图解核电站以压水堆为例

1、图解核电站 -以压水堆核电站为例0 引言随着我国经济社会的发展，全社会对能源的需求越来越多，能源尤其是电力缺口越来越大。核电作为一种清洁、无污染的新能源，也越来越受到全社会的重视。然而核电到底如何产生和运行一直鲜为人知，因此核电的安全性也一直备受普通民众的质疑，所以有必要对核电站进行一些解释与说明，以让大众能够对核电站多一些了解和认知。1 核反应与核能核反应（nuclear reaction）是核子、核或其他粒子与靶核碰撞，导致靶核质量、电荷或能态发生变化的现象。核反应前后的核子数、电荷数、能量和动量都守恒。核能（nuclear energy）又称原子能，是由于原子核内部结构发生变化而释放出的

2、能量。虽然反应前后的核子数不变，但不同原子核的核子质量不完全相同（如图1），因而核反应的过程往往伴随着质量的亏损。有爱因斯坦质能方程E=mc2，核反应过程中就会有能量的释放，这部分能量就是核能。核反应中释放的核能，就相同质量而言，远比化学反应释放的化学能大的多。例如， 1千克235u裂变释放的核能相当 图1 于2700吨标准煤(1千克标准煤可产生7000大卡的热量)完全燃烧时所放出的热量。 2 核电站及其构成核电站（nuclear power plant）是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合(Nuclear Fusion)反应所释放的能量产生电能的发电厂。压水堆核电站的工作原

3、理流程，如图2所示。它用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。其主要有反应堆系统、冷却水回路（一回路系统）、蒸汽-水回路（二回路系统）及其他辅助回路系统组成。核电站的选址十分复杂而费时，既要考虑到核电站对周围环境的影响，又要考虑 图2 压水堆核电站的工作原理流程 环境中各种因素对核电站的影响。通常，核电站的选址要考虑核电站本身的特性如放射性，厂址自然条件和技术要求如地震、洪水、飓风等其他地质或气象灾害的影响，辐射安全如正常和事故条件下电站对周围环境的影响等等。核电站的厂房主要由安全壳厂房、一回路辅助厂房、燃料厂房

4、、汽轮发电机厂房、主控室、输配电厂房、循环水厂房及三废处理厂房等组成，如图3。其中，安全壳厂房和燃料厂房均按抗震级要求设计。核电站的安全性是人们最为关注和担心的地方，而核电站最大的危险莫过于其强放射性裂变产物对环境的污染。1979年3月28日美国三里岛核电站严重失水事故及1986年4月26日前苏联切尔诺贝利核电站反应堆爆炸事故在人们心中留下了难以抹去的阴影，对核电的发展也造成了巨大的影响。为保证核电站的安全性，对裂变产物的的逸出一般设有三道屏障：1，燃料元件包壳；2，一回路管道和容器；3，安全壳。正常运行下，排放到环境 图3 核电站厂房布置 中的的放射性可以控制在远低于允许标准之下。如厂区附近

5、地面空气中的放射性浓度要低于允许值的1%等。3 核电站各系统分析3.1 核反应堆系统 核反应堆的基本原理核反应堆（nuclear reactor），又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。核反应堆中有大量中子在飞行，这些中子和原子核相作用能发生多种核反应，如散射反应、俘获反应、裂变反应等。（1） 散射反应 核发生散射反应时，中子改变飞行方向和速度。 通常有两种机制：弹性散射和非弹性散射，其中非弹性散射的反应式为 。（2） 俘获反应 中子被原子核吸收后，形成一

6、种新核素并放出射线的反应称为俘获反应。反应堆中重要的俘获反应有,经过两次衰变将转化为核燃料。（3）裂变反应 铀233、铀235、钚239和钚241等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，通常称之为易裂变燃料。铀裂变时一般产生两个中等质量的核，叫做裂变碎片，同时发出平均2.5个中子和约200 MeV的能量，产生的中子在一定条件下可以使其他原子核发生裂变反应。裂变过程继续下去，产生更多的中子，就会形成核裂变链式反应。其中的一种裂变方式为。 核反应堆的构成压水反应堆的主要部件有反应堆堆芯、堆内支撑结构、反应堆压力壳和控制棒驱动机构等，其直径一般为45 m。图4就是一典型压水反应堆的剖面图。（1）

