福岛事故之后：印第安角核电站何去何从？/压水堆
压水堆 (PWR) 占西方所有核电站的大多数，是两种轻水堆 (LWR) 之一，另一种是沸水堆 (BWR)。在压水堆中，一次冷却剂（水）在高压下被泵入反应堆堆芯，在那里它被原子裂变产生的能量加热。加热后的水然后流入蒸汽发生器，在那里它将热能传递给二次系统，在二次系统中产生蒸汽，并流向涡轮机，涡轮机反过来又旋转发电机。与沸水堆相比，一次冷却剂回路中的压力阻止了水在反应堆内沸腾。所有 LWR 都使用普通水作为冷却剂和中子慢化剂。
压水堆最初是为核潜艇的核推进而设计的，并在谢泼特港原子能电站第二座商业电站的原始设计中使用。
目前在美国运行的压水堆被认为是第二代反应堆。俄罗斯的 VVER 反应堆类似于美国的压水堆。法国运行着许多压水堆，用于生产其大部分电力。
数百台压水堆被用于航空母舰、核潜艇和破冰船的海洋推进。在美国，它们最初是在橡树岭国家实验室设计的，用于核潜艇动力装置。后续工作由西屋贝蒂斯原子动力实验室进行。[1] 谢泼特港原子能电站的第一座商业核电站最初被设计为压水堆，这是海曼·G·里科弗上将坚持的，他认为，可行的商业电站应该不包含“每个人都想建造的疯狂热力学循环”。[2]
美国陆军核动力计划从 1954 年到 1974 年运行压水堆。
三里岛核电站最初运行着两座压水堆电站，TMI-1 和 TMI-2。[3] 1979 年 TMI-2 的部分熔毁实际上结束了美国新建核电站的增长。[4]
反应堆容器中的核燃料参与裂变链式反应，产生热量，通过燃料包壳的热传导加热一次冷却剂回路中的水。热的一次冷却剂被泵入称为蒸汽发生器的热交换器，在那里它通过数百或数千根管子（通常直径为 3/4 英寸）流动。热量通过这些管子的壁传递到位于交换器板侧的较低压力二次冷却剂，在那里它蒸发成加压蒸汽。热量的传递是在不混合两种流体的情况下完成的，这是可取的，因为一次冷却剂可能会变得具有放射性。一些常见的蒸汽发生器布置是 U 形管或单程热交换器。
在核电站中，加压蒸汽通过蒸汽涡轮机，蒸汽涡轮机驱动连接到电网的发电机，用于分配电力。二次冷却剂（水蒸气混合物）通过涡轮机后，在冷凝器中被冷却并冷凝。冷凝器将蒸汽转化为液体，以便将其泵回蒸汽发生器，并在涡轮机出口保持真空，这样涡轮机上的压降，因此从蒸汽中提取的能量，就被最大化了。在被送入蒸汽发生器之前，冷凝后的蒸汽（称为给水）有时会被预热，以最大程度地减少热冲击。[5]
产生的蒸汽除了发电之外还有其他用途。在核潜艇和核潜艇中，蒸汽通过连接到一组减速齿轮的蒸汽涡轮机送入一个用于推进的轴。蒸汽膨胀的直接机械作用可用于蒸汽动力飞机弹射器或类似的应用。一些国家使用蒸汽进行区域供热，直接加热应用于内部工厂应用。
与其他反应堆类型相比，压水堆 (PWR) 有两点特征：冷却剂回路与蒸汽系统分离，以及一次冷却剂回路内部的压力。在压水堆中，有两个独立的冷却剂回路（一次回路和二次回路），它们都充满去矿化/去离子水。相比之下，沸水堆只有一个冷却剂回路，而更奇特的反应堆设计，例如快中子反应堆，使用水以外的物质作为冷却剂和慢化剂（例如，液态钠作为冷却剂或石墨作为慢化剂）。一次冷却剂回路中的压力通常为 15-16 兆帕 (150-160 巴)，明显高于其他核反应堆，几乎是沸水堆 (BWR) 的两倍。因此，只会发生局部沸腾，蒸汽将在散装流体中迅速重新冷凝。相比之下，在沸水堆中，一次冷却剂被设计成沸腾。[6]
轻水用作压水堆中的一次冷却剂。它以大约 275 °C (530 °F) 的温度进入反应堆堆芯底部，并在向上流过反应堆堆芯时被加热到大约 315 °C (600 °F) 的温度。由于一次冷却剂回路中的高压，水即使在高温下也保持液体状态，通常在 155 巴 (15.5 兆帕 153 个大气压，2250 磅/平方英寸) 左右。在水中，临界点出现在大约 647 K (374 °C 或 705 °F) 和 22.064 兆帕 (3200 PSIA 或 218 个大气压) 处。[7]
