廠用水泵從循環(huán)水過濾系統(tǒng)吸入海水，海水做功后經(jīng)循環(huán)水排水渠流入大海。

反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池冷卻處理系統(tǒng)

反應(yīng)堆換料水池是一個位于反應(yīng)堆壓力容器上部的長方形水池。乏燃料水池位于核燃料廠房內(nèi)，與反應(yīng)堆換料水池一墻之隔。水池與反應(yīng)堆有通道相連。換料時，以換料水池的含硼水作屏蔽，為操作人員提供良好的生物防護(hù)。換出的乏燃料放入乏燃料水池存放。兩個水池內(nèi)的含硼水與換料水箱和一回路通過泵和閥門相連。設(shè)有水凈化系統(tǒng)、冷卻系統(tǒng)等輔助系統(tǒng)。西屋的AP1000換料水箱位于核島廠房內(nèi)，不同于其它核電機組廢物處理系統(tǒng)

包括含硼廢水處理、一般廢水處理、廢水排放系統(tǒng)。

廢氣處理：含氫廢氣（有放射性）、含氧廢氣處理。固體廢物處理：處理廢樹脂、廢濾芯及其它固體廢棄物。核島通風(fēng)空調(diào)和空氣凈化系統(tǒng)

該系統(tǒng)的作用是排除和凈化工作場所的污染空氣，以減少放射性物質(zhì)對廠內(nèi)外環(huán)境的危害，保障人身安全。提供溫度、濕度、潔凈度滿足設(shè)備運行要求的環(huán)境條件，保障設(shè)備運行安全。范圍：包括反應(yīng)堆廠房、核燃料廠房、電氣廠房、主控室、核輔助廠房及連接廠房的通風(fēng)空調(diào)。設(shè)計原則為非限制區(qū)（無污染區(qū)，清潔區(qū)，3區(qū)）、限制區(qū)（低污染區(qū)，較臟區(qū)，2區(qū)）和控制區(qū)（高污染區(qū)，最臟區(qū)，1區(qū)）三區(qū)劃分：空氣由清潔區(qū)流向較臟區(qū)，最終到最臟區(qū)，經(jīng)排風(fēng)凈化處理后由煙囪排向大氣。與室外相比，清潔區(qū)為正壓，較臟區(qū)為零差壓。在區(qū)與區(qū)之間存在30~50帕的空氣壓差。每個區(qū)內(nèi)部，空氣先經(jīng)過人的工作崗位，再流向工藝設(shè)備，從工藝設(shè)備的排氣口流出。區(qū)內(nèi)的空氣再循環(huán)必須經(jīng)過凈化后才能進(jìn)行。禁止從高污染區(qū)向低污染區(qū)和清潔區(qū)的再循環(huán)。通風(fēng)系統(tǒng)的主要設(shè)備包括：空氣預(yù)過濾器、高效空氣過濾器、碘吸附器、通風(fēng)機、密封隔離閥、防火閥等。應(yīng)急冷卻系統(tǒng)

該系統(tǒng)是核島最重要的安全控制系統(tǒng)，用于在事故狀態(tài)下向反應(yīng)堆應(yīng)急注水冷卻，防止堆芯過熱。應(yīng)急冷卻系統(tǒng)的主要設(shè)備包括穩(wěn)壓器、蓄壓安注箱、堆芯補水箱（CMT）、換料水箱（IRWST）、熱交換器，以及位于穩(wěn)壓器和換料水箱之間的卸壓閥。堆芯補水箱是兩個全封閉的壓力水箱，位于反應(yīng)堆冷卻劑回路的上方，一端連接穩(wěn)壓器，一端連接反應(yīng)堆。在一回路系統(tǒng)出現(xiàn)少量泄漏時，水箱的水靠重力壓頭向反應(yīng)堆直接注水。若正常加注失敗，還可以通過旁路由穩(wěn)壓器經(jīng)熱段向反應(yīng)堆注水。在一回路系統(tǒng)出現(xiàn)大量泄漏的情況下，要通過蓄壓安注箱注水冷卻。蓄壓安注箱是一個充氮蓄壓的高壓水箱，直通反應(yīng)堆。換料水箱的容積最大，壓力最低。在一回路主泵全停，反應(yīng)堆壓力降到常壓（高于安全殼氣壓0.07Mpa）時,可以通過換料水箱向反應(yīng)堆注水。排空換料水箱需要10小時。水箱一旦排空，即可靠重力作用自動回收安全殼內(nèi)的蒸汽冷凝水。因此可以建立長期的非能動的自然循環(huán)冷卻方式。核島的安全控制系統(tǒng)安全殼冷卻系統(tǒng)

把安全殼的熱量排到外部環(huán)境，使安全殼的壓力不超過設(shè)計值。安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，外層為砼殼，內(nèi)層為鋼殼，兩層之間有環(huán)形間隙。鋼殼是封閉的，外表作為核島與外界之間的熱交換表面。砼殼頂部設(shè)有儲水箱，并通過屋頂風(fēng)機與外界開放。當(dāng)安全殼溫度、壓力升高時，安全殼冷卻系統(tǒng)自動啟動。由觸發(fā)信號打開屋頂風(fēng)機和儲水箱，儲水箱內(nèi)的水會借助重力沿鋼殼外壁流下，通過水膜蒸發(fā)對安全殼內(nèi)部空氣起到冷卻作用。安全殼噴淋系統(tǒng)

