核反應(yīng)堆的主要類型

280℃左右的、6-7MPa的高溫蒸汽。因此在蒸汽發(fā)生器里，冷206018.5kW130kW熱能運(yùn)用效率由28%33%50MW/m3100MW/m3,燃料元件的燃耗也加深3倍。為減少基建投資和減少發(fā)電成本，現(xiàn)在一座反映堆只配一臺(tái)汽輪機(jī)。因此隨著反映堆功率的增加，汽輪機(jī)也越造越大。130kW40m,配上發(fā)電機(jī)，整個(gè)56m.100℃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18億年前的3%左右，因而壓水堆核電站要付出較高的燃料費(fèi)用。美國(guó)通過多個(gè)堆型的比較分析后，2050年代擬定首先重點(diǎn)發(fā)展壓水堆。除國(guó)內(nèi)建造64%左右。205070年代初，就不僅在經(jīng)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。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，每一種燃料組件裝在一種元冷卻劑自下而上流經(jīng)堆芯后大概有100(重量)被變成蒸汽。為了得到干燥的蒸汽，堆芯上環(huán)泵將其唧送入噴射泵。大多數(shù)沸水堆都設(shè)立兩臺(tái)再循環(huán)泵，每臺(tái)泵通過一種聯(lián)箱給10--1270個(gè)大氣壓，即1M}}左右下降到沸水堆的M}S與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站的重要缺點(diǎn)是199793個(gè)，僅占23}o。但隨著技術(shù)的不停改善，沸水堆核電站性能越來越好。特別是先勢(shì)。例如，ABW嘆用置于壓力容器內(nèi)的再循環(huán)泵替代原先外置的再循環(huán)泵.大大提高了安全性。由于水解決技術(shù)的改善和廣泛使用多個(gè)自開工具，ABWR檢修時(shí)工作人員所受放射性劑量已大1-10給出了壓力管臥式重水堆燃料棒束組件1-111-118字形回8500mm371-12給出了壓力管臥式重水堆構(gòu)造示意圖。CANDU堆是壓力管臥式重水堆的典型代表。54kW的皮克靈核電站，390468037根燃料元件棒，17萬根燃料元件棒構(gòu)成。壓力管內(nèi)冷卻燃料組件用的高壓重水，10MPa,300℃。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70℃。裂變產(chǎn)生的中子在壓力管內(nèi)得不到充足慢化，重要在排管外慢化。將慢化劑保持低溫，除了能夠避免高壓，還能夠減少鈾-238對(duì)中子的共振吸取，有助于實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒从?。蒸汽送入蒸汽輪機(jī)做功，帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電20%。重水費(fèi)用占基建投資比重大。20t3kg重水。即使從天然水中提取重水，24%60年代早期起，就轉(zhuǎn)向研究改善40%.196310130kW的改善型氣0%以上也有的高溫氣冷堆采用中、低富集度的二氧化鈾或碳化鈾1-14)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，外面再包某些6mm的球形燃料元件。由于每顆包敷顆粒燃料小球有多層包殼，并且包敷顆粒燃料小球間有石墨包圍，因此這種燃料元件在堆內(nèi)幾乎不會(huì)破裂。1985年德國(guó)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，6m5.6m61kw/L,67.56cm35.8萬個(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)(1-1524.8.m25.5m。反映堆運(yùn)行時(shí)，新的7504MPa1}k的高溫氣冷堆，每小時(shí)的氦4600t。這種閉式循環(huán)的高溫氦氣通過蒸汽發(fā)生器管內(nèi)時(shí)，使蒸汽發(fā)生器管外流動(dòng)著40%90%富集度的高濃鈾，經(jīng)濟(jì)上850℃的高溫氮?dú)?，不通過蒸汽發(fā)950℃以上，能夠煉鋼、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.則熱能運(yùn)用效率可達(dá)60%850-1200℃化學(xué)性能穩(wěn)定、中子吸取截面小的氦氣作冷卻劑，因此它含有下列與眾不同的特點(diǎn)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堆一回路放射性劑量較低;35%-40%，熱污由于鈾-233燃料中含有難以分離的鈾-232，后者帶有很強(qiáng)的γ放射性，因此必須采用特殊的防1964年后，英國(guó)、美國(guó)和聯(lián)邦德國(guó)先后建起了三座高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆。除了早期出過某些750850950℃，快中子反映堆.0.1MeVl以上的快化劑?，F(xiàn)在快堆中的冷卻劑重要有兩種:。吸取截面小;導(dǎo)熱性好886.6500-00℃;比熱大因而鈉冷堆的熱容量大在工作溫度下對(duì)諸多鋼種腐蝕性小無毒。因此鈉是快堆的一種較好的冷卻劑。世97.8管外的鈉與管內(nèi)泄漏的水相接觸，會(huì)引發(fā)強(qiáng)烈的鈉-水反映。因此在使用鈉時(shí)，要采用嚴(yán)格的防備方法，這比熱堆中用水作為冷卻劑的問題要復(fù)雜得多。。按構(gòu)造來分，鈉冷快堆有兩種類型，即回路式生器泄漏發(fā)生鈉-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，浸泡在一種很大的液態(tài)鈉池內(nèi)1-18)路里循環(huán)流動(dòng)的液鈉，不停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550·400250℃左右高溫液態(tài)鈉池內(nèi)進(jìn)行。換料時(shí)通1975年起在法國(guó)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，涉及四臺(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/L41%?，F(xiàn)將快中子堆核電站的重要特點(diǎn)歸納以下可充足運(yùn)用核燃料。我們懂得，鈾50.724。在熱堆中，不可能完全耗盡燃料里的鈾。由于后解決投資大、費(fèi)用高等因素，現(xiàn)在還重要是采用“一次通過”中二分之一的鈾8239味著天然鈾中的鈾8也有消耗且有極少一部分鈾8能被尚將來得及慢化的快中子擊中而裂變。即使將鈾81。-38及钚-239全部加以運(yùn)用。但由于重復(fù)后解決時(shí)的燃料損失及在反映堆內(nèi)變成其它核素，快70%以上的鈾資源.80倍。80倍，上消除現(xiàn)在的熱堆對(duì)鈾資源的浪費(fèi):使涉及鈾-238在內(nèi)的鈾資源，能在反映堆中得到充足的運(yùn)幾率很小，因此中子由于寄生俘獲造成的浪費(fèi)少。另外，钚-239裂變放出的中子多，鈾-238在快堆中裂變的幾率也大。因此每當(dāng)有一種钚-239核裂變.除了維持本身鏈?zhǔn)椒从?，放出大?.2-1.3個(gè)中子，用來使鈾-238轉(zhuǎn)變?yōu)樾碌念?239。