壓水堆核電站熱力系統(tǒng)建模分析與研究

壓水堆核電站熱力系統(tǒng)建模分析與研究一、本文概述隨著全球能源需求的持續(xù)增長和環(huán)境保護(hù)壓力的日益加大，清潔、高效的核電技術(shù)在全球范圍內(nèi)得到了廣泛的關(guān)注和應(yīng)用。壓水堆核電站作為核電技術(shù)中的主流類型，其熱力系統(tǒng)的建模分析與研究對于提升核電站的運(yùn)行效率、保障能源安全以及促進(jìn)核電技術(shù)的進(jìn)一步發(fā)展具有重要意義。本文旨在深入探討壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的建模方法、分析技術(shù)以及優(yōu)化策略。我們將對壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的基本構(gòu)成和工作原理進(jìn)行詳細(xì)介紹，為后續(xù)的研究提供理論基礎(chǔ)。接著，我們將重點(diǎn)研究熱力系統(tǒng)的建模方法，包括數(shù)學(xué)模型的建立、仿真平臺的搭建以及模型的驗證等方面，為系統(tǒng)的性能分析和優(yōu)化提供有力支持。在模型分析方面，我們將運(yùn)用先進(jìn)的數(shù)值計算方法和數(shù)據(jù)處理技術(shù)，對熱力系統(tǒng)的穩(wěn)態(tài)和動態(tài)特性進(jìn)行深入分析，揭示系統(tǒng)運(yùn)行過程中的能量轉(zhuǎn)換和傳遞規(guī)律。同時，我們還將關(guān)注熱力系統(tǒng)的能效評價和優(yōu)化問題，提出相應(yīng)的改進(jìn)措施和優(yōu)化策略，為提升壓水堆核電站的運(yùn)行效率和經(jīng)濟(jì)效益提供指導(dǎo)。本文還將關(guān)注熱力系統(tǒng)在實際運(yùn)行過程中可能遇到的故障和異常情況，分析其原因和影響因素，并提出相應(yīng)的預(yù)防和應(yīng)對措施，以保障核電站的安全穩(wěn)定運(yùn)行。通過本文的研究，我們期望能夠為壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的建模分析與研究提供一套系統(tǒng)、完整的方法論和技術(shù)支持，為核電技術(shù)的可持續(xù)發(fā)展貢獻(xiàn)力量。二、壓水堆核電站熱力系統(tǒng)基本原理壓水堆核電站的熱力系統(tǒng)是基于核裂變反應(yīng)產(chǎn)生熱能，進(jìn)而通過熱力循環(huán)將這些熱能轉(zhuǎn)換為電能的復(fù)雜系統(tǒng)。其基本原理可以分為以下幾個步驟。在反應(yīng)堆中，核燃料通過裂變反應(yīng)釋放出大量熱能。這些熱能傳遞給反應(yīng)堆冷卻劑，通常是重水或普通水，將其加熱至高溫高壓狀態(tài)。在壓水堆中，使用的是普通水作為冷卻劑，在反應(yīng)堆內(nèi)吸收熱量后變?yōu)楦邷馗邏核?。然后，這些高溫高壓的水通過主泵送入蒸汽發(fā)生器，即熱交換器。在這里，高溫高壓水將熱量傳遞給二次側(cè)的水，使其蒸發(fā)產(chǎn)生蒸汽。而一次側(cè)的水在放出熱量后，冷卻并返回反應(yīng)堆繼續(xù)循環(huán)。接下來，產(chǎn)生的蒸汽進(jìn)入汽輪機(jī)，推動汽輪機(jī)葉片旋轉(zhuǎn)，進(jìn)而驅(qū)動發(fā)電機(jī)發(fā)電。這是一個典型的熱機(jī)過程，通過熱能轉(zhuǎn)換為機(jī)械能，再轉(zhuǎn)換為電能。汽輪機(jī)排放的乏汽進(jìn)入冷凝器，被冷卻水冷卻后凝結(jié)成水，再次被泵入蒸汽發(fā)生器，完成整個熱力循環(huán)。整個熱力系統(tǒng)的關(guān)鍵在于其高效的熱力循環(huán)和能量轉(zhuǎn)換過程。通過優(yōu)化熱力系統(tǒng)的設(shè)計，可以提高核電站的效率和經(jīng)濟(jì)性，實現(xiàn)更安全、更環(huán)保的能源利用。對于熱力系統(tǒng)的建模分析和研究，有助于我們深入理解核電站的工作原理，預(yù)測和優(yōu)化其運(yùn)行性能，為核電技術(shù)的發(fā)展提供理論支持。三、壓水堆核電站熱力系統(tǒng)建模方法壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的建模是深入理解和優(yōu)化核電站運(yùn)行的關(guān)鍵環(huán)節(jié)。其建模方法主要包括數(shù)學(xué)建模、物理建模和仿真建模等。數(shù)學(xué)建模是通過數(shù)學(xué)公式和方程來描述熱力系統(tǒng)的運(yùn)行狀態(tài)。在壓水堆核電站中，數(shù)學(xué)模型需要考慮到反應(yīng)堆的熱功率輸出、冷卻劑的熱物性、熱交換器的熱傳遞效率等因素。通過建立這些因素的數(shù)學(xué)關(guān)系，我們可以得到熱力系統(tǒng)的數(shù)學(xué)模型，并通過計算來預(yù)測和優(yōu)化系統(tǒng)的運(yùn)行。物理建模是通過建立物理模型來模擬熱力系統(tǒng)的運(yùn)行。物理模型需要按照實際的熱力系統(tǒng)比例和參數(shù)進(jìn)行設(shè)計和制作，以便能夠真實地反映系統(tǒng)的運(yùn)行狀態(tài)。物理建模的優(yōu)點(diǎn)是可以直觀地觀察系統(tǒng)的運(yùn)行狀態(tài)，便于進(jìn)行實驗和研究。仿真建模是通過計算機(jī)軟件來模擬熱力系統(tǒng)的運(yùn)行。仿真建?？梢钥焖俚啬M系統(tǒng)的運(yùn)行狀態(tài)，便于進(jìn)行大量的模擬實驗和優(yōu)化研究。在仿真建模中，需要建立熱力系統(tǒng)的數(shù)學(xué)模型，并通過計算機(jī)程序來實現(xiàn)模型的運(yùn)算和模擬。在選擇建模方法時，需要根據(jù)具體的研究需求和條件來確定。數(shù)學(xué)建模適用于對熱力系統(tǒng)進(jìn)行理論分析和優(yōu)化計算；物理建模適用于對熱力系統(tǒng)進(jìn)行實驗研究和驗證；仿真建模適用于對熱力系統(tǒng)進(jìn)行快速模擬和優(yōu)化研究。在實際的研究工作中，可以綜合使用這些建模方法，以便更好地理解和優(yōu)化壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的運(yùn)行。壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的建模是研究核電站運(yùn)行的重要手段。通過數(shù)學(xué)建模、物理建模和仿真建模等方法，可以深入了解熱力系統(tǒng)的運(yùn)行狀態(tài)，為核電站的優(yōu)化運(yùn)行和安全管理提供重要的技術(shù)支持。四、壓水堆核電站熱力系統(tǒng)性能分析壓水堆核電站熱力系統(tǒng)性能分析是確保核電站高效、安全運(yùn)行的重要環(huán)節(jié)。在這一部分，我們將深入探討壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的性能特性，包括其熱效率、能量轉(zhuǎn)換過程以及可能存在的性能瓶頸。我們關(guān)注熱力系統(tǒng)的熱效率。壓水堆核電站的熱效率主要由反應(yīng)堆的熱功率和渦輪發(fā)電機(jī)的電功率決定。熱效率的計算涉及反應(yīng)堆中核裂變產(chǎn)生的熱量與最終轉(zhuǎn)化為電能的熱量之比。這一比值反映了核電站熱力系統(tǒng)的能量利用效率，對于評估核電站的性能至關(guān)重要。我們分析能量轉(zhuǎn)換過程。在壓水堆核電站中，核裂變產(chǎn)生的熱量通過一回路水傳遞給二回路水，進(jìn)而驅(qū)動渦輪發(fā)電機(jī)發(fā)電。這一過程中，能量的傳遞和轉(zhuǎn)換效率直接影響到熱力系統(tǒng)的性能。因此，我們需要對能量轉(zhuǎn)換過程中的各個環(huán)節(jié)進(jìn)行詳細(xì)分析，以找出可能存在的能量損失和效率瓶頸。我們還需要關(guān)注熱力系統(tǒng)的穩(wěn)定性和安全性。壓水堆核電站熱力系統(tǒng)在運(yùn)行過程中可能會受到各種因素的影響，如反應(yīng)堆入口溫度、壓力、流量等參數(shù)的波動。這些因素可能對熱力系統(tǒng)的性能產(chǎn)生不利影響。因此，我們需要通過建模分析，研究這些參數(shù)對熱力系統(tǒng)性能的影響，并制定相應(yīng)的優(yōu)化措施。在性能分析過程中，我們還需要充分利用現(xiàn)代仿真技術(shù)和數(shù)據(jù)分析方法。通過建立精確的壓水堆核電站熱力系統(tǒng)模型，我們可以模擬不同工況下的系統(tǒng)運(yùn)行情況，并對比實際運(yùn)行數(shù)據(jù)進(jìn)行分析。這將有助于我們發(fā)現(xiàn)熱力系統(tǒng)性能方面的潛在問題，為后續(xù)的改進(jìn)和優(yōu)化提供有力支持。壓水堆核電站熱力系統(tǒng)性能分析是一個復(fù)雜而關(guān)鍵的任務(wù)。通過深入研究熱力系統(tǒng)的熱效率、能量轉(zhuǎn)換過程以及穩(wěn)定性和安全性等方面的問題，我們可以為壓水堆核電站的高效、安全運(yùn)行提供有力保障。隨著技術(shù)的不斷進(jìn)步和方法的不斷創(chuàng)新，我們相信壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的性能分析將會更加精確和高效。五、壓水堆核電站熱力系統(tǒng)優(yōu)化研究隨著能源需求的日益增長和環(huán)保要求的不斷提高，壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的優(yōu)化研究顯得尤為重要。優(yōu)化熱力系統(tǒng)不僅能提高核電站的運(yùn)行效率，還能降低運(yùn)行成本，同時滿足環(huán)保標(biāo)準(zhǔn)。在壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的優(yōu)化研究中，我們主要關(guān)注熱力循環(huán)效率、熱損失控制以及能量利用率的提升。針對熱力循環(huán)效率的優(yōu)化，我們可以通過改進(jìn)熱力循環(huán)的設(shè)計，如提高蒸汽參數(shù)、優(yōu)化汽輪機(jī)結(jié)構(gòu)等方式，使得熱力循環(huán)更加高效。同時，我們還需要對熱力循環(huán)中的熱損失進(jìn)行嚴(yán)格控制，通過優(yōu)化熱力系統(tǒng)的布局和管道設(shè)計，減少熱量在傳輸過程中的損失。能量利用率的提升也是熱力系統(tǒng)優(yōu)化的重要目標(biāo)。我們可以利用先進(jìn)的控制技術(shù)和算法，如優(yōu)化調(diào)度算法、智能控制等，對熱力系統(tǒng)進(jìn)行實時優(yōu)化和控制，使得熱力系統(tǒng)在各種工況下都能保持較高的能量利用率。除了上述優(yōu)化措施外，我們還需要對熱力系統(tǒng)的安全性和可靠性進(jìn)行充分考慮。在優(yōu)化過程中，我們需要對熱力系統(tǒng)進(jìn)行全面的風(fēng)險評估和故障分析，確保優(yōu)化后的熱力系統(tǒng)既能滿足運(yùn)行效率的要求，又能保證安全性和可靠性。壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的優(yōu)化研究是一個復(fù)雜而重要的課題。我們需要從熱力循環(huán)效率、熱損失控制、能量利用率以及安全性和可靠性等多個方面入手，綜合運(yùn)用先進(jìn)的控制技術(shù)和算法，對熱力系統(tǒng)進(jìn)行全面優(yōu)化。相信隨著科技的不斷進(jìn)步和研究的深入，壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的性能將會得到進(jìn)一步提升，為人類的能源需求和環(huán)保事業(yè)做出更大的貢獻(xiàn)。六、壓水堆核電站熱力系統(tǒng)發(fā)展趨勢與展望隨著全球能源需求的持續(xù)增長和環(huán)境保護(hù)要求的日益嚴(yán)格，壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的發(fā)展正面臨著一系列新的挑戰(zhàn)和機(jī)遇。未來，壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的發(fā)展趨勢將主要體現(xiàn)在以下幾個方面：高效能熱力循環(huán)技術(shù)：為了進(jìn)一步提高核電站的能源利用效率，研究人員正在探索和開發(fā)更高效的熱力循環(huán)技術(shù)。這些新技術(shù)包括先進(jìn)的蒸汽發(fā)生系統(tǒng)、高溫高壓的熱力循環(huán)系統(tǒng)等，旨在通過減少能量損失、提高熱力效率來優(yōu)化核電站的性能。