該系統(tǒng)的作用是減少安全殼內(nèi)空氣的放射性碘和銫的含量，從而降低外部環(huán)境的放射劑含量。在所有放射物質(zhì)中，碘是最危險的。盡管含量極低，但人體甲狀腺對放射性碘有非常強的吸收能力，所以碘是主要的潛在放射源。安全殼噴淋系統(tǒng)為非能動的蓄壓箱型。包括兩個含硼水箱和氮氣儲存罐。當(dāng)安全殼內(nèi)放射性物質(zhì)含量增高時，就產(chǎn)生觸發(fā)信號，打開含硼水箱與氮氣儲存罐之間的隔離閥，向安全殼提供噴淋。

安全殼隔離系統(tǒng)：該系統(tǒng)為貫穿安全殼的流體系統(tǒng)提供隔離手段，使事故后可能釋放的任何放射性物質(zhì)都被封在安全殼內(nèi)。所有貫穿安全殼的管道，都在內(nèi)、外分別設(shè)有隔離閥。這些隔離閥通過壓力、溫度、放射性參數(shù)進(jìn)行遠(yuǎn)程自動或手動控制?？扇?xì)怏w控制系統(tǒng)：用于監(jiān)測安全殼內(nèi)部的氫氣含量，防止當(dāng)反應(yīng)堆發(fā)生失水事故時，因氫氣含量超標(biāo)發(fā)生燃燒或爆炸。氫氣來源包括：水在堆芯和安全殼地坑內(nèi)的輻射分解、冷卻劑中的溶解氫釋放、燃料包殼的金屬鋯與水發(fā)生的化學(xué)反應(yīng)等等。為滿足失水事故后對安全殼內(nèi)氫氣進(jìn)行監(jiān)測和控制，設(shè)置了氫氣取樣系統(tǒng)、事故后的安全殼氣體混合系統(tǒng)、氫氣復(fù)合系統(tǒng)和氫氣排放系統(tǒng)。氫氣取樣系統(tǒng)：由風(fēng)機、管路和樣品容器組成，用于收集安全殼內(nèi)氣體樣品，分析氫氣體積分?jǐn)?shù)。安全殼大氣混合系統(tǒng)：用于混合攪拌安全殼內(nèi)的空氣，防止局部氫氣體積分?jǐn)?shù)增高。氫氣復(fù)合系統(tǒng)：在設(shè)安全殼內(nèi)部設(shè)有電熱式熱力氫復(fù)合器，用于將氫氣和氧氣在受控的速率下合成水，從而除去安全殼空氣的氫氣。在燃料廠房設(shè)有外部氫復(fù)合器系統(tǒng)，在事故狀態(tài)下，用壓縮機抽取安全殼空氣，加熱催化，在鈀催化劑的作用下將氫氧復(fù)合成水，再冷卻除濕后返回安全殼。事故后的氫氣排放系統(tǒng)：用于在失水事故后從安全殼內(nèi)排出足夠數(shù)量的氣體，保證氫氣體積分?jǐn)?shù)低于4%。包括用于向安全殼提供外部空氣供氣系統(tǒng)，以及用于向安全殼外排出氣體的排氣系統(tǒng)。輔助給水系統(tǒng)

在電廠啟動的第一階段，輔助給水系統(tǒng)代替主給水系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)供水。在事故工況下，該系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器應(yīng)急供水，排出堆芯余熱，直至余熱排出系統(tǒng)投入運行。正常運行時，該系統(tǒng)處于備用狀態(tài)。

