輕水反應堆

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一個簡單的輕水反應堆

輕水反應堆（LWR)是一種熱中子反應堆，它使用普通的水，而不是重水，作為它的冷卻劑和中子慢化劑——此外，一種固體形式的裂變元素被用作燃料。熱中子反應堆是最常見的核反應堆，輕水反應堆則是最常見的熱中子反應堆。

輕水反應堆有三種類型:壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）和超臨界水堆 (SCWR)。

目錄編輯

1 歷史編輯

1.1 早期概念和實驗

在發(fā)現(xiàn)了裂變、慢化以及核鏈式反應的理論可能性后，早期的實驗結果迅速表明，天然鈾只能在石墨或重水作為慢化劑的情況下發(fā)生持續(xù)的鏈式反應。而世界上第一批反應堆( CP-1 、 X10 等)成功達到臨界狀態(tài)后，鈾濃縮開始從理論概念發(fā)展到實際應用，以滿足曼哈頓計劃的目標，即制造核爆炸。

1944年5月，在洛斯阿拉莫斯的低功率(LOPO) 反應堆中，第一批生產出來的濃縮鈾達到了臨界質量，該反應堆被用來估計制造原子彈的U235的臨界質量。^[1]LOPO不能被認為是第一座輕水反應堆，因為它的燃料不是固體鈾化物，且包裹著耐腐蝕材料中，而是由溶解在水中的硫酸鈾酰鹽組成。^[2]但它是第一個含水均相反應堆，也是第一個以濃縮鈾為燃料，以普通水為慢化劑的反應堆。^[1]

第二次世界大戰(zhàn)末期，根據(jù)阿爾文·溫伯格的想法，天然鈾燃料元素被安置在X10反應堆頂部普通水中的晶格中，以評估中子倍增系數(shù)。^[3]本實驗的目的是確定一個以輕水為慢化劑和冷卻劑，并以固體鈾為燃料的核反應堆的可行性。結果表明，用低濃縮鈾可以達到臨界狀態(tài)。^[4]這個實驗是邁向輕水反應堆的第一步。

第二次世界大戰(zhàn)后，隨著濃縮鈾的出現(xiàn)，新的反應堆概念變得可行。1946年，尤金·維格納(Eugene Wigner)和阿爾文·溫伯格(Alvin Weinberg)提出并發(fā)展了使用濃縮鈾作為燃料，并以輕水作為慢化劑和冷卻劑的反應堆概念。^[3]這個概念是為一個反應堆提出的，其目的是測試材料在中子通量下的行為。這個反應堆——材料測試反應堆(MTR) 建于愛達荷州的 INL ，于1952年3月31日達到臨界狀態(tài)。^[5]對于該反應堆的設計，實驗是必要的，因此在 ORNL 建造了實物模型（MTR），以評估一回路的液壓性能，然后測試其中子學特性。這個MTR模型，后來被稱為低強度試驗反應堆(LITR)，于1950年2月4日達到臨界狀態(tài)，^[6]是世界上第一個輕水反應堆。^[7]

1.2 第一座壓水堆

第二次世界大戰(zhàn)結束后，美國海軍在首長海曼·里科弗（后來的海軍上將）的指導下，開始了一項計劃，目標是為船舶的提供核推進。它在20世紀50年代早期開發(fā)了第一個壓水堆，并成功部署了第一艘核潛艇“鸚鵡螺號”(USS Nautilus (SSN-571)。

蘇聯(lián)在20世紀50年代末獨立研制了一種名為VVER的壓水堆反應堆。雖然在功能上與美國的設計非常相似，但它與西方壓水堆也有一定的設計區(qū)別。

1.3 第一座沸水堆

研究員塞繆爾·恩特爾梅爾二世 （Samuel Untermyer II）在美國國家反應堆試驗站(現(xiàn)在的愛達荷國家實驗室Idaho National Laboratory )領導了一項名為硼砂實驗的系列試驗，以開發(fā)沸水堆（BWR）。

