《核反应堆工程(第二版)》图书推荐

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2018-01-30 08:51来源:船核知识在线作者:阎昌琪;曹欣荣

内容简介 

本书比较系统全面地介绍了核反应堆的基础知识,重点介绍了反应堆材料、反应堆物理、反应堆热工水力及反应堆安全的知识。本书的内容以核电站压水反应堆为主,同时也介绍了船用反应堆、航天用的反应堆、沸水堆、重水堆、气冷堆等不同类型的核反应堆。 书中涉及的学科领域比较广泛,内容涵盖了动力反应堆的主要专业知识,反映了目前核反应堆工程的发展趋势。 本书可作为高等院校核科学与技术专业的研究生教材,也可作为核电站和船用核动力设计、运行及管理人员的培训参考书。

1.2 压水堆(PWR)

压水堆是世界上最早开发的动力堆堆型。压水堆出现后,经过了先军用后民用,由船用到陆用的发展过程。压水堆是目前世界上应用最广泛的反应堆堆型,在已建成的核电站中,压水堆占60%以上,目前世界上拥有大型核电站压水堆的总数为250多座。在一些工业发达国家,压水堆已形成了批量生产能力,燃料组件、控制棒等部件已成为标准化产品,已具有了很成熟的制造工艺。

压水堆以净化的普通水作慢化剂和冷却剂,水的总体温度低于系统压力下的饱和温度。水中含有氢原子核,所以中子慢化性能好,而且水的物理和化学性能为人们熟知。但水的中子吸收截面较大,因此必须用一定富集度的铀作核燃料。此外,在常压下水的沸点低,要使水在高温下不沸腾,就必须在高压下运行,从而才可能获得高的热效率。这样就需要反应堆容器和有关系统都能承受高压,使这些部件的壁厚增大。

1.2.1压水堆的基本构成[1]

压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒驱动机构等部件组成。图1-1所示为一个典型的压水反应堆的本体结构。

堆芯是进行链式核裂变反应的区域,它由核燃料组件、可燃毒物组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。核燃料组件是产生裂变并释放热量的重要部件,一个燃料组件包含200~300根燃料元件棒,这些燃料元件棒内装有低富集度(一般为2%~4%的235U)的UO2芯块。先将UO2做成小的圆柱形芯块,装入锆合金包壳内,然后将两端密封构成细长的燃料元件棒。再将元件棒按正方形或三角形的栅格形式布置,中间用几层弹簧定位格架将元件棒夹紧,构成棒束形燃料组件。

反应堆内的核裂变链式反应是由控制棒来控制的,通过控制棒的上下移动来实现反应堆的启动、停堆、改变功率等功能。反应堆的控制棒通常由强吸收中子的物质组成。将这些强吸收中子的物质做成细棒状,外加不锈钢包壳,然后将若干根棒按一定形状连接成一束,组成棒束形控制组件,从反应堆顶部插入堆芯。控制棒驱动机构的作用是驱动控制棒,使控制棒在正常运行时能上下缓慢移动,一般每秒钟行程为10~19mm,在紧急停堆或事故情况下能在接到信号后迅速全部插入堆芯,以保证反应堆安全。此外,还可以通过改变溶于冷却剂中的硼酸浓度来补偿慢的反应性变化,这种方法称为化学补偿控制。

核裂变的链式反应是由中子源组件引发的,中子源由可以自发产生中子的材料组成,中子源做成小棒的形式,在反应堆装料时放入空的控制棒导向管内。在装中子源之前,控制棒也必须插入堆内,在反应堆启动时慢慢提起控制棒,中子源就可以“点燃”核燃料。

一座电功率为1000MW的压水堆堆芯一般装有150~200组燃料组件,40000~50000根燃料元件棒。堆内大约有50组控制棒组件。燃料元件棒垂直放在堆芯内,使堆芯整体外形大致呈圆柱形。为使径向功率展平,大型核电站反应堆核燃料一般按富集度分为三区装载。以局部倒换料方式每1~1.5年更换一次燃料,每次换出大约1/3的燃料组件。堆芯直径约3~4m,高度3~5m,装在大型压力容器内。水沿燃料元件棒表面轴向流过,既起着慢化中子的作用,又作为输出反应堆热量的冷却剂。