輔助給水系統(tǒng)的介質(zhì)為除鹽水，起點為儲水箱，終點與蒸汽發(fā)后器二次側(cè)主給水管道相連。主設(shè)備是兩臺并列安裝的50%容量的電動輔助給水泵，和一臺100%容量的汽動輔助給水泵。壓水堆基本工作原理壓水堆核電廠主要由壓水反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（簡稱一回路）、蒸汽和動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)（又稱二回路）、循環(huán)水系統(tǒng)、發(fā)電機和輸配電系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)組成。壓水堆核電廠原理圖三環(huán)路壓水堆一回路系統(tǒng)壓水堆安全殼內(nèi)縱剖面圖壓水堆核電廠主要廠房布置典型壓水堆壓力容器與堆芯結(jié)構(gòu)原理圖棒狀燃料組件壓水堆優(yōu)缺點優(yōu)點：結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯的功率密度大。經(jīng)濟上基建費用低，建設(shè)周期短。缺點：必須采用高壓的壓力容器。必須采用有一定富集度的核燃料。重水：D2O，重水是很好的慢化劑，與輕水(H20)相比，它的熱中子吸收截面約為輕水的1/700，重水慢化中子的能力不如H20有效，快中子在重水中慢化成熱中子要比在輕水中經(jīng)歷更多次數(shù)的碰撞和更長的行程。因此同樣功率的重水堆要比輕水推的堆芯大。重水的純度必須≥99.75％。中子在重水慢化劑中的伴生吸收損失很小，因此重水堆能有效地利用天然鈾。從重水堆中卸出的燃料燒得較透，乏燃料可以儲存起來，等到快中子增殖堆需要時再提取其中的钚，使燃料循環(huán)大大簡化。重水堆中需要的天然鈾量最小，生成的钚一部分在堆內(nèi)參加裂變而燒掉，其余的包含在乏燃料中。重水堆按其結(jié)構(gòu)形式可分為壓力容器式和壓力管式兩種。壓力容器式重水堆的結(jié)構(gòu)類似壓水堆。壓力容器式重水堆的堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料比壓力管式的少，中子經(jīng)濟性好，可達(dá)到很高的轉(zhuǎn)換比。但壓力容器式天然鈾重水堆的最大功率受到厚壁容器制造能力的限制。重水堆壓力管式重水堆只有壓力管承受高壓，而容器不承受高壓，因此其功率不受容器制造能力的限制。壓力管式的重水堆用重水做慢化劑，冷卻劑可以是重水、輕水或有機化合物。目前重水堆達(dá)到商用的只有加拿大發(fā)展的壓力管臥式重水堆，稱為CANDU(CanadaDeuteriumUranium)型重水堆。CANDU型重水堆的壓力管把重水冷卻劑和重水慢化劑分開，壓力管內(nèi)流過高溫高壓(溫度約300C，壓力約10MPa)重水作為冷卻劑，壓力管外是處于低壓狀態(tài)下的慢化劑，盛裝慢化劑的大型臥式圓拄形容器稱為排管容器。排管容器設(shè)計成臥式的目的是便于設(shè)備布置及換料維修。排管容器中的慢化劑由一個侶化劑冷卻系統(tǒng)進(jìn)行冷卻，帶走中子慢化過程中產(chǎn)生的熱量。燃料組件重水堆CANDU型重水堆使用的核燃料是天然鈾，把它做成UO2芯塊后放在鋯合金包殼內(nèi)構(gòu)成外徑為13.08mm、長度為49.5cm的元件棒，再由37根元件棒組成直徑為10.2cm、長度約50cm的燃料元件束。堆芯由380根帶燃料元件束的壓力管排列而成。一個標(biāo)準(zhǔn)的CANDU6型重水堆熱功率為2158Mw，電功率為665Mw，熱效率為30.8％，重水裝載量為465t，天然鈾裝載量為84t，平均線功率密度為162W／cm，平均卸料燃耗為7500(Mw.d／tU)。控制棒設(shè)置在反應(yīng)堆上部，穿過大型臥式圓柱排管容器插入壓力管束間隙的慢化劑中。反應(yīng)性的調(diào)節(jié)既可用控制棒也可用變化慢化劑液位的方法來進(jìn)行。需緊急停堆時，可將控制棒快速插入堆芯，并打開排管容器底部的大口徑排水閥，把重水慢化劑迅速排入重水傾瀉格或向慢化劑內(nèi)噴注硼酸軋溶液以減少反應(yīng)性。由于用天然鈾做燃料所能達(dá)到的燃耗較小，因此需要頻繁地?fù)Q料。CANDU型重水堆用兩臺遙控的裝卸料機進(jìn)行不停堆的換料。換料時，兩臺裝卸料機分別與壓力管兩端密封接頭連接，壓力管的一端加入新燃料元件束，同時在同一壓力管的另一端取走乏燃料元件束。這種換料方式稱為“頂推式雙向換料”。在換料過程中，為了使中子通量對稱，功率分布均勻，把相鄰壓力管中的燃料元件束按相反方向移動裝卸料，且所有燃料元件束依次經(jīng)過堆芯的不同位置，使平均卸料燃耗提高。由于采用不停堆換料方式．可以按堆芯的燃耗情況隨時補充新燃料，因此堆芯內(nèi)不僅所裝載的燃料少，而且所需的剩余反應(yīng)性也小。但這種反應(yīng)堆產(chǎn)生的乏燃料量遠(yuǎn)多于輕水反應(yīng)堆。氣冷堆輕水堆和重水堆可統(tǒng)稱為水堆或水冷堆。水的主要缺點是會發(fā)生由液體到蒸汽的相變,使傳熱性能突然變壞,有可能造成核燃料熔化、元件包殼管破損和放射性物質(zhì)外逸的事故。氣體的主要優(yōu)點是不會發(fā)生相變。氣體的密度低,熱量傳輸能力差,循環(huán)時消耗的功率大。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。燃料元件（1）UO2核心