模塊化與小型化：隨著技術(shù)的進(jìn)步，壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的模塊化和小型化成為可能。這種趨勢有助于降低核電站的建設(shè)成本、縮短建設(shè)周期，并使其更加適應(yīng)分布式能源系統(tǒng)的需求。模塊化設(shè)計還可以提高核電站的安全性和可靠性，便于維護(hù)和升級。智能化與自動化：隨著人工智能和自動化技術(shù)的快速發(fā)展，壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的智能化和自動化水平將不斷提升。通過引入智能控制系統(tǒng)和自動化監(jiān)測設(shè)備，可以實現(xiàn)對核電站運(yùn)行狀態(tài)的實時監(jiān)控和智能調(diào)節(jié)，提高運(yùn)行效率和安全性。環(huán)境友好與可持續(xù)發(fā)展：面對全球氣候變化和環(huán)境保護(hù)的迫切需求，壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的發(fā)展必須更加注重環(huán)境友好和可持續(xù)發(fā)展。這包括減少核廢料的產(chǎn)生、降低放射性物質(zhì)的排放、提高冷卻水循環(huán)利用率等，以減少對環(huán)境的負(fù)面影響。核能與其他可再生能源的融合：未來，壓水堆核電站熱力系統(tǒng)可能會與其他可再生能源技術(shù)相結(jié)合，形成多能源互補(bǔ)的能源系統(tǒng)。例如，可以與太陽能、風(fēng)能等可再生能源相結(jié)合，形成混合能源系統(tǒng)，以提高能源供應(yīng)的穩(wěn)定性和可靠性。壓水堆核電站熱力系統(tǒng)在未來將繼續(xù)發(fā)展和優(yōu)化，以適應(yīng)全球能源需求和環(huán)境保護(hù)的要求。通過不斷的技術(shù)創(chuàng)新和進(jìn)步，我們有望構(gòu)建更加高效、安全、環(huán)保的核電站熱力系統(tǒng)，為人類的可持續(xù)發(fā)展做出更大貢獻(xiàn)。七、結(jié)論本文對壓水堆核電站熱力系統(tǒng)進(jìn)行了深入的建模分析與研究，旨在提升核電站的運(yùn)行效率與安全性。通過構(gòu)建精確的熱力系統(tǒng)模型，我們深入探討了核電站熱力系統(tǒng)的運(yùn)行特性、能量轉(zhuǎn)換效率以及潛在的熱力性能優(yōu)化空間。在建模過程中，我們采用了先進(jìn)的熱力學(xué)原理和計算方法，確保了模型的準(zhǔn)確性和可靠性。通過對核電站熱力系統(tǒng)的各個組成部分進(jìn)行詳細(xì)分析，我們成功構(gòu)建了一個全面、細(xì)致的熱力系統(tǒng)模型，為后續(xù)的性能分析和優(yōu)化研究提供了堅實的基礎(chǔ)。通過模型的仿真分析，我們獲得了豐富的運(yùn)行數(shù)據(jù)和性能參數(shù)，對核電站熱力系統(tǒng)的運(yùn)行特性有了更深入的理解。同時，我們還發(fā)現(xiàn)了一些潛在的性能瓶頸和優(yōu)化空間，為提升核電站的運(yùn)行效率和安全性提供了有力的依據(jù)。本文的研究成果對于壓水堆核電站的熱力系統(tǒng)設(shè)計與優(yōu)化具有重要的指導(dǎo)意義。未來的工作中，我們將繼續(xù)完善熱力系統(tǒng)模型，進(jìn)一步探索性能優(yōu)化的方法和策略，以期為我國核電站的高效、安全運(yùn)行提供更為先進(jìn)的技術(shù)支持。本文對壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的建模分析與研究取得了顯著的成果，為核電站的性能優(yōu)化和安全性提升提供了有力的支撐。我們期待在未來的工作中，能夠?qū)⑦@些研究成果應(yīng)用于實際工程實踐，為推動我國核電事業(yè)的持續(xù)發(fā)展做出更大的貢獻(xiàn)。參考資料：壓水堆核電站是一種常見的核能發(fā)電站，其熱力系統(tǒng)是整個核電站的核心部分。熱力系統(tǒng)的主要功能是將核反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱能轉(zhuǎn)化為蒸汽，進(jìn)而推動汽輪機(jī)發(fā)電。為了提高核電站的效率和安全性，需要對壓水堆核電站熱力系統(tǒng)進(jìn)行深入的建模分析與研究。本文旨在探討壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的建模方法，分析其性能和安全性，為優(yōu)化核電站的設(shè)計和運(yùn)行提供理論支持。隨著計算機(jī)技術(shù)和數(shù)值模擬方法的不斷發(fā)展，壓水堆核電站熱力系統(tǒng)建模分析的研究已經(jīng)取得了長足的進(jìn)展。國內(nèi)外學(xué)者采用不同的建模方法和工具，對熱力系統(tǒng)的性能進(jìn)行了深入研究。例如，美國西屋公司采用三維建模軟件和數(shù)值模擬方法，對壓水堆核電站熱力系統(tǒng)進(jìn)行了詳細(xì)的建模分析，得出了蒸汽發(fā)生器和汽輪機(jī)的性能曲線，為核電站的設(shè)計和優(yōu)化提供了重要依據(jù)。壓水堆核電站熱力系統(tǒng)主要包括反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器、汽輪機(jī)、冷凝器和給水加熱器等部件。反應(yīng)堆是整個系統(tǒng)的核心，它利用核燃料產(chǎn)生熱能，并把熱能傳遞給冷卻劑。蒸汽發(fā)生器將冷卻劑的熱能轉(zhuǎn)化為蒸汽，以推動汽輪機(jī)轉(zhuǎn)動并發(fā)電。冷凝器將蒸汽冷凝成水，而給水加熱器則將冷凝水再次加熱成蒸汽。在建模過程中，需要對每個部件進(jìn)行詳細(xì)描述，并定義輸入和輸出變量。例如，反應(yīng)堆的模型需要考慮反應(yīng)性、功率分布、冷卻劑流量和溫度等參數(shù)。蒸汽發(fā)生器的模型則需要考慮蒸汽流量、壓力和溫度等參數(shù)。這些參數(shù)通過一系列公式進(jìn)行推導(dǎo)和計算，以得出熱力系統(tǒng)的整體性能。本研究采用理論分析、數(shù)值模擬和實驗研究相結(jié)合的方法，對壓水堆核電站熱力系統(tǒng)進(jìn)行建模分析與研究。