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1、核反應堆簡介【摘要】本文介紹了核能的概念、核能發(fā)電原理、核電站反應堆堆型及其優(yōu)缺點【關鍵詞】核能 中子 鏈式反應 核電站 熱堆和快堆 1 前言眾所周知,從人類學會利用火的時候,人類已經(jīng)開始主動利用能源,自那時起,能源的使用已經(jīng)變成人類進步不可或缺的基本要素和人類文明程度的一種標志。 在核能被發(fā)現(xiàn)和得到利用前,人類所利用的主要能源方式是化學能和水能等。十九世紀末到二十世紀初,物理學又得到了一次極大的發(fā)展,人類對物質結構的認識開始深入到原子甚至更微觀的粒子水平,這客觀上為人類利用核能奠定了基礎。 1939年,德國科學家奧托·哈恩發(fā)現(xiàn)了元素鈾的同位素235U原子核在中子的轟擊下可以發(fā)生核裂

2、變并同時放出能量(見圖1),很多重核同位素,如233U,239Pu等,都能產(chǎn)生核裂變反應。而核裂變反應放出的能量比化學反應大的多,這預示了核能利用的前景。圖1 235U裂變反應示意圖如圖1所示, 235U原子核在裂變后生成裂變碎片并同時放出23個中子,如果新產(chǎn)生的中子能夠轟擊其它的235U原子核并導致新的核裂變,裂變反應就可以不斷持續(xù)下去,我們將這個過程形象地稱作“鏈式反應”見圖2。在不斷的鏈式反應下,核能被源源不斷地釋放出來。圖2  鏈式反應示意圖 但要真正實現(xiàn)鏈式反應并不是件很容易的事。天然鈾由豐度為0.7%的235U和豐度為99.3%的238U組成,其中235U用任何能量的中子

3、轟擊都可能發(fā)生裂變,故稱為“易裂變元素”;而238U則只能用能量大于1.5MeV的中子進行轟擊才可能發(fā)生裂變,大多數(shù)中子在此時被俘獲或發(fā)生非彈性散射。在中子的能量低于0.1MeV時,其裂變概率大于俘獲。但裂變時產(chǎn)生的中子的平均能量約為2MeV,這使得在天然鈾中直接維持鏈式反應變得不可能。所以,若要維持鏈式反應,有兩條途徑可以實現(xiàn):1)利用慢化劑使中子的能量降低到熱平衡狀態(tài)附近,此時的中子最可能的能量約為0.025eV,這時天然鈾可以利用;2)加濃核燃料中235U的含量。前者導致了“熱”堆的發(fā)展,而后者導致了“快”堆的發(fā)展。之所以如此稱呼,是因為前者是由低能的“熱”中子引起的裂變反應,而后者是由

4、高能的“快”中子引起的裂變反應。除了235U等裂變可以放出核能外,氫的同位素,如氚(3H)的原子核在一定條件下也可以聚合成氦(He)原子核,同時放出能量,這也是核能的一種形式。我們通常將核裂變反應放出的核能稱為“裂變能”,而核聚變反應放出的核能稱為“聚變能”。 由于受當今技術發(fā)展的限制,國際上還沒有掌握對核聚變反應進行有效的控制方法,所以除用于軍事之外,利用核聚變原理進行核能發(fā)電的技術遠未達到應用水平,而目前利用重核裂變原理進行發(fā)電的技術已經(jīng)獲得了廣泛應用。世界的能源目前仍以化石燃料為主,這存在兩方面的問題:1)化石燃料只能使用有限時間,如煤大約還可以用200年,石油只能用大約60年;2)在化

5、石燃料的開采、運輸和使用過程中破壞、污染了人類賴以生存的環(huán)境。相對而言,核能是一種可以大規(guī)模應用的“潔凈”能源。2 核能發(fā)電及核電站堆型簡介21 核能發(fā)電原理核能發(fā)電的能量來自核反應堆中可裂變材料(核燃料)進行裂變反應所釋放的裂變能。裂變反應指235U、239Pu、233U等重元素在中子轟擊作用下分裂成兩個質量較小的原子核,同時產(chǎn)生23 個中子和、等射線,釋放出大量能量的過程。如果新產(chǎn)生的一個中子再次轟擊到另一個原子核,便引起新的裂變,以此類推,這樣就使裂變反應不斷地持續(xù)下去,這就是裂變鏈式反應;在鏈式反應中,核能就連續(xù)不斷地釋放出來。因此實現(xiàn)鏈式反應是核能發(fā)電的前提。核反應堆是由一定數(shù)量的易