燃料元件（2）燃料球第一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左右的二氧化碳冷卻氣體,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,推動汽輪發(fā)電機組發(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差,使這種堆體積龐大,其平均功率密度比壓水堆低100多倍。二氧化碳超過360℃時,會使用于制作各種結(jié)構(gòu)件的鋼材受到腐蝕,因而限制了冷卻劑的溫度,使得熱能利用效率只有24%。鑒于此,英國從20世紀(jì)60年代初期起,就轉(zhuǎn)向研究改進(jìn)型氣冷堆。第二代氣冷堆改進(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,故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,建成后普遍認(rèn)為性能不錯。但當(dāng)時英國過高地估計了所取得的成就,就跳過示范堆直接發(fā)展商用堆,準(zhǔn)備建造10座130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引起的疲勞而不能使用,且問題一個接著一個,使原訂1974年建成的電站,推遲到1983年才開始送電,基建投資增加了4倍。后建的幾座堆雖有所改善,但進(jìn)度也推遲了4～6年,實際投資也超過預(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)濟損失達(dá)一二十億英鎊。英國的氣冷堆曾在世界民用核動力發(fā)展史上盛極一時,它累計發(fā)出的核電量,在20世紀(jì)五六十年代曾超過世界所有其它國家核發(fā)電量的總和。但由于改進(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)濟上的競爭能力差,英國政府于1974年決定,放棄對改進(jìn)型氣冷堆的研究,從80年代后期開始,從美國引入壓水堆。第三代氣冷堆：高溫氣冷堆用氦氣作冷卻劑,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、實現(xiàn)可持續(xù)發(fā)展具有重要意義。核燃料是富集度為90%以上的二氧化鈾或碳化鈾。首先用溶膠-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,球形元件則是實心的。球形元件堆放時,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)幾乎不會破裂。高溫氣冷堆的冷卻劑是氦氣,在氦循環(huán)風(fēng)機的驅(qū)動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,比熱容為二氧化碳的3.5倍,輸送時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750～1200℃。這樣一來,除了可在發(fā)電時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,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。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1000～2000℃,而高溫氣冷堆發(fā)生氦氣系統(tǒng)破裂事故后,要過一兩天才會使堆芯燃料溫度由于剩余發(fā)熱而升高到2000℃以上。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)等自然規(guī)律,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)。因為它安全性好,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的損失。1964年后,英國、美國和西德先后建起了三座高溫氣冷試驗堆,除了初期出過一些小小的故障外,運行情況都非常令人滿意。它們逸出的放射性甚微,特別是西德的球床堆,燃耗深度超過壓水堆幾倍。原設(shè)計氦氣出口溫度為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,加上三座已建堆取得的成績,因而在國際上引起了普遍重視,專家們一度將這種堆列為必須發(fā)展的堆型。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,在能源結(jié)構(gòu)中具有特殊的地位和發(fā)展前景,因而值得人們進(jìn)一步地探索和研究。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。熱堆核電站是消耗核燃料生產(chǎn)電能的工廠,快堆核電站則是可以同時生產(chǎn)核燃料和電能的工廠?？於咽钱?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,因而熱堆只需較少的核燃料就可以實現(xiàn)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。特別是當(dāng)用重水和石墨慢化時,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,這是一個優(yōu)點。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。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,也可以用238U實現(xiàn)核燃料的轉(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)濟價值。目前陸地上已探明的經(jīng)濟可采鈾儲量大約是二三百萬噸。盡管熱中子反應(yīng)堆目前是一種安全、清潔、經(jīng)濟的工業(yè)能源,但到21世紀(jì)中葉,可以經(jīng)濟開采的鈾資源枯竭時,熱堆的經(jīng)濟性就會受到嚴(yán)重的挑戰(zhàn)。早在1945年,領(lǐng)導(dǎo)世界上第一座反應(yīng)堆建造的費米就指出:首先發(fā)展快中子增殖反應(yīng)堆的國家,將在核能的利用上取得巨大的競爭優(yōu)勢。