堆芯換料過程是什么工業(yè)反應(yīng)器設(shè)計評價指標(biāo)

午夜聽雨2022-08-14 22:09:351376

日本福島的核電站反應(yīng)堆是什么工作原理？有沒有圖示？設(shè)計反應(yīng)堆燃耗和換料周期的主要依據(jù)，高溫氣冷堆換料方式是怎樣的？

本文導(dǎo)航

日本福島核電站技術(shù)
工業(yè)反應(yīng)器設(shè)計評價指標(biāo)
高溫氣冷堆設(shè)備國產(chǎn)化率

日本福島核電站技術(shù)

熱堆的概念中子打入鈾－235的原于核以后，原子核就變得不穩(wěn)定，會分裂成兩個較小質(zhì)量的新原子核，這是核的裂變反應(yīng)，放出的能量叫裂變能；產(chǎn)生巨大能量的同時，還會放出2～3個中子和其它射線。這些中子再打入別的鈾－235核，引起新的核裂變，新的裂變又產(chǎn)生新的中子和裂變能，如此不斷持續(xù)下去，就形成了鏈?zhǔn)椒磻?yīng) 利用原子核反應(yīng)原理建造的反應(yīng)堆需將裂變時釋放出的中子減速后，再引起新的核裂變，由于中子的運動速度與分子的熱運動達(dá)到平衡狀態(tài)，這種中子被稱為熱中子。堆內(nèi)主要由熱中子引起裂變的反應(yīng)堆叫做熱中子反應(yīng)堆（簡稱熱堆）。熱中子反應(yīng)堆，它是用慢化劑把快中子速度降低，使之成為熱中子（或稱慢中子），再利用熱中子來進(jìn)行鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的一種裝置。由于熱中子更容易引起鈾－235等裂變，這樣，用少量裂變物質(zhì)就可獲得鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。慢化劑是一些含輕元素而又吸收中子少的物質(zhì)，如重水、鈹、石墨、水等。熱中子堆一般都是把燃料元件有規(guī)則地排列在慢化劑中，組成堆芯。鏈?zhǔn)椒磻?yīng)就是在堆芯中進(jìn)行的。反應(yīng)堆必須用冷卻劑把裂變能帶出堆芯。冷卻劑也是吸收中子很少的物質(zhì)。熱中子堆最常用的冷卻劑是輕水（普通水）、重水、二氧化碳和氦氣。核電站的內(nèi)部它通常由一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)組成。反應(yīng)堆是核電站的核心。反應(yīng)堆工作時放出的熱能，由一回路系統(tǒng)的冷卻劑帶出，用以產(chǎn)生蒸汽。因此，整個一回路系統(tǒng)被稱為“核供汽系統(tǒng)”，它相當(dāng)于火電廠的鍋爐系統(tǒng)。為了確保安全，整個一回路系統(tǒng)裝在一個被稱為安全殼的密閉廠房內(nèi)，這樣，無論在正常運行或發(fā)生事故時都不會影響安全。由蒸汽驅(qū)動汽輪發(fā)電機組進(jìn)行發(fā)電的二回路系統(tǒng)，與火電廠的汽輪發(fā)電機系統(tǒng)基本相同。輕水堆――壓水堆電站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、重水堆和石墨汽冷堆。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。目前，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和沸水堆。壓水堆核電站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)。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9.3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。此外，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)堆運行的安全。輕水堆――沸水堆電站沸水堆核電站沸水堆核電站工作流程是：冷卻劑（水）從堆芯下部流進(jìn)，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分開、防止水進(jìn)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。沸水堆與壓水堆不同之處在于冷卻水保持在較低的壓力（約為70個大氣壓）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。總之，輕水堆核電站的最大優(yōu)點是結(jié)構(gòu)和運行都比較簡單，尺寸較小，造價也低廉，燃料也比較經(jīng)濟，具有良好的安全性、可靠性與經(jīng)濟性。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(yīng)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(nèi)產(chǎn)生的蒸汽直接進(jìn)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(shè)計與維修都比壓水堆要麻煩一些。