二、核电站的基本类型

核反应堆有很多种，概念上可有900多种设计，目前实现的种类并不多。可以按照用途、堆内中子的能量、核燃料、慢化剂、冷却剂的不同等进行分类。

根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型

①生产堆。这种堆专门用来生产易裂变或易聚变物质，其主要目的是生产核武器的原料和放射性同位素。

②试验堆。这种堆主要用于试验研究，如进行核物理、辐射化学、生物、医学等方面的基础研究，以及反应堆材料、元件、结构材料、堆本身的动静态特性等的研究。

③动力堆。这种堆主要用于发电和作为潜艇、舰船、航天飞行器等推进的动力。

④供热堆。这种堆用于提供取暖、海水淡化、化工等用途的热量。

根据核燃料类型分为：天然铀堆、浓缩铀堆、钍堆等。

根据堆内中子的能量分为：快中子堆和热中子堆等。

根据冷却利材料分为：水冷堆、气冷堆、有机介质堆、液态金属冲却堆等。

根据慢化剂材料分为：石墨堆、轻水堆、重水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆等。

根据中子通量分为：高通量堆和一般能量堆。

根据热工状态分为：沸水堆、压水堆等。

根据运行方式分为：脉冲堆和稳态堆等。

在核电站中，动力堆主要有轻水堆（包括压水堆与沸水堆）、重水堆、石墨气冷堆和快中子增殖堆。轻水堆是目前最主要的堆型，在已运行的核电站中，轻水堆占85.9%，其中压水堆占61.3%，沸水堆占24.6%。在新建核电站中，90%是轻水堆。如图2 -3所示。

1.轻水堆

轻水堆-采用轻水（即普通水H ₂ O）作慢化剂和冷却剂。轻水堆（LWR，light water reactor）包括轻水压水堆（PWR，pressurized water reac-tor）和轻水沸水堆（BWR，boiling water reactor），是核电站采用的最主要的堆型。美国在20世纪50年代中期由于发展核潜艇的需要，开始发展轻水压水堆技术，其后，美国的核电技术采用了压水堆和沸水堆并举的路线，但一直以压水堆为主。苏联也是从20世纪50年代开始发展轻水压水堆，俄语简称VVER。法国在20世纪50年代最早发展的是石墨气冷堆，后来也改为压水堆的技术路线，进行了大规模的核电建设。轻水堆特点是结构和运行比较简单，尺寸小，造价低，具有良好的安全性、可靠性和经济性。目前在已建的核电站中，轻水堆大约占88%。其中轻水压水堆占65%以上，轻水沸水堆占23%左右。

轻水堆通常采用低浓缩的二氧化铀作燃料，烧结成细长的芯块，装在圆管包壳中。两端密封构成细长的燃料元件棒，然后按15×15或17×17排成栅阵构成燃料组件。反应堆的堆芯由100~200个燃料棒组件和多个控制棒组件构成，置于压力壳中，作为慢化剂和冷却剂的轻水从堆芯的栅阵中流过，并将热量带到蒸汽发生器。轻水压水堆燃料组件如图2 -4所示。

轻水压水堆采用两个回路，一回路（primary cooling circuit）采用高压水，压力为12~16 MPa，加热到300~330℃，到蒸汽发生器（steam generator），将二回路的水加热成蒸汽（图 2-5 所示为轻水压水推一回路的示意图）。二回路（secondary circuit）蒸汽通常是压力为 5.0~7.5 MPa的饱和蒸汽或微过热蒸汽，温度约为275~290℃。因此，核电站应采用焓降小、蒸汽流量大、转速比较低的饱和蒸汽轮机、并在高低压缸之间设置汽水分离器。压水堆核电机组的循环热效率约为30%~34%。

目前轻水压水堆技术类型较多，包括美国西屋公司、燃烧工程公司、巴威公司（B&W）发展的堆型，俄罗斯的VVER堆型（也称为WWER），法国法马通公司、德国西门子公司和日本三菱公司等引进美国西屋公司技术之后发展的堆型，我国独立研发的CNP系列（CNP300、CNP600及CNN1000）等。这些堆型中，美国巴威公司的压水堆由于发生了三里岛核事故而停止发展。

轻水沸水堆中冷却水压力较低，约为7 MPa，允许在堆内实现可控沸腾。堆内生成的蒸汽约为285℃，并直接送到汽轮机发电。故沸水堆只有一个回路，无蒸汽发生器，结构简单。但由于蒸汽带有放射件，容易使汽轮机受到污染。沸水堆核电站系统简图如图2 -6所示，与压水堆相比，其特点为无第二回路，水直接在反应堆内沸腾，产生蒸汽后送往汽轮发电机组发电。这样省去了蒸汽发生器，但事故时有将放射性物质带入汽轮机并逸出的危险性。单机最大容量为1 300 MW，现全球有90台机组。

