壓水堆

壓水堆是世界上在運行的核電站中採用的主要堆型， ^[2]  裝機總容量約佔所有核電站各類反應堆總和的60%以上。最早用作核潛艇的軍用反應堆。1957年，美國建成世界上第一座商用壓水堆核電站。壓水堆由壓力容器、堆芯、堆內構件及控制棒組件等構成。壓力容器的壽命期為40年。堆芯裝核燃料組件。秦山核電站就採用了國外現行壓水堆核電站較成熟的技術，並進行了相當規模的科研和試驗工作。

各種類型的動力反應堆中，壓水堆由於具有結構緊湊、體積小、功率密度高、平均燃耗較深，放射性裂變產物不易外逸，良好的功率自穩自調特性、比較安全可靠等優點，獲得了廣泛的應用。艦船壓水堆與核電廠壓水堆本體結構基本類似，圖1為典型核電廠壓水堆堆芯的基本結構，其主要組成包括： ^[2] 

1-吊裝耳環；2-封頭；3-上支撐板；4-內部支撐凸緣；5-堆芯吊籃；6-上支撐柱；7-進口接管；8-堆芯上柵格板；9-圍板：10-進出孔；11-堆芯下柵格板；12-徑向支撐件：13-底部支撐板：14-儀表管；15-堆芯支撐柱；16-流量混合板；17-熱屏蔽；18-燃料組件；19-壓力容器；20-圍板徑向支撐；21-出口接管；22-控制棒束；23-控制棒驅動杆；24-控制棒導向管；25-定位銷；26-夾緊彈簧；27-控制棒套管；28-隔熱套筒；29-儀表引線管：30-控制棒驅動機構。 ^[2] 

（1）燃料組件。燃料組件是反應堆活性區的核心部件，提供全壽期足夠的核裂變反應材料，由燃料芯塊、燃料包殼（鋯合金）、結構件等組成。 ^[2] 

（2）控制棒及其驅動機構。控制棒由強中子吸收材料（如鉿、碳化硼、銀-銦-鎘）製成，通過驅動機構在堆內上下移動，控制反應堆內用於核裂變反應的中子數量，從而控制反應堆功率。 ^[2] 

（3）主冷卻劑。壓水堆用水作為冷卻劑，將堆芯核反應產生的熱量帶出；同時水又是慢化劑，用來降低裂變生成的中子動能，使之更容易與鈾-235發生裂變反應。 ^[2] 

（4）吊籃。用於安放燃料組件、控制棒、中子源等部件。 ^[2] 

（5）反應堆壓力容器。壓力容器內部安裝堆芯組件，頂蓋上安裝控制棒驅動機構；與一回路系統共同形成密封空間。 ^[2] 

（6）反應堆屏蔽。為了防止反應堆產生α、β、γ及中子對運行人員、設備的輻射損傷，堆芯壓力容器外周圍設置了屏蔽水箱、鉛和聚乙烯等屏蔽體。 ^[2] 

壓水堆的結構形式多種多樣，其結構特性要滿足物理設計和熱工設計的基本要求，既要保證可控的裂變鏈式反應可靠地進行，又要把裂變產生的熱量及時地帶出。雖説不同類型的壓水堆都有各自的特點，但一般來講它主要由反應堆壓力容器、堆芯、堆芯支撐結構、控制棒驅動機構等組成。 ^[3] 

反應堆的外殼稱為壓力容器，它是反應堆的一個很重要的部件，運行在很高的壓力下，容器內佈置着堆芯和若干其他內部構件。壓力容器上帶有若干個接口管嘴，作為冷卻劑的進出口接管，整個容器重量由出口管嘴下部鋼襯與混凝土基座支撐。可移動的上封頭用螺栓與簡體固定，簡體與上封頭之間由兩道O形密封圈密封。上封頭有幾十個貫穿件，用於佈置控制棒驅動機構、堆內熱電偶出口和排氣口等。 ^[3] 

堆芯支撐結構由上部支撐結構和下部支撐結構組成。吊籃以懸掛方式吊在壓力容器l部的支撐凸緣上，吊籃與壓力容器之間形成一個環形腔，稱為下降段。冷卻劑從入口管嘴進入反應堆，沿下降段流到壓力容器下腔室，然後折返向上通過堆芯，在堆芯內吸收核裂變產生的熱量，再經由上柵格板、上腔室，經出口管嘴流出。從反應堆流i的冷卻劑通過蒸汽發生器將熱量傳遞給二回路側的水。經冷卻的水從蒸汽發生器出來後，經南主泵唧送回堆芯，以此往復循環。 ^[2] 