6、裂變物質組合成的可以維持可控的自持裂變鏈式反應的一種裝置。其設計目標是:(1)反應堆必須能實現(xiàn)自持的鏈式反應;(2)反應堆的功率必須是可控和可調的;(3)反應堆內產(chǎn)生的熱量必須能夠安全的移出。(4)必須屏蔽隔離對人體危害很大的裂變反應中產(chǎn)生的中子和放射性物質,以保護核電站工作人員和附近居民的安全。核電站就是利用一座或若干座動力反應堆所產(chǎn)生的熱能來發(fā)電或發(fā)電兼供熱的動力設施,用鈾制成的核燃料在反應堆內發(fā)生裂變而產(chǎn)生大量熱能,除沸水堆外,其他類型的動力堆都是一回路的冷卻劑通過堆芯把熱能帶出,在蒸汽發(fā)生器中將熱量傳給二回路或三回路的水,然后產(chǎn)生蒸汽推動汽輪機帶動發(fā)電機一起旋轉,電就源源不斷地產(chǎn)生出來

7、,并通過電網(wǎng)送到四面八方。反應堆是核電站的關鍵設備,鏈式裂變反應就在其中進行。目前世界上核電站常用的反應堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和石墨汽冷堆以及快堆等,其中前四種堆型屬熱堆范疇。22 核電站反應堆堆型簡介221 壓水堆壓水堆核電站主要由核島和常規(guī)島組成,核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯,系統(tǒng)設備主要有壓水堆本體、一回路系統(tǒng)以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機組及二回路等系統(tǒng),其形式與常規(guī)火電廠類似。壓水堆核電站的一回路系統(tǒng)與二回路系統(tǒng)完全隔開,它是一個密閉的循環(huán)系統(tǒng)。該核電站的原理流程為:主泵將高壓冷卻劑送入反應堆,一般冷卻劑的工

8、作壓力約為155MPa。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆,并進入蒸汽發(fā)生器,通過數(shù)以千計的傳熱管,把熱量傳給管外的二回路水,使水沸騰產(chǎn)生蒸汽;冷卻劑流經(jīng)蒸汽發(fā)生器后,再由主泵送入反應堆,這樣來回循環(huán),不斷地把反應堆中的熱量帶出并轉換產(chǎn)生蒸汽。從蒸汽發(fā)生器出來的高溫高壓蒸汽,推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水,再由凝結給水泵送入加熱器,重新加熱后送回蒸汽發(fā)生器。這就是二回路循環(huán)系統(tǒng)。壓水堆本體由堆芯、堆內構件和壓力容器組成。壓力容器是包容堆芯、控制棒組件、堆內構件及反應堆冷卻劑的圓筒形重型設備,有筒體和可拆卸的頂蓋構成, 圖3 壓水堆(PWR)機組示意圖兩者用法蘭和螺栓密封相

9、連,壓力容器用低合金鋼作母材,內壁堆焊一層奧氏體不銹鋼。在容器的頂部設置有控制棒驅動機構,用以驅動控制棒在堆芯內上下移動。堆芯是反應堆的心臟,裝在壓力容器中間。它是由燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣,燃料芯塊是核電站“原子鍋爐”燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的,含有24%的235U,呈小圓柱形,直徑為9.30mm。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中,成為一根長約4m、直徑約10mm的燃料元件棒。燃料棒通常按17×17正方形排列,用定位格架固定,組成燃料組件。此外,這種反應堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水(冷卻劑)。控制棒用銀銦鎘材料制成,外面套有不銹鋼包殼,可以

