核电站反应堆技术与原理

自从人类发现铀裂变可释放出巨大能量以来 ，经过半个多世纪工程技术实践的充分检验 ，人们已经深刻认识到核电是一种安全、清洁、经济 、高效的能源。核能反应堆按照中子能谱可分为热中子堆和快中子堆。也可以根据载热剂的不同 (水冷、气冷或液态金属冷却 )和慢化剂类型不同 (轻水、重水或石墨 )来划分。

在工业上主要有以下三种反应堆：轻水堆、重水堆和高温气冷堆。

目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆，且大部分为压水堆。例如中国目前平稳运行的核电站：秦山核电站、大亚湾核电站、田湾核电站和岭澳核电站均是采用压水堆技术。

中国核电站分布图

压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统（一回路系统）、汽轮发电机系统（二回路系统）及其他辅助系统组成。压水堆的主要工作流程如图所示，一回路系统与二回路系统完全隔开，主冷却剂泵将冷却剂（水）送入反应堆中，由于一回路系统内的高压，冷却剂即使在300℃下也不会气化。冷却剂将热量带出反应堆并和二回路系统进行热交换，使二回路系统的水沸腾推动汽轮发电机发电，且二回路系统中的水蒸气推动蒸汽轮机后被冷凝继续在二回路系统中循环。

压水堆

堆芯是反应堆的最核心部件，它是原子“燃烧”的锅炉。反应堆的核燃料是一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒，其中填充着二氧化铀烧结而成的直径为9.3毫米的小圆柱型芯块，芯块中含有2%-4%的铀235。把 200多根燃料棒用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。

压水堆核燃料yuan'jian

此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。

压水堆堆芯结构图

重水堆是发展较早的核电站反应堆，但目前实现商用的主要是加拿大的CANDU型堆。

秦山核电站的三期工程便是采用的重水型反应堆技术，建设两台70万千瓦发电机组，于2003年建成。

CANDU型堆的特点是堆芯使用压力管(代替压水堆的压力容器)，用重水作为慢化剂冷却剂,以天然作燃料，并不停堆更换燃料。如图所示，在结构上重水堆与压水堆最大的不同就是反应堆燃料是可以不停机更换的。

重水堆

由于重水堆采用重水作为慢化剂和冷却剂，重水的中子吸收截面较小，慢化系数比轻水要大得多，因此，重水堆中子经济性很高，使其可以灵活使用包括天然铀、稍浓缩铀、回收铀、MOX燃料、钍燃料等在内的多种燃料循环方式。重水堆的燃料是天然的二氧化铀压制、烧结而成的圆柱形心块，因此不用铀浓缩这一步。且由于重水堆的连续加料方式，便于辐照生产同位素钴60以及将钍232核反应生成可用作核燃料的铀233。

当然，重水堆也有其缺点，那就是它的体积比轻水堆大，建造费用高，重水昂贵，因此发电成本也比较高。

高温气冷堆是国际核能界公认的一种系统简单、具有良好安全特性的堆型。山东荣成的石岛湾核电站是中国第一个高温气冷堆核电站。

高温气冷堆

高温气冷堆用氦气作为冷却剂，石墨作为慢化材料，采用的包覆颗粒燃料和全陶瓷的堆芯结构材料。高温气冷堆的安全性基础是其包覆颗粒燃料。如图所示，铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒 每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳 两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于 1mm 包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中 制造成直径为 6cm的球形燃料元件。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内 实验表明 在 1600 ℃的高温下加热几百小时 包覆颗粒燃料仍保持其完整性。

高温气冷堆包覆颗粒ran'liao

正是由于高温气冷堆的安全性，不必设置压水堆核电厂中的堆芯应急冷却系统和安全壳等工程安全设施，节省了建造投资，也减少了建造周期。

根据《能源发展“十二五”规划》，我国2020年核电装机规划预计达到8000万千瓦，随着人们环保意识的加强，相信未来的电力中核电将成为主流。