在反應堆堆芯內，冷卻劑流量的主要部分用於冷卻燃料元件，其巾有一小部分旁通流量用來冷卻上腔室、上封頭和控制棒導向管，使這些地方的水温接近冷卻劑入口温度，防止上封頭內產生蒸汽。反應堆堆芯是放置核燃料、實現持續的受控鏈式反應，從而釋放出能量的關鍵部分、因此堆芯結構性能的好壞對核動力的安全性、經濟性和先進性有很大的影響：一般來説，它應滿足下述基本要求： ^[3] 

①堆芯功率分佈應儘量均勻，以便使堆芯有最大的功率輸出； ^[3] 

②儘量減小堆芯內不必要的中子吸收材料，以提高中子經濟性； ^[3] 

③有最佳的冷卻劑流量分配和最小的流動阻力； ^[3] 

④有較長的堆芯壽命，以適當減少換料操作次數； ^[3] 

⑤堆芯結構緊湊，換料操作簡便。 ^[3] 

通常使用二氧化鈾作燃料，其濃縮度一般為2～3%或略高。燃料棒直徑為6～10mm。裂變中子經水慢化後成為熱中子，裂變反應所釋放的熱量則由冷卻水導出堆芯。近代壓水堆的典型性能參數如下：壓力15.8MPa，進口温度 290℃左右，出口温度為330℃左右，比燃耗約為32500兆瓦日/噸鈾，平均燃料比功率為37.8kW/kg，平均功率密度為104kW/L，與之配套的核電站循環熱效率可達33.7%左右。儘管現有壓水堆的熱工參數尚欠高，但因堆芯結構緊湊、體積小、功率密度高、建造週期較短、安全性好，且已實現了標準化和系列化，故為當前最受重視的堆型。廣泛應用於核電站。 ^[4] 

由於運行中的反應堆存在着潛在風險，在反應堆、核電廠的設計、建造和運行過程中 ，必須堅持和確保安全第一的原則， 核電廠運行史上三哩島和切爾諾貝利兩次重大事故發生後 ，人們針對反應堆安全性提出了更高的要求。 ^[1]  通常，反應堆安全存在四種安全性要素。

（1）自然的安全性：指反應堆內在的負反應性温度係數、燃料的多普勒效應和控制棒藉助重力落人堆芯等自然科學法則的安全性，事故時能控制反應堆反應性或自動終止裂變，確保堆芯不熔化。 ^[1] 

（2）非能動的安全性：指建立在慣性原則（如泵的惰轉）、重力法則（如位差）、熱傳遞法則等基礎上的非能動設備（無源設備）的安全性，即安全功能的實現無需依賴外來的動力。 ^[1] 

（3）能動的安全性：指必須依靠能動設備（有源設備），即需由外部條件加以保證的安全性。 ^[1] 

（4）後備的安全性：指由冗餘系統的可靠度或阻止放射性物質逸出的多道屏障提供的安全性保證。 ^[1] 

國際核能界認為現有核電廠系統過千複雜，必須着力解決設計上的薄弱環節，提出應以固有安全概念貫穿於反應堆和核電廠設計安全的新論點。 ^[1]  其定義為：當反應堆出現異常工況時，不依靠人為操作或外部設備的強制性干預，只是由反應堆自然的安全性和非能動的安全性即可控制反應性或移出堆芯熱量，使反應堆趨千正常運行或安全停閉。具有這種能力的反應堆，即主要依賴於自然的安全性、非能動的安全性和後備反應性的反應堆體系稱為固有安全堆。

為確保反應堆的安全，反應堆所有的安全設施，應發揮以下特定的安全功能。 ^[1] 

（1）有效的反應性控制。在反應堆運行過程中，由於核燃料的不斷消耗和裂變產物的不斷積累 ，反應堆內的反應性會不斷減少；此外，反應堆功率的變化也會引起反應性變化。所以，核反應堆的初始燃料裝載扯必須比維持臨界所需的撮多得多，使堆芯壽命初 期具有足夠的剩餘反應性，以便在反應堆運行過程中補償上述效應所引起的反應性損失。 ^[1] 

（2）確保堆芯冷卻。為了避免由於過熱而引起燃料元件損壞，任何情況下都必須確保對堆芯的冷卻，導出核燃料所釋放的能蜇。 ^[1] 

①正常運行時，一回路冷卻劑在流過反應堆堆芯時受熱，而在蒸汽發生器內冷卻；蒸汽發生器的二回路側由主給水系統或輔助給水系統供應給水。 蒸汽發生器生產的蒸汽推動汽輪機做功，當汽輪機甩負荷時，蒸汽通過蒸汽旁路系統排放到凝汽器或排向大氣。 ^[1] 