2 概論編輯

Koeberg 核電站由兩個以鈾為燃料的壓水堆組成

被稱為輕水反應堆(LWR)的核反應堆系列，使用普通水進行冷卻和慢化，建造起來往往比其他類型的核反應堆更簡單、更便宜；由于這些因素，截至2009年，它們在全世界服役的民用核反應堆和海軍推進反應堆中占絕大多數(shù)。輕水堆可分為三類——壓水堆(PWRs)、沸水堆(BWRs)和超臨界水堆(SCWR )。截至2009年，超臨界水堆(SCWR) 仍處于假設狀態(tài)；它屬于第四代核電設計技術；但它只是由輕水部分慢化，并表現(xiàn)出快中子反應堆的某些特性。

許多國家在壓水堆方面掌握著領先的運行經驗，提供反應堆出口的領導國家有幾個，美國(提供具有固有安全的AP1000 ，以及一些小規(guī)模、模塊化、具有固有安全性的壓水堆，如 Babcock & Wilcox MPower以及 NuScale MASLWR)、俄羅斯(提供VVER-1000和VVER-1200供出口)、法國(提供阿?，mEPR出口)，日本(提供三菱公司設計制造的先進壓水堆出口)；此外，中國和韓國兩者都迅速地上升到壓水堆建造國前列，中國正在進行大規(guī)模的核電擴張計劃，韓國目前正在設計和建造他們的第二代自主核電設計。美國和日本與通用電氣(General Electric)和日立(Hitachi)結成聯(lián)盟，提供先進的沸水反應堆(ABWR)和經濟簡化的沸水反應堆(ESBWR)，用于建設和出口;此外，東芝還為在日本的建筑提供了ABWR改型。西德也曾是BWR的主要建設、運營者。用于發(fā)電的其他類型的核反應堆是重水慢化反應堆，加拿大建造(CANDU)和印度建造的(AHWR)，英國建造了先進氣體冷卻反應堆(AGCR),俄羅斯,法國和日本分別建造了液態(tài)金屬冷卻反應器堆(LMFBR),由石墨慢化的水冷反應堆(RBMK or LWGR)僅在俄羅斯和前蘇聯(lián)國家被建造過。

盡管所有這些類型的反應堆的發(fā)電能力是相當?shù)?，由于上述特點，以及LWR在運行方面的豐富經驗，它在絕大多數(shù)新的核電廠中受到青睞，并被建設。此外，輕水反應堆構成了為海軍核動力船舶提供動力的反應堆的絕大多數(shù)。擁有核海軍推進能力的五個大國中，有四個國家專門使用輕水反應堆:英國皇家海軍，中國人民解放軍海軍，法國國家海軍陸戰(zhàn)隊和美國海軍。只有俄羅斯的海軍使用了相對較少的液態(tài)金屬冷卻反應器堆，特別是705型核潛艇，它使用鉛鉍共晶作為反應堆慢化劑和冷卻劑，但絕大多數(shù)俄羅斯核動力船舶只使用輕水反應堆。LWR在核動力海軍艦艇上幾乎專用的原因是這些類型反應堆的固有安全水平。由于輕水在這些反應堆中既用作冷卻劑又用作中子慢化劑，如果其中一個反應堆因軍事行動而受損，導致反應堆堆芯完整性受損，輕水慢化劑的釋放將起到停止核反應和關閉反應堆的作用。這種能力被稱為反應性負反應系數(shù)。

• 目前已有的的輕水反應堆堆型包括以下幾類：

• ABWR

• AP1000

• APR-1400

• CPR-1000

• EPR

• VVER

2.1 輕水反應堆的統(tǒng)計數(shù)據(jù)

國際原子能機構 2009年的數(shù)據(jù):^[8]

3 反應堆設計編輯

輕水反應堆通過受控核裂變產生熱量。核反應堆堆芯是核反應堆發(fā)生核反應的部分。它主要由核燃料和控制元件組成。這些鉛筆般細的核燃料棒，每根大約12英尺(3.7米)長，按數(shù)百個分組，被稱為燃料組件。在每個燃料棒內部，含有鈾或者更常見的是氧化鈾，是首尾相連堆疊的?？刂圃环Q為控制棒，里面充滿了像鉿或鎘這樣的元素，它們很容易捕捉中子。當控制棒下降到核心時，它們吸收中子，中子因此不能參與鏈式反應。相反，當控制棒被提起時，更多的中子會撞擊附近燃料棒中可裂變的鈾-235或钚-239原子核，鏈式反應就會加劇。所有這些材料都被封閉在一個充水的鋼制壓力容器中，叫做反應堆容器。

