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沸水反应堆
• 沸水堆是轻水堆的一种 • 能不能允许水在反应堆沸腾？（汽泡不规则形成
和移动会不会产生危险的不稳定性） • 在20世纪50年代早期所完成的实验(著名的
BORAX实验)表明在低压时确实会发生上述情况 ，但当压力升高到大约压水堆的一半左右(7MPa) 时，沸腾是稳定的，反应堆是可控的
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不停堆装卸燃料
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重水堆的优缺点
优点
• 重水吸收中子少，可以使用 天然铀
• 燃料循环简化 • 可以用于生产钚及氚
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，
采用He作为冷却剂，温度可提高到750～1200℃，发电效率提高， 同时可以为炼钢、煤的气化、核能制氢等工艺提供高温热源
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高温气冷堆—特点
• 高温气冷堆的冷却剂出口温度高，因此电站的热 效率高达40％，可与新型火电站相媲美。
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沸水堆结构
干燥器 汽水分离器
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堆芯
控制棒
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堆芯结构
• 组成部分：核燃料组件， 控制棒，中子通量测量探 头；
• 核燃料组件： ➢与压水堆组件异同 ➢分区换料；
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• 燃料富集度低，严重事故的 后果相对较轻
缺点
• 同功率重水堆比压水堆堆芯 大，压力容器制造困难
• 设备比较复杂
• 重水装载量大，价格昂贵， 投资增大，发电成本高
• 基建和运行维护费用较高 • 氘（+n）→氚，放射性强
• 结构材料消耗大，后处理成 倍增加
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喷射泵循环系统示意图
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沸水堆安全壳
• 为容纳一回路系统破 裂时所释放出来的全 部物质，设置了安全 壳，沸水堆一般采用 带有蒸汽降压措施的 安全壳。抑压水池的 热容量很大，事故时 能冷凝反应堆所释放 出来的蒸汽，又能滞 留放射性裂变产物。
• 改进型气冷堆：包壳材料改为不锈钢，采用2％浓缩铀，1963年
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低 的限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争
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• 重水堆用重水作慢化剂，按其结构形式可分为压力 容器式及压力管式两种。压力容器式的冷却剂只限 于重水，压力管式的冷却剂不受限制，可以是重水 ，轻水或有机化台物。
• 按堆芯结构和冷却剂不同，目前主要有压力壳式重 水堆、压力管卧式重水堆和压力管式沸腾轻水冷却 重水堆三种。
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重水反应堆(HWR)
目前国际上已投入运行的重水堆核电站共30余座，总电 功率为2335.4万千瓦，约占全世界核电厂总功率的6.5% .
• 堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，卸料 比燃耗达1000MWd／t，每年所需补充的核燃料 少；
• 如果能把出口温度提高到1000℃以上，则还有可 能把反应堆产生的热量直接用于炼钢、化工及煤 的气化等工业，达到综合利用的目的。所以这种 堆是很有发展前途的先进转换堆型。
• 高温气冷堆的技术比较复杂，目前尚处于试验研 究阶段。
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以上三座实验堆的成功运行： 证明了高温气冷堆在技术上是可行的； 证明了全陶瓷性元件堆芯的现实性和可靠性； （ >1000度时堆芯仍能安全可靠的运行） 证明了氦气技术的现实性； 证明了堆芯结构的可靠性。
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控制棒结构
• 十字形 • 碳化硼吸收体
• 控制棒从底部插入堆 芯；
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汽水分离器和干燥器
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喷射泵
再循环流程 功率调节
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高温气冷堆－实验堆
• 英国1960年建造20MWth试验堆“龙堆”（Dragon） ；
• 美国1967年建成40MWe桃花谷（Peach Bottom）实 验堆；
• 德国1967年建成15MWe的球床高温气冷堆（AVR）， 并发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温 堆。
• 设计成卧式堆芯结构的目的是便于设备布置及换 料维修。
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重水堆核电站流程原理示意图
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燃料组件结构
• 7×7或8×8正方形 栅格；
• 燃料棒 • 水棒 • 定位棒
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燃料组件结构
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高温气冷堆－模块式
客观要求
• 美国三里岛事故发生后，人们设法实现核反应堆 的“绝对安全”。
• 希望在任何事故情况下都不会发生大的核泄漏， 不会危及公众与周围环境的安全，也就是人们常 说的实现反应堆的固有安全性。
气冷堆（HTGR、THTR、HTR）
气冷堆电站流程
清华大学10MW高温气冷实验堆(HTR-10)
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气冷堆发展史
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• 早期的气冷堆：石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，金属天然铀
为燃料，镁诺克斯合金为燃料棒包壳材料，1956年英国建成 50MWe气冷堆电站并商用化，70年代初期，在英、法、意、日和西 班牙等国建造36座，总装机容量达到8.2 GW（电）
• 重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容 量需0.7-0.8吨重水。重水的价格昂贵，所以投资 较高，发电成本比轻水堆核电厂高，且为了减少 重水的泄漏损失，反应堆及重水回路的设备密封 要求高，制造复杂化。
• 由于重水堆的卸料燃耗较浅，仅为8000一10000 MWd/t，约为压水堆的1／3，因此卸料量是同功 率压水堆的3倍。
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沸水反应堆特点
• 1、压力低（约为压水堆一半），压力容器厚度可以 减薄，但堆内设备多，压力壳尺寸较大；
• 2、其电站系统简单，回路少，紧凑，省去了SG，事 故减少，核电站使用效率提高；
• 3、堆内再循环系统，降低了失水事故的可能性及严 重性；
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高温气冷堆－原型堆
• 美国1968年建造330MWe圣•符伦堡（Fort Stvrain） 电站，1976年并网。
• 德国1971年 建造300MWe 钍高温球床堆THTR-300， 1985年并网运行。
• 高温气冷堆在设计、燃料和材料的发展、建造和运 行方面都积累了成功的经验，开始进入发电和工业 应用的商用化阶段。
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第四章 其他核动力反应堆
王建军 wang-jianjun@
电话：82569655
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其他核动力反应堆类型