10、吸收反應堆中的中子,它的粗細與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型,用來控制反應堆核反應的快慢。如果反應堆發(fā)生故障,立即把足夠多的控制棒插入堆芯,在很短時間內反應堆就會停止工作,這就保證了反應堆運行的安全。222 沸水堆沸水堆核電站系統(tǒng)有:主系統(tǒng)(包括反應堆)、蒸汽/給水系統(tǒng);反應堆輔助系統(tǒng)等。其工作流程是:冷卻劑(水)從堆芯下部流進,在沿堆芯上升的過程中,從燃料棒那里得到了熱量,使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物,經(jīng)過汽水分離器和蒸汽干燥器,將分離出的蒸汽用來推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部,它的作用是把蒸汽和水滴

11、分開、防止水進入汽輪機,造成汽輪機葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。圖4 沸水堆(BWR)機組示意圖沸水堆與壓水堆同屬輕水堆,其不同于壓水堆之處在于冷卻水保持在較低的壓力(約為7.0MPa)下,水通過堆芯變成約285的蒸汽,并直接被引入汽輪機。所以,沸水堆只有一個回路,省去了容易發(fā)生泄漏的蒸汽發(fā)生器,因而顯得很簡單。輕水堆核電站的最大優(yōu)點是具有結構緊湊、安全可靠、經(jīng)濟性良好、建造費用低和負荷跟隨能力強等優(yōu)點。它的缺點是必須使用低濃鈾,目前采用輕水堆的國家,在核燃料供應上大多依賴美國和獨聯(lián)體。此外,輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發(fā)展輕水堆要比系列

12、地發(fā)展重水堆多用天然鈾50%以上。從維修來看,壓水堆因為一回路和蒸汽系統(tǒng)分開,汽輪機未受放射性的沾污,所以,容易維修。而沸水堆是堆內產(chǎn)生的蒸汽直接進入汽輪機,這樣,汽輪機會受到放射性的沾污,所以在這方面的設計與維修都比壓水堆要麻煩一些。223 重水堆以重水作慢化劑的核反應堆堆型。冷卻劑可以是重水、 輕水或二氧化碳。重水是氘氧化合物(D2O),它是熱中子反應堆最理想的慢化劑,由于價格昂貴,重水系統(tǒng)的密閉性要求高,還需對外泄的重水進行回收、提純,以提高核電站的經(jīng)濟性和安全性,主要堆型是加拿大研制的CANDU型。重水堆按其結構型式可分為壓力殼式和壓力管式兩種。壓力殼式的冷卻劑只用重水,它的內部結構材

13、料比壓力管式少,但中子經(jīng)濟性好,生成新燃料239Pu的凈產(chǎn)量比較高。這種堆一般用天然鈾作燃料,結構類似壓水堆,但因柵格節(jié)距大,壓力殼比同樣功率的壓水堆要大得多,因此單堆功率最大只能做到30萬KW。因為管式重水堆的冷卻劑不受限制,可用重水、輕水、氣體或有機化合物。它的尺寸也不受限制,雖然壓力管帶來了伴生吸收中子損失,但由于堆芯大,可使中子的泄漏損失減小。此外,這種堆便于實行不停堆裝卸和連續(xù)換料,可省去補償燃耗的控制棒。壓力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷卻和重水慢化、沸騰輕水冷卻兩種反應堆。這兩種堆的結構大致相同。1) 重水慢化、重水冷卻堆核電站:這種反應堆的反應堆容器不承受壓力。重水慢化劑充

14、滿反應堆容器,有許多容器管貫穿反應堆容器,并與其成為一體。在容器管中,放有鋯合金制的壓力管。用天然二氧化鈾制成的芯塊,被裝到燃料棒的鋯合金包殼管中,然后再組成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在壓力管中,它借助支承墊可在水平的壓力管中來回滑動。在反應堆的兩端,各設置有一座遙控定位的裝卸料機,可在反應堆運行期間連續(xù)地裝卸燃料元件。該核電站的發(fā)電原理是:既作慢化劑又作冷卻劑的重水,在壓力管中流動,冷卻燃料。像壓水堆那樣,為了不使重水沸騰,必須保持在高壓(約9.0MPa)狀態(tài)下。這樣,流過壓力管的高溫(約300)高壓的重水,把裂變產(chǎn)生的熱量帶出堆芯,在蒸汽發(fā)生器內傳給二回路的輕水,以產(chǎn)生蒸汽,帶動汽輪發(fā)