堆内构件的作用是使堆芯在压力容器内精确定位、对中并压紧,以防运行过程中因流体流动的冲击而发生偏移;同时用来分隔流体,使冷却剂按一定方向流动,有效地带出热量。为了保证反应堆可靠运行,要求这些构件在高温高压水流冲击及强辐照条件下,能抗腐蚀并保证尺寸和形状稳定。

压力容器是压水堆的关键设备,是放置堆芯及堆内构件、防止放射性物质外逸的承压设备。在服役期内,它的完整性对反应堆安全具有举足轻重的地位;要求在高硼水腐蚀和高能中子辐照条件下能使用30~60年,在核电站中压力容器的寿命决定了核电站的寿命。

1.2.2压水堆主冷却剂系统

目前核电站用的压水堆主冷却剂系统绝大部分采用分散形式布置,反应堆冷却剂系统按照其容量由两个、三个或四个相同的冷却环路组成。每一个环路有一台蒸汽发生器,一台或两台(其中一台备用)主冷却剂泵,并用主管道把这些设备与反应堆连接起来,构成密闭的回路。这样的系统称主冷却剂系统(也称一回路系统),如图1-2所示。整个系统共用一个稳压器,系统的压力依靠稳压器来维持。为了完成主冷却剂系统的主要功能,还附有一系列的辅助系统。在核电站中,主冷却剂系统放置在钢筋混凝土安全壳内,万一发生管道破裂,安全壳能容纳所释放出来的全部蒸汽和裂变产物。

图1-3为压水堆核电站流程示意图。兼作慢化剂和冷却剂的热水在15~16MPa的高压下先经堆芯周围的环形空间向下流,然后再向上流过堆芯,温度升高到320~330℃,然后流经蒸汽发生器时把热量传给二回路侧的水以产生蒸汽。从蒸汽发生器流出的主冷却剂借助主冷却剂泵又返回到反应堆。主冷却剂系统是在高温、高压下工作的主冷却剂系统的设备和管路构成了压力边界,它是防止系统内放射性外漏的重要屏障。

1.2.3安全壳

安全壳是包容反应堆、蒸汽发生器及主冷却剂系统的建筑,它是防止放射性物质外逸的重要屏障。压水堆一般都采用预应力混凝土的干式密封安全壳,如图1-4所示。安全壳要承受反应堆发生失水事故时一回路水全部喷放所产生的高压和高温,以及地震、台风、飞机坠落撞击,还有来自内部和外部的飞射物撞击等各种静态与动态载荷而不丧失其保护功能。

安全壳需要有一定的容积来缓解失水事故时壳内压力的升高,因此压水堆的安全壳一般体积都比较大,造价也比较高,它是核电站投资的一个重要部分。一个1000MW(电功率)压水堆,安全壳直径约为40m,高度约为60m,预应力钢筋混凝土的厚度大约1m。安全壳的设计压力约为0.4~0.5MPa,运行过程中要定期地进行泄漏率试验,在设计压力下24h的泄漏量不得超过壳内自由容积的0.1%~0.5%。

安全壳顶部设有喷淋系统,发生事故时喷淋系统可以自动打开,用喷淋水将蒸汽冷凝,从而降低壳内的压力和温度并冲洗掉放射性颗粒。在喷淋水中加入氢氧化钠(NaOH)可以除去气体裂变产物,减少释放到环境中的放射性碘的数量。

安全壳内还设有通风净化系统,在反应堆正常工作时保持壳内空气和温度恒定,不断清除气载放射性碘和活化的颗粒,以满足工作人员进入安全壳内的卫生条件。通风系统还可兼有事故工况下排出热量、抑制压力上升和去除放射性气体的功能。

1.2.4二回路系统

二回路系统的主要功用是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮发电机组做功,同时也提供蒸汽,为电站其他辅助设备使用。做完功的蒸汽在冷凝器中凝结成水,由凝结水系统将水打入蒸汽发生器。

二回路系统主要由蒸汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、中间气水分离再热器,和相应的仪表、阀门、管道等设备组成。此外,还有主蒸汽排放系统、循环冷却水系统、控制保护系统、润滑油系统等辅助系统,保证二回路系统正常工作。