7、堆芯反应堆堆芯（reactor core）又称反应堆活性区，是反应堆压力容器内进行裂变链式反应、将核能转化为热能释放的区域。堆芯位于整个压力壳中间偏下的位置，通常由燃料组件、 图4 某压水堆剖面图 图5 压水堆燃料组件中子源、可燃毒物组件、慢化剂(根据需要)和控制棒组件等组成。它们之间流过冷却剂，以带出裂变反应产生的热量。燃料组件(fuel assembly)有燃料元件棒、控制棒导向管、定位格架、上下管座等部件组成，总长4000 mm左右，其结构如图5所示。元件棒放置于15×15或17×17排列成正方形的栅格中，其中204或264个位置放置元件棒，其余20或24个位置用来插

8、入控制棒导向管和一根中子通量测量管。每个组件沿高度方向设置78层定位格架。可燃物组件(burnable poison assembly)结构与燃料组件相似，只用于初始堆芯的第一个燃料循环中，用以补偿一部分过剩反应性，使冷却水中的含硼浓度限制在一定数值。中子源组件用来加快堆的启动时间，提高中子探测器的准确性和可靠性，使堆安全可靠地启动，其按要求插在燃料组件的控制棒导向管内。控制棒组件在反应堆中用于控制核裂变反应速率、启动和关闭反应堆、调整反应堆的功率输出。由径向蛛网行肋片的连接柄将控制棒元件连接成一束，由一个控制棒驱动机构来传动。根据反应堆的运行要求，堆内控制棒组件分为调节棒、停堆棒和短棒三种。

9、（2） 堆内支撑结构堆内支撑结构（pile support structure）或称堆内构件（reactor internal）是反应堆压力容器内除燃料组件及其相关组件以外的所有其他结构件的总称。包括堆芯上部支承构件、堆芯下部支承构件、堆芯测量支承结构。主要作用为：支承和互换核燃料组件；正确引导控制棒进行核反应启动、停止、功率调整；为反应堆温度测量、中子通亮测量提供正确通道；建立反应堆合理的水流通道；为反应堆在事故情况下提供二次安全支撑。（3） 反应堆压力壳反应堆压力壳（reactor pressure vessel）是包容和支承堆芯核燃料组件、控制组件、堆内构件和反应堆冷却剂的钢制承压容器。

10、其要承受1420 MPa压力、约320温度以及在高硼水腐蚀条件下工作3040年，故在材质要求、制作、检验及在役检查等方面都比常规压力容器要严格得多。（4） 控制棒驱动机构控制棒驱动机构（control rod drive mechanism，CRDM）是带动控制棒组件在堆芯内上下移动或保持在某一高度的部件，用以实现反应堆的启动、功率调节、停堆和事故条件按下的安全控制。有磁阻电机驱动机构、抓构型磁力提升驱动机构、滚珠螺母型驱动机构和水力传动机构等几种形式，都具有全密封、快速落棒可靠等特点。3.2 堆芯冷却系统一回路系统一回路系统由核反应堆、主循环泵、蒸汽发生器、稳压器和相应的管道阀门及其他辅助设

11、备组成。反应堆冷却剂为高温高压含硼水，由主循环泵唧送，流经反应堆，吸收核燃料裂变时释放的热能后，进入蒸汽发生器，并通过蒸汽发生器的管壁，将热量传给在管外流动的二回路，以生产蒸汽。然后再由主循环泵将冷却水重新唧送入反应堆内，这样构成一个密闭的循环回路。一回路系统的压力由稳压器来控制。大功率压水堆核电站一般有24条并联在反应堆压力壳接管上的密闭环路。每条环路由一台主循环泵、一台蒸汽发生器和相应的管道阀门组成。其主要设备如图6所示。3.2.1 蒸汽发生器蒸汽发生器（steam generator，SG）是采用间接循环的反应堆动力装置中把反应堆冷却剂从堆芯获得的热能传给二回路工 图6 一回路系统（4环

12、路） 质使其变为蒸汽的热交换设备。常用的蒸汽发生器有立式U形管束自然循环蒸汽发生器和直流式蒸汽发生器两种。现代压水堆核电站运行经验表明，蒸汽发生器传热管断裂事故在核电站事故中居首要位置。立式U形管束自然循环蒸汽发生器由U型传热管、管板、管道支撑板、汽水分离器和容器等组成。总高度一般为1922 m.，总重300400 t，蒸汽压力为5.57.5 MPa。3.2.2 稳压器稳压器（pressurizer）是用于稳定和调节一回路主系统冷却剂的工作压力,避免一回路主系统压力过高或过低,防止一回路主系统及设备超压或反应堆内冷却剂压力过低而出现容积沸腾现象，从而避免堆心燃料棒过热烧毁的事故。现代大功率压水