15、電機組發(fā)電。2) 重水慢化、沸騰輕水冷卻堆核電站:這種堆是英國在壩杜堆(重水慢化、重水冷卻堆)的基礎上發(fā)展起來的。加拿大所設計的重水慢化重水冷卻反應堆的容器和壓力管都是水平布置的。而重水慢化沸騰輕水冷卻反應堆都是垂直布置的。它的燃料管道內流動的輕水冷卻劑,在堆芯內上升的過程中,引起沸騰,所產(chǎn)生的蒸汽直接送進汽輪機,并帶動發(fā)電機。因為輕水比重水吸收中子多,堆芯用天然鈾作燃料就很難維持穩(wěn)定的核反應,所以,大多數(shù)設計都在燃料中加入了低濃度的235U或239Pu。重水堆的突出優(yōu)點是能最有效地利用天然鈾。由于重水慢化性能好,吸收中子少,這不僅可直接用天然鈾作燃料,而且燃料燒得比較透。重水堆比輕水堆消耗天

16、然鈾的量要少,如果采用低濃度鈾,可節(jié)省天然鈾38%。在各種熱中子堆中,重水堆需要的天然鈾量最小。此外,重水堆對燃料的適應性強,能很容易地改用另一種核燃料。它的主要缺點是,體積比輕水堆大。建造費用高,重水昂貴,發(fā)電成本也比較高。224 石墨氣冷堆核所謂石墨氣冷堆就是以氣體(二氧化碳或氦氣)作為冷卻劑的反應堆。這種堆經(jīng)歷了三個發(fā)展階段,產(chǎn)生了三種堆型:天然鈾石墨氣冷堆、改進型氣冷堆和高溫氣冷堆。1) 天然鈾石墨氣冷堆天然鈾石墨氣冷堆實際上是天然鈾作燃料,石墨作慢化劑,二氧化碳作冷卻劑的反應堆。這種反應堆是英、法兩國為商用發(fā)電建造的堆型之一,是在軍用钚生產(chǎn)堆的基礎上發(fā)展起來的,早在1956年英國就建

17、造了凈功率為45MW的核電站。因為它是用鎂合金作燃料包殼的,英國人又把它稱為鎂諾克斯堆。該堆的堆芯大致為圓柱形,是由很多正六角形棱柱的石墨塊堆砌而成。在石墨砌體中有許多裝有燃料元件的孔道。以便使冷卻劑流過將熱量帶出去。從堆芯出來的熱氣體,在蒸汽發(fā)生器中將熱量傳給二回路的水,從而產(chǎn)生蒸汽。這些冷卻氣體借助循環(huán)回路回到堆芯。蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的蒸汽被送到汽輪機,帶動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。這就是天然鈾石墨氣冷堆核電站的簡單工作原理。這種堆的主要優(yōu)點是用天然鈾作燃料,其缺點是功率密度小、體積大、裝料多、造價高,天然鈾消耗量遠遠大于其他堆。現(xiàn)在英、法兩國都停止建造這種堆型的核電站。2) 改進型氣冷堆改進型氣冷堆

18、是在天然鈾石墨氣冷堆的基礎上發(fā)展起來的。設計的目的是改進蒸汽條件,提高氣體冷卻劑的最大允許溫度。這種堆,石墨仍然為慢化劑,二氧化碳為冷卻劑,核燃料用的是低濃度鈾(235U的濃度為23%),出口溫度可達670。它的蒸汽條件達到了新型火電站的標準,其熱效率也可與之相比。這種堆被稱為第二代氣冷堆,英國建造了這種堆,由于存在不少工程技術問題,對其經(jīng)濟性多年來爭論不休,得不出定論,所以前途暗淡。3) 高溫氣冷堆 高溫氣冷堆被稱為第三代氣冷堆,它是石墨作為慢化劑,氦氣作為冷卻劑的反應堆。屬第四代核能系統(tǒng)。這里所說的高溫是指氣體的溫度達到了較高的程度。因為在這種反應堆中,采用了陶瓷燃料和耐高溫的石墨結構材料