②反應堆停閉時，堆芯內鏈式裂變反應雖被中止，但燃料元件中裂變產物的衰變繼續放出熱批，即剩餘釋熱。為了避免損壞燃料元件包殼，應通過蒸汽發生器或餘熱排出系統，繼續導出熱量。 ^[1] 

（3）包容放射性產物。 為了避免放射性產物擴散到環境中，在核燃料和環境之間設置了多道屏障。 運行時，必須嚴密監視這些屏障的密封性，確保公眾與環境免受放射性輻照的危害。 ^[1] 

為了在設計基準事故工況下確保反應堆停閉， 排出堆芯餘熱和保持安全殼的完整性 ，避免在任何情況下放射性物質的失控排放，減少設備損失，保護公眾和核電廠工作人員的安全，核電廠設置了專設安全設施，包括安全注射系統 、安全殼、安全殼噴淋系統 、安全殼隔離系統 、安全殼消氫系統 、輔助給水系統和應急電源。 這些設施的作用是在核電 廠發生事故時 ，向堆芯注入應急冷卻水， 防止堆芯熔化 ； 對安全殼氣空間冷卻降壓， 防止 放射性物質向大氣釋放；限制安全殼內氫氣濃集；向蒸汽發生器應急供水。 ^[1] 

為使專設安全設施發揮其功能，設計中應遵循下述原則。 ^[1] 

（1）設備高度可靠。 即使在發生假想的最嚴重地震事故（安全停堆地震）的情況下，專設安全設施仍能發揮其應有的功能。 ^[1] 

（2）系統具有多重性。一般設置兩套或兩套以上執行同一功能的系統，並且最好兩套系統採用不同的原理設計，這樣即使單個設備發生故障也不影響系統正常功能的發揮。 ^[1] 

（3）系統相互獨立。 各系統間原則上不希望共用 其他設備或設施。重要的能動設備必須進行實體隔離，以防止一台設備故障殃及其他設備失效。 ^[1] 

（4）系統能定期檢驗。能對系統及設備的性能進行試驗，使其始終保持應有的功能。 ^[1] 

（5）系統具備可靠動力源。在發生斷電事故時，柴油發電機應在規定時間內達到其額定功率。柴油發電機應具有多重性 、獨立性和試驗可用性的特點。 ^[1] 

（6）系統具有足夠的水源。在發生失水事故後，始終都滿足使堆芯冷卻和安全殼冷卻所需的水拯，蒸汽發生器的輔助給水系統還設有備用水源。 ^[1] 

根據對核電廠運行工況所做的分析，1970 年，美國標準學會按反應堆事故出現的預計概率和對廣大居民可能帶來的放射性後果，把核電廠運行工況分為4類。 ^[1] 

工況I——正常運行和運行瞬變。 ^[1] 

（1）核電廠的正常啓動、停閉和穩態運行。 ^[1] 

（2）帶有允許偏差的極限運行，如發生燃料元件包殼泄湧 、一回路冷卻劑放射性水平升高 、蒸汽發生器傳熱管有泄漏等，但未超過規定的最大允許值。 ^[1] 

（3）運行瞬變，如核電廠的升温、升壓或冷卻卸壓，以及在允許範圍內的負荷變化等。 ^[1] 

這類工況出現較頻繁，所以要求整個過程中無需停堆，只要依靠控制系統在反應堆設計裕量範圍內進行調節 ， 即可把反應堆調節到所要求的狀態， 重新穩定運行。 ^[1] 

工況Il——中等頻率事件，或稱預期運行事件。指在核電廠運行壽期內預計出現一次或數次偏離正常運行的所有運行過程。 由於設計時已採取適當的措施，工況II只可能迫使反應堆停閉，不會造成燃料元件損壞或一回路 、二回路系統超壓，不會導致事故工況。 ^[1] 

工況IlI——稀有事故。在核電廠壽期內，這類事故一般極少出現，它的發生頻率約為10^-4-3x10^-2次/（堆年）。處理這類事故時，為了防止或限制對環境的輻射危害，需要專設安全設施投入工作。 ^[1] 

工況Ⅳ——極限事故。這類事故的發生概率約為10^-6-10^-4次/（堆年），因此也稱作假想事故。它一旦發生，就會釋放出大量放射性物質，所以在核電廠設計中必須加以考慮。 ^[1] 

核電廠安全設計的基本要求：在常見故障時，對居民不產生或只產生極少的放射性危害；在發生極限事故時，專設安全設施的作用應保證一回路壓力邊界的結構完整、反應堆安全停閉，並可對事故的後果加以控制。為了確保核電廠的安全，規定在安全分析報告中要對工況 Ⅱ 、工況Ⅲ 、工況Ⅳ的事故進行詳細的分析計算，給出定掀的結果並評定其是否滿足目前的規範和標準。 ^[1]