根據(jù)熱力學(xué)和流體動力學(xué)的基本理論，建立系統(tǒng)模型。然后，利用計算機(jī)軟件進(jìn)行數(shù)值模擬，對模型進(jìn)行求解和分析。通過實驗驗證模型的準(zhǔn)確性和可行性。通過對壓水堆核電站熱力系統(tǒng)的建模分析，我們得出了一系列性能曲線和數(shù)據(jù)。這些結(jié)果表明，蒸汽發(fā)生器和汽輪機(jī)的性能與系統(tǒng)中的壓力、溫度和流量等參數(shù)密切相關(guān)。我們還發(fā)現(xiàn)反應(yīng)堆的功率分布對蒸汽發(fā)生器的性能有著重要影響。為了提高核電站的效率和安全性，需要合理控制這些參數(shù)，并對反應(yīng)堆的功率分布進(jìn)行優(yōu)化。本文對壓水堆核電站熱力系統(tǒng)進(jìn)行了詳細(xì)的建模分析與研究，得出了系統(tǒng)的性能曲線和數(shù)據(jù)。這些結(jié)果表明，建模分析可以為優(yōu)化核電站的設(shè)計和運(yùn)行提供重要依據(jù)。然而，本研究仍存在一定局限性，例如未考慮熱力系統(tǒng)中的非線性效應(yīng)和動態(tài)過程。未來研究可進(jìn)一步拓展模型的應(yīng)用范圍，考慮更多實際工況和復(fù)雜條件下的熱力系統(tǒng)性能，為核電站的安全性和經(jīng)濟(jì)性提供更加全面的優(yōu)化方案。全世界大約有440座核電機(jī)組在運(yùn)行，其中占絕大多數(shù)(約92%)的是輕水堆(LWR)，其余為重水堆(PHWR)以及先進(jìn)氣冷堆(AGR)等。輕水堆主要是壓水堆(PWR)和沸水堆(BWR)兩種類型，其中大約75%為壓水堆，我國投入運(yùn)行并將建造的絕大多數(shù)核電站都是壓水堆型的。自從核電站問世以來，在工業(yè)上成熟的發(fā)電堆主要有以下三種：輕水堆、重水堆和石墨氣冷堆。它們相應(yīng)地被用到三種不同的核電站中，形成了現(xiàn)代核發(fā)電的主體。熱中子堆中的大多數(shù)是用輕水慢化和冷卻的所謂輕水堆。輕水堆又分為壓水堆（圖）和沸水堆。壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑。主要由核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)（即一回路系統(tǒng)）、汽輪發(fā)電機(jī)系統(tǒng)（即二回路系統(tǒng)）及其他輔助系統(tǒng)組成。冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能后，通過蒸汽發(fā)生器再把熱量傳遞給二回路產(chǎn)生蒸汽，然后進(jìn)入汽輪機(jī)做功，帶動發(fā)電機(jī)發(fā)電。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(yīng)堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應(yīng)堆，并進(jìn)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(yīng)堆，這樣來回循環(huán)，不斷地把反應(yīng)堆中的熱量帶出并轉(zhuǎn)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(jī)組發(fā)電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結(jié)成水，再由凝結(jié)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)。冷凝器中用三回路循環(huán)泵抽來的江河水作冷卻劑，冷卻后又排回到江河中，組成第三回路循環(huán)。壓水堆由壓力容器和堆芯兩部分組成。壓力容器是一個密封的、又厚又重的、高達(dá)數(shù)十米的圓筒形大鋼殼，所用的鋼材耐高溫高壓、耐腐蝕，用來推動汽輪機(jī)轉(zhuǎn)動的高溫高壓蒸汽就在這里產(chǎn)生的。在容器的頂部設(shè)置有控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)，用以驅(qū)動控制棒在堆芯內(nèi)上下移動。堆芯是反應(yīng)堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構(gòu)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(jié)而成的，含有2～4%的鈾－235，呈小圓柱形，直徑為3毫米。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4米、直徑約10毫米的燃料元件棒。把200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，組成燃料組件。每個堆芯一般由121個到193個組件組成。這樣，一座壓水堆所需燃料棒幾萬根，二氧化鈾芯塊1千多萬塊堆芯。這種反應(yīng)堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水（冷卻劑）?？刂瓢粲勉y銦鎘材料制成，外面套有不銹鋼包殼，可以吸收反應(yīng)堆中的中子，它的粗細(xì)與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型，用來控制反應(yīng)堆核反應(yīng)的快慢。如果反應(yīng)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(nèi)反應(yīng)堆就會停止工作，這就保證了反應(yīng)堆運(yùn)行的安全。壓水堆是比較廣泛采用的核反應(yīng)堆。其特征是水在堆芯內(nèi)不沸騰，因此水必須保持在高壓狀態(tài)。圖1是壓水堆核電站的流程示意圖。燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質(zhì)外逸的作用，即構(gòu)成了第一道安全屏障。把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9．5毫米，厚0．57毫米的鋯合金管內(nèi)封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質(zhì)逸出，故構(gòu)成第二道安全屏障。