动力堆

供发电或动力用的反应堆

动力堆（power reactor）是指供发电或动力用的反应堆（见裂变反应堆）。主要类型有：压水堆、沸水堆、重水堆、熔盐（增殖）堆、石墨水冷堆和中子增殖堆。

压水堆

一次冷却水保持在不发生整体沸腾的压力之下的反应堆。它是建造数量最多的一种动力堆型。

一般压水堆均采用低浓二氧化铀燃料，其中235U浓缩度为1.66%—4.4%，燃料包壳为锆锡合金。核潜艇压水堆为了缩小反应堆体积和延长换料周期，通常采用高浓二氧化铀燃料。现有核电站压水堆用的控制棒是不锈钢管或镍合金管，也有用碳化硼或硼钢的。压水堆运行时，一回路水的温度和压力较高。以1,000兆瓦级的核电站压水堆为例，水温为595—604K，压力为15.2—15.7兆帕，二回路产生的蒸汽温度为538—585K，压力为5.5—7.06兆帕。为了保持一回路水工作压力基本稳定，采用自动电加热方式的稳压器。每个环路有一个循环泵和一台蒸汽发生器。压水堆核电站一般有2—4个环路。

压水堆最危险的潜在事故是冷却剂流失，又称失水事故。此时一回路管道破裂，冷却剂从破口流出，堆芯冷却恶化，燃料元件损坏，放射性物质逸出。为了减轻这类事故的后果，核电站压水堆都装有完备的应急堆芯冷却系统和自动喷淋系统，整个核蒸汽供应系统安装在一个能接受一定压力的密封性良好的安全壳内。由于采取了这一措施，压水堆核电站有良好的安全运行记录。

沸水堆

主要通过一次冷却剂水的汽化导出堆内热量的反应堆。这样就省去了蒸汽发生器、主循环泵、稳压器和一回路管道。不仅减少了设备投资，而且工作压力可降低到6—7兆帕。这种反应堆是建造数量仅次于压水堆的动力堆型。

沸水堆的燃料一般是235U为1.7%—2.7%的低浓二氧化铀芯块，压装于40Zr合金管内。由于水在堆内大量沸腾，密度减小，使中子慢化的能力减弱，因此与相同热功率的压水堆相比，燃料装载量要多50%左右，压力容器体积比压水堆约增大两倍。原因是必须为冷却水堆内循环和汽水分离提供足够的空间。

沸水堆一般采用十字形的碳化硼控制棒，设计有安全壳和应急冷却系统。安全壳内设有泄压水池，当主回路管道破裂时，汽水混合物被引入泄压水池内，使蒸汽冷凝，达到泄压目的。此外，即使在正常运行情况下，输出的蒸汽也会有一定的放射性，所以汽轮机组、冷凝器和给水系统均应加以适当屏蔽。

重水堆

以重水作慢化剂的反应堆。重水动力堆的冷却剂多数也是重水，少数用沸腾轻水或二氧化碳。重水动力堆按堆体结构分为压力管式和压力容器式两种。发展得最成熟的是加拿大重水天然铀反应堆——坎杜（CANDU–PHW）堆，它是压力管式的。

坎杜型重水堆的主要特点是：①重水的热中子吸收截面很小，所以可采用天然铀燃料。一个热功率为2,180兆瓦的重水堆，天然铀的装料量为105吨。燃料元件为短棒束型，包壳为薄壁40Zr合金管。②燃料元件置于锆锡合金管内。冷却剂和慢化剂各有自己的系统，相互分开。冷却剂工作压力约为8.5—11.0兆帕，温度566—531K。③堆体压力管为水平布置，允许在不停堆情况下换料。④为了使反应堆适应负荷变化和在半小时内能够停堆后再开堆，设置了用硼钢或镉作吸收材料的调节棒。

这种动力堆的优点是不仅可使用天然铀，而且燃料利用率高。燃料内的235U含量可利用至0.13%，低于扩散厂尾料中235U的浓度。此外，堆内中子经济性好，可利用多余中子生产氚和发展成先进的转换堆，实现232Th－233U燃料循环。其缺点是重水装载量大，600兆瓦的坎杜堆的重水初装量为376吨左右；重水的密封防漏问题较多；氚的危害程度较轻水堆大。

熔盐（增殖）堆

采用232Th－233U燃料循环的热中子增殖反应堆，慢化剂为石墨，因燃料熔融氟盐混合物（UF4+ThF4+7LiF+BeF2）而得名。利用熔融燃料循环，将其在堆芯部分产生的裂变热能传给中间回路的介质氟硼酸钠（NaBF4–NaF），然后将热能传给蒸汽发生器，使其变为过热蒸汽，推动汽轮机发电。

熔盐增殖堆的优点是：①可在高温低压下运行，热效率高（约44%）。②与固体燃料元件相比，节省了燃料加工费用。③燃料燃耗不受辐照操作的限制，既可利用气体净化系统不断清除料液内的裂变气体产物（如135Xe等），又利用其他化学方法连续排除裂变产物，从而更有效地利用堆内中子。④省略了辐照过的燃料运输、冷却存放和全部处理过程，减少了燃料循环过程中的燃料积压。⑤燃料装量少，每1兆瓦电功率输出只需1.0—1.2千克裂变燃料，而一般轻水堆需3千克，钠冷快堆约需5千克。

熔盐增殖堆的缺点是：①燃料回路的放射性很强，屏蔽要求高。②材料的防腐问题大。③必须防止裂变产物产生的氚在高温下扩散穿过系统内的金属壁对工作人员造成的危害。这种增殖堆的转换比不大，约为1.05—1.07。此外，由于233Pa的半衰期长达27.4天，远比燃料在一回路内每次循环的时间长，而它的热中子吸收截面又相当大，在其未衰变为233U之前，就会吸收中子变成无益的同位素234Pa。因此，必须随时将它从反应堆燃料回路内提取出来，妥善储存，使其衰变为233U之后再供燃料循环回路使用。熔盐堆最初启动时必须用235U或239Pu点火。

石墨水冷堆

用石墨作慢化剂，轻水作冷却剂的热中子反应堆。其燃料为天然金属铀，专门用来生产军用钚，制造原子弹。最初设计的是一次通过的开路冷却方式，后来改为闭路循环冷却系统。

中子增殖堆

采用气体（主要是氦）作冷却剂的快中子增殖堆，是一种正在研究中的堆型，简称气冷快堆。反应堆布置类似于池式钠冷快堆，与高温气冷堆的区别是没有石墨慢化剂。采用PuO2和UO2混合燃料，其中239Pu为易裂变材料，UO2中的238U为可转换材料。

与钠冷快堆相比，气冷快堆有如下优点：①氦的中子吸收截面很小，不会被激活产生放射性。②氦不会与水反应，不需要中间回路。③燃料增殖比较大（可达1.5），燃料加倍时间比钠冷快堆短。④氦没有化学腐蚀性。⑤氦可在任何温度和压力下运行，不会发生相变，不存在流体力学不稳定性问题。⑥反应堆例行维修所需停堆时间较短，设备利用率较高。气冷快堆缺点是，系统工作压力较高（一般为8—12兆帕），不能像钠冷快堆那样可以依靠自然循环将停堆后余热排出。

气冷快堆最严重的事故是冷却剂压力突然下降，它将使堆芯烧毁。设计中必须考虑可靠的后备安全措施，确保在发生这种事故时，堆芯能得到足够的冷却。

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