石墨水冷堆核電廠:發展簡史,結構與工藝,工藝流程和廠房布置,應急堆芯冷卻,堆芯監測

使用石墨慢化輕水冷卻反應堆的核電廠。反應堆屬於壓力管沸水型核反應堆。反應堆內由核裂變產生熱能，使冷卻劑部分汽化，蒸汽經汽水分離後送往汽輪機做功發電。

基本介紹

中文名：石墨水冷堆核電廠
外文名：graphite-moderatedwater-cooled reactor nuclear power plant

發展簡史,結構與工藝,工藝流程和廠房布置,應急堆芯冷卻,堆芯監測,控制與保護,主要特點,

發展簡史

石墨水冷堆核電廠是在軍用石墨水冷產鈽堆的基礎上發展起來的。蘇聯第一座核電廠就是石墨水冷堆核電廠，它建成於1954年6月，位於蘇聯奧布寧斯克(Obninsk)，發電功率為5MW。以後在1958~1962年間，蘇聯又在特羅伊茨克(Troitsk)西伯利亞電廠建造6座石墨水冷兩用堆(既產鈽，又發電)，每座熱功率為600MW，電功率為100MW。

蘇聯是世界上唯一發展石墨水冷堆核電廠的國家，從初期的壓力管壓水型發展為壓力管沸水型，現在大量運行的是產生飽和蒸汽的壓力管沸水型反應堆核電廠。1964~1967年在別洛雅爾斯基(Beloyarskiy)核電廠建成兩座示範核電機組。1973年12月索斯諾維博爾(Sosnovyy Bor)核電廠電功率為925MW機組投入運行，此後連續建造15台同種規模機組，包括車諾比(Chernobyl)4台機組。925MW的石墨水冷堆核電機組(РБМК-1000)成為當時蘇聯核電廠兩大主力機組之一(另一機組為壓水堆核電機組)。1983年12月位於立陶宛伊格納林納(Ignalina)的電功率1380MW石墨水冷堆核電機組投入運行，是當時世界上單堆容量最大的核電機組。此外蘇聯還在70年代於比利比諾(Bilibino)建造4台電功率為12MW的石墨水冷堆發電供熱兩用核電機組。

在1986年4月26日發生的車諾比核電廠事故造成巨大損失，從此石墨水冷堆核電廠被認為是安全措施不完全的堆型，目前俄羅斯和烏克蘭已決定停止發展這類核電廠，現有電廠將被逐步關閉和進行改造。

結構與工藝

現以蘇聯925MW石墨水冷堆核電機組(РБМК-1000)為例來說明這類核電廠。機組的反應堆熱功率為3200MW，電功率為925MW，電廠效率為31.2%。

堆芯 РБМК-1000的反應堆堆芯由為數眾多的正方柱形石墨塊(截面250mm×250mm，高200~600mm)堆砌而成，組成2488個垂直柱體，石墨柱體構成近似圓柱形，外面有鋁墊塊和輕型密封外殼，使之成為具有直徑11.8m、高7m的堆芯(側反射層厚1m，端部反射層厚0.5m)。石墨砌體總質量1700t，置於堆芯下部的金屬結構上，金屬結構把它的重力傳遞至混凝土基礎。石墨砌體的最高運行溫度為700℃，空隙充有緩慢流動的氮、氦混合氣體(氮、氦質量比為3∶2)，以保護其免遭氧化，並減少熱阻以導出反應堆運行時在石墨砌體中產生的熱量(約占總熱量的5%)，同時配合工藝管完整性監測系統監測單根工藝管的破漏。

石墨砌體上下及四周有生物禁止層。

石墨塊內有垂直圓形孔供安裝工藝管(同時供安裝控制和監測管道)之用，工藝管柵距250mm。共有工藝管道1661根。工藝管外徑為88mm，材料原為鋁合金，現改為鋯鈮合金(Zr+2.5%Nb)。每根工藝管內裝有束棒形燃料組件2個，每個燃料組件由18根直徑13.6mm、長約3.5m的燃料棒組成。燃料棒內裝燒結UO₂芯塊，富集度為2.0%，包殼材料為鋯鈮合金(Zr+1%Nb)。每個燃料組件含鈾114.7kg，堆芯總鈾裝載量為180t。圖1給出燃料組件結構。

每根工藝管的最大熱功率為2600kW。燃料比功率為17.8MW/t，平均燃耗為20000MW·d/tU。堆芯徑向功率不均勻因子為1.48，軸向功率不均勻因子為1.4。

冷卻水從工藝管下端進入，溫度270℃，經燃料組件加熱至飽和溫度，並且部分沸騰產生蒸汽，在工藝管出口處冷卻水的平均質量含汽率為14.5%(滿功率時)，壓力約為7MPa，溫度284℃。汽水混合物通過上分組集流管和出水總管流向汽水分離器。堆芯結構見圖2。