每200多根鈾棒，排列成橫17排，縱17排的燃料元件。如果堆內(nèi)有100多個這樣的燃料元件，即可成為90萬千瓦的壓水堆核電站。整個堆芯放在內(nèi)徑為4米，高為13米，厚為0．2米的壓力殼內(nèi)。殼內(nèi)壓強(qiáng)為155個大氣壓。可把水加熱到330℃以上。溫度升高了的水進(jìn)入蒸汽發(fā)生器內(nèi)，器內(nèi)有很多細(xì)管，細(xì)管中的水接收熱量變成蒸汽進(jìn)入蒸汽輪機(jī)發(fā)電。從反應(yīng)堆出來的水是跟細(xì)管中的水分開的，即使堆中的水有少量放射性物質(zhì)，也不會傳遞到細(xì)管中的水中。從反應(yīng)堆出來的水在蒸汽發(fā)生器中溫度降低后，經(jīng)一回路的循環(huán)泵驅(qū)動，又回到壓力殼的堆芯繼續(xù)加熱，完成第一回路的循環(huán)。一回路和壓力殼組成第三道安全屏障。沸水堆（BoilingWaterReactor）字面上來看就是采用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應(yīng)堆，其工作原理為：冷卻水從反應(yīng)堆底部流進(jìn)堆芯，對燃料棒進(jìn)行冷卻，帶走裂變產(chǎn)生的熱能，冷卻水溫度升高并逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經(jīng)過汽水分離器和蒸汽干燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進(jìn)行發(fā)電。福島核電站建于20世紀(jì)70年代，屬于沸水堆。（圖2）壓水堆（PressurizedWaterReactor）字面上看就是采用高壓水來冷卻核燃料的一種反應(yīng)堆，其工作原理為：主泵將120～160個大氣壓的一回路冷卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而后進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，通過傳熱管把熱量傳給二回路水，使其沸騰并產(chǎn)生蒸汽；一回路冷卻水溫度下降，進(jìn)入堆芯，完成一回路水循環(huán)；二回路產(chǎn)生的高壓蒸汽推動汽輪機(jī)發(fā)電，再經(jīng)過冷凝器和預(yù)熱器進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，完成二回路水循環(huán)。中國建成和在建的核電機(jī)組中，除秦山三期采用CANDU堆技術(shù)，位于山東榮成的華能石島灣采用高溫氣冷堆，其余均為壓水堆。沸水堆和壓水堆都是屬于輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，采用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統(tǒng)比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發(fā)生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構(gòu)成；燃料放置于壓力容器當(dāng)中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發(fā)電部分功能也都一樣。沸水堆采用一個回路，壓水堆有兩個回路；沸水堆由于堆芯頂部要安裝汽水分離器等設(shè)備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進(jìn)入堆芯；沸水堆具有較低的運(yùn)行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內(nèi)以汽液形式存在，壓水堆一回路壓力通常達(dá)150個大氣壓，冷卻水不產(chǎn)生沸騰。沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發(fā)生“在某些事故時控制棒應(yīng)插入堆芯而因機(jī)構(gòu)故障未能插入”的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導(dǎo)致臨界事故發(fā)生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現(xiàn)機(jī)械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。另外，對于控制棒向上引入的反應(yīng)堆，其堆芯上部的功率高于底部，當(dāng)反應(yīng)堆喪失冷卻后，會導(dǎo)致產(chǎn)生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發(fā)生熔毀的概率增加。沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，回路壓力增加，必須進(jìn)行釋壓處理，則會導(dǎo)致帶有放射性的氣體進(jìn)入大氣，同時還需要起用備用電源進(jìn)行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應(yīng)急水泵對蒸汽發(fā)生器進(jìn)行噴淋，并調(diào)節(jié)穩(wěn)壓器壓力，保證一回路不出現(xiàn)局部沸騰，依靠一二回路的溫差實現(xiàn)自然循環(huán)，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設(shè)計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質(zhì)的蓄水，至于安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實現(xiàn)冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆后要依靠柴油發(fā)電機(jī)發(fā)電啟動，在柴油發(fā)電機(jī)無法啟動的情況下，導(dǎo)致溫度失控。