核动力装置的主要类型

在图1-1中示出了核电厂由核能转变为电能过程的工作原理。一回路冷却剂将反应堆中铀棒内发出的热量传入蒸汽发生器，并在这里将热量传给二回路的工作介质。用蒸汽发生器产生的饱和蒸汽推动汽轮机，带动发电机的转子转动而产生电能。

第一个回路是反应堆回路，第二个回路是蒸汽发生器和传输回路。原则上核电厂可以是一个回路，也可以是两个回路或三个回路。

核动力装置上的反应堆，根据裂变物质的分布情况可分成均匀堆和非均匀堆。在均匀堆中裂变物质以一种类似悬浮体的溶液状态均匀地分布在堆芯内。在非均匀反应堆中，裂变物质以管、棒或片的块状形式分布在工艺管道内。反应堆按慢化剂材料，可分成石墨堆、轻水堆、重水堆和有机堆。根据冷却剂的类型不同，它又可以分成气冷堆和液态金属堆。反应堆主要靠热中子、快中子或中能中子进行工作，其中快中子反应堆不需要慢化剂。表1-1给出了几种反应堆类型。图1-2是压水堆核电站工作原理图。

图1-1 核能转变为电能过程的工作原理

1—反应堆 2—一回路 3—蒸汽发生器 4—二回路 5—汽轮机 6—发电机

目前主要采用的是热中子反应堆，但它们不能解决发展动力所面临的全部问题，而快中子反应堆则是一种更有发展前途的反应堆。

表1-1 反应堆类型

图1-2 压水堆核电站工作原理图

按结构特点反应堆可分为压力壳式和压力管式两种。现今核动力中的主要堆型为热中子壳式压水堆或沸水堆、壳式石墨慢化或重水慢化气冷热中子反应堆、压力管式的石墨水冷反应堆、重水或沸腾轻水冷却重水慢化反应堆等。

图1-3 压力壳式反应堆

1—压力容器 2—冷却剂的出口接管 3—冷却剂的入口接管 4—反应堆堆芯 5—堆芯吊篮 6—排空管

压力壳式反应堆，如图1-3所示。外壳是直径为3.5～4m、高为15～18m的钢制压力容器，能承受内压10.0～18.0MPa。在这种压力容器内安装了反应堆芯，它由释热元件组装成的释热组件所组成，释热元件是装有二氧化铀芯块的锆管。释热元件发出的热量靠流过反应堆芯的高压水载出。水也作为慢化中子的慢化剂。用各种不同的方法把热量传输到汽轮机，将热能转换为机械能，最后变化成电能。一般是靠水将热量传送到蒸汽发生器，在蒸汽发生器的二次侧产生蒸汽，送到汽轮机（双回路系统），或者在反应堆芯内直接产生蒸汽（单回路系统），后一种情况是沸水堆系统，它的压力容器的设计压力为6.0～8.0MPa。表1-2给出了压力壳式水-水反应堆的一些主要参数。

表1-2 压力壳式水-水反应堆的主要参数

压力管式反应堆，如图1-4所示。没有坚固的外部压力容器，释热元件是装在压力管内，高压水从中流过。在压力管之间放置了中子慢化剂——石墨或被冷却的重水。压力管式反应堆与压力壳式反应堆相比有它的优点和缺点。压力管式反应堆的尺寸比压力壳式反应堆要大得多，因为它是由很多尺寸较小的同一形式的构件所组成，因此它们的生产安排就比较容易，并在生产上能保证细致的加工工艺和可靠的检验。靠增加同样构件的数量，使压力管式反应堆的单堆功率可达2000MW。而单堆功率小的压力壳式反应堆所需要的费用比压力管式的要少。

图1-4 压力管式反应堆（РБМК）（沿复合循环回路纵断面图）

1—汽-水混合物引出管线 2—汽-水分离器 3—水泵 4—堆芯 5—给水管线

在表1-3内给出了压力管式石墨-水冷反应堆的主要参数，包括前苏联别洛雅尔斯克核电站的功率为286MW、530MW以及这一系列生产的РБМК更大功率反应堆的参数。

表1-3 压力管式石墨-水冷反应堆的主要参数

(www.xing528.com)