19、,并用了惰性的氦氣作冷卻劑,這樣,就把氣體的溫度提高到750以上。同時,由于結構材料石墨吸收中子少,從而加深了燃耗。另外,由于顆粒狀燃料的表面積大、氦氣的傳熱性好和堆芯材料耐高溫,所以改善了傳熱性能,提高了功率密度。這樣,高溫氣冷堆成為一種高溫、深燃耗和高功率密度的堆型。它的簡單工作過程是,氦氣冷卻劑流過燃料體之間,變成了高溫氣體;高溫氣體通過蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽,蒸汽帶動汽輪發(fā)電機發(fā)電。高溫氣冷堆有特殊的優(yōu)點:由于氦氣是惰性氣體,因而它不能被活化,在高溫下也不腐蝕設備和管道;由于石墨的熱容量大,所以發(fā)生事故時不會引起溫度的迅速增加;由于用混凝土做成壓力殼,這樣,反應堆沒有突然破裂的危險,大大增

20、加了安全性;由于熱效率達到40%以上,這樣高的熱效率減少了熱污染。高溫氣冷堆有可能為鋼鐵、燃料、化工等工業(yè)部門提供高溫熱能,實現(xiàn)氫還原煉鐵、石油和天然氣裂解、煤的氣化等新工藝,開辟綜合利用核能的新途徑。但是高溫氣冷堆技術較復雜。圖510MW高溫氣冷實驗堆的總體結構225 快堆 快堆的全稱為快中子增殖反應堆,是典型的第四代核能系統(tǒng),是直接利用核裂變時放出的快中子(平均能量達0.1MeV)轟擊239Pu進行裂變鏈式反應的裝置,239Pu在快中子轟擊下放出的中子,除維持鏈式裂變反應外,還有富余量,這些富余的中子被裝入的非裂變材料238U吸收后,成為可裂變的239Pu,這部分239Pu多于原來裂變了的

21、239Pu,多出的部分就成為凈增的核燃料,故可以增值核燃料。為了維持堆內的中子是快中子,因此快堆一般不人為地放入慢化劑,冷卻劑也只能利用液態(tài)金屬或氣體,根據(jù)研究和實踐證明,液態(tài)鈉是一致的選擇。由于鈉化學性質活潑,為防止蒸汽發(fā)生器中可能產(chǎn)生的鈉水反應波及堆芯,在快堆中采用鈉-鈉-水/蒸汽三個回路熱傳輸系統(tǒng)。其簡單工作過程是:堆內產(chǎn)生的熱量由液態(tài)鈉載出,送給中間熱交換器。在中間熱交換器中,一回路鈉把熱量傳給二回路鈉,二回路鈉進入蒸汽發(fā)生器,將蒸汽發(fā)生器中的水變成蒸汽。蒸汽驅動汽輪發(fā)電機組。二回路把一回路和三回路分開。這是為了防止由于鈉水劇烈反應使水從蒸汽發(fā)生器漏入堆芯,與堆芯鈉起激烈的化學反應,直

22、接危及反應堆,造成反應堆破壞事故。同時,也是為了避免發(fā)生事故時,堆內受高通量快中子輻照的放射性很強的鈉擴散到外部。理論上快堆可以將238U、235U及239Pu全部加以利用。但由于反復后處理時的燃料損失及在反應堆內變成其他種類的原子核,快堆只能使6070%的鈾得到利用。即使如此,也比目前熱堆中的壓水堆對鈾的利用率高140倍,比重水堆高70倍以上。然而由于貧鈾、乏燃料、低品位鈾礦乃至海水里的鈾,都是快堆的“糧食”來源,所以快堆能為人類提供的能源,就不是比熱中子反應堆大幾十倍,而是大幾千倍,幾萬倍,甚至更多。由于在快堆內239Pu裂變后放出的中子比235U多,所以快堆內最好用239Pu作為核燃料。

23、如果沒有足夠的钚,可以用235U濃縮度為l5%20%的濃縮鈾代替。但是最經(jīng)濟合理的辦法,還是利用熱中子反應堆中積累的工業(yè)钚。由于只要不斷添加238U,快堆中有多余的239Pu能不斷產(chǎn)生出來,所以只要將這些新產(chǎn)生出來的核燃料,通過后處理不斷提取出來,則快堆核電站每過一段時間,它所得到的239Pu,還可以裝備一座相同規(guī)模的快堆。這段時間稱為倍增時間。倍增時間除了決定于反應堆內239Pu的生成速度外,還決定于后處理提取钚,并將钚制成燃料元件所需的時間,以及庫存時間。經(jīng)過一段倍增時間,l座快堆會變成2座快堆,再經(jīng)過一段倍增時間,這2座快堆就變成4座。按照目前的情況快堆使用的核燃料多為氧化物,它的倍增時