沸水堆與壓水堆不同之處在于沸水堆沒有蒸汽發(fā)生器，一回路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽并直接引入汽輪機(jī)，因此常規(guī)島布置有一回路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一回路和蒸汽系統(tǒng)通過蒸汽發(fā)生器分隔開，而且蒸汽發(fā)生器安置在安全殼內(nèi)，只要蒸汽發(fā)生器完整，放射性物質(zhì)不會釋放到環(huán)境中，即使蒸汽發(fā)生器故障破損，利用安全殼貫穿件關(guān)閉，放射性物質(zhì)也不會釋放到環(huán)境中。沸水堆壓力遠(yuǎn)低于壓水堆壓力，因此在系統(tǒng)設(shè)備、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低于壓水堆。壓水堆由于壓力高，且多了蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器等設(shè)備，技術(shù)性能要求及造價都要高許多。但正是由于壓水堆二回路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高于沸水堆。壓水堆核電站的總體結(jié)構(gòu)主要由三個回路構(gòu)成，其中一個回路屬于核島部分，三回路屬于常規(guī)島部分。壓水堆一回路為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，由反應(yīng)堆壓力容器、主泵、穩(wěn)壓器和蒸汽發(fā)生器等構(gòu)件組成，位于安全殼以內(nèi)；二回路由蒸汽發(fā)生器、冷凝泵、汽水分離器、汽輪機(jī)、蒸汽凝結(jié)器(或凝氣器)等構(gòu)件組成；三回路由輔助系統(tǒng)設(shè)備(簡稱BOP)包括發(fā)電機(jī)、水泵、外部蒸發(fā)器以及其他的輔助設(shè)備組成。二回路經(jīng)過蒸汽發(fā)生器進(jìn)行熱交換，一回路的水將核裂變產(chǎn)生的熱量帶至蒸汽發(fā)生器，將二回路的水變成蒸汽，推動汽輪機(jī)后，冷凝成水，回到蒸汽發(fā)生器再加熱變成蒸汽。汽輪機(jī)帶動發(fā)電機(jī)發(fā)電。壓水堆核電站一回路的壓力約為5MPa，壓力殼冷卻劑進(jìn)口溫度約為290℃，出口溫度約為325℃。二回路蒸汽壓力為6～7MPa，蒸汽溫度為275～290℃，壓水堆的發(fā)電效率為33%～34%。壓水堆核電站的核電特色腐蝕在二回路。電站設(shè)計中，在一回路水中加入硼酸(H3BO3)，通過硼對中子的吸收參與控制原子核的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，加入少許氫氧化鋰(LiOH)進(jìn)行中和，以300℃左右的一回路水pH值控制在0～2范圍內(nèi)，對應(yīng)力腐蝕破裂而言更為重要的是在一回路水中加入20～50cc/kg(標(biāo)準(zhǔn)溫壓)(相當(dāng)于2～4ppm重量)的氫氣，該氫濃度足以保障水的任何輻照分解產(chǎn)物都會通過離子-分子反應(yīng)或原子團(tuán)-分子反應(yīng)而被清除掉，結(jié)果所有相關(guān)材料的腐蝕電位接近于氫的氧化還原電位，該電位取決于氫的分壓和溶液的pH值，理想情況下一般位于-600～-800mV(SHE)左右。二回路水化學(xué)的設(shè)計目標(biāo)是保證腐蝕速率盡可能低(特別關(guān)照給水鏈中的非耐腐蝕材料)，以及將熱交換表面的淤泥轉(zhuǎn)換沉積降到最低，通過采用適當(dāng)?shù)膲A性水(室溫pH大約為10)和聯(lián)氨(N2H4)的組合來達(dá)到目的，堿性水是通過加入氨實現(xiàn)，加聯(lián)氨N2H4的目的是將氧降低到可忽略的水平。全面腐蝕過程和聯(lián)氨分解產(chǎn)生的氫優(yōu)先被剝離到蒸汽的氣相中，并和其他任何非可凝結(jié)氣體一道在冷凝器那里被抽走，結(jié)果是材料在二回路水中的腐蝕電位明顯比在一回路水中的腐蝕電位要正。壓水堆核電站在數(shù)十年的運(yùn)行中，已經(jīng)發(fā)生過各種各樣的腐蝕失效，現(xiàn)對發(fā)生在核島里的、具有國際普遍意義、影響大、損失慘重、時間長、甚至依然沒有完全解決的幾個重大腐蝕問題介紹如下。全世界數(shù)千堆的核電機(jī)組運(yùn)行經(jīng)驗表明，壓水堆機(jī)組常常受到蒸汽發(fā)生器U形傳熱管泄漏與破裂的困擾。傳熱管是一回路壓力邊界最薄弱的環(huán)節(jié)，壁厚只有2mm左右，一旦發(fā)生熱管破裂，可能引起反應(yīng)堆失水停機(jī)，同時傳熱管破裂則會導(dǎo)致帶放射性的一回路水漏向二回路而發(fā)生核污染。最早的傳熱管采用不銹鋼制造，但主要因氯離子等導(dǎo)致的應(yīng)力腐蝕破裂問題，西方核電大國普遍采用耐蝕性好的600鎳基合金(大約含Cr15%、Fe10%)，也有少數(shù)國家采用800合金(大約含Cr20%、Ni32%、余量主要是Fe)制造。但600鎳基合金傳熱管常常在服役數(shù)年或十多年后出現(xiàn)破裂泄露。表10-7給出了世界范圍1995～1999年核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管破損修理的原因。蒸汽發(fā)生器設(shè)計壽命一般為40年，實際為15～20年，90%的損壞是因為腐蝕引起的，其中主要是連接一回路與二回路傳熱管的沿晶應(yīng)力腐蝕破裂。人們在腐蝕破裂事件、規(guī)律和改進(jìn)方法上已做了大量工作，研究表明每種情況下應(yīng)力腐蝕破裂的必要條件都是敏感材料、高于某臨界值的應(yīng)力或應(yīng)變、特定水化學(xué)環(huán)境三者的組合，相應(yīng)的破裂消除方法也逐漸被開發(fā)出來。一回路側(cè)沿晶應(yīng)力腐蝕破裂主要發(fā)生在有很高應(yīng)力和冷加工的U形彎管內(nèi)表面，如第一和第二排U形彎管處和靠近管板的脹管過渡區(qū)、滾壓過渡區(qū)、凹陷管部位，導(dǎo)致破裂的環(huán)境主要是含氫的主回路水(PWSCC)。為了在實驗室重現(xiàn)并加速這種破裂，人們采用光滑試樣慢應(yīng)變速率拉伸實驗、斷裂力學(xué)預(yù)裂紋擴(kuò)展試驗以及U形彎曲試樣實驗等方法，得到大量應(yīng)力腐蝕裂紋萌生和擴(kuò)展的數(shù)據(jù)，并深入研究了應(yīng)力腐蝕破裂機(jī)理、水化學(xué)對破裂的影響、失效分析、裂紋擴(kuò)展行為和蠕變、壽命評估，測試方法等。