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少。此外,每個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239Pu原子核,除了放出大量裂變能外,還可以產(chǎn)生1.2～1.3個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。因此快堆又稱增殖堆或快中子增殖反應(yīng)堆。快堆的結(jié)構(gòu)不同,堆內(nèi)中子平均能量等就略有差別,因而核燃料的增殖特性也就略有不同。增殖特性的差別,用增殖比表示,可定義為增殖比=產(chǎn)生的原子核數(shù)/消耗的原子核數(shù)在快堆中,增殖比可達(dá)1.2～1.3;在輕水堆中,相應(yīng)的比值為0.6;高溫氣冷堆的接近0.8。由于它們都小于1,所以不叫增殖比,人們稱之為轉(zhuǎn)換比。由于快堆中能實現(xiàn)239Pu的增殖,所以如果我們通過后處理,將快堆增殖的核燃料不斷提取出來,則快堆電站每過一段時間所得到的239Pu,還可以裝備一座規(guī)模相同的快堆電站。這段時間,稱為倍增時間。經(jīng)過一段倍增時間,一座快堆會變成兩座快堆,再經(jīng)過一段倍增時間,這兩座快堆就變成四座。按照目前的情況,快堆的倍增時間是30多年。也就是說,只要有足夠的238U,每過30多年,快堆電站就可以翻一番?？於训墓β拭芏雀?又不允許冷卻劑對中子產(chǎn)生強烈的慢化作用,這就要求熱傳輸能力強、慢化作用小的冷卻劑。目前采用的冷卻劑主要有兩種:液態(tài)金屬鈉和氦氣。根據(jù)冷卻劑的種類,可以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以及氦氣泄漏后堆芯失冷時的問題較大,所以目前僅處于探索階段。世界上現(xiàn)有的、正在建造的和計劃建造的,都是鈉冷快堆。鈉的中子吸收截面小,比熱容大。它的沸點高達(dá)886.6℃,所以在常壓下可以有很高的工作溫度,而且在工作溫度下對很多鋼種腐蝕性小,無毒。因此鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。但鈉的熔點為97.8℃,在室溫下是凝固的,所以要用外加熱的方法將鈉熔化。鈉的缺點是化學(xué)性質(zhì)活潑,易與氧和水發(fā)生化學(xué)反應(yīng)。當(dāng)蒸汽發(fā)生器傳熱管破漏時,管內(nèi)的水與管外的鈉相接觸,會引起強烈的鈉水反應(yīng)。所以在使用鈉時,要采取嚴(yán)格的防范措施,這比熱堆中用水作為冷卻劑時問題要復(fù)雜得多。壓水堆的出口水溫約330℃,燃料元件包殼的最高溫度約350℃;而快堆為了提高熱效率并適應(yīng)功率密度的提高,冷卻劑的出口溫度為500～600℃,燃料元件包殼的最高溫度達(dá)650℃,比熱堆包殼的溫度高得多。很高的溫度、很深的燃耗以及數(shù)量很大的快中子的強烈轟擊,使快堆內(nèi)的燃料芯塊及包殼碰到的問題比熱堆復(fù)雜得多。由于以上原因,雖然快堆早在20世紀(jì)40年代就起步,只比熱堆的出現(xiàn)晚4年,而且第一座實現(xiàn)核能發(fā)電的是快堆,但是現(xiàn)在還未發(fā)展到商用階段?，F(xiàn)在世界上建造的快堆都是鈉冷快堆。按結(jié)構(gòu)來分,鈉冷快堆有回路式和池式兩種類型。由于鈉的沸點高,所以快堆使用鈉作冷卻劑時只需兩三個大氣壓,冷卻劑的溫度達(dá)五六百攝氏度。在冷卻劑回路與汽水回路之間有一條中間鈉回路,先通過中間熱交換器將冷卻劑帶載的熱量傳輸給中間鈉回路中的工質(zhì)鈉,再通過蒸汽發(fā)生器傳輸?shù)狡芈?以減緩鈉水反應(yīng)可能對堆芯造成的威脅。在回路式結(jié)構(gòu)中,如果冷卻劑回路有破裂、堵塞,或鈉循環(huán)泵出現(xiàn)故障,鈉就會流失或減少流量,從而造成像壓水堆的失水事故那樣的失鈉事故或失流事故,這時燃料元件會因得不到良好的冷卻以致溫度升高而燒毀,導(dǎo)致放射性外逸。池式快堆將堆芯、鈉循環(huán)泵、中間熱交換器放在一個很大的鈉池內(nèi),通過鈉泵使池內(nèi)的鈉在堆芯與中間熱交換器之間流動。中間鈉回路里循環(huán)流動的鈉,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)僅僅是冷卻劑回路放在一個大的鈉池內(nèi)而已,中間鈉回路和汽水回路則與回路式結(jié)構(gòu)基本類似。在池式結(jié)構(gòu)中,即使鈉循環(huán)泵出現(xiàn)故障,或者管道破裂或堵塞造成鈉的漏失或斷流,堆芯仍然浸泡在一個很大的鈉池內(nèi)。池內(nèi)大量的鈉所具有的足夠的熱容量及自然循環(huán)能力,可以防止失流或失冷事故造成嚴(yán)重的后果,因而池式結(jié)構(gòu)比回路式結(jié)構(gòu)的安全性好。但是池式結(jié)構(gòu)復(fù)雜,不便檢修,用鈉多。目前各國專家對這兩種結(jié)構(gòu)的看法不盡一致。法國“狂想曲”試驗快堆采用回路式后,已轉(zhuǎn)向池式,“鳳凰”快堆及以后更大功率的快堆均為池式結(jié)構(gòu)。1973年初,法國與西德、意大利商定,利用法國的快堆技術(shù),從1975年起,在法國境內(nèi)合資建造“超鳳凰”快堆電站。功率300萬kW,凈電功率120萬kW,熱能利用效率達(dá)40%,池式結(jié)構(gòu),冷卻劑回路4臺鈉循環(huán)泵和8臺中間熱交換器都放在鈉池內(nèi)。鈉池內(nèi)徑21m,高19.5m,堆芯高1m。采用外徑8.5mm的不銹鋼管做燃料元件包殼,271根燃料元件棒組成一個燃料組件。堆芯共364個燃料組件,通過堆芯的鈉流量為5.9萬t/h,增殖比1.2,功率密度為285kW/L。一些專家的計算表明,假定“超鳳凰”快堆運行時,安全系統(tǒng)都失效,會釋放出130tTNT放出的能量，是極限事故?！俺P凰”快堆有兩層安全殼,內(nèi)層安全殼能吸收相當(dāng)于190t黃色炸藥爆炸時放出的能量。正是由于這些嚴(yán)密的安全措施而使“超鳳凰”的投資增加,發(fā)電成本是壓水堆的2.2倍。法國有關(guān)人士認(rèn)為“,超鳳凰”只是商用驗證堆,商用快堆要實現(xiàn)150～200萬kW電功率才比較經(jīng)濟。所以“超鳳凰”建成后,法國打算繼續(xù)建造150萬kW電功率的“超鳳凰二號”。法國專家估計,當(dāng)建成四座“超鳳凰二號”快堆以后,發(fā)電成本就只是壓水堆的1.2倍,可以與煤電站、油電站相競爭了。第四代核能系統(tǒng)Gen-IV系統(tǒng)技術(shù)目標(biāo)

