基本介紹
- 中文名：熱堆
- 又名：熱中子反應堆
- 內容：主要由熱中子引起裂變的反應堆
- 特點：用慢化劑把快中子速度降低
原理,系統,
原理
熱中子反應堆，它是用慢化劑把快中子速度降低，使之成為熱中子（或稱慢中子），再利用熱中子來進行鏈式反應的一種裝置。由於熱中子更容易引起鈾－235等裂變，這樣，用少量裂變物質就可獲得鏈式裂變反應。慢化劑是一些含輕元素而又吸收中子少的物質，如重水、鈹、石墨、水等。熱中子堆一般都是把燃料元件有規則地排列在慢化劑中，組成堆芯。鏈式反應就是在堆芯中進行的。
核電站的內部它通常由一迴路系統和二迴路系統組成。反應堆是核電站的核心。反應堆工作時放出的熱能，由一迴路系統的冷卻劑帶出，用以產生蒸汽。因此，整個一迴路系統被稱為“核供汽系統”，它相當於火電廠的鍋爐系統。為了確保全全，整個一迴路系統裝在一個被稱為安全殼的密閉廠房內，這樣，無論在正常運行或發生事故時都不會影響安全。由蒸汽驅動汽輪發電機組進行發電的二迴路系統，與火電廠的汽輪發電機系統基本相同。
註：圖為壓水堆核電站一迴路系統和二迴路系統的原理圖
系統
反應堆是指能夠在受控下(所以不會發生核子彈那樣爆炸)持續進行核裂變鏈式(連鎖)反應的 裝置。所以把它叫做“堆”，是因為世界上第一個核反應堆是用石墨塊(用以控制反應速度) 和金屬鈾塊(反應燃料)一層一層交替地“堆”起來而構成的。後來，其他不用石墨的核反應 裝置，仍沿用這種叫法。
熱中子反應堆是一種進行核裂變的反應堆。目前，已經實用化的核反應堆有輕水堆和重水堆 (重水是氫的同位素氘(重氫)同氧的化合物)之別。目前使用的多為輕水堆。在輕水堆中，水被兼作減速(和石墨一樣起控制反應速度的作用)和冷卻用。輕水堆又可分為壓水型和沸騰水 型的，現在大多數核電站用的都是壓水型的。
壓水堆最初被用作核潛艇的動力。它的冷卻水分為一次系統和二次系統兩部分。一次系統的 冷卻水保持在約160氣壓這樣的高壓，所以加熱到約325℃仍能保持為液體狀態。為了吸收核裂變中的中子，水中加入一點硼，用以調整核反應的速度。一次冷卻水直接同核襲變部分接觸，將它產生的熱量帶走。經由蒸氣發生器進行熱交換，使二次冷卻水被加熱至沸騰。二次冷卻水在60大氣壓下被加熱到275℃，成為蒸氣用以驅動發電用的汽輪機。
壓水堆利用濃縮鈾工廠提供的低濃度鈾235作為核燃料。鈾235是鈾的一种放射性同位素，是自然界中唯一存在的裂變核燃料。裂變中產生的中子，或被燃料棒中鈾238所吸心，或使鈾235發生裂變，或逸出於燃料棒之外。如中了速度快，則使鈾235發生裂變的機會就小了，所以要用水(輕水或重水)和石墨作為減速材料，放在燃料棒四周，使中子速度減慢以有助於使鈾235發生裂變。減速後的中子能量最後都變為熱能，為了把它運到外部，需要使用冷卻材料(通常也用水)。把含有硼等吸收中子物質的控制棒放在堆芯中，當它插入燃料中時，產生的中子數量達不到臨界值，裂變無法連續進行下去。當控制棒拔起來時，中子數目加多，通過連銷反應，鈾的裂變便可連續進行下去。這種速度變慢的中子稱為熱中子，利用熱中子使鈾235裂變的核反應堆，稱為熱中子反應堆。
