沸水堆核電廠

以沸水堆為動力源的核電廠。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑並在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優點；它們都使用低富集鈾，且須停堆換料。截止1998年底，全世界已運行的沸水堆核電廠有92座，總功率82 431MW，占全世界已運行的核電廠總功率的22.69%，僅次於壓水堆；在建的沸水堆有4座，總裝機容量為4625MW。

基本介紹

• 中文名：沸水堆核電廠
• 外文名：boiling　water　reactor　nuclear　power　plant

工作原理及主要特點

來自汽輪機系統的給水進入反應堆壓力容器後(見圖1)，沿堆芯圍筒與容器內壁之間的環形空間下降，在噴射泵的作用下進入堆下腔室，再折而向上流過堆芯，受熱並部分汽化。汽水混合物經汽水分離器分離後，水分沿環形空間下降，與給水混合；蒸汽則經乾燥器後出堆，通往汽輪發電機，做功發電。蒸汽壓力約為7MPa，乾度不小於99.75%。汽輪機乏汽冷凝後經淨化、加熱，再由給水泵送入反應堆壓力容器，形成一閉合循環。再循環泵的作用是使堆內形成強迫循環，其進水取自環形空間底部，升壓後再送入反應堆容器內，成為噴射泵的驅動流。改進型沸水堆取消了主系統管路和噴射泵，而在堆內裝有數台內裝式再循環泵。自汽水分離器和汽輪機凝汽器流回的給水由這些泵唧送回到堆芯去再循環，從而增加了堆芯循環倍率。

圖1 沸水堆原理圖

堆芯主要由核燃料組件、控制棒及中子測量器等組成。沸水堆燃料組件為正方形有盒組件。組件盒內燃料棒排列成7×7或8×8柵陣。棒外徑約12.3mm，高約4.1m，其中活性段約3.8m。燃料芯塊為不同富集度的UO₂，平均富集度為2.0%~3%，堆芯使用3~4種富集度燃料，在若干芯塊中加入Gd₂O₃可燃毒物，以展平組件內中子注量率分布並補償燃耗反應性虧損。燃料棒包殼材料和組件盒材料均為Zr-4合金。堆芯將由800個左右燃料組件排列而成。

沸水堆的控制棒呈十字形，插在四個方盒組件之間，中子吸收材料為碳化硼粉末，裝在細的不鏽鋼管內，每根控制棒內裝有幾十支含碳化硼的不鏽鋼管。沸水堆的控制棒從堆底引入，原因是:①沸水堆堆芯上部蒸汽含量較多，造成堆芯上部中子慢化不足，這樣，堆芯熱中子注量率分布不均勻，其峰值下移。控制棒由堆芯底部引入有助於展平中子注量率。②可以空出堆芯上方空間用以安裝汽水分離器和乾燥器。但控制棒自堆底引入後就不能靠重力自動插進堆芯，因此沸水堆的控制棒驅動機構需非常可靠，通常採用液壓驅動，也有採用機械/液壓或電氣/液壓驅動。機械或電氣驅動用於正常控制。快速緊急停堆用液壓驅動，並配置有一單獨的蓄壓器。

反應堆的功率調節除用控制棒外，還可用改變再循環流量來實現。再循環流量提高，汽泡帶出率就提高，堆芯空泡減少，使反應性增加，功率上升，汽泡增多，直至達到新的平衡。這種功率調節就可使功率改變25%滿功率而不需控制棒任何動作。

沸水堆不用化學補償反應性。燃耗反應性虧損除用控制棒外，還用燃料棒內加Gd₂O₃可燃毒物進行補償。

沸水堆蒸汽直接在反應堆內產生，故不可避免地要挾帶出由水中O經快中子(n，p)反應所產生的N。N有很強的γ輻射，因此汽輪機系統在正常運行時都帶有強放射性，運行人員不能接近，還需有適當的禁止。但N的半衰期僅7.13s，故停機後不久就可完全衰變，不影響設備檢修。

電廠系統

包括：①主系統(包括反應堆)；②蒸汽給水系統；③反應堆輔助系統，其中包括應急堆芯冷卻系統；④放射性廢物處理系統；⑤檢測和控制系統；⑥廠用電系統。其中蒸汽-給水系統、放射性廢物處理系統、廠用電系統以及反應堆輔助系統中的設備冷卻水系統、餘熱排出系統、廠用水系統等都與壓水堆核電廠有關係統類似。

反應堆廠房：沸水堆廠房的特點是在安全殼內還設一乾井，反應堆即安裝在此井內，見圖2。乾井的作用是：①承受失水事故瞬態壓力，並通過排汽管將汽水混合物導入抑壓水池；②提供禁止，使運行維修人員能在反應堆運行時進入安全殼內乾井以外地區；③對失水事故時可能發生甩管、水流衝擊和飛射物提供防護，以保護安全殼。乾井頂部有一鋼製密封頂，但可拆卸以便進行換料檢修。