一次回路中的压力由一个压力器来维持，压力器是一个与一次回路连接的独立容器，部分充满了水，水通过浸没式电加热器被加热到所需压力的饱和温度（沸点）。为了达到 155 巴的压力，压力器温度保持在 345 °C，这使得过冷裕度（压力器温度与反应堆堆芯最高温度之间的差）为 30 °C。反应堆冷却剂系统中的热瞬变会导致压力器液体体积发生大幅波动，压力器的总体积设计能够吸收这些瞬变，而不会使加热器暴露或压力器排空。一次冷却剂系统中的压力瞬变表现为压力器中的温度瞬变，并通过使用自动加热器和水喷射来控制，自动加热器和水喷射分别提高和降低压力器温度。[8]
为了实现最大热传递，一次回路温度、压力和流速的安排使得在冷却剂流过核燃料棒时发生过冷核沸腾。
冷却剂由强大的泵在主回路中循环，每个泵的功耗可达 6 兆瓦。[9] 冷却剂在经过反应堆堆芯时吸收热量，然后在蒸汽发生器中将热量传递给低压二次回路中的水，使二次回路中的冷却剂蒸发为饱和蒸汽——在大多数设计中，压力为 6.2 兆帕（60 大气压，900 磅/平方英寸），温度为 275 ℃（530 ℉）——用于蒸汽轮机。然后将冷却后的主冷却剂返回反应堆容器，以便再次加热。
压水堆，像所有热堆设计一样，需要将快速裂变中子减速（称为减速或热化），以便与核燃料相互作用并维持链式反应。在压水堆中，冷却水作为减速剂，通过使中子与水中的轻氢原子发生多次碰撞，从而在过程中降低速度。当水密度较高时，中子的“减速”会更频繁地发生（会发生更多碰撞）。使用水作为减速剂是压水堆的重要安全特征，因为温度升高会导致水变成蒸汽——从而降低中子减速的程度，因此降低反应堆的反应性。因此，如果反应性超过正常值，中子减速的减少会导致链式反应减速，产生更少的热量。这种特性被称为反应性的负温度系数，使压水堆反应堆非常稳定。
相比之下，切尔诺贝利使用的 RBMK 反应堆设计，使用石墨而不是水作为减速剂，使用沸水作为冷却剂，具有较大的正热系数，当冷却水温度升高时，会增加热量产生。这使得 RBMK 设计比压水堆反应堆稳定性差。除了在用作减速剂时减速中子的特性外，水还具有吸收中子的特性，尽管程度较低。当冷却水温度升高时，沸腾加剧，会产生空隙。因此，吸收已被石墨减速剂减速的热中子的水量减少，导致反应性增加。这种特性称为空隙系数，在像切尔诺贝利这样的 RBMK 反应堆中，空隙系数为正，并且相当大，导致快速瞬变。RBMK 反应堆的这种设计特点通常被认为是切尔诺贝利事故的几个原因之一。[10]
重水具有非常低的吸收中子特性，因此重水堆，例如 CANDU 堆，也具有正空隙系数，尽管它不像切尔诺贝利这样的 RBMK 那么大；这些反应堆设计了许多原始 RBMK 设计中没有的安全系统，这些系统旨在处理或根据需要应对这种情况。
压水堆被设计为保持在减速不足的状态，这意味着有空间容纳更大的水量或密度以进一步提高减速，因为如果减速接近饱和，那么减速剂/冷却剂密度的降低可能会显着降低中子吸收，而只稍微降低减速，使空隙系数为正。此外，轻水实际上比重水更强地减速中子，尽管重水的吸收中子特性要低得多。由于这两个事实，轻水堆具有相对较小的减速剂体积，因此具有紧凑的堆芯。下一代设计，超临界水堆，减速程度甚至更低。较低的减速中子能谱会使235U 尤其是239Pu 的俘获/裂变比恶化，这意味着更多的裂变核在吸收中子时无法裂变，而是俘获中子变成更重的非裂变同位素，浪费一个或多个中子并增加重超铀锕系元素的积累，其中一些具有很长的半衰期。
在富集后，二氧化铀（UO2）粉末在高温烧结炉中烧结，制成富集二氧化铀的硬质陶瓷颗粒。然后将圆柱形颗粒包覆在耐腐蚀的锆金属合金锆石中，并用氦气填充，以帮助导热和检测泄漏。选择锆石是因为其机械性能和低吸收截面。[11] 完成的燃料棒分组为燃料组件，称为燃料束，然后用于建造反应堆堆芯。典型的压水堆具有 200 到 300 根棒的燃料组件，一个大型反应堆大约有 150-250 个这样的组件，总共包含 80-100 吨铀。通常，燃料束由 14 × 14 到 17 × 17 的燃料棒捆绑而成。压水堆的功率在 900 到 1,500 兆瓦e 之间。压水堆燃料束的长度约为 4 米。[12]
大多数商用压水堆的换料周期为 18-24 个月。大约三分之一的堆芯在每次换料时更换，尽管一些更现代的换料方案可能会将换料时间缩短到几天，并允许以更短的周期进行换料。[13]