通過以下各方面的研究，相應(yīng)的緩解乃至解決破裂問題的方法也逐漸開發(fā)出來：(1)研究發(fā)現(xiàn)破裂區(qū)的應(yīng)力在運(yùn)行溫度下總是超過屈服應(yīng)力，因此，可通過降低傳熱管殘余應(yīng)力來消除應(yīng)力腐蝕破裂，主要是第一和第二排U形彎管的局部熱處理、改進(jìn)脹管方法、噴丸處理。(2)測試實驗結(jié)果表明水中的溶解氫對600合金的應(yīng)力腐蝕破裂敏感性有顯著影響，水的溫度也有顯著影響，應(yīng)力腐蝕破裂敏感性隨水溫增高而上升。鑒于一回路水的化學(xué)成分難以調(diào)整，人們開發(fā)出在關(guān)鍵部位鍍鎳等使敏感材料與該水化學(xué)環(huán)境隔離的現(xiàn)場修復(fù)方法，有的電站采用降低水溫的辦法來減少應(yīng)力腐蝕破裂問題。(3)研究表明，與應(yīng)力腐蝕破裂相關(guān)的材料關(guān)鍵因素是碳化物沉淀的分布，晶界上碳化物沉淀越多則破裂抗力越高。因而，人們在通過控制碳化物沉淀的分布以消除應(yīng)力腐蝕破裂方面做了大量工作，主要是降低碳含量和更好地控制退火溫度，進(jìn)一步開發(fā)出的方法是在700℃進(jìn)行熱處理以使所有碳化物沉淀在晶界上，從而大大地改善了600合金傳熱管的應(yīng)力腐蝕破裂抗力。大量的測試表明，將鉻含量提高到30%左右的690合金對一回路水應(yīng)力腐蝕破裂的抗力遠(yuǎn)高于600合金，因此，一般認(rèn)為最有效的辦法是將600合金換為690合金。二回路側(cè)大量發(fā)生應(yīng)力腐蝕破裂以及晶間腐蝕，主要發(fā)生在管板、管支撐板和泥渣堆區(qū)下面的縫隙區(qū)，與二回路側(cè)存在蒸發(fā)導(dǎo)致水中雜質(zhì)在這些部位的縫隙處以及泥渣下濃縮有關(guān)，主要是雜質(zhì)(Na為主)濃縮導(dǎo)致的堿性環(huán)境，其次是SO4和Cl濃縮導(dǎo)致的酸性環(huán)境。還懷疑Pb的富集可能也是導(dǎo)致該破裂的重要原因，盡管二回路是高純水加少量緩蝕劑，名義上沒有Pb等有害元素，但回路接觸高溫水的浸潤面積很大，可能各種材料上存在的微量有害元素緩慢溶解后通過在傳熱管二回路側(cè)的蒸發(fā)而逐漸積累，形成有害的局部環(huán)境，導(dǎo)致應(yīng)力腐蝕破裂以及晶間腐蝕。人們大量研究了相關(guān)的腐蝕體系性質(zhì)(沸騰縫隙化學(xué)、雜質(zhì)濃縮、腐蝕電化學(xué)過程、腐蝕產(chǎn)物分析)、破裂行為(失效分析、破裂影響因素，特別是TiOPb、Si和Cu的影響)、破裂機(jī)理(破裂模型、裂尖高分辯電鏡分析、預(yù)測方法等)。以U形彎曲試樣或C形環(huán)試樣在有關(guān)的高溫濃堿性環(huán)境中浸泡-觀察-浸泡-觀察方法為主的應(yīng)力腐蝕破裂測試和分析表明，對碳化物沉淀在晶界的熱處理也有利于提高600合金二回路水應(yīng)力腐蝕破裂的抗力。由于鉻含量高到30%左右的690合金對二回路水應(yīng)力腐蝕破裂的抗力顯著高于600合金，新建核電站普遍采用690合金傳熱管。除了這些材料改進(jìn)外，消除該應(yīng)力腐蝕破裂的方法還有嚴(yán)格控制水化學(xué)和盡可能的沖洗，以及新的幾何設(shè)計以減少雜質(zhì)濃縮。在常見的輕水堆核電站中，低合金鋼(主要是A508和A533)以其強(qiáng)度高價格低廉等特點(diǎn)用于制造反應(yīng)堆壓力容器、加壓器和蒸汽發(fā)生器的殼體等，奧氏體不銹鋼和鎳基合金以其高耐蝕性等特點(diǎn)用于制造管道、控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)和儀表管等。因而在許多關(guān)鍵部位存在高合金奧氏體/低合金鐵素體的異材焊接件。一般是采用不銹鋼焊條(典型材料308)或鎳基合金焊條(典型材料82和52等)將其焊接，產(chǎn)生一個微觀材料組成復(fù)雜的結(jié)構(gòu)。20世紀(jì)90年代以來，壓水堆核電站發(fā)生了一系列異材焊接件在一回路高溫水中的應(yīng)力腐蝕破裂事件，如表10-8所示，主要是采用600類型鎳基合金的182以及82焊接材料的場合。大量的研究表明，它們的斷裂行為與前述的蒸汽發(fā)生器傳熱管一回路側(cè)的破裂是相同的，都是含Cr15%，含F(xiàn)e10%的600類鎳基合金在一回路高溫水中的應(yīng)力腐蝕破裂。工程上電站停堆損失巨大，還要做大量的分析評估和修復(fù)工作。美國的VCSummer核電站功率為885MW，西屋公司設(shè)計，1973和1982年分獲建造和運(yùn)行許可證，1984年投入商業(yè)運(yùn)行，2000年10月?lián)Q料時發(fā)現(xiàn)一出水口安全端處有大約90公斤硼酸漏出。該焊接件材質(zhì)結(jié)構(gòu)為A508-Ⅱ/182/82/304，內(nèi)表面經(jīng)過多次補(bǔ)焊。檢測表明，182合金焊縫中存在熱裂紋。電站運(yùn)行過程中，主要是作為預(yù)堆邊焊的182合金的內(nèi)壁在高溫水中萌生環(huán)向應(yīng)力腐蝕裂紋，其在擴(kuò)展中轉(zhuǎn)向，在徑向擴(kuò)展到82合金中并且在軸向向外擴(kuò)展，直至泄漏，裂紋的一側(cè)徑向擴(kuò)展進(jìn)入A508低合金鋼后裂尖有所鈍化，另一側(cè)徑向擴(kuò)展穿過82合金后進(jìn)入304不銹鋼敏化區(qū)，見圖10-10-45。有限元應(yīng)力分析表明，補(bǔ)焊產(chǎn)生的表面軸向殘余應(yīng)力導(dǎo)致環(huán)向裂紋，但在高溫高壓的服役條件下，該焊接件主要承受環(huán)向的工作應(yīng)力，因此，裂紋后來轉(zhuǎn)向軸向擴(kuò)展。該破裂事件除使人們更關(guān)注鎳基合金焊接件外，還引發(fā)不銹鋼在壓水堆主回路水中的應(yīng)力腐蝕破裂問題：向來認(rèn)為不銹鋼在低氧的壓水堆主回路水環(huán)境中是安全的，究竟是什么樣的運(yùn)行環(huán)境導(dǎo)致了該沿晶應(yīng)力腐蝕破裂，破裂是否只限于敏化區(qū)?美國有關(guān)機(jī)構(gòu)一方面采用新的不銹鋼管和耐應(yīng)力腐蝕破裂的690類52/152合金焊接材料(含Cr大約30%)對VCSummer核電站泄露的出水口接管-安全端焊接部分進(jìn)行了更換。對該電站其他兩個環(huán)路接管-安全端焊接件進(jìn)行了大量的的無損檢傷、安全可靠性評估和修復(fù)工作。這些工程實際工作的背后是大量的科學(xué)研究。壓水堆核反應(yīng)堆的核燃料包殼和堆內(nèi)構(gòu)件在非?？