在沸水堆，裂變產生的熱量將水轉化為蒸汽，蒸汽直接驅動發(fā)電渦輪機。但是在壓水堆中，裂變產生的熱量通過熱交換器傳遞到次級回路。蒸汽在次級回路中產生，次級回路驅動發(fā)電渦輪機。在這兩種情況下，蒸汽流過渦輪機后，在冷凝器中會被冷卻成水。^[9]

• 沸水堆的動畫圖

• 壓水堆的動畫圖

冷卻冷凝器所需的水取自附近的河流或海洋。經過冷凝器加熱后，溫度上升，并被泵重新打入河流或海洋中。另一方面，反應堆冷卻水的熱量也可以通過冷卻塔散發(fā)到大氣中。美國主要使用輕水反應堆發(fā)電，而加拿大使用的是重水反應堆。^[10]

3.1 控制

壓水堆的頂部，控制棒在頂部可見

控制棒通常組合成控制棒組件——典型的商業(yè)壓水堆組件有20根控制棒——并插入燃料元件內的導管中?？刂瓢魪亩研镜闹行娜〕龌虿迦耄钥刂茖⑦M一步分裂鈾原子的中子數(shù)。這反過來又會影響反應堆生成的熱能、產生的蒸汽量，從而影響發(fā)電量。控制棒從堆芯中部分移除，以允許堆芯發(fā)生鏈式反應。插入控制棒的數(shù)量和插入距離可以變化，從而控制反應堆的反應性。

通常還有其他控制反應性的方法。在壓水堆設計中，將可溶性的中子吸收劑(通常為硼酸)添加到反應堆冷卻劑中，使控制棒在固定功率運行時完全抽出，確保整個堆芯的功率和通量分布均勻。沸水堆設計的操作人員通過改變反應堆循環(huán)泵的流量，利用通過堆芯的冷卻劑流來控制反應性。通過堆芯的冷卻劑流量的增加有利于蒸汽氣泡的去除，進而增加了冷卻劑/慢化劑的密度，以增加了堆芯功率。

3.2 冷卻劑

輕水反應堆也使用普通水來保持反應堆冷卻。冷卻源，即輕水，在反應堆核心周圍循環(huán)，以吸收其產生的熱量。熱量從反應對堆中帶走，然后用于產生蒸汽。大多數(shù)反應堆系統(tǒng)采用與水物理分離的冷卻系統(tǒng)，該冷卻系統(tǒng)將被加熱后產生用于渦輪機的加壓蒸汽，如壓水反應堆。但是在一些反應堆中，汽輪機的水直接由反應堆堆芯沸騰，例如沸水反應堆。

許多其他反應堆也是輕水冷卻的，特別是壓力管式石墨慢化沸水反應堆和一些軍用钚生產反應堆。這些不被視為輕水堆，因為它們由石墨慢化的，因此它們的一些核特性非常不同。盡管商用壓水堆中的冷卻劑流量是恒定的，但美國海軍艦艇上使用的核反應堆中的冷卻劑流量卻不是恒定的。

3.3 燃料

核燃料顆粒

準備進行燃料組裝的核燃料芯塊

必須對由燃料進行一定量的濃縮過程，才能使得在燃料被輕水冷卻的過程中能夠達到臨界狀態(tài)。輕水反應堆使用鈾235 作為燃料，濃度約為3%。雖然這是它的主要燃料，但鈾238 原子也通過轉化為钚239 而促進裂變過程；其中大約一半在反應堆中被消耗掉。輕水反應堆通常每12到18個月更換一次燃料，屆時大約有25%的燃料被替換。

將富集的UF6轉化為二氧化鈾粉末，再將二氧化鈾粉末加工成球狀。然后這些球團在高溫燒結爐中被燒制成堅硬的陶瓷鈾球團。然后圓柱形球團經過一個研磨過程，以達到統(tǒng)一的球團大小。氧化鈾在插入管道之前會被烘干，以消除陶瓷燃料中可能導致腐蝕和氫脆的水分。根據(jù)每個核芯的設計規(guī)格，小球被堆疊到耐腐蝕的金屬合金管中。這些被稱為燃料棒的管是密封的，以容納燃料球。