压水堆核电站的二回路系统流程与常规热电站的动力系统基本相同。给水在蒸汽发生器中吸收了一回路水从堆芯带来的热量,蒸发形成蒸汽,蒸汽推动汽轮机做功。由蒸汽发生器进入汽轮机的是干饱和蒸汽或微过热蒸汽(使用直流蒸汽发生器)。经过多级膨胀做功后,蒸汽的湿度增加。为了提高汽轮机的相对内效率和减轻液滴引起的低压汽轮机叶片的侵蚀损伤,通常在高、低压汽缸之间设有气水分离设备。进行中间去湿,以提高蒸汽干度。还设有再热器,以提高蒸汽温度。然后再让它进入低压汽轮机做功,乏汽进入冷凝器凝结成水。凝结水由主凝结水泵送经主抽气器、低压加热器,然后由给水泵送到高压加热器,加热后的给水注入蒸汽发生器中再蒸发。

1.2.5 一体化压水堆

上述介绍的压水堆称分散式布置,它的优点是反应堆结构简单、设备布置灵活、反应堆及蒸汽发生器检修比较方便。因此早期的压水堆都采用分散式布置形式。随着核反应堆技术的进步,安全的问题越来越引起人们的关注,这种分散式布置存在一些固有的缺陷,例如蒸汽发生器与反应堆之间用大口径接管连接,一旦这些连接管破裂,高温高压的反应堆冷却剂就会从破口流出,造成严重的后果。另一方面,由于连接管较长,流动阻力较大,使反应堆冷却剂的自然循环能力不高。

由于分散式布置在某些方面有不足之处,近年来世界各国相继开发了一体化的反应堆。这种反应堆将蒸汽发生器布置在反应堆压力容器内或者直接坐在压力容器的上部。这种布置方式省去了大口径的接管,增加了安全性,同时,由于流动阻力降低,因此大大增加了反应堆的自然循环能力,被认为是将来压水堆的发展趋势。下面分别介绍两种一体化压水反应堆。

1.2.5.1 俄罗斯新型一体化压水堆VPBER-600[2,5]

图 1-5 所示为俄罗斯最新设计的电站一体化压水反应堆,堆芯布置在压力容器的下方,采用六角形的燃料组件。燃料采用三角形排列,燃料元件长3.895m,直径9.1mm。堆芯装151组燃料组件,每组组件有287根燃料元件。反应堆压力容器总高(包括上封头)23.96m,内径5.44m,壁厚265mm,质量880t。直流式蒸汽发生器布置在堆芯上方的环形空间内,蒸汽发生器采用模块化设计,便于拆装和检修。主冷却剂泵使冷却剂强迫循环流过堆芯和蒸汽发生器。该反应堆共有六台主冷却剂泵,主冷却剂泵的布置方式有两种:一种是在压力容器的侧面与压力容器垂直连接,另一种是放在压力容器的底部(如图1-5所示)。蒸汽发生器分为12个模块,每两个模块连接到一台主泵。一回路压力15.7MPa,反应堆热功率1800MW,二回路产生的过热蒸汽压力6.38MPa,蒸汽产量3420t/h,过热蒸汽温度305℃。

该反应堆具有很高的自然循环能力,同时配有完善的非能动安全系统,使这种类型的反应堆具有很高的固有安全特性,是俄罗斯将来开发的一种主要新堆型。

1.2.5.2美国新型一体化压水堆

图1-6是美国最新设计的一体化压水反应堆,被称为是第四代先进反应堆。这种反应堆实现了全部一体化,压力容器的下部是堆芯,模块化的螺旋盘管式直流蒸汽发生器布置在堆芯上方的环形空间内,整个蒸汽发生器由八个模块组成。在蒸汽发生器的上方每个模块上有一台主冷却剂循环泵,共有八台这种循环泵,这些泵也装在压力容器之内,放在蒸汽发生器的上方。压力容器的上封头是一个气腔,这个气腔起稳压器的作用。

装有这种反应堆的核电站可产生300MW的电功率。它采用了现有压水反应堆的一些成熟技术。由于其自然循环能力强,没有大口径的外部接管,因此其固有安全性得到了大幅度的提高。

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