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第88章 热堆电站

第八章第十二节热堆电站

热堆的概念

利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后,再引起新的核裂变。由

于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态,这种中子被称为热中子。堆内主要由热中

子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆(简称热堆)。

热中子反应堆,它是用慢化剂把快中子速度降低,使之成为热中子(或称慢中子),再

利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀-235等裂变,这样,用

少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质,如重

水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中,组成堆芯。

链式反应就是在堆芯中进行的。

反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最

常用的冷却剂是轻水(普通水)、重水、二氧化碳和氦气。

核电站的内部通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆

工作时放出的热能,由一回路系统的冷却剂带出,用以产生蒸汽。因此,整个一回路系统被

称为“核供汽系统”,它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全,整个一回路系统装在一

个被称为安全壳的密闭厂房内。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统,与火电厂

的汽轮发电机系统基本相同。

轻水堆

自从核电站问世以来,在工业上成熟的发电堆主要有以下三种:轻水堆、重水堆和石墨

汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中,形成了现代核发电的主体。

目前,热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和

沸水堆。

1压水堆核电站

压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开,它是一个密闭的循

环系统。该核电站的原理流程为:主泵将高压冷却剂送入反应堆,一般冷却剂保持在120~1

60个大气压。在高压情况下,冷却剂的温度即使300多摄氏度也不会汽化。冷却剂把核燃料

放出

的热能带出反应堆,并进入蒸汽发生器,通过数以千计的传热管,把热量传给管外的二回路

水,使水沸腾产生蒸汽;冷却剂流经蒸汽发生器后,再由主泵送入反应堆,这样来回循环,

不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽,推动汽

轮发电机组发电。作过功的废气在冷凝器中凝结成水,再由凝结给水泵送入加热器,重新加

热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。

沸水堆由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在

堆芯的上部,它的作用是把蒸汽和水滴分开,防止水进入汽轮机,造成汽轮机叶片损坏。沸

水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既做慢化剂又做冷却剂。

沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力(约为70个大气压)下,水通过堆芯

变成约285℃的蒸汽,并直接被引入汽轮机。所以,沸水堆只有一个回路,省去了容易发生

泄漏的蒸汽发生器,因而显得很简单。

总之,轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单,尺寸较小,造价也低廉,燃

料也比较经济,具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀,目前采

用轻水堆的国家,在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外,轻水堆对天然铀的利用率

低。如果系列地发展轻水堆,要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。

从维修来看,压水堆因为一回路和蒸汽系统分开,汽轮机未受放射性的污染,所以容易维修

。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机,这样,汽轮机会受到放射性的污染,所以在

这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。

重水堆核电站

重水堆按其结构形式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水,它

的内部结构材料比压力管式少,生成新燃料钚-239的净产量比较高。这

种堆一般用天然铀作燃料,结构类似压水堆,但因栅格节距大,压力壳比同样功率的压水堆

要大得多,因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。

因为管式重水堆的冷却剂不受限制,可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也

不受限制,虽然压力管带来了伴生吸收中子损失,但由于堆芯大,可使中子的泄漏损失减小

。此外,这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料,可省去补偿燃耗的控制棒。

压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却,和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。

这两种堆的结构大致相同。

(1)重水慢化、重水冷却堆核电站。这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂

充满反应堆容器,有许多容器管贯穿反应堆容器,并与其成为一体。在容器管中,放有锆合

金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块,被装到燃料棒的锆合金包壳管中,然后再组成

短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中,它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动

。在反应堆的两端,各设置有一座遥控定位的装卸料机,可在反应堆运行期间连续地装卸燃

料元件。

这种核电站的发电原理是:既做慢化剂又做冷却剂的重水,在压力管中流动,冷却燃料

。像压水堆那样,为了不使重水沸腾,必须保持在高压(约90大气压)状态下。这样,流过

压力管的高温(约300℃)高压的重水,把裂变产生的热量带出堆芯,在蒸汽发生器内传给

二回路的轻水,以产生蒸汽,带动汽轮发电机组发电。

重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好,吸收中子少,这不仅可

直接用天然铀作燃料,而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少。在各种

热中子堆中,重水堆需要的天然铀量最小。此外,重水堆对燃料的适应性强,能很容易地改

用另一种核燃料。它的主要缺点是,体积比轻水堆大。建造费用高,重水昂贵,发电成本也

比较高。

快堆概念

尽管利用热中子反应堆可以得到巨大的核能,但是,在天然铀中,仅有0714%的铀同位素

——铀-235,能够在热中子的作用下发生裂变反应,而占天然铀绝大部分的铀同素——铀

-238却不能在热中子的作用下发生裂变反应。

但铀-238在吸收中子后,经过几次核衰变,可以变成另一种可裂变的核材料钚-239。

在热中子反应堆中,产生的钚-239的数量不足以抵偿消耗的铀-235。只有利用快中子

来维持链式反应,使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。这种主要由快中子来引起裂

变链式反应的反应堆,叫做快中子反应堆(简称快堆)。快堆中常用的核燃料是钚~239,

而钚~239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀-238吸收,又变成钚~239

。这就是说,在堆中一边消耗钚~239,又一边使铀-238转变成新的钚~239,新

生的钚~239比消耗掉的还多,从而使堆中核燃料变多。