1-堆芯(石墨塊)；2-堆芯外殼；3-下部支承結構；4-上部堆芯蓋板和禁止；5-燃料孔道導管；6-環形水箱；

7-支撐金屬結構；8、9-運轉層地板；10-鋼基礎板；11-反應堆禁止結構；12-沙層

工藝流程和廠房布置

反應堆冷卻劑系統由兩個環路組成，每個環路有2台臥式汽水分離器(共4台)和4台主冷卻劑泵(其中3台運行，1台備用)。汽水分離器分離後的水和汽輪機乏汽的凝結水混合後，經主冷卻劑泵經壓力總管和下分組集流管送往各工藝管。通過堆芯的不同功率分布。汽水分離器分離後的乾蒸汽水分含量低於0.1%，壓力為6.4MPa，溫度為280℃，總流量為5800t/h，送往2台500MW的汽輪機(K-500-65/3000)。汽輪機乏汽經凝汽器、低壓加熱器，除氧器和給水泵(共5台，其中4台工作，1台備用)送至汽水分離器。工藝流程見圖3。主廠房布置縱剖面見圖4。

1-石墨砌體；2-“S”金屬結構；3-“OR”金屬結構；4-“E”金屬結構；5-“KZh”金屬結構；6-“A”金屬結構；7-“D”金屬結構；

8-鼓式汽水分離器；9-主冷卻劑泵；10-主冷卻劑泵電機；11-主隔離閘閥(φ800)；12-入口總管；13-壓力總管；14-分組集流管；15-下部水傳輸管；

16-汽水傳輸管；17-主冷卻劑迴路管(φ800)；18-換料機；19-中央大廳吊車(50/10t)；20-主冷卻劑泵房吊車(50/10t)；21-送風機；

22-排風機；23-可控泄漏排放箱；24-可控泄漏熱交換器；25-計畫預防性維修箱；26-事故封閉區的金屬結構和管道；27-下部水傳輸管室的止回閥；

28-事故封閉系統釋放閥；29-事故封閉系統冷凝器；30-汽輪機；31-汽水分離再熱器；32-汽機房吊車(125t)；33-除氧器

應急堆芯冷卻

РБМК-1000的應急堆芯冷卻系統設有12台安注箱(應急堆芯冷卻系統容器，充壓至10MPa)和6台應急堆芯冷卻系統泵(構成三個迴路，每個迴路能供給50%流量，各有一台高壓泵和一台低壓泵)，後者的水源來自抑壓水池。應急堆芯冷卻系統在出現堆芯主冷卻系統破壞事故時，如主迴路大直徑管道破裂、主蒸汽管道或給水管道破裂時，向堆芯供給含硼水，導出堆芯餘熱。

堆芯監測

РБМК-1000設有監測每根工藝管冷卻水流量的系統、監測工藝管出口水放射水平的燃料元件包殼密封性監測系統、監測工藝管外間隙抽氣濕度和溫度的工藝管完整性監測系統以及監測石墨和金屬結構溫度的系統。以上所有的監測數據都輸入電廠計算機，以顯示和記錄形式提供給操縱員，並適時發出報警信號。РБМК-1000還設有監測堆芯功率分布的系統，其監測點為徑向130點，軸向84點，輸出經處理後在主控制室顯示。

控制與保護

РБМК-1000反應堆設有211根控制棒：短棒24根；自動棒24根，其中12根用於局部功率控制，12根分3組用於平均功率控制；事故棒24根；局部功率保護棒24根；手動棒115根。控制棒吸收體材料為碳化硼。這些控制棒在裝於堆芯垂直圓孔內的獨立專用孔道內移動，有獨立的冷卻迴路，用以自動維持功率水平、控制局部功率、起停堆和升降功率、補償燃耗及反應性變化、緊急停堆。其中24根從堆芯下部插入的控制棒用以調節軸向功率分布。

核電廠設有停堆保護，用以在下列事故出現時自動插入全部控制棒以停止鏈式反應：短周期、功率超過允許值、汽水分離器高壓力、汽水分離器高低水位、冷卻劑迴路出現大泄漏、2台汽輪機或2台主冷卻劑泵同時停止工作和補給水流量下降一半等。

防止主冷卻迴路超壓的系統用把蒸汽排到抑壓水池並予以冷卻的辦法，保證將迴路壓力維持在允許水平以下。

核電廠還設有3台容量各為5500kW的柴油發電機組，作為應急電源。

主要特點

石墨水冷堆核電廠的主要優點：①不需要重型的高壓容器和其他大型設備，設備較易製造和運輸；②堆芯由相同的單元組成，類似積木塊結構，結構靈活，較易擴大或減少堆芯總功率，較易建造大功率核電廠；③採用直接循環方式，不需蒸汽發生器；④能進行單根工藝管道的運行監測，事故時可單獨隔離；⑤可實現不停堆更換燃料，從而提高了核電廠可用率。

這種類型核電廠的致命缺點是：在低功率時不具有自穩性，從而降低了核電廠的安全性。它的燃料反應性溫度係數為負值，但石墨反應性溫度係數為正值，空泡反應性係數也為正值，在滿功率下它的淨效應是負的，但在20%功率以下運行時它的淨效應是正的，從而使運行不穩定。也就是說，在低功率下發生功率升高的擾動時，會導致反應性增加，從而使功率進一步提高，這是很危險的。

石墨水冷堆核電廠的其他主要缺點有：①堆芯和循環迴路龐大，不能像壓水堆、沸水堆核電廠那樣設定安全殼作為第三道屏障；②控制棒下落太慢，最大速度為0.4m/s，從而不能及時遏制重大事故的後果；③運行比較複雜。

石墨水冷堆核電廠