带液态金属冷却剂的快中子反应堆，如图1-5所示，它没有慢化剂，因此可用液态钠作为冷却剂。当钠和水相接触时会引起爆炸。钠能很快氧化并有起火危险。因此引出堆内热量一般应采用三回路系统。在第一个回路内，冷却剂是液态钠，它预热后进入反应堆堆芯。在前苏联舍甫琴珂核电站，液态钠的堆芯入口温度为300℃，而堆芯出口温度为500℃。在前苏联别洛雅尔斯克核电站第3期工程中的快堆，根据设计参数，进入堆芯的液态钠，温度为375～410℃，而导堆芯时钠的温度为545～580℃，在第一回路内的钠具有放射性，它必须利用热交换器将热量传给第二回路内的冷却剂（也是液态钠）。在舍甫琴珂核电站，第二回路内的液态钠温度为450℃。二回路内的热量再传递给第三回路，在第三回路内的工作介质是水。在别洛雅尔斯克核电站的蒸汽发生器内，产生压力为13.7MPa的过热蒸汽，汽轮机前的蒸汽压力为12.7MPa，温度为505～540℃。БН型钠冷快中子反应堆的主要参数在表1-4中列出。

图1-5 带液态金属冷却剂的快中子反应堆（БН350）

1—反应堆容器 2—屏蔽层 3—反应堆堆芯 4—反应堆支撑结构

表1-4 快中子反应堆的主要参数

很多国家，如法国、英国、意大利等，石墨气冷堆获得很大发展，它们是用二氧化碳气体作为工作介质。英国所有核动力就是立足于这种类型的反应堆。美国主要建造压水反应堆和沸水反应堆，并设计建造快中子反应堆。表1-5中列出了国外不同类型核动力装置的主要参数。

为了保证在核动力技术方面所采用的每一专业术语都有确切的含义，特确定了下列专业术语定义：

（1）水-水反应堆 有压水和沸水反应堆两种。在压水反应堆内，水既用来作慢化剂，又用来作冷却剂，在任何正常运行工况下，以及从一种工况过渡到另一种工况时，水的最高温度总应低于与冷却剂回路内可能出现的最低压力下相应的饱和温度。在沸水反应堆内，则利用规定工作压力下相应的饱和温度的汽水混合物作为慢化剂和冷却剂。

表1-5 国外核动力装置的主要参数

（2）石墨水冷（铀-石墨）反应堆 在这种反应堆内，石墨用来作慢化剂，水、汽-水混合物或过热蒸汽用来作为冷却剂，它们是沿着布置在堆芯石墨块内的平行工艺管道流动着，这些工艺管道用冷却剂的进口联管和出口联管相互连接起来。

（3）蒸汽发生器 它是由外壳和壳体内的管系所组成的设备，用来生产蒸汽，在其中靠一回路冷却剂来加热和汽化二回路内的给水而产生蒸汽。

（4）稳压器 用来保持压水反应堆一回路内的工作压力不变的设备，靠采用蒸汽垫或气体垫来补偿一回路充水因温度变化而引起的水容积变化。

（5）一回路 压水反应堆的主循环回路，它是由反应堆、蒸汽发生器（热交换器）、主循环泵、阀门和连接这些设备的管路以及稳压系统等所组成。石墨-水冷反应堆的一回路由反应堆内的工艺管道、连管、分离汽包、驱使冷却剂在回路内实现强制复合循环的水泵、阀门和连接回路设备的管路等所组成。

（6）一回路系统 包括主循环回路及其辅助系统，如冷却剂的上充、排放和净化系统，回路内其他独立工艺回路的加热和冷却系统，放射性废物从一回路排放和贮存系统等。

上述专业术语和定义是专用于核动力装置的，而常见于一般工程技术的还有下列专业术语：

（1）核电站二回路 它是由蒸汽发生器或分离气泡到汽轮机前主气阀的蒸汽管路、凝结水管路、给水管路、抽气管路和蒸汽减压管路及其所有设备组成。

（2）实验反应堆二回路 它是由接受一回路热量的有关设备和管路等组成的。

（3）工作压力 在正常运行条件下所产生的最大表压，并不考虑安全装置动作时所允许的短时间压力升高。

（4）公称压力 公称压力由字母PN和其后紧跟的无量纲的整数数字组成。它与管道系统元件的力学性能和尺寸特性相关。PN后紧跟的数字不代表测量值，不应用于计算目的。

在美、英及部分国家中，仍采用美国贯用的压力级制。它由Class和其后紧跟的无量纲的整数数字组成。Class后紧跟的数字不代表测量值，不应用于计算目的。它与管道系统元件的力学性能和尺寸特性相关。

（5）试验压力 对设备进行壳体和密封试验用的压力。阀门的主要尺寸参数和动力参数在很大程度上取决于核动力装置工艺过程的容量参数和力学参数，而这些参数又主要取决于核动力装置本身的功率规模和类型。