動力堆

動力堆（power reactor）是指供發電或動力用的反應堆（見裂變反應堆）。主要類型有：壓水堆、沸水堆、重水堆、熔鹽（增殖）堆、石墨水冷堆和中子增殖堆。

基本介紹

• 中文名：動力堆
• 外文名：power reactor
• 套用學科：原子核物理學
• 適用領域範圍：核反應堆

壓水堆

一次冷卻水保持在不發生整體沸騰的壓力之下的反應堆。它是建造數量最多的一種動力堆型。

一般壓水堆均採用低濃二氧化鈾燃料，其中²³⁵U濃縮度為1.66%—4.4%，燃料包殼為鋯錫合金。核潛艇壓水堆為了縮小反應堆體積和延長換料周期，通常採用高濃二氧化鈾燃料。現有核電站壓水堆用的控制棒是不鏽鋼管或鎳合金管，也有用碳化硼或硼鋼的。壓水堆運行時，一迴路水的溫度和壓力較高。以1,000兆瓦級的核電站壓水堆為例，水溫為595—604K，壓力為15.2—15.7兆帕，二迴路產生的蒸汽溫度為538—585K，壓力為5.5—7.06兆帕。為了保持一迴路水工作壓力基本穩定，採用自動電加熱方式的穩壓器。每個環路有一個循環泵和一台蒸汽發生器。壓水堆核電站一般有2—4個環路。
壓水堆最危險的潛在事故是冷卻劑流失，又稱失水事故。此時一迴路管道破裂，冷卻劑從破口流出，堆芯冷卻惡化，燃料元件損壞，放射性物質逸出。為了減輕這類事故的後果，核電站壓水堆都裝有完備的應急堆芯冷卻系統和自動噴淋系統，整個核蒸汽供應系統安裝在一個能接受一定壓力的密封性良好的安全殼內。由於採取了這一措施，壓水堆核電站有良好的安全運行記錄。

沸水堆

主要通過一次冷卻劑水的汽化導出堆內熱量的反應堆。這樣就省去了蒸汽發生器、主循環泵、穩壓器和一迴路管道。不僅減少了設備投資，而且工作壓力可降低到6—7兆帕。這種反應堆是建造數量僅次於壓水堆的動力堆型。

沸水堆的燃料一般是²³⁵U為1.7%—2.7%的低濃二氧化鈾芯塊，壓裝於⁴⁰Zr合金管內。由於水在堆內大量沸騰，密度減小，使中子慢化的能力減弱，因此與相同熱功率的壓水堆相比，燃料裝載量要多50%左右，壓力容器體積比壓水堆約增大兩倍。原因是必須為冷卻水堆內循環和汽水分離提供足夠的空間。
沸水堆一般採用十字形的碳化硼控制棒，設計有安全殼和應急冷卻系統。安全殼內設有泄壓水池，當主迴路管道破裂時，汽水混合物被引入泄壓水池內，使蒸汽冷凝，達到泄壓目的。此外，即使在正常運行情況下，輸出的蒸汽也會有一定的放射性，所以汽輪機組、冷凝器和給水系統均應加以適當禁止。

重水堆

以重水作慢化劑的反應堆。重水動力堆的冷卻劑多數也是重水，少數用沸騰輕水或二氧化碳。重水動力堆按堆體結構分為壓力管式和壓力容器式兩種。發展得最成熟的是加拿大重水天然鈾反應堆——坎杜（CANDU–PHW）堆，它是壓力管式的。

坎杜型重水堆的主要特點是：①重水的熱中子吸收截面很小，所以可採用天然鈾燃料。一個熱功率為2,180兆瓦的重水堆，天然鈾的裝料量為105噸。燃料元件為短棒束型，包殼為薄壁⁴⁰Zr合金管。②燃料元件置於鋯錫合金管內。冷卻劑和慢化劑各有自己的系統，相互分開。冷卻劑工作壓力約為8.5—11.0兆帕，溫度566—531K。③堆體壓力管為水平布置，允許在不停堆情況下換料。④為了使反應堆適應負荷變化和在半小時內能夠停堆後再開堆，設定了用硼鋼或鎘作吸收材料的調節棒。
這種動力堆的優點是不僅可使用天然鈾，而且燃料利用率高。燃料內的²³⁵U含量可利用至0.13%，低於擴散廠尾料中²³⁵U的濃度。此外，堆內中子經濟性好，可利用多餘中子生產氚和發展成先進的轉換堆，實現²³²Th－²³³U燃料循環。其缺點是重水裝載量大，600兆瓦的坎杜堆的重水初裝量為376噸左右；重水的密封防漏問題較多；氚的危害程度較輕水堆大。