可持續(xù)性（Sustainability）安全和可靠性（Safetyandreliability）經(jīng)濟性（Economics）防止核擴散和防恐性（ProliferationResistanceandPhysicalProtection）

可持續(xù)性Gen-IV將為全世界提供滿足潔凈空氣要求、長期可靠、燃料有效利用的可持續(xù)能源。Gen-IV產(chǎn)生的核廢料量極少；采用的核廢料管理方式將既能妥善地對核廢料進(jìn)行安全處置，又能顯著減少工作人員的劑量，從而改進(jìn)對公眾健康和環(huán)境的保護(hù)。

Gen-IV要把商業(yè)性核燃料循環(huán)導(dǎo)致的核擴散可能性限定在最低限度，使得難以將其轉(zhuǎn)為軍事用途，并為防止恐怖活動在物理上提供更有效的措施。

安全和可靠性Gen-IV在安全、可靠運行方面將明顯優(yōu)于其它核能系統(tǒng)。Gen-IV堆芯損壞的可能性極低；即使損壞，程度也很輕。在事故條件下無廠外釋放，不需要廠外應(yīng)急。

經(jīng)濟性Gen-IV在全壽期內(nèi)的經(jīng)濟性明顯優(yōu)于其它能源系統(tǒng)。Gen-IV的財務(wù)風(fēng)險水平與其它能源項目的財務(wù)風(fēng)險水平相當(dāng)。

防止核擴散和防恐性從設(shè)計上保證使武器核材料難以提取，或降低可用水平。從管理上保證武器核材料不易被偷盜從結(jié)構(gòu)上增強防恐怖襲擊的能力Gen-IV系統(tǒng)開發(fā)原則