24、間是30多年。也就是說,只要添加238U,每過30多年,快堆核電站就可翻一番。只要這種氧化物核燃料快堆稍加改進,倍增時間就可縮短到20年左右。如果我們將快堆的核燃料由氧化物改為碳化物,則快堆的倍增時間可以縮短到10多年。如果改為金屬型核燃料,則倍增時間還可縮短到67年。快堆主要有以下優(yōu)點:(1)、快堆不僅把鈾資源的有效利用率增大數(shù)十倍,而且也將鈾資源本身擴大幾百倍以上。因為,一旦大量使用快堆,目前認為開采價值不大的鈾礦便具有開采價值。這樣,快堆的利用就可能為人類提供極其豐富的能源。(2)、快堆核電站是熱中子堆核電站最好的繼續(xù)。核工業(yè)的發(fā)展堆積了大量的貧鈾(含235U很少的238U),快堆消耗的

25、正是貧鈾。用貧鈾來發(fā)電,同時還增殖燃料,實在是一舉多得的好事。熱中子堆核電站發(fā)展到一定水平時,及時地引入快堆核電站,利用快堆來增殖核燃料,這是一個很必然的發(fā)展計劃。(3)、快堆核電站具有良好的經(jīng)濟前景。因為它具有增殖核燃料的突出優(yōu)點,所以發(fā)電成本在燃料價格上漲的情況下,仍能保持較低的水乎。據(jù)估計,石油價格上漲100%,油電站發(fā)電成本增加60%;天然鈾價格上漲100%,輕水堆核電站發(fā)電成本增加5%,而快堆的發(fā)電成本只增加0.25%。163265910121113487在快堆中,由于快中子與核燃料中的原子核相互作用引起裂變的可能性要比熱中子小得多,為了使鏈式反應能繼續(xù)進行下去,所用核燃料的濃度(一

26、般為1230%)要比熱中子堆的高,裝料量也大得多??於鸦钚詤^(qū)單位體積所含核燃料比熱中子堆大得多,它的功率密度比熱中子堆大幾倍,一般每升為400KW左右。這樣高的功率密度,要把熱量從堆內取出加以應用,這在技術上是比較復雜的??於巡荒苡盟骼鋮s劑,而普遍采用液態(tài)金屬鈉把熱量帶出來。此外,快堆用的燃料元件的加工制造要比熱中子堆復雜得多和困難得多,隨之而來的制造費用高昂。同時,快堆的控制就是控制中子的作用,由于快堆內快中子壽命短,钚的緩發(fā)中子份額小,這就使得問題復雜多了。并且,對反應堆的操作系統(tǒng)保護的要求也很嚴格。1 堆芯;2 控制棒;3 中間熱交換器(IHX);4 一次泵;5 主容器;6 覆蓋氣體;

27、 7 二次泵;8 蒸汽發(fā)生器;9 汽輪機;10 發(fā)電機;11 冷凝器;12 給水泵;13 冷凝水圖6 CEFR的熱傳輸系統(tǒng)中國實驗快堆工程(熱功率65.5MWt,試驗發(fā)電功率20Mwe)是我國第一座快中子實驗反應堆工程,簡稱CEFR。CEFR反應堆采用一回路與堆本體一體化布置的池式結構,實現(xiàn)鈉-鈉熱交換;二回路在堆外,實現(xiàn)鈉-鈉-水/蒸汽熱交換;三回路由水、汽回路組成。3 第三代壓水堆核電站20 世紀90年代,美國和歐洲核電先進國家核電界相繼提出各自的電力公司要求文件,分別稱為URD和EUR。它們對今后建設的核電廠的安全、技術、經(jīng)濟性確定了一系列具體的奮斗目標。各國也著手研發(fā)同時滿足這些要求和