在压水堆中，反应堆功率可以看作是跟随蒸汽（轮机）需求，这是由于由蒸汽流量增加或减少引起的温度变化的反应性反馈。硼和控制棒用于将主系统温度保持在所需点。为了降低功率，操作员会调节关闭汽轮机进口阀。这会导致从蒸汽发生器中抽出的蒸汽减少。这会导致主回路温度升高。温度升高会导致反应堆裂变减少，功率降低。然后操作员可以添加硼酸和/或插入控制棒，将温度降低到所需点。
大多数商用压水堆中，为了随着燃料的消耗保持 100% 的功率，反应性调整通常通过改变溶解在主反应堆冷却剂中的硼酸浓度来实现。硼很容易吸收中子，因此增加或减少反应堆冷却剂中的硼酸浓度会相应地影响中子活性。需要一个完整的控制系统（通常称为充装和排放系统）来从高压主回路中排出水，并以不同的硼酸浓度将水重新注入。反应堆控制棒通过反应堆容器头部直接插入燃料束，出于以下原因移动
- 启动反应堆。
- 关闭反应堆中的主要核反应。
- 适应短期瞬变，例如汽轮机负载的变化。
控制棒也可以用来
- 补偿核毒物库存。
- 补偿核燃料消耗。
但这些影响通常通过改变主冷却剂硼酸浓度来解决。
相比之下，沸水堆在反应堆冷却剂中没有硼，并通过调节反应堆冷却剂流量来控制反应堆功率
- 压水堆反应堆非常稳定，因为它们在温度升高时倾向于产生更少的功率；只要 1 到 3 年的停堆期有水泵冷却，这就会使反应堆从稳定性的角度更容易运行。
- 压水堆汽轮机循环回路与主回路分开，因此二次回路中的水不会被放射性物质污染。
- 如果失去场外电源，压水堆可以被动地紧急停堆，立即停止主要核反应。控制棒由电磁铁保持，在失去电流时会因重力而下降；完全插入会安全地关闭主要核反应。然而，裂变产物的核反应会继续产生衰变热，最初大约为满功率的 7%，需要 1 到 3 年的水泵冷却。如果在停堆后的这段时间内冷却失败，反应堆仍然可能过热并熔毁。在失去冷却剂的情况下，衰变热会使棒的温度升至 2200 摄氏度以上，此时，用于包覆核燃料棒的热锆合金金属会与冷却水或蒸汽自发爆炸，导致水分解成其组成元素（氢和氧）。在这种情况下，氢气爆炸的危险很高，威胁到结构损坏和/或附近的储存在厂外的燃料棒（每年补充约 15 吨燃料以维持压水堆正常运行）的暴露。
- 冷却水必须处于高压状态，才能在高温下保持液体状态。这需要高强度管道和厚重的压力容器，因此增加了建造成本。较高的压力会增加失去冷却剂事故的后果。[14] 反应堆压力容器由韧性钢制成，但在工厂运行时，来自反应堆的中子通量会导致这种钢的韧性下降。最终，钢的韧性会达到适用锅炉和压力容器标准确定的极限，压力容器必须进行修理或更换。这在经济或实践上可能不可行，因此决定了工厂的使用寿命。
- 还需要额外的加压组件，例如反应堆冷却剂泵、增压器、蒸汽发生器等。这也增加了压水堆电站的资本成本和复杂性。
- 溶解有硼酸的高温水冷却剂会腐蚀碳钢（但不会腐蚀不锈钢），这会导致放射性腐蚀产物在主冷却回路中循环。这不仅会限制反应堆的寿命，而且用于过滤腐蚀产物和调节硼酸浓度的系统会大大增加反应堆的总成本和辐射暴露。偶尔，当硼酸溶液泄漏到控制棒驱动机构本身与主系统之间的密封处时，会导致控制棒驱动机构严重腐蚀。[15][16]
- 天然铀中只有 0.7% 是铀-235，这是热反应堆所需的同位素。这使得铀燃料的浓缩成为必要，而浓缩会增加燃料生产的成本。如果使用重水，则可以使用天然铀运行反应堆，但重水的生产需要大量的能量，因此成本很高。
- 由于水充当中子慢化剂，因此无法使用 PWR 设计建造快中子反应堆。然而，减速水反应堆可以实现大于 1 的增殖比，但这种反应堆设计也存在自身的缺点。[17]
注释
[edit | edit source]- ↑ "Rickover: Setting the Nuclear Navy's Course". ORNL Review. Oak Ridge National Laboratory, United States Department of Energy. Retrieved 2008-05-21.
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- ↑ Mosey 1990, pp.69–71
