第88章 热堆电站

第八章第十二节热堆电站

 热堆的概念

利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变。由

于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中

子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。

热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再

利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用

少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重

水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。

链式反应就是在堆芯中进行的。

反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最

常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。

核电站的内部通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆

工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被

称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一

个被称为安全壳的密闭厂房内。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂

的汽轮发电机系统基本相同。

 轻水堆

自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨

汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。

目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和

沸水堆。

1压水堆核电站

压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循

环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～1

60个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300多摄氏度也不会汽化。冷却剂把核燃料

放出

的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路

水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，

不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽

轮发电机组发电。作过功的废气在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加

热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。

沸水堆由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在

堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开，防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸

水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既做慢化剂又做冷却剂。

沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯

变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生

泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。

总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃

料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采

用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率

低。如果系列地发展轻水堆，要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。

从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的污染，所以容易维修

。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的污染，所以在

这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。

 重水堆核电站

重水堆按其结构形式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它

的内部结构材料比压力管式少，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这

种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆

要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。

因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也

不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小

。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。

压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却，和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。

这两种堆的结构大致相同。

(1)重水慢化、重水冷却堆核电站。这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂

充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合

金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成

短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动

。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃

料元件。

这种核电站的发电原理是：既做慢化剂又做冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料

。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过

压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给

二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。

重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可

直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少。在各种

热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改

用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也

比较高。

 快堆概念

尽管利用热中子反应堆可以得到巨大的核能，但是，在天然铀中，仅有0714%的铀同位素

——铀－235，能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀同素——铀

－238却不能在热中子的作用下发生裂变反应。

但铀－238在吸收中子后，经过几次核衰变，可以变成另一种可裂变的核材料钚－239。

在热中子反应堆中，产生的钚－239的数量不足以抵偿消耗的铀－235。只有利用快中子

来维持链式反应，使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。这种主要由快中子来引起裂

变链式反应的反应堆，叫做快中子反应堆（简称快堆）。快堆中常用的核燃料是钚～239，

而钚～239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀－238吸收，又变成钚～239

。这就是说，在堆中一边消耗钚～239，又一边使铀－238转变成新的钚～239，新

生的钚～239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多。