中广核员工岗前培训典型核反应堆系统

典型核反应堆系统中广核员工岗前培训主要内容1、沸水堆核电站2、重水堆核电站3、高温气冷堆4、快中子增值堆5、其他堆型1、沸水堆沸水堆是轻水堆的一种，它是通过研究水堆堆芯沸腾而设计出来的。很长时期中人们一直在想能不能允许水在反应堆沸腾，汽泡不规则的形成和移动会不会产生危险的不稳定性。在20世纪50年代早期所完成的实验(著名的BORAX实验)表明在低压时确实会发生上述情况，但当压力升高到大约压水堆的一半左右(7MPa)时，沸腾是稳定的，反应堆是可控的。沸水堆结构简介沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成，也采用低富集度(2％一3％铀—235)的UO2作为核燃料，将UO2制成圆柱状芯块后再装入锆合金包壳内构成外径为12.5mm，长度约3.7m的元件棒。元件棒通常排列成8×8的正方形栅阵，中间用几层弹簧格架夹紧定位，然后装入锆合金的方盒内构成燃料组件。每四个燃料元件盒组成一个单元。堆芯就由许多这样单元组合而成。沸水堆核电厂示意沸水堆安全壳喷射泵循环系统沸水堆堆芯结构沸水堆燃料组件控制棒沸水堆特点沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，所以承受的压力只有压水堆的1/2(约7MPa)，因此压力容器的厚度可以减小。沸水堆的功率密度比压水堆的低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大。就压力容器的制造成本来说，这两个影响基本上相互抵消。沸水堆特点沸水堆采用直接循环，所以系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。尤其是省去了压水堆电厂中较易发生故障的蒸汽发生器，使核电厂事故减少，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。沸水堆特点由于沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便，除用控制棒进行功率调节外，还可通过改变循环泵流量的方法来进行调节，调节范围约达25％，速率约1％/s。沸水堆的比功率较小，同样功率条件下核燃料装量较压水堆约大50％。因此虽然系统比较简单，但总投资较压水堆略大。由于沸水堆采用直接循环，水通过堰芯时将放射性物质直接带到汽轮机、冷凝器等设备，使这些设备污染而必须屏蔽。这给设计、运行、维修都带来不便。2、重水堆重水堆简介重水堆早在第二次世界大战时期就开始研究，当时主要是用于军事目的。重水的中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，因此重水堆可利用天然铀作核燃料，不需要建造投资巨大的铀同位素分离工厂。从重水堆卸出的乏燃料含铀235约为0.2％，低于扩散工厂尾料的浓度(0.25％)。与其他热中子反应堆相比，在同样的输出功率情况下，重水堆所装载的天然铀最少，消耗的天然铀也最少。因此使天然铀得到充分的用。重水堆简介重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容量需0.7-0.8吨重水。重水的价格昂贵，所以投资较高，发电成本比轻水堆核电厂高，且为了减少重水的泄漏损失，反应堆及重水回路的设备密封要求高，制造复杂化。由于重水堆的卸料燃耗较浅，仅为8000一10000MWd/t，约为压水堆的1／3，因此卸料量是同功率压水堆的3倍。重水堆简介重水堆用重水作慢化剂，按其结构形式可分为压力容器式及压力管式两种。压力容器式的冷却剂只限于重水，压力管式的冷却剂不受限制，可以是重水，轻水或有机化台物。按堆芯结构和冷却剂不同，目前主要有压力壳式重水堆、压力管卧式重水堆和压力管式沸腾轻水冷却重水堆三种。目前达到商用的只有加拿大发展的压力管卧式重水准，称为CANDU(CanadaDeuteriumUranium)型重水堆。CANDU型重水堆用压力管把重水冷却剂和重水慢化剂分开。压力管内流过不沸腾的高温高压(温度约300度，压力约10MPa)重水作为冷却剂，压力管外是基本不受压的慢化剂，慢化剂盛装在大型卧式圆柱型排管容器中。设计成卧式堆芯结构的目的是便于设备布置及换料维修。3、高温气冷堆气冷堆简介石墨气冷堆也是世界上出现较早的堆型之一。在第二次世界大战期间，为了军事目的，某些国家就用天然铀石墨慢化反应堆来生产钚。目前发展的主要气冷动力堆是高温气冷堆(HTGR)，它是在低温气冷堆的基础上发展起来的。高温气冷堆的核燃料是富集度约为10％的UO2或高富集铀加钍的氧化物(或碳化物)，制成直径约为0.6mm的颗粒，外面再涂敷三层到四层热解碳和碳化硅涂层气冷堆简介涂层的作用是保护核燃料并防止裂变产物外逸，然后再将这些颗料燃料弥散在石墨基体中制成杠状或球状燃料元件。这种燃料元件不需要金属包壳，而其中石墨既作燃料元件的结构材料又作中子慢化剂。