重水堆核電站重水堆按其結(jié)構(gòu)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(nèi)部結(jié)構(gòu)材料比壓力管式少，但中子經(jīng)濟性好，生成新燃料钚－239的凈產(chǎn)量比較高。這種堆一般用天然鈾作燃料，結(jié)構(gòu)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30萬千瓦。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(yīng)堆。這兩種堆的結(jié)構(gòu)大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷卻堆核電站這種反應(yīng)堆的反應(yīng)堆容器不承受壓力。重水慢化劑充滿反應(yīng)堆容器，有許多容器管貫穿反應(yīng)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(yīng)堆的兩端，各設(shè)置有一座遙控定位的裝卸料機，可在反應(yīng)堆運行期間連續(xù)地裝卸燃料元件。這種核電站的發(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90大氣壓）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(nèi)傳給二回路的輕水，以產(chǎn)生蒸汽，帶動汽輪發(fā)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(chǔ)上發(fā)展起來的。加拿大所設(shè)計的重水慢化重水冷卻反應(yīng)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(yīng)堆都是垂直布置的。它的燃料管道內(nèi)流動的輕水冷卻劑，在堆芯內(nèi)上升的過程中，引起沸騰，所產(chǎn)生的蒸汽直接送進(jìn)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(yīng)，所以，大多數(shù)設(shè)計都在燃料中加入了低濃度的鈾－235或钚－239。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(yīng)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。石墨氣冷堆核電站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(yīng)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(jìn)型氣冷堆和高溫氣冷堆。（1）天然鈾石墨氣冷堆核電站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(yīng)堆。這種反應(yīng)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(chǔ)上發(fā)展起來的，早在1956年英國就建造了凈功率為45兆瓦的核電站。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(yuǎn)遠(yuǎn)大于其他堆?，F(xiàn)在英、法兩國都停止建造這種堆型的核電站。 (2)改進(jìn)型氣冷堆核電站改進(jìn)型氣冷堆是在天然鈾石墨氣冷堆的基礎(chǔ)上發(fā)展起來的。設(shè)計的目的是改進(jìn)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(鈾－235的濃度為2－3%)，出口溫度可達(dá)670℃。它的蒸汽條件達(dá)到了新型火電站的標(biāo)準(zhǔn)，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(shù)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，氦氣作為冷卻劑的堆。這里所說的高溫是指氣體的溫度達(dá)到了較高的程度。因為在這種反應(yīng)堆中，采用了陶瓷燃料和耐高溫的石墨結(jié)構(gòu)材料，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(jié)構(gòu)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(shè)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(yīng)堆沒有突然破裂的危險，大大增加了安全性；由于熱效率達(dá)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?zé)崮?，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(shù)較復(fù)雜。