熔鹽（增殖）堆

採用²³²Th－²³³U燃料循環的熱中子增殖反應堆，慢化劑為石墨，因燃料熔融氟鹽混合物（UF₄+ThF₄+⁷LiF+BeF₂）而得名。利用熔融燃料循環，將其在堆芯部分產生的裂變熱能傳給中間迴路的介質氟硼酸鈉（NaBF₄–NaF），然後將熱能傳給蒸汽發生器，使其變為過熱蒸汽，推動汽輪機發電。

熔鹽增殖堆的優點是：①可在高溫低壓下運行，熱效率高（約44%）。②與固體燃料元件相比，節省了燃料加工費用。③燃料燃耗不受輻照操作的限制，既可利用氣體淨化系統不斷清除料液內的裂變氣體產物（如¹³⁵Xe等），又利用其他化學方法連續排除裂變產物，從而更有效地利用堆內中子。④省略了輻照過的燃料運輸、冷卻存放和全部處理過程，減少了燃料循環過程中的燃料積壓。⑤燃料裝量少，每1兆瓦電功率輸出只需1.0—1.2千克裂變燃料，而一般輕水堆需3千克，鈉冷快堆約需5千克。

熔鹽增殖堆的缺點是：①燃料迴路的放射性很強，禁止要求高。②材料的防腐問題大。③必須防止裂變產物產生的氚在高溫下擴散穿過系統內的金屬壁對工作人員造成的危害。這種增殖堆的轉換比不大，約為1.05—1.07。此外，由於²³³Pa的半衰期長達27.4天，遠比燃料在一迴路內每次循環的時間長，而它的熱中子吸收截面又相當大，在其未衰變為²³³U之前，就會吸收中子變成無益的同位素²³⁴Pa。因此，必須隨時將它從反應堆燃料迴路內提取出來，妥善儲存，使其衰變為²³³U之後再供燃料循環迴路使用。熔鹽堆最初啟動時必須用²³⁵U或²³⁹Pu點火。

石墨水冷堆

用石墨作慢化劑，輕水作冷卻劑的熱中子反應堆。其燃料為天然金屬鈾，專門用來生產軍用鈽，製造核子彈。最初設計的是一次通過的開路冷卻方式，後來改為閉路循環冷卻系統。

中子增殖堆

採用氣體（主要是氦）作冷卻劑的快中子增殖堆，是一種正在研究中的堆型，簡稱氣冷快堆。反應堆布置類似於池式鈉冷快堆，與高溫氣冷堆的區別是沒有石墨慢化劑。採用PuO₂和UO₂混合燃料，其中²³⁹Pu為易裂變材料，UO₂中的²³⁸U為可轉換材料。

與鈉冷快堆相比，氣冷快堆有如下優點：①氦的中子吸收截面很小，不會被激活產生放射性。②氦不會與水反應，不需要中間迴路。③燃料增殖比較大（可達1.5），燃料加倍時間比鈉冷快堆短。④氦沒有化學腐蝕性。⑤氦可在任何溫度和壓力下運行，不會發生相變，不存在流體力學不穩定性問題。⑥反應堆例行維修所需停堆時間較短，設備利用率較高。氣冷快堆缺點是，系統工作壓力較高（一般為8—12兆帕），不能像鈉冷快堆那樣可以依靠自然循環將停堆後餘熱排出。
氣冷快堆最嚴重的事故是冷卻劑壓力突然下降，它將使堆芯燒毀。設計中必須考慮可靠的後備安全措施，確保在發生這種事故時，堆芯能得到足夠的冷卻。