反应堆冷却

物理学科名词

冷却剂的特点是，具有良好的传热性和流动性，高沸点、低熔点、泵送功率低，对热和辐射有良好的稳定性，在反应堆系统下不产生腐蚀，感生放射性低，中子俘获截面小。

简介

反应堆冷却，其中冷却剂的特点是，具有良好的传热性和流动性，高沸点、低熔点、泵送功率低，对热和辐射有良好的稳定性，在反应堆系统下不产生腐蚀，感生放射性低，中子俘获截面小。常用的冷却剂分气体和液体两类。气体冷却剂有二氧化碳和氦气。其优点是选择工作压强和温度时，可以完全独立地进行，因而能实现高温低压运行；缺点是泵送功率大。液体冷却剂有轻水、重水和液态金属。后者具有热导率高、蒸气压低的特点。快增殖堆常用液态钠作冷却剂。液态钠熔点较低（98℃），热导率高，但有一定腐蚀性，能使回路管道因质量迁移而堵塞。此外，钠吸收中子后会产生强放射性24Na，而且钠很活泼，遇水即爆炸，故在设计热交换器时要特别注意。

背景

2011年3月11日发生的福岛第一核电站事故颠覆了不会发生反应堆重大事故的定论。此前，常常听到，反应堆中铀裂变产生的放射性物质由5道屏障密闭，不会对核电厂外造成影响。这种“神话”在此次事故中如此脆弱地崩溃，如所了解到的那样，始于反应堆堆芯的损伤，因堆芯气体和污染水蒸汽的排放，大量放射性释放到大气环境，放射污染水也流人海里。

此次事故始于地震和海啸导致的长时间停电，最终因堆芯衰变热而使堆芯遭遇破坏，即当发生长时间停电，像福岛第一核电站这样的事故在所有核电厂中都有可能发生。例如在恐怖活动或战争出现长时间停止输电时，或在应急用发电设备燃料缺失以及运行人员受阻，即使不发生自然灾害时，反应堆也会轻易地遭到破坏已得到验证。另外，在布置有多座反应堆的核电厂中，当任何一座反应堆遭到破坏，高放射性释放到环境的情况下，作业人员会长时间不能进入核电厂，所以，其他所有的反应堆也有发生堆芯破坏的可能。

火电厂之类的常规发电装置在设备出现破损或没有操作人员的情况下，会自动停止运行，如果没有燃料补给，不会给环境带来更多的不良影响。但是，核电厂通常的前提条件是：需要操作人员；外部提供电力；设计出各种安全系统。在反应堆冷停堆状态，不仅外部供电是必要的条件，要维持冷停堆状态，还需要长期对堆芯进行冷却。将反应堆保持在这种状态，即使什么也不做，在停堆后堆芯不能遭到破坏的时间仍需持续l0-30a。在此期间，在战争或大灾害等情况下，要充分考虑的条件是向反应堆供电和需要运行人员的操作。现有的反应堆没有对这样的情况做出假设，对于外部危害，只能说是脆弱。经历过地震和海啸之类的自然灾害，这种脆弱性在福岛核电站等事故中已得到证明。

福岛核电站事故已经证明，在反应堆自动停堆之后，在没有外部援助的情况下，必须有一种对反应堆进行冷却达10a以上的系统。这种系统不仅是新建的反应堆需要，对现有的反应堆也是不可缺少的。另外，如果反应堆主要设施在运行，即使丧失了外部电力或燃料以及人力的援助，也需要持续自动地对堆芯进行冷却。另外，在长时间无供电的情况下，处于停止运行并保持在以下的所谓冷停堆状态的反应堆，也会发生同样的事故。

反应堆冷却剂系统

在压水堆反应堆冷却剂系统中，冷却剂分别由每条环路的一台主泵驱动，从环路的冷段进入反应堆，在反应堆内由下向上经过堆芯并被加热。然后，高温的反应堆冷却剂从堆芯上部的反应堆出口分别经过各环路的热段进入各自的蒸汽发生器一次侧，在流过蒸汽发生器的传热管时，将热量传递给二次侧给水并使之产生饱和蒸汽供二回路使用。被二回路给水冷却了的反应堆冷却剂离开蒸汽发生器，经由过渡段返回到主泵的入口构成反应堆冷却剂的循环。

主要功能

反应堆冷却剂系统的主要功能如下：

(1)热量传递

使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的能量通过蒸汽发生器传给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。

(2)中子慢化剂

冷却剂为轻水，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应，同时起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。

(3)反应性控制

冷却剂中的硼酸可吸收中子，因此通过调整硼浓度可控制反应性(主要用于补偿氙效应和燃耗)。

(4)压力控制

系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。

(5)放射性屏障

系统的压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。

故障诊断的要求

对于核电站这种大型复杂的工业系统来说，及时发现故障是非常重要的。系统在稳定运行时，其参数都是基本保持稳定的，一旦有故障发生，就会有一些相关参数发生变化，这样就可以根据这些参数的变化情况来对系统的状态进行诊断。因此故障诊断就是要实时地识别现场参数的变化特征，并与已知的事故过程特征进行比较，从而得到诊断结果。

人们对故障的认识是—个由浅入深的过程，在对故障不断加深理解的同时，由于新的诊断技术的出现和企业的要求，对于同一故障会有更好的诊断方法出现，或对原来没有办法诊断的故障有了诊断的方法，如果每次变化都要新编写软件系统，即耗时又费力。因此需要开发容易扩充结构和功能的故障诊断软件系统。

诊断的准确率对于故障诊断来说至关重要。漏诊是故障发生但诊断系统却未能发现；误诊是故障未发生但诊断系统却报告发现故障，或将—种故障诊断为另一种故障。这两种情况都会降低诊断的准确率。

基于上述原因，核电站故障诊断系统应具有以下特点：

（1）诊断速度快，能够实时处理；

（2）漏诊率和误诊率尽量小；

（3）不断更新，可扩展性能好。

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