工業(yè)反應(yīng)器設(shè)計評價指標(biāo)

反應(yīng)堆燃料燃耗和換料周期屬于典型的核燃料管理，那么，其主要依據(jù)是：核反應(yīng)堆技術(shù)允許的燃料熱工性能限制下，尋求具備最佳經(jīng)濟性的核燃料管理方案。

對于典型的壓水堆、沸水堆電廠，核燃料的換料必須在反應(yīng)堆停堆的情況下進(jìn)行，為保證經(jīng)濟性，其換料周期一方面取決于核燃料管理，一方面還取決于電力市場的周期（停堆換料集中在電力需求較低的春秋季節(jié)，即18個月或12個月）。

核燃料管理（包括可燃毒物管理）的目的包括以下幾個方面：在燃料組成和反應(yīng)性的長期變化中保持臨界；調(diào)整功率分布，使功率輸出達(dá)到最大；使燃料產(chǎn)生的總能量達(dá)到最大；使燃料得到均勻輻照；使中子的生產(chǎn)性利用達(dá)到最大。

需要進(jìn)行核燃料管理的主要原因是：反應(yīng)堆內(nèi)中子通量不是均衡分布的，燃料組件燃燒不均衡，需要通過不同的燃耗深度組件分區(qū)進(jìn)行對應(yīng)的調(diào)整，展平堆芯功率，減少反應(yīng)堆功率的不均衡；核燃料的價格昂貴，必須盡可能充分利用，尤其利用中子轉(zhuǎn)換利用不能燃燒的U238，提高經(jīng)濟性；同時還需要盡可能保證反應(yīng)堆的安全和運行的平穩(wěn)，合理控制反應(yīng)性，避免應(yīng)中毒導(dǎo)致的停堆和功率振蕩，減少壓力容器的中子輻照損傷。

為達(dá)到核燃料管理的目標(biāo)，需要在合理的周期內(nèi)，定期卸出部分乏燃料，重新布置堆內(nèi)不同燃耗的未燃盡燃料位置，合理的使用毒物，使燃料組件盡可能達(dá)到最大燃耗，同時減少堆內(nèi)的功率不平衡和對容器的中子輻照通量。

為此需要在反應(yīng)堆設(shè)計階段就制定燃料循環(huán)和燃料管理方案：然后根據(jù)燃料循環(huán)方案（核燃料生產(chǎn)、后處理方式，是否使用MOX燃料等）和燃料管理方案（換料周期、換料方式等）的經(jīng)濟性和反應(yīng)堆設(shè)計制定、優(yōu)化燃料循環(huán)長度、循環(huán)功率水平、燃料組件的富集度、換料批次、換料周期、換料裝載方案，控制毒物的運用方案和可燃毒物的使用方式，并保證燃料組件的基礎(chǔ)參數(shù)和性能。優(yōu)化和選擇是在很多種燃料方案中利用物理/熱工水力學(xué)模型和經(jīng)濟模型比較，選擇經(jīng)濟性最佳、技術(shù)上最可行的一組（包括初料循環(huán)、過渡循環(huán)、平衡循環(huán)、擾動循環(huán)）。

在壓水堆中，通常采用三批循環(huán)，比一批循環(huán)的燃耗深度要高50%（也就是是反應(yīng)堆在循環(huán)初的剩余反應(yīng)性小50%），而燃料組件的富集度和初始剩余反應(yīng)性是相關(guān)的，這實際上降低了燃料富集度的需求。再比如加拿大的CANDU，通過連續(xù)在線換料，降低燃料富集度需求(其剩余反應(yīng)性水平很低)，使用天然鈾燃料，省去鈾濃縮環(huán)節(jié)。

再比如，在壓水堆中，上世紀(jì)80年代通常使用插花式換料，一方面減少移動燃料組件數(shù)目，一方面獲得比較好的功率展平；而目前多采用低泄漏換料，提高中子經(jīng)濟性，減少壓力容器快中子輻照損傷和熱沖擊，但是為抑制功率峰，付出了可燃毒物量增加和壽期末毒物殘留的代價（殘硼反應(yīng)性懲罰）。

核反應(yīng)堆和燃料組件的設(shè)計技術(shù)條件，尤其是熱工條件，決定了核燃料組件在堆內(nèi)技術(shù)上所能達(dá)到的最大/平均功率、最大等效滿功率天數(shù)、最大卸料燃耗，繼而深刻影響反應(yīng)堆燃料管理，尤其是同類反應(yīng)堆。比如壓水堆早期標(biāo)準(zhǔn)燃料循環(huán)為12個月，隨著可燃毒物運用的技術(shù)成熟和更可靠的燃料包殼材料，目前普遍提高到18個月（通常是17和19個月交替），AP1000是18～24個月，燃料的富集度從上世紀(jì)80年代壓水堆的3.3%（33GWd/t）提高到目前的4.5～5%（42～55GWd/t），包殼材料從鋯4合金發(fā)展為M5鋯鈮合金，并使用硼玻璃、含鉺可燃毒物。