28、核安全當局要求的所謂第三代壓水堆。在設計實踐中出現(xiàn)了兩種不同的走向。一種是法、德合作開發(fā)的歐洲動力堆EPR,它立足于成熟技術、逐漸演進,著重增加能動安全系統(tǒng),用加大機組容量的規(guī)模效應來補償經(jīng)濟性,世稱改良型設計。芬蘭正在建造世界上第一座EPR核電廠,我國的臺山正在建造兩個EPR機組核電站。另一種是美國西屋公司研發(fā)的以全非能動安全系統(tǒng)、簡化設計和布置以及模塊化建造為主要特色的APl000。非能動安全系統(tǒng)采用加壓氣體、重力流、自然循環(huán)流以及對流等自然驅動力,而不使用泵、風機等能動部件;無需運行人員操作和安全級支持系統(tǒng)就能保證安全,使系統(tǒng)大大簡化并采用模塊化設計。因其全新的概念而稱為革新型設計。我國

29、三門核電廠1號機組的建設將成為APl000的首堆工程。4 六種第四代反應堆概念2002年9月20日在日本東京召開的第四代反應堆國際研討會上公布了6種第四代反應堆設計概念,這6種設計概念將成為美國和其他九個國家共同開發(fā)第四代反應堆的發(fā)展方向。 1) 氣冷快堆(gas-cooled fast reactor,GFR)GFR系統(tǒng)是一種快中子能譜的氦冷卻反應堆,具有閉合燃料循環(huán)特征。像熱中子譜氦冷卻反應堆一樣,由于使用氦作為冷卻劑,所以出口溫度高,這就有可能高效率地發(fā)電、產(chǎn)氫或進行熱處理。這座氦冷卻系統(tǒng)反應堆功率為288MWe,出口溫度為850oC,為提高熱效率采用布雷頓循環(huán)氣體透平機。圖7 氣冷快堆

30、系統(tǒng)(GFR)為在高溫下運行,并確保極好裂變產(chǎn)物的滯留,GFR系統(tǒng)提出了幾種候選燃料形式:包括合成的陶瓷燃料、先進的燃料顆粒或具有錒系化合物的陶瓷包殼元件。堆芯結構基以棱柱塊或細棒/板狀燃料元件。GFR有一個綜合在址乏燃料處理和再加工廠。GFR 使用一個直接循環(huán)的氦透平機發(fā)電機,或用它處理氫熱化學產(chǎn)品的熱量。通過快能譜和錒系元素完全循環(huán)相結合,GFR 把長壽命放射性廢物減少到最小。在一次通過循環(huán)中,GFR 快中子譜在有效利用裂變材料和增殖材料(包括貧鈾)方面比熱能譜反應堆更有效。2) 鉛合金液態(tài)金屬冷卻快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)LFR系統(tǒng)具有快中子能譜,

31、為鉛或鉛/鉍共晶液態(tài)金屬冷卻反應堆,擁有一個能有效增殖鈾和管理錒系元素的閉合燃料循環(huán)。該循環(huán)可以把錒系元素進行完全燃料再循環(huán),擁有主要或局部燃料循環(huán)設施。LFR系統(tǒng)電廠裝機容量可變,包括具有非常長的換料間隔期的50150MWe電池,裝機容量為300400MWe模塊系統(tǒng),以及裝機容量為1200MWe的大型整體式電廠。上面提到的“電池”指的是長壽命的、工廠制造的堆芯,不是指電化學能量轉化設備。該系統(tǒng)燃料以金屬或氮化物為基礎,包括可增殖的鈾和超鈾元素。LFR反應堆系統(tǒng)采用自然對流循環(huán)冷卻,出口溫度為550oC,如果采用先進的耐熱材料,出口溫度可以提高到800 oC。溫度升高了熱化學過程將產(chǎn)生氫。圖8

32、 鉛合金液態(tài)金屬冷卻快堆系統(tǒng)(LFR)LFR電池是一種工廠制造的小型交鑰匙電廠,在非常長的換料周期(1520年)內以閉合燃料循環(huán)運行,堆芯采用盒式結構或可替換的反應堆模塊。這種設計是為了適應小規(guī)模電網(wǎng)發(fā)電的需要,這種LFR電池的設計適合于那些希望利用核能,而不愿在本國進行燃料循環(huán)的發(fā)展中國家。這種電池系統(tǒng)是為發(fā)電和生產(chǎn)其它能源產(chǎn)品(包括氫和飲用水)設計的。3) 熔鹽反應堆(molten salt reactor, MSR)MSR系統(tǒng)通過超熱中子能譜反應堆和全部錒系元素再循環(huán)燃料循環(huán),在一個混合的熔鹽燃料循環(huán)中產(chǎn)生裂變能。在MSR系統(tǒng)中,燃料是一個包括鈉、鋯與氟化鈾的循環(huán)液體混合物。熔鹽堆的冷卻