圖2 GE沸水堆安全殼的發展

沸水堆與壓水堆的比較

①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費低、負荷跟隨能力強等優點，其發電成本已可與常規火電廠競爭。兩者都須使用低富集鈾燃料，並使用飽和汽輪機。②沸水堆的系統比壓水堆的簡單，特別是省去了蒸汽發生器這一壓水堆的薄弱環節，減少了一大故障源。沸水堆的再循環管道比壓水堆的環路管道細得多，故管道斷裂事故的嚴重性遠不如後者。③沸水堆的失水事故處理比壓水堆的簡單，應急堆芯冷卻系統有兩個分系統都從堆芯上方直接噴淋注水，而壓水堆應急注水一般要通過環路管道才能進入堆芯。④沸水堆的流量功率調節比壓水堆有更大的靈活性。⑤沸水堆直接產生蒸汽，除了N的放射性問題外，還有燃料棒破損時的裂變氣體和揮發性裂變產物會直接污染汽輪機系統。⑥沸水堆由於其燃耗深度比壓水堆的低，雖然燃料富集度低，但天然鈾需要量比壓水堆的大。⑦沸水堆壓力容器底部設有為數眾多的控制棒和中子探測器孔，增加了小失水事故的可能性。控制棒驅動機構較複雜，可靠性要求高，維修困難。⑧沸水堆壓力容器雖與壓水堆的類似，但設計壓力為壓水堆的一半，而由於堆功率密度低，堆芯大，容器內還有再循環泵、汽水分離器和乾燥器，故體積較後者大得多。如電功率為1100MW核電廠的反應堆容器高23m，直徑6.4m，壁厚178mm，重達800t以上。⑨沸水堆控制棒自堆底引入，因此發生“未能緊急停堆的預計瞬變”的可能性比壓水堆的大。

發展簡史

沸水堆最先於20世紀50年代中由美國通用電氣公司(GE)開發研製，其反應堆系統經歷了從BWR-1到BWR-6不同階段的發展。表中示出典型沸水堆核電廠參數。BWR-1以德勒斯登1號為代表，1960年投入運行，功率為200MW。採用了堆外汽水分離器，仍保留蒸汽發生器。BWR-2首次採用了直接循環，取消了蒸汽發生器，並開始採用流量功率調節和堆內中子注量率監測。BWR-3首次採用堆內噴射泵。BWR-4功率首次突破1000MW。BWR-5開始採用高壓堆芯噴淋系統。BWR-6燃料組件從7×7改為8×8，安全殼採用Mark-Ⅲ。80年代開始，GE公司與日本東芝、日立公司合作開發先進沸水堆(ABWR)。主要改進有:①採用堆內再循環泵，取消噴射泵。②正常運行時用精密電機驅動控制棒，緊急停堆仍用液壓驅動。③燃料棒內壁用純鋯襯裡，以減少芯塊-包殼相互作用，提高負荷跟蹤能力。④採用先進檢測控制系統，如數控、數字儀表、光纖多路傳輸、保護系統軟體邏輯等。首座ABWR-1356MW機組已於1997年在日本柏崎·刈羽核電廠正式投入運行。

表1 典型沸水堆核電廠參數表

電 廠 名 稱	德勒斯登-I 第一代	奧斯特克萊格 第二代	德勒斯登-Ⅱ 第三代	布朗費里 第四代	BWR-5 第五代	BWR-6 第六代	ABWR 柏崎·刈羽6
電功率(MW)	210	670	809	1098	1100	1100	1356
熱功率(MW)	680	1930	2530	3300	3293	3292	3926
電廠效率(%)	29.4	33	32	32.3	33.4	34	34.6
堆芯高×直徑(m×m)	2.7×3.3	3．66×4.98	3．7×4.82	3.7×4.8	3.66×4.99	3.8×4.75	3.7×5.2
燃料裝量(t)	57.6	124	139	167	163.8	132	150
燃料組件數	464	560	724	764	840	764	872
燃料棒直徑(mm)	1.9	14.5	14	14		10.3	10.3
排列	5×5	6×6	7×7	7×7	7×7	8×8	8×8
平均功率密度(kW/m)	31.2×10	33.6×10	41.1×10	50.7×10		52×10	50×10
燃耗深度(MWd/tU)	12000	15000	19000	19000		39000	39000
壓力容器高×直徑 (m×m)	12.44×3.6	19.5×5.4	21×6.4	22.11×6.4	22.2×6.4	21×6.4	21×7.1
安全殼型式	鋼		預應力	預應力	預應力	Mark-Ⅲ	Mark-Ⅲ
冷卻劑壓力(MPa)	6.96	6.96	6．86	6.76	7.03	7.16	7.16
入口溫度(℃)	263	273	171	192	215.5	215.5	215.6
出口溫度(℃)	268	286	302	飽和		286	287
環路數	4	5	2		2	2
循環形式	雙循環	直接循環	直接循環	直接循環	直接循環	內置式直接循環	內置式直接循環
控制棒數		137	177	185	185	185	205
控制棒驅動形式	水力	水力	水力	水力	水力	電動	電動
控制材料	B4C	B4C	B4C	B4C	B4C	B4C	B4C
毒物材料	可燃毒物		可燃毒物	可燃毒物	可燃毒物	可燃毒物	可燃毒物
蒸汽壓力(MPa)		6．66	6.5	6.66	6.71	6.71	6.71
蒸汽溫度(℃)		282	飽和	282	283	283	283
換料周期(月)	12~18	12	12~18	12	12	18	18