重水堆核動力裝置

基本介紹

• 中文名：重水堆核動力裝置
• 外文名：heavy water reactor nuclear power plant

重水堆核電廠以重水堆作為動力源。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆。重水的中子吸收截面小，慢化性能好，中子利用率高，故可以直接利用天然鈾作核燃料。重水堆可以用重水或輕水作冷卻劑，以輕水作冷卻劑的重水堆如日本的普賢核電廠(Fugen，165MW)，以重水作冷卻劑的重水堆又分為壓力容器式的和壓力管式的，壓力容器式的如阿根庭的阿圖查(Atucha 1.2，335和692MW)重水堆核電廠，但這兩種堆型卻沒有得到進一步的發展。世界上唯一得到廣泛套用的重水堆核電廠，是加拿大開發和生產的CANDU型重水堆核電廠，其反應堆以重水作慢化劑和冷卻劑，並以壓力管代替壓力容器，稱為壓力管式重水堆，其建造的數量和裝機容量占重水堆核電廠的極大部分，見表1。

表1 運行或建造中的CANDU反應堆核電廠

廠名	國家	容量(MW)	投運日期
皮克靈1，2，3，4號 Pickering	加拿大	515	1971~1973
KANUPP	巴基斯坦	125	1971
RAPP1	印度	203	1972
RAPP2	印度	203	1980
布魯斯1，2，3，4 Bruce	加拿大	848	1977~1979
萊普羅角; Point Lepreau	加拿大	633	1983
尖提利2號 Gentilly-2	加拿大	638	1983
月城1號; Wolsoug 1號	韓國	638	1983
恩巴爾斯; Embalse	阿根廷	600	1984
皮克靈 5，6，7，8 Pickering	加拿大	516	1983~1986
布魯斯 5，6，7，8 Bruce	加拿大	860	1984~1987
達林頓1，2，3，4 Darlington	加拿大	881	1989~1992
切爾納沃達 1-2，Cernavoda	羅馬尼亞	665×2	1996/2003
月城 2，3，4 Wolsong	韓國	688×2	1996/1999
秦山三期 1，2號	中國	700×2	2003

圖1 重水堆核電廠堆廠房

重水堆發展簡史

加拿大的CANDU堆核電廠從1966年第一座原型堆道格拉斯角投運以後，其發展過程可大致分為三個階段：第一階段為70年代初，加拿大安大略省電力公司建造了四座皮克靈A(Pickering 1、2、3、4，515MW)核電廠，以它為代表奠定了商用重水水核電廠的基礎；第二階段是在70年代後期至80年代初加拿大安大略省又續建了四座布魯斯A(Bruel 1、2、3、4，848MW)核電廠，它是在皮克靈核電廠運行經驗的信息反饋基礎上做了許多修改，如取消了排管容器下面的排放罐，增加液體毒物停堆系統，以及在排管容器外增加一隻充滿耗水的容器即堆腔，以改進禁止以及改進了設備容量，改進壓力管的安裝工藝、減少系統閥門等等措施後建造的，它適應增加功率的和提高核電廠的可靠性需要；第三階段在80年代中至90年代初加拿大原子能公司(AECL)通過不斷改進、完善和採用先進技術，如廠房合理布置，採用計算機控制等，推出了以尖提利(Gentillg-2 ，638MW)為代表的CANDU-600級以及布魯斯(Bruce B， 860MW)900MW級核電廠。CANDU-6又在CANDU-600上做了改進的，且是當前世界上技術比較成熟的核電廠之一。韓國月城1、2、3、4號機組(1、2、3已建成)以及羅馬尼亞的倩那瓦達(Cernawada)1、2號機組均採用CANDU-6，中國泰山三期核電廠1、2號機組同樣也採用CANDU-6型，電功率為728MW。

CANDU-6型

CANDU-6型重水堆核電廠的廠房布置與壓水堆核電廠的大致相同。以圓柱形的安全殼即反應堆廠房為核心，在其周圍圍繞有核輔助廠房，燃料廠房和電氣控制廠房及汽機廠房等。

CANDU-6型堆有一直經7.6m，長約8m的不鏽鋼圓柱形排管容器組件，內盛重水慢化劑，容器兩端為端禁止，在其管板上布置有380根燃料通道。燃料組件裝入燃料通道的壓力管中；在排管容器的上部和側向裝有相應的反應性控制裝置；排管容器臥式安放在充滿輕水的混凝土內襯鋼板的堆腔中——構成反應堆。見排管容器組件。反應堆的裂變能用重水冷卻並通過和燃料通道相連的冷卻系統導出堆外，並在蒸汽發生器中經熱交換使二次側的輕水變成蒸汽，蒸汽推動汽輪發電機發電。在蒸汽發生器一次側的重水經熱交換後，再經主熱輸泵唧送回反應堆。

CANDU-6型重水堆核電廠有各種系統為反應堆和汽輪發電機組及配套設施服務，其中有：主熱傳輸系統和為其服務的各輔助系統；主慢化劑系統和為其服務的輔助系統；重水管理系統，核電廠安全系統，放射性廢物處理系統以及主蒸汽系統、主給水系統、冷凝水系統、循環冷卻水系統等。

CANDU型重水堆安全性

CANDU型反應堆核電廠在工程上設定了兩個重複的、獨立的、不同的停堆系統，一個獨立的停堆冷卻系統，兩個獨立的位置分離的柴油發電機組和兩個控制室，因而可以在工程上防止重水堆核電廠的事故和確保核電廠的安全。

CANDU型重水堆由於採用天然鈾作核燃料，重水作慢化劑和冷卻劑的物理特性決定了其有如下安全特徵：

(1)重水堆在整個壽期內剩餘反應性較低，即使由於大失水事故時引入正反應性，它仍然在安全停堆控制能力之內；

(2)由於重水慢化劑和冷卻劑是分隔開的，慢化劑工作溫度較低(正常運行時為69℃)，而反應性控制裝置均放在低溫、低壓的慢化劑系統，因而使控制機構的可靠性提高，不會產生像壓水堆核電廠可能產生的“彈棒”事故；

(3)CANDU堆燃料組件在輕水中不可能達到“臨界”，因此可消除對嚴重事故的擔心；

(4)在失水事故時若同時發生應急堆芯冷卻系統失效時，由於燃料通道的壓力管和排管之間有的1cm間隙，排管容中器的低壓低溫的重水慢化劑可吸收壓力管傳來熱量，排管容器中的重水可作為熱阱，防止燃料發生融化。若發生燃料融化的嚴重事故，重水慢化劑又不能完全吸收融化熱量時，堆腔內作為禁止用的輕水同樣也起到熱阱的作用，吸收堆芯碎片和慢化劑的餘熱。

由於所設定的安全系統及它自身固有的安全特性，CANDU堆核電廠有很好的安全性。

此外，CANDU堆核電廠反應堆採用多根臥式壓力管燃料通道，在反應堆滿功率運行時，利用兩台自動裝卸料機進行連續換料，可以減少核電廠停堆時間，從而提高了核電廠的可利用率。CANDU型核電廠除用發電外，若有需要，它還可以利用鈷-59調節棒代替不鏽鋼調節棒生產大量的C060同位素。一台電功率為700MW的機組可年產約1.11×1017Bq的C060同位素。因此，CANDU堆核電廠的優點是比較突出的，但重水十分昂貴，初裝量大，一台700MW級核電廠的初裝量需450t左右重水，且每年還需補充0.5%以上。這就要求重水的泄漏或損失要儘量小，要採取回收措施，增加核電廠系統的複雜性。且因重水輻照後生成氚，要儘可能採取措施，不讓其逸出而污染環境。