量痰沫h(huán)境中服役。一方面接觸一回路的高溫高壓水冷卻劑，由于在射線作用下，水會發(fā)生輻照分解，產(chǎn)生H2O2和O2等，它們可以明顯提高金屬材料在水中的電極電位，促進(jìn)應(yīng)力腐蝕破裂。另一方面，這些構(gòu)件承受中子的輻照，高能量中子輻照可導(dǎo)致材料產(chǎn)生空位、位錯環(huán)和原子偏聚等缺陷，導(dǎo)致材料硬化、腐蝕破裂和腫脹，特別是堆內(nèi)構(gòu)件用不銹鋼在中子輻照作用下發(fā)生晶界Cr貧化、Ni等元素集聚，導(dǎo)致沿晶應(yīng)力腐蝕破裂，稱為輻照促進(jìn)應(yīng)力腐蝕破裂。(1)核燃料包殼：早期的304不銹鋼(沿晶應(yīng)力腐蝕破裂)和近期的鋯合金(穿晶應(yīng)力腐蝕破裂)。(2)堆內(nèi)構(gòu)件：316不銹鋼堆芯隔板螺栓、600合金吸收器銷釘、用于熱屏蔽和燃料組件及堆芯隔板的A286不銹鋼螺栓、用于燃料組件的600合金螺栓、用于控制棒導(dǎo)管支撐銷釘和噴射泵梁等部位各種螺栓和彈簧的750合金，以及用于各種場合的347不銹鋼螺栓。工業(yè)上主要是通過研究改善結(jié)構(gòu)設(shè)計和改換材料來應(yīng)對該問題。材料的主要研究內(nèi)容如下：(1)不銹鋼(304L、316L等)：失效分析(沸水堆，壓水堆)；服役零部件輻照后的組織分析；輻照致材料變化與輻照促進(jìn)應(yīng)力腐蝕破裂的關(guān)系；中子和質(zhì)子輻照結(jié)果的對比；模擬合金的沿晶應(yīng)力腐蝕破裂；高能量輻照316鋼的應(yīng)力腐蝕破裂，典型合金輻照促進(jìn)應(yīng)力腐蝕破裂和成分影響(Halden堆的實驗結(jié)果)。(2)鋯合金：主要研究方向是阻抗譜分析；輻照致Laves相沉淀；氫化物破裂；新包殼材料開發(fā)；腐蝕行為和腐蝕層分析；失效分析。近年來壓水堆核電站低合金鋼和碳鋼部件發(fā)生了嚴(yán)重的腐蝕問題，可分成兩種情況。一種是核島內(nèi)某些耐蝕防護(hù)層破裂導(dǎo)致低合金鋼接觸高溫水發(fā)生腐蝕，典型案例是座落于美國俄亥俄州的戴維斯-貝斯核電站，該電站1978年7月投入運(yùn)營，計劃于2017年4月關(guān)閉，2002年3月停堆維修期間，工人在核島的反應(yīng)堆的低合金鋼壓力容器上發(fā)現(xiàn)一個6英寸(約合24cm)深的腐蝕洞，通常核島里的低合金鋼部分不接觸水，有一層耐蝕的不銹鋼堆焊層和鎳基合金管將水隔開，此次腐蝕的原因是600鎳基合金管和不銹鋼堆焊層發(fā)生應(yīng)力腐蝕破裂，導(dǎo)致含硼酸和氫氧化鋰的一回路高溫水接觸低合金鋼部分，產(chǎn)生嚴(yán)重的腐蝕大坑。該嚴(yán)重腐蝕導(dǎo)致核電站關(guān)閉了兩年左右，人們對腐蝕坑和裂紋做了大量的分析研究和修補(bǔ)工作，這一事件促使國際核工業(yè)社會高度重視低合金鋼在高溫水環(huán)境中的腐蝕破裂行為與防護(hù)問題。另一種情況是在常規(guī)島部分通常就接觸高溫水的碳鋼構(gòu)件發(fā)生腐蝕，典型案例是日本美浜核電站，該電站1976年投入運(yùn)營，1991～2003年曾發(fā)生過幾次與核有關(guān)的小事故，2004年8月9日，渦輪所在的建筑內(nèi)連接3號反應(yīng)堆的水管在工人們準(zhǔn)備進(jìn)行例行安全檢查時突然爆裂，雖然并未導(dǎo)致核泄漏，但蒸汽爆發(fā)還是導(dǎo)致5名工人死亡，數(shù)十人受傷，原因是碳鋼管內(nèi)長期有高溫水高速流動，導(dǎo)致鋼管因內(nèi)側(cè)發(fā)生流動加速腐蝕而逐漸減薄，管理上的疏忽導(dǎo)致長期未檢測，最后發(fā)生嚴(yán)重事故。這促使國際核工業(yè)界高度重視，加強(qiáng)對腐蝕問題的研究，在工業(yè)應(yīng)用上積極檢測碳鋼管在高溫水中的腐蝕狀況并及時更換腐蝕嚴(yán)重的構(gòu)件，盡可能使用含Cr量較高的抗流動腐蝕較強(qiáng)的鋼管。壓水堆核電廠因其功率密度高、結(jié)構(gòu)緊湊、安全易控、技術(shù)成熟、造價和發(fā)電成本相對較低等特點(diǎn)，成為國際上最廣泛采用的商用核電堆型，占輕水堆核電機(jī)組總數(shù)的3/4。我國核電站以及潛艇基本都采用了先進(jìn)的壓水堆核電機(jī)組，安全性比福島高很多。20世紀(jì)90年代，美國和歐洲核電先進(jìn)國家對今后建設(shè)的核電廠的安全、技術(shù)、經(jīng)濟(jì)性確定了一系列具體的奮斗目標(biāo)。各國也著手研發(fā)同時滿足這些要求的第三代壓水堆。其中有代表的有法、德合作開發(fā)的歐洲動力堆EPR和美國西屋公司研發(fā)的AP1000。EPR提出在未來壓水堆設(shè)計中采用共同的安全方法，通過降低堆芯熔化和嚴(yán)重事故概率和提高安全殼能力來提高安全性，從放射性保護(hù)、廢物處理、維修改進(jìn)、減少人為失誤等方面根本改善運(yùn)行條件；AP1000則以全非能動安全系統(tǒng)、簡化設(shè)計和布置以及模塊化建造為主要特色。浙江省海鹽縣錢塘江口北岸的秦山核電站，是中國自行設(shè)計建造的第一座30萬千瓦核電站。這個核電站背山臨海，風(fēng)向好，海灘面積大，地理條件得天獨(dú)厚，既可就地利用發(fā)電時所必需的大量海水，又能利用五千畝海灘建造廠房和附屬設(shè)施，節(jié)省大批耕地。六十年代以來，核能發(fā)電在世界上發(fā)展很快。已有23個國家和地區(qū)擁有核電站。核電站的心臟是核反應(yīng)堆。反應(yīng)堆可分為熱中子反應(yīng)堆和快中子反應(yīng)堆兩大類。中國秦山核電站采用壓水堆，這是屬于熱中子反應(yīng)堆的一種。世界上發(fā)電用的反應(yīng)堆有一半以上采用壓水堆。這種反應(yīng)堆有多層安全保護(hù)系統(tǒng)，能自動調(diào)節(jié)性能，哪怕完全失去控制都不會發(fā)生爆炸。1985年1月18日，廣東核電投資有限公司和香港核電投資有限公司簽署了合資興辦中國最早一座180萬千瓦的大型壓水堆核電站。這個電站將于1992年全部建成投產(chǎn)，年發(fā)電量為100億度。安全可靠是核電站發(fā)展的基石，中國也始終把核電安全放在第一位。我們有理由相信，隨著經(jīng)驗的積累以及技術(shù)的進(jìn)步，核電站的安全性能將逐步得到進(jìn)一步提高，將要發(fā)展的第三代反應(yīng)堆和未來的第四代反應(yīng)堆會為我們安全利用核能營造新的環(huán)境。隨著全球能源需求的不斷增長，