33、劑就是熔鹽。熔鹽燃料通過石墨堆芯通道,產(chǎn)生超熱中子譜。在熔鹽中產(chǎn)生的熱量通過一個中間熱量交換器傳送到二次冷卻系統(tǒng),然后通過一個三次熱交換器傳送到電力轉化系統(tǒng)。與之相關的電廠功率為1000MWe。 MSR系統(tǒng)的出口溫度為700 oC,若提高熱效率出口溫度也可以提高到 800 oC。閉合燃料循環(huán)能夠有效燃燒钚和較少的錒系元素。MSR系統(tǒng)的液體燃料允許添加如钚之類的錒系元素,并可以避免燃料加工的需要。液態(tài)冷卻劑中的氟化物產(chǎn)生錒系元素和大多數(shù)裂變產(chǎn)物。熔化的氟化鹽具有極好的傳熱性和很低的蒸汽壓力,這可減少壓力容器和管道上的壓力。釷基熔鹽堆 (Thorium-based molten salt

34、 reactor,TMSR)是熔鹽堆的一種主要堆型,采用熔鹽燃料及釷-232作為增殖原料。釷和鈾都是核燃料,但釷不能直接使用,需要先通過核反應將其轉換成鈾233再使用,所以稱為釷鈾核燃料循環(huán)。熔鹽堆(MSR)作為唯一的液態(tài)燃料堆,將天然核燃料和可轉化核燃料熔融于高溫氟化鹽中,實現(xiàn)釷鈾核燃料循環(huán)。4) 液態(tài)鈉冷卻快堆(sodium-cooled fast reactor, SFR)圖9 熔鹽反應堆系統(tǒng)(MSR)SFR系統(tǒng)是快中子譜鈉冷堆,它采用可有效控制錒系元素及可轉換鈾的轉化的閉式燃料循環(huán)。SFR系統(tǒng)主要用于管理高放射性廢棄物,尤其是為管理钚和其他錒系元素而設計。該系統(tǒng)有兩個主要方案:中等規(guī)模

35、核電站,即功率為150500兆瓦,燃料用鈾-钚-次錒系元素-鋯合金;中到大規(guī)模核電站,即功率為5001 500兆瓦,使用鈾-钚氧化物燃料。上述兩者的堆芯出口溫度大約在 550 oC。該系統(tǒng)由于具有熱響應時間長、冷卻劑沸騰的裕度大、一回路系統(tǒng)在接近大氣壓下運行,并且該回路的放射性鈉與電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統(tǒng)等特點,因此安全性能好。圖 10 液態(tài)鈉冷快堆系統(tǒng)(SFR) 5) 超高溫氣冷堆(very high temperature reactor, VHTR)VHTR系統(tǒng)是一次通過鈾燃料循環(huán)的石墨慢化、氦冷卻反應堆系統(tǒng),堆芯出口溫度為1000 oC。該系統(tǒng)可以應用諸如生產(chǎn)氫產(chǎn)品、石化工業(yè)熱處理或其它供熱領域。該反應堆熱功率為600MWt,熱處理在與堆芯連接的中間熱交換器中進行。對于生產(chǎn)氫來說 通過熱化學硫化碘過程,能有效利用該系統(tǒng)產(chǎn)生的熱量。該反應堆堆芯可以是棱柱塊狀堆芯(如日本的高溫工程試驗反應器HTTR),也可以是球床堆芯(如中國的高溫氣冷試驗堆HTR-10)。 VHTR系統(tǒng)是為高效系統(tǒng)設計的,它可為高溫能量密集系統(tǒng)提供熱處理,沒有發(fā)電過程。該系統(tǒng)也可以與發(fā)電設備相結合,滿足熱電聯(lián)供的需要。該系統(tǒng)

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