气冷堆简介高温气冷堆的冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高达40％，可与新型火电站相媲美。堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，卸料比燃耗达1000MWd／t，每年所需补充的核燃料少；如果能把出口温度提高到1000℃以上，则还有可能把反应堆产生的热量直接用于炼钢、化工及煤的气化等工业，达到综合利用的目的。所以这种堆是很有发展前途的先进转换堆型。高温气冷堆的技术比较复杂，目前尚处于试验研究阶段。4、快中子增值堆快中子增值堆简介快中于反应堆内核燃料裂变主要由能量约100keV以上的快中子引起，所以堆内不需要慢化剂，从而使堆芯内有害吸收减少，能有更多的中子用于转换新的核燃料，使转换比增大。例如用钚—239作燃料，则每消耗一个钚—239所产生的中子平均数为2.6左右。除一个中子去维持链式反应外，有一个以上的中子被可转换物质吸收，若可转换物质是铀—238，则新生成的钚—239核与消耗的之比(增殖比)可达1.2一1.5，实现了裂变燃料的增殖，因此这种堆称为快中子增殖堆。快中子增值堆简介如果核电站采用快中子增殖堆作为动力，则在发电的同时还能生产新的易裂变燃料，经过一段时间的运行，将堆内积累的核燃料取出来又可装备新的反应堆，而向反应堆继续添加的只是可转换物质铀—238。这样使热中子反应堆不能充分利用的铀—238得到充分利用，使自然界铀资源的能量利用率由1％一2％提高到60％一70％。技术和经济上的问题快中子反应堆内中子平均能量很高，中子有害吸收小，易于实现增殖。但在高能区核燃料的裂变截面也很小，因此为了使链式裂变反应能进行，快中子堆内必须有较高的核燃料富集度[15％一35％]，而且装量也很大。例如，一个电功率为1000MW的快中子反应准，堆芯需装工业钚约3.5t。因此在快中子反应堆大规模商业推广前，必须建造一定数量的先进转换堆或热中子堆，以便为快堆积累工业杯技术和经济上的问题由于快中子堆堆芯内没有慢化剂，所以体积小，功率密度高达300一600MW／m3，是压水堆的4-8倍。因此要求采用传热性能好而慢化性能差的冷却剂，目前采用液态金属钠和氦气，但钠回路工艺及防爆措施在工业规模的操作上还缺乏经验。流速约为100m／s的氮气冷却在技术上也是较复杂的问题，还需进行大量研究试验。技术和经济上的问题快中子堆的燃料元件加工及乏燃料后处理要求高。且其快中子辐照注量率也比热中于堆大几十倍，因此对材料的要求也较苛刻。快中子堆内的中子平均寿命比热中子堆的短，而且钚—239的缓发中子份额只有铀—235的1/3，所以快中子堆的控制比较困难。目前的发展到目前为止，快中子反应堆还未能获得大量发展。现在所采用的冷却剂只有液态钠和氦。因此，按冷却剂材料，快中子堆又可分为钠冷快堆和气冷快堆两种。5、其他反应堆近期新型反应堆（1）先进型压水堆有美国发展的APWR、欧洲发展的EPWR、中国发展的AC－600等都属此型，是在压水堆基础上加以改进，达到或基本达到新的“用户要求”的先进堆型。先进型沸水堆（ABWR）是在已有的沸水堆的基础上，由美国、日本联合发展并在日本建立了示范站的先进堆型，目前在日本已经建立了2座，还有几座在计划建造中，它是一种先进而又现实的沸水堆。非能动简化先进沸水堆（SBWR）是美国GE和日本东芝、日立公司联合发展的一种安全、简单的沸水堆，它采用全功率自然循环，取消了主循环泵并简化了安全系统，是一种很有前途的先进反应堆。近期新型反应堆（2）供热反应堆是近年发展起来的可建在城市附近的安全性很好的专供热式反应堆，对提高城市环境卫生、改善城市能源结构方面很有意义，它在中、俄、加、瑞、法等国获得了相当的发展。高温气冷堆被认为是安全性好，能满足高温特殊用途，极具发展前途的先进堆型，我国已于2000年建成清华大学10MW高温气冷实验堆。快中子增值堆以它能增值核燃料，有效地防止铀资源枯竭的威胁，及能燃耗在热中子反应堆中产生出来的长半衰期核废料等的优点，在核能工业的发展和保护环境方面占有重要的地位。是中期发展的主力堆型。远期新型反应堆（1）聚变反应堆：是指主要靠轻原子（氘、氚、氦等）合成，释放大量结合能并加以利用的反应堆。目前，瞬时的、断续的聚变反应已经实现。聚变－裂变堆：是聚变反应堆和裂变反应堆组合的装置，在聚变反应堆达不到能量自给时，这种装置具有重要的实用价值。其结构原理为，在装置中心设置聚变堆，外围是裂变堆，聚变产生的中子逸出到裂变堆即可参与裂变反应、释放裂变能量，作为聚变能的补充。远期新型反应堆（2）能量放大器：这是一种在20世纪末才提出来的一种新型能源装置，它是一个质子加速器和裂变反应堆的组合装置。加速器使质子获得高能量，高能质子被引入裂变反应堆，轰击重原子核，使重核崩溃，造成大量中子逸出，这些逸出的中子在裂变反应堆中引发裂变放出大量裂变能。这种装置是脉冲式工作的，每发出质子束，到反应堆内就造成一个脉冲，而在未注入质子时，反应堆则处于次临界状态下因而是十分安全的。由于重核可以被“击碎”，因而放射性废物处理的问题（核能发展面临的重要问题之一），也有了光明的前景。结束