核电厂的基本类型及特点简介

通常可根据中子慢化剂和冷却剂的不同把反应堆分成多种类型。在运行核电厂堆型分布情况见表6.1,在建核电厂堆型分布情况见表6.2。

表6.1　在运行核电厂堆型分布情况

续表

表6.2　在建核电厂堆型分布情况

1.轻水堆

轻水堆(light water reactor,LWR)采用轻水(即普通水H 2 O)做慢化剂和冷却剂。

轻水堆包括轻水压水堆(pressurized water reactor,PWR)和轻水沸水堆(boiling water reactor,BWR),是核电厂采用的最主要的堆型。美国在20世纪50年代中期由于发展核潜艇的需要,开始发展轻水压水堆技术,其后,美国的核电技术采用了压水堆和沸水堆并举的路线,但一直以压水堆为主。苏联也是从20世纪50年代开始发展轻水压水堆,俄语简称VVER。法国在20世纪50年代最早发展的是石墨气冷堆,后来也改为压水堆的技术路线,进行了大规模的核电建设。轻水堆特点是结构和运行比较简单,尺寸小,造价低,具有良好的安全性、可靠性和经济性。目前在已建的核电厂中,轻水堆大约占88%。其中轻水压水堆占65%以上,轻水沸水堆占23%左右。

轻水堆通常采用低浓缩的二氧化铀作燃料,烧结成细长的芯块,装在圆管包壳中。两端密封构成细长的燃料元件棒,然后按15×15或17×17排成栅阵构成燃料组件。反应堆的堆芯由100～200个燃料棒组件和多个控制棒组件成,置于压力壳中,作为慢化剂和冷却剂的轻水从堆芯的栅阵中流过,并将热量带到蒸汽发生器。

轻水压水堆采用两个回路,一回路(primarycooling circuit)采用高压水,压力为12～16MPa,加热到300～330℃,到蒸汽发生器(steam generator),将二回路的水加热成水蒸气。二回路(secondary circuit)蒸汽通常是压力为5.0～7.5MPa的饱和蒸汽或微过热蒸汽,温度约为275～290℃。因此,核电厂应采用焓降小、蒸汽流量大、转速比较低的饱和蒸汽轮机,并在高低压缸之间设置汽水分离器。压水堆核电机组的循环热效率约为30%～34%。

目前轻水压水堆技术类型较多,包括美国西屋公司、燃烧工程公司、巴威公司发展的堆型,俄罗斯的VVER堆型(也称为WWER),法国法马通公司、德国西门子公司和日本三菱公司等引进美国西屋公司技术之后发展的堆型,我国独立研发的CNP系列(CNP300、CNP600及CNP1000)等。这些堆型中,美国巴威公司的压水堆由于发生了三里岛核事故而停止发展。

轻水沸水堆中冷却水压力较低,约为7MPa,允许在堆内实现可控沸腾。堆内生成的蒸汽约为285℃,并直接送到汽轮机发电。故沸水堆只有一个回路。无蒸汽发生器,结构简单。但由于蒸汽带有放射性,容易使汽轮机受到污染。(www.xing528.com)

2.重水堆

重水堆(heavy water reactor)采用重水(D2 O)作为中子慢化剂,重水或轻水做冷却剂。重水堆的代表堆型是加拿大发展的坎杜型(CANDU)重水堆,即压水重水堆(pressurised heavy water reactor,PHWR),以重水作为慢化剂和冷却剂,采用压力管将慢化剂重水和冷却剂重水分开,慢化剂不承受高压。冷却剂在压力管内,压力约为9.5MPa,温度从250℃加热到约300℃,到蒸汽发生器中传递给水生成压力为4MPa的蒸汽。也有采用可控沸腾轻水做冷却剂的重水堆。

重水堆的特点是：①可采用天然铀做燃料,不需浓缩,燃料循环简单；②建造成本比轻水堆高。

3.石墨气冷堆

石墨气冷堆(gas cooled graphite moderated reactor)采用石墨做中子慢化剂,气体做冷却剂。由于采用气体作为冷却剂,气冷堆的冷却剂温度可以较高,从而提高热力循环的热效率。目前,气冷堆核电厂机组的热效率可以达到40%,相比之下,水冷堆核电厂机组的热效率只有33%～34%。石墨气冷堆又可分为天然铀气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种。

天然铀气冷堆以二氧化碳做冷却剂,冷却剂压力为2～3MPa,加热到400℃左右。优点是可采用天然铀做燃料,缺点是功率密度低、尺寸大、造价高、经济性差。由英、法两国发展,现在已经停止生产。

改进型气冷堆(AGR)是天然铀气冷堆的改进型,其功率密度、运行温度、热效率等指标都有所提高,体积也有所减小。但该种堆型天然铀需求量大,现场施工量大,经济能差,没有打开国际市场,目前在运行的改进型气冷堆都在英国。

高温气冷堆采用氦气做冷却剂,温度可高达800～1300℃。采用低浓缩铀或高浓缩铀加钍作燃料。其特点是温度高、燃耗深、功率密度高、发电效率也较高。如果直接推动氦气轮机,热效率更可高达50%以上,并使系统简化。但技术复杂,目前尚不成熟,是国际上重点研发的堆型之一。我国清华大学核能与新能源技术研究院建设的10MW高温气冷试验堆于2000年12月建成,2003年1月发电。

4.石墨水冷堆

石墨水冷堆(light water graphite moderated reactor)是苏联基于石墨气冷堆技术开发的核电技术,只在苏联建设部分电站。该种堆型发生了切尔诺贝利核事故,暴露了设计中的缺陷,已较少发展。

5.快堆

快堆(fast neutron reactor或fast reactor)也称为快中子增殖堆(fast breeder reactors)。这种反应堆不用慢化剂,而主要使用快中子引发核裂变反应。快中子增殖堆不用慢化剂,堆芯体积小、功率大,要求传热性能好、又不慢化中子的冷却剂。目前主要采用液态金属钠和高温高速氦气两种冷却剂。由于快中子引发裂变时新生成的中子数更多,可用于核燃料的转换和增殖。但相对于热堆,快堆需要使用高度浓缩的铀或钚作为核燃料。

(1)钠冷快堆。通常采用三个回路,一回路钠(有放射性)将热量从反应堆载出,在热交换器中将热量传递给中间回路的钠(无放射性),再由中间回路的钠将热量载到蒸汽发生器,用于产生蒸汽。钠冷快堆采用氧化铀和氧化钚的混合物作燃料,其特点是可实现核燃料的增殖,但技术复杂、造价高,仍在发展之中。

(2)氦冷快堆。增殖比大于钠冷快堆,是第四代核技术发展的重点堆型。氦气在反应堆中可以被加热到850℃,直接推动布雷顿循环燃气轮机进行热功转换,可以实现较高的循环热效率。