13、堆核电站都采用电热式稳压器。电热式稳压器一般采用立式圆柱形结构。安置在稳压器上部蒸汽空间顶端的喷淋头用来抑制压力升高，而安置在稳压器下部水空间内的电加热器则起限制压力降低的作用。稳压器主要有喷淋系统、电加热器、超压保护装置、安全阀、隔离阀和泄压箱等构成，如图7所示。其典型几何参数为高13 m，直径2.5 m，上下端为半球形封头，总容积约40 m3,净重约80 t，立式安装在下部裙座上。 主循环泵主循环泵用于唧送高温高压的反应堆冷却剂，使其循环流动，连续不断地把反应堆中产生的热能传送到蒸汽发生器，以保证一回路系统的正常工作。它是核动力装置的重要设备之一，也是一回路主系统中唯一高速旋转的设备。主泵

14、转速为1500 r/min，要求连续运行1年以上，每台主泵要承受300 MW左右的电功率（流量1500020000m3/h）。无论一回路有几个环路，每个环路上都要有1台主泵及1台蒸汽发生器。3.3 安全壳安全壳（containment）是包容反应堆冷却剂系统和一些重要的安全系统、防止在反应堆失水事 图7 稳压器结构 故和严重事故下放射性物质向环境释放、并保护反应堆冷却剂承压边界和安全系统抗御外部事件的构筑物。安全壳按结构分为单层和双层壳。双层壳的内层称为主安全壳，主要承受事故压力，外层称为次级安全壳，起生物屏蔽及保护作用；两层之间留有环形空腔，可保持一定的负压，使核电站内部的放射性物质不易向外

15、界泄漏。安全壳按材料可分成钢、钢筋混凝土及预应力混凝土三种。安全壳的主要功能是防止和控制放射性物质的泄漏。设计首先应考虑反应堆发生事故时，冷却剂逃逸所造成的内压和温度变化。此外，还应计及恒载、活荷载、雪荷载、施工荷载以及各种外界的不利因素如地震、龙卷风及其他飞射物的冲击、飞机失事 图8 安全壳及其内部设备冲撞或化工厂爆炸等偶然影响。安全壳顶部呈半球形或椭圆形，内径约40 m，壁厚约1 m，高约6070 m，按抗震级设计，施工期约需23年。 3.4 二回路系统二回路是核电站常规岛的主体，其作用是将一回路冷却剂传来的热能转换成电能，在停堆和事故条件下保证核蒸汽供应系统的冷却。它与一回路冷却剂完全隔

16、离，工质为普通水，这和常规火电站类似，主要设备有汽轮机、汽水分离中间再热器、冷凝器、发电机及厂用电系统等。因为核电站二回路蒸汽通常都是参数比较低的饱和蒸汽或微过热蒸汽，现代核电站的汽轮机多采用半速汽轮机。4 其它堆型核电站简介4.1 核电站堆型分类核电站反应堆根据其采用的中子慢化剂和冷却剂工质的不同，可分为很多种类型，详见下表1。表 1 核电站反应堆分类堆型燃料慢化剂冷却剂轻水反应堆压水堆浓缩铀轻水轻水沸水堆浓缩铀轻水轻水重水反应堆重水冷却型天然铀重水重水轻水冷却型天然铀、浓缩铀、钚重水轻水石墨气冷堆天然铀气冷堆天然铀石墨二氧化碳改进型气冷堆浓缩铀石墨二氧化碳M高温气冷的堆浓缩铀、钍石墨氦快中

17、子增殖堆浓缩铀+钚无钠4.2 四代核能发电技术截止到目前，核能发电的发展可分为四代，第一代为原型堆核电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站；第二代为改进型堆核电站，即1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站；第三代为革新型堆核电站，指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站，第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统；第四代为革命型堆核电站，是待开发的核电站。4.3 第四代核能发电系统2002年9月19日至20日在东京召开的GIF会议上，与会的10个国家在征集到的94个概念堆的基础上，一致同意开发下面六

18、种第四代核电站概念堆系统。气冷快堆系统气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850。 铅合金液态金属冷却快堆系统 铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。 熔盐反应堆系统 熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力