完成的燃料棒被分組在特殊的燃料組件中，然后被用來建立動力反應堆的核燃料堆芯。管道所用的金屬取決于反應堆的設計——過去使用的是不銹鋼，但現(xiàn)在大多數(shù)反應器使用的是鋯合金。對于最常見的反應堆，管道被組裝成束，管道之間有精確的距離。然后，給這些捆一個唯一的標識號，這使它們能夠從制造到使用和后處理過程中被跟蹤。

壓水堆燃料是由圓柱形的燃料棒組成的。氧化鈾陶瓷被制成球團，然后插入鋯合金管中，并被捆綁在一起。鋯合金管直徑約為1cm，燃料包殼間隙填充氦氣，以改善燃料向包殼的導熱。每個燃料包大約有179-264個燃料棒，大約121到193個燃料包被裝入反應堆堆芯。通常，燃料束由14x14至17x17捆扎的燃料棒組成。壓水堆燃料束大約4米長。鋯合金管用氦加壓，以盡量減少可能導致燃料棒長期失效的顆粒包層相互作用。

在沸水堆中，燃料與壓水堆燃料相似，只是管束是“罐裝”的；也就是說，每個束周圍都有一個細管。這主要是為了防止局部密度的變化影響到核芯的中子學和熱工水力學。在現(xiàn)代沸水堆燃料棒束中，根據(jù)制造商的不同，每個組件有91根、92根或96根燃料棒。美國有最小的368個組件和最大的800個組件構成了反應堆堆芯。每根沸水堆燃料棒都要回填氦氣，壓力約為3個大氣壓(300千帕)。

3.4 慢化劑

中子慢化劑是一種降低快中子速度的介質，從而將它們轉化為能夠維持鈾-235核鏈式反應的熱中子。良好的中子慢化劑是一種充滿輕核原子的材料，不容易吸收中子。中子撞擊原子核并被反彈。經過充分的撞擊后，中子的速度將與原子核的熱速度相當;這個中子被稱為熱中子。

輕水反應堆使用普通的水，也稱為輕水，作為中子慢化劑。輕水吸收了太多的中子，不能與未經濃縮的天然鈾一起使用，因此鈾濃縮或核后處理成為操作此類反應堆的必要條件，從而增加了總成本。這與使用重水作為中子慢化劑的重水堆不同。雖然普通水含有一些重水分子，但所占比例太小，無法起到作用。在壓水堆中，冷卻水被用作慢化劑，讓中子與水中的輕氫原子發(fā)生多次碰撞，中子在這個過程中失去速度。當水的密度更大時，中子的減速會發(fā)生得更頻繁，因為會發(fā)生更多的碰撞。

使用水作為慢化劑是壓水堆的一個重要安全特征，因為溫度的升高會導致水膨脹，密度降低;從而降低了中子減速的程度，從而降低了反應堆的反應性。因此，如果反應性增加超過正常水平，減少的中子慢化將導致連鎖反應減慢，產生更少的熱量。這一特性被稱為反應性的負溫度系數(shù)，使得壓水堆非常穩(wěn)定。一旦發(fā)生冷卻劑損失事故，慢化劑也會損失，活躍的裂變反應也會停止。當核裂變的放射性副產物停止后，仍然會產生大約5%的額定功率的熱量。這個“衰變熱”將在關閉后持續(xù)1至3年，屆時反應堆最終達到“完全冷停堆”。衰變熱雖然危險而強烈，足以使核心熔化，但不如裂變反應那樣強烈。在關閉后的時期，反應堆需要冷卻水泵或反應堆將過熱。如果溫度超過2200攝氏度，冷卻水就會分解成氫和氧，形成(化學)爆炸性混合物。衰變熱是輕水反應堆安全記錄中的一個主要危險因素。

4 PIUS反應堆編輯

PIUS，代表過程固有的最終安全性，是由瑞典通用電機公司原子設計的瑞典設計。這是輕水反應堆系統(tǒng)的概念。^[11]與安全反應堆一樣^[12]，它依靠被動措施，不需要操作員的動作或外部能源供應來提供安全操作。從未建造過任何單位。