創(chuàng)新性原則

第4代核能系統(tǒng)必須采取創(chuàng)新性的技術(shù)解決方案，否則無法有效解決核能目前面對的挑戰(zhàn)。

開放性原則

在目前的早期基礎(chǔ)研究階段，不要排除任何可能的解決方案。應(yīng)向所有的技術(shù)開放。例如:鈾循環(huán)成釷循環(huán)、熱中子堆或快中子堆各種燃料循環(huán)方式等。因此，需要對已有的各種反應(yīng)堆概念，包括各種先進(jìn)輕水堆、重水堆、壓力管式輕水堆、各種模塊化高溫氣冷堆，先進(jìn)的氣冷堆、超臨界輕水快堆、氣冷快堆、鈉冷快堆、鉛冷成鉛/鉍冷快堆、熔鹽堆有機冷卻劑堆和等離子直接發(fā)電堆等進(jìn)行評估，以確認(rèn)研發(fā)的前景。此外，考慮到長期需求的變化，未來的核設(shè)施不應(yīng)該只局限于發(fā)電，應(yīng)能滿足其他需要，如產(chǎn)氫或海水淡化等聯(lián)合生產(chǎn)。六個Gen-IV入選堆型Once-throughorMOXfuelcycle:超臨界水堆（Supercritical-water-cooledreactor-SCWR）超高溫氣冷堆（Very-high-temp.gas-cooledreactor–VHTR）Fullactiniderecycle:鈉冷快堆（Sodium-cooledfast-spectrumreactor–SFR）鉛/鉍冷快堆（Lead/bismuth-cooledfast-spectrumreactor–LFR）氣冷快堆（Gas-cooledfast-spectrumreactor–GFR）熔鹽堆（Moltensaltreactor–MSR）兩年評估工作的結(jié)果GEN-4發(fā)展四階段ViabilityKeyfeasibilityandproof-of-principledecisionsPerformanceEngineering-scaledevelopmentandoptimizationtodesiredlevelsofperformanceDemonstrationMid-tolarge-scalesystemdemonstrationCommercialDeploymentTheRoadmapDescribesViabilityandPerformanceR&DPhases,butnottheDemonstrationorCommercialDeploymentPhasesBest-CaseDeploymentDatesAssumesconsiderableresourcesareavailableforR&D,withoutanydelayinstartingprogramsAssumesR&DisverysuccessfulGas-CooledFastReactor(GFR)CharacteristicsHeliumcoolant850°CoutlettemperatureDirectgas-turbinecycle600MWth/288MWeBenefitsWasteminimizationandefficientuseofuraniumresourcesGFRReferenceParametersLead-CooledFastReactor(LFR)CharacteristicsPborPb/Bicoolant550°Cto800°Coutlettemperature120–400MWe15–30yearcorelifeBenefitsProliferationresistanceoflong-lifecartridgecoreHydrogenproductionHighdegreeofpassivesafetyLFRReferenceParametersSodium-CooledFastReactor(SFR)CharacteristicsSodiumcoolant550°COutletTemp150to500MWeMetalfuelwithpyroprocessing,orMOXfuelwithadvancedaqueousprocessingBenefitsWasteminimizationandefficientuseofuraniumresourcesU.S.ProductTeamLeader:Dr.JordiRoglans(ANL)SFRReferenceParametersMoltenSaltReactor(MSR)CharacteristicsFuel:liquidfluoridesofNa,Zr,UandPu700–800°Coutlettemperature1000MWeLowpressure(<0.5MPa)Benefits‘Finalburn’transmutationAvoidsfueldevelopmentProliferationresistancethroughlowfissilematerialinventoryMSRReferenceParametersSupercritical-Water-CooledReactor(SCWR)CharacteristicsWatercoolantatsupercriticalconditions550°Coutlettemperature1700MWeSimplifiedbalanceofplantBenefitsEfficiencynear45%withexcellenteconomicsU.S.ProductTeamLeader:Dr.JacopoBuongiorno(INEEL)SCWRReferenceParametersVery-High-TemperatureReactor(VHTR)CharacteristicsHeliumcoolant1000°CoutlettemperatureBenefitsHydrogenproductionHighdegreeofpassivesafetyHighthermalefficiencyProcessheatapplicationsU.S.ProductTeamLeader:Dr.FinisSouthworth(INEEL)VHTRReferenceParameters反應(yīng)堆主工藝設(shè)計主要技術(shù)領(lǐng)域核設(shè)計反應(yīng)堆堆芯物理設(shè)計和輻射屏蔽的基本設(shè)計熱工水力設(shè)計反應(yīng)堆堆芯和燃料元件的熱工分析，一回路冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)計反應(yīng)堆控制和動力學(xué)分析反應(yīng)堆控制系統(tǒng)的設(shè)計機械設(shè)計與核分析和熱工分析相關(guān)的燃料元件的設(shè)計和堆本體結(jié)構(gòu)與內(nèi)部構(gòu)件的設(shè)計熱力學(xué)分析對用以產(chǎn)生電能的熱力循環(huán)的分析和設(shè)計安全分析在各種假想事故下工況下，反應(yīng)堆性能的分析經(jīng)濟分析核電投資與成本分析及其評價。核電廠設(shè)計安全目標(biāo)總的核安全目標(biāo)：在核動力廠中建立并保持對放射性危害的有效防御，以保護(hù)人員、社會和環(huán)境免受危害。輻射防護(hù)目標(biāo)：保證在所有運行狀態(tài)下核動力廠內(nèi)的輻射照射或由于該核動力廠任何計劃排放放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持低于規(guī)定限值并且合理可行盡量低，保證減輕任何事故的放射性后果。技術(shù)安全目標(biāo)：采取一切合理可行的措施防止核動力廠事故，并在一旦發(fā)生事故時減輕其后果；對于在設(shè)計該核動力廠時考慮過的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小且低于規(guī)定限值；并保證有嚴(yán)重放射性后果的事故發(fā)生的概率極低。總的核安全目標(biāo)由輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo)所支持，這兩個目標(biāo)互相補充、相輔相成，技術(shù)措施與管理性和程序性措施一起保證對電離輻射危害的防御。

核電廠設(shè)計安全目標(biāo)（續(xù)）安全目標(biāo)要求核動力廠的設(shè)計和運行使得所有輻射照射的來源都處在嚴(yán)格的技術(shù)和管理措施控制之下。輻射防護(hù)目標(biāo)不排除人員受到有限的照射，也不排除法規(guī)許可數(shù)量的放射性物質(zhì)從處于運行狀態(tài)的核動力廠向環(huán)境的排放。此種照射和排放必須受到嚴(yán)格控制，并且必須符合運行限值和輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)。核電廠設(shè)計安全目標(biāo)（續(xù)）為了實現(xiàn)上述安全目標(biāo)，在設(shè)計核動力廠時，要進(jìn)行全面的安全分析，以便確定所有照射的來源，并評估核動力廠工作人員和公眾可能受到的輻射劑量，以及對環(huán)境的可能影響。此種安全分析要考察以下內(nèi)容：(1)核動力廠所有計劃的正常運行模式；(2)發(fā)生預(yù)計運行事件時核動力廠的性能；(3)設(shè)計基準(zhǔn)事故；(4)可能導(dǎo)致嚴(yán)重事故的事件序列。在分析的基礎(chǔ)上，確認(rèn)工程設(shè)計抵御假設(shè)始發(fā)事件和事故的能力，驗證安全系統(tǒng)和安全相關(guān)物項或系統(tǒng)的有效性，以及確定應(yīng)急響應(yīng)的要求。核電廠設(shè)計安全目標(biāo)（續(xù)）盡管采取措施將所有運行狀態(tài)下的輻射照射控制在合理可行盡量低，并將能導(dǎo)致輻射來源失控事故的可能性減至最小，但仍然存在發(fā)生事故的可能性。這就需要采取措施以保證減輕放射性后果。這些措施包括：專設(shè)安全設(shè)施、營運單位制定的廠內(nèi)事故處理規(guī)程以及國家和地方有關(guān)部門制定的廠外干預(yù)措施。核動力廠的安全設(shè)計適用以下原則：能導(dǎo)致高輻射劑量或大量放射性釋放的核動力廠狀態(tài)的發(fā)生概率極低；具有大的發(fā)生概率的核動力廠狀態(tài)只有較小或者沒有潛在的放射性后果。