2.重水堆

重水堆（heavy water reactor）采用重水（D ₂ O）作为中子慢化剂，重水或轻水作冷却剂。重水堆的代表堆型是加拿大发展的坎杜型（CANDU）重水堆，即压水重水堆（pressurised heavy water reactor，PHWR），以重水作为僵化剂和冷却剂，采用压力管将慢化剂重水和冷却剂重水分开，慢化剂不承受高压。冷却剂在压力管内，压力约为9.5 MP，温度从250℃加热到约300℃，到蒸汽发生器中传递给水生成压力为4 MPa的蒸汽。也有采用可控沸腾轻水作冷却剂的重水堆。重水堆核电站系统与压水堆的相似，如图2 -7所示。重水堆中子慢化性能较好，吸收中子少，因而可用天然铀作燃料。适用于天然铀资源丰富，又缺乏铀浓缩能力的国家。

重水堆的特点是：①可采用天然铀作燃料，不需浓缩，燃料循环简单；②建造成本比轻水堆高。

3.石墨气冷堆

石墨气冷堆（gas cooled graphite modd—erated reactor）采用石墨作中子慢化剂，气体作冷却剂。由于采用气体作为冷却剂，气冷堆的冷却剂温度可以较高，从而提高热力循环的热效率。目前，气冷堆核电站机组的热效率可以达到40%，相比之下，水冷堆核电站机组的热效率只有33%~34%。石墨气冷堆又可分为天然铀气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种。

天然铀气冷堆以二氧化碳做冷却剂，冷却剂压力为2~3 MPa，加热到400℃左右。优点是可采用天然铀作燃料，缺点是功率密度低、尺寸大、造价高、经济性差。由英、法两国发展，现已停止生产。

改进型气冷堆（AGR）是天然铀气冷堆的改进型，其功率密度、运行温度、热效率等指标都有所提高，体积也有所减小。但该种堆型天然铀需求量大，现场施工量大，经济能力较差，没有打开国际市场，目前在运行的改进型气冷堆都在英国。

高温气冷堆采用氦气作冷却剂，温度可高达800~1 300℃。采用低浓缩铀或高浓缩铀加钍作燃料。其特点是温度高、燃耗深、功率密度高、发电效率也较高。如果直接推动氦气轮机，热效率更可高达50%以上，并使系统简化。但技术复杂，目前尚不成熟，是国际上重点研发的堆型之一。我国清华大学核研院建设的10 MW高温气冷实验堆于2000年12月建成，2003年1月发电。

4.石墨水冷堆

石墨水冷堆（1ight water graphite moderated reactor）是苏联基于石墨气冷堆技术开发的核电技术，只在苏联建设部分电站。该种堆型发生了切尔诺贝利核事故，暴露了设计中的缺陷，已较少发展。

5.快堆

快堆（fast neutron reactor，或fast reactor）也称为快中子增殖堆（fsst breeder reactors）。这种反应堆不用慢化剂，而主要使用快中子引发核裂变反应。快中子增殖堆不用慢化剂，堆芯体积小、功率大，要求传热性能好、又不慢化中子的冷却剂。目前主要采用液态金属钠和高温高速氦气两种冷却剂。由于快中子引发裂变时新生成的中子数更多，可用于核燃料的转换和增殖。但相对于热堆，快堆需要使用高度浓缩的钠或钚作为核燃料。

（1）钠冷快堆。通常采用三个回路，一回路钠（有放射性）将热量从反应堆载出，在热交换器中将热量传递给中间回路的钠（无放射性），再由中间回路的钠将热量载到蒸汽发生器，用于产生蒸汽。钠冷快堆采用氧化钠和氧化钚的混合物作燃料，其特点是可实现核燃料的增殖，但技术复杂、造价高，仍在发展之中。

图2 -9中内置泵使液态钠经堆芯吸热后进入主热交换器对管内钠加热后回入反应堆容器。管内钠流入中间换热器加热其中的管内水变成蒸汽，以推动汽轮发电机组发电。中间换热器的存在可避免一回路钠泄漏物直接与水接触发生化学反应并造成放射性物质外泄。

（2）氦冷快堆。增殖比大于钠冷快堆，是第四代核技术发展的重点堆型。氦气在反应堆中可以被加热到850℃，直接推动布雷顿循环燃气轮机进行热功转换，可以实现较高的循环热效率。 sxuEGRW0afgddYNBwl7hxIDd9rI6LQPrRiJ+jjV67YaM/UF7pBPG5/AahieHRA2c