- ↑ "50 Years of Nuclear Energy" (PDF). IAEA. Retrieved 2008-12-29.
- ↑ Glasstone & Senonske 1994, pp. 769
- ↑ Duderstadt & Hamilton 1976, pp. 91–92
- ↑ International Association for the Properties of Water and Steam, 2007.
- ↑ Glasstone & Senonske 1994, pp. 767
- ↑ Tong 1988, pp. 175
- ↑ Mosey 1990, pp. 92–94
- ↑ Forty, C.B.A. "Uses of Zirconium Alloys in Fusion Applications" (PDF). EURATOM/UKAEA Fusion Association, Culham Science Centre. Retrieved 2008-05-21.
{{cite web}}: Cite has empty unknown parameter:|month=(help); Unknown parameter|coauthors=ignored (|author=suggested) (help) - ↑ Glasstone & Sesonske 1994, pp. 21
- ↑ Duderstadt & Hamilton 1976, pp. 598
- ↑ Tong 1988, pp. 216–217
- ↑ "Davis-Besse: The Reactor with a Hole in its Head" (PDF). UCS -- Aging Nuclear Plants. Union of Concerned Scientists. http://www.ucsusa.org/assets/documents/nuclear_power/acfnx8tzc.pdf. Retrieved 2008-07-01.
- ↑ Wald, Matthew (May 1, 2003). "Extraordinary Reactor Leak Gets the Industry's Attention". New York Times. http://www.nytimes.com/2003/05/01/us/extraordinary-reactor-leak-gets-the-industry-s-attention.html. Retrieved 2009-09-10.
- ↑ Duderstadt & Hamilton 1976, pp. 86
参考文献
[edit | edit source]- Duderstadt, James J. (1976). Nuclear Reactor Analysis. Wiley. ISBN 0471223638.
{{cite book}}: Unknown parameter|coauthors=ignored (|author=suggested) (help) - Glasstone, Samuel (1994). Nuclear Reactor Engineering. Chapman and Hall. ISBN 0412985217.
{{cite book}}: Unknown parameter|coauthors=ignored (|author=suggested) (help) - Mosey, David (1990). Reactor Accidents. Nuclear Engineering International Special Publications. pp. 92–94. ISBN 0408061987.
- Tong, L.S. (1988). 轻水堆设计改进原理. Hemisphere. ISBN 0891164162.
- 麻省理工学院开放式课程：核科学与工程
- 美国核监管委员会网站文档档案
- 压水堆运行原理 (YouTube 视频).