縱深防御縱深防御概念貫徹于安全有關(guān)的全部活動，包括與組織、人員行為或設(shè)計有關(guān)的方面，以保證這些活動均置于重疊措施的防御之下，即使有一種故障發(fā)生，它將由適當(dāng)?shù)拇胧┨綔y、補償或糾正。在整個設(shè)計和運行中貫徹縱深防御，以便對由廠內(nèi)設(shè)備故障或人員活動及廠外事件等引起的各種瞬變、預(yù)計運行事件及事故提供多層次的保護(hù)。

縱深防御概念應(yīng)用于核動力廠的設(shè)計，提供一系列多層次的防御（固有特性、設(shè)備及規(guī)程），用以防止事故并在未能防止事故時保證提供適當(dāng)?shù)谋Ｗo(hù)。縱深防御（續(xù)）第一層次防御的目的是防止偏離正常運行及防止系統(tǒng)失效。這一層次要求：按照恰當(dāng)?shù)馁|(zhì)量水平和工程實踐，例如多重性、獨立性及多樣性的應(yīng)用，正確并保守地設(shè)計、建造、維修和運行核動力廠。為此，應(yīng)十分注意選擇恰當(dāng)?shù)脑O(shè)計規(guī)范和材料，并控制部件的制造和核動力廠的施工。能有利于減少內(nèi)部災(zāi)害的可能、減輕特定假設(shè)始發(fā)事件的后果或減少事故序列之后可能的釋放源項的設(shè)計措施均在這一層次的防御中起作用。還應(yīng)重視涉及設(shè)計、制造、建造、在役檢查、維修和試驗的過程，以及進(jìn)行這些活動時良好的可達(dá)性、核動力廠的運行方式和運行經(jīng)驗的利用等方面。整個過程是以確定核動力廠運行和維修要求的詳細(xì)分析為基礎(chǔ)。

縱深防御（續(xù)）第二層次防御的目的是檢測和糾正偏離正常運行狀態(tài)，以防止預(yù)計運行事件升級為事故工況。盡管注意預(yù)防，核動力廠在其壽期內(nèi)仍然可能發(fā)生某些假設(shè)始發(fā)事件。這一層次要求設(shè)置在安全分析中確定的專用系統(tǒng)，并制定運行規(guī)程以防止或盡量減小這些假設(shè)始發(fā)事件所造成的損害。

縱深防御（續(xù)）設(shè)置第三層次防御是基于以下假定：盡管極少可能，某些預(yù)計運行事件或假設(shè)始發(fā)事件的升級仍有可能未被前一層次防御所制止，而演變成一種較嚴(yán)重的事件。這些不大可能的事件在核動力廠設(shè)計基準(zhǔn)中是可預(yù)計的，并且必須通過固有安全特性、故障安全設(shè)計、附加的設(shè)備和規(guī)程來控制這些事件的后果，使核動力廠在這些事件后達(dá)到穩(wěn)定的、可接受的狀態(tài)。這就要求設(shè)置的專設(shè)安全設(shè)施能夠?qū)⒑藙恿S首先引導(dǎo)到可控制狀態(tài)，然后引導(dǎo)到安全停堆狀態(tài)，并且至少維持一道包容放射性物質(zhì)的屏障。

縱深防御（續(xù)）第四層次防御的目的是針對設(shè)計基準(zhǔn)可能已被超過的嚴(yán)重事故的，并保證放射性釋放保持在盡實際可能的低。這一層次最重要的目的是保護(hù)包容功能。除了事故管理規(guī)程之外，這可以由防止事故進(jìn)展的補充措施與規(guī)程，以及減輕選定的嚴(yán)重事故后果的措施來達(dá)到。由包容提供的保護(hù)可用最佳估算方法來驗證?？v深防御（續(xù)）第五層次，即最后層次防御的目的是減輕可能由事故工況引起潛在的放射性物質(zhì)釋放造成的放射性后果。這方面要求有適當(dāng)裝備的應(yīng)急控制中心及廠內(nèi)、廠外應(yīng)急響應(yīng)計劃?？v深防御（續(xù)）縱深防御概念應(yīng)用的另一方面是在設(shè)計中設(shè)置一系列的實體屏障，以包容規(guī)定區(qū)域的放射性物質(zhì)。所必需的實體屏障的數(shù)目取決于可能的內(nèi)部及外部災(zāi)害和故障的可能后果。就典型的水冷反應(yīng)堆而言，這些屏障可能