石墨水冷堆

石墨水冷堆(3張)

石墨水冷堆(watereooledgraphitemoder-atedreactor)以石墨為慢化劑、水為冷卻劑的熱中子反應堆。核工業發展初期，石墨水冷堆主要用以生產核武器裝料—鈈、氖等。這種堆一般以天然鈾金屬元件做燃料。在堆內天然鈾中的鈾235吸收中子發生核裂變反應，放出中子和能量，這些中子一部分用於維持鏈式核裂變反應，一部分則為天然鈾中的鈾238所吸收，轉化為鈈239及其他鈈同位素。結構石墨水冷堆用核純石墨砌體作慢化劑與反射層。在石墨砌體內有二三千個水平孔道(卧式堆)或垂直孔道(立式堆)，在這些孔道中插有可更換的石墨套管，套管中插鋁合金工藝管，將冷卻水同石墨慢化劑隔開。在工藝管內壁有凸肋以保持工藝管與燃料元件之間的間隙。石墨砌體各部分的温度是不均勻的，通過改變石墨套管與工藝管之間的間隙和工藝管內的水流量，可部分地調整砌體温度，使其温度分佈較為平坦。燃料元件一般均做成棒狀，直徑約35一38mm，長度約100~200mm，為了提高比功率和使元件徑向燃耗均勻，也有用管狀燃料元件的。生產堆發展初期曾採用過開式冷卻方式。即使河水直流堆芯，帶出熱量的水再排到河裏。由於這種方式耗水量大，排水中放射性水平高、環保問題突出等原因，業已停止使用，而普遍採用閉式冷卻方式，即冷卻水從堆芯流過，將熱量導出堆外，通過熱交換器將熱傳導給另一回路側的水，再經主泵返回堆芯，形成閉合循環的主冷卻迴路，或稱一回路。對導出一回路水的熱量的處理方式有兩種:一種是將一回路熱量通過熱交換器導給二回路水，經過冷卻水塔或河水冷卻，將熱量排到環境中去。另一種方式是通過熱交換器將熱傳給餘熱利用系統，作為熱源向外界供熱或發電。特點天然鈾石墨水冷堆重要特點之一是後備反應性很小。早期石墨水堆的反應性隨其温度升高而升高，堆功率也隨之升高(即所謂的正温度效應)，從而又導致了反應性上升，直到反應堆置於外部引入中子吸收體(控制棒等)的控制下，或造成堆芯熔化等惡性事故。1986年，切爾諾貝利核事故後，正温度效應問題更加引起各方面的重視，在堆物理設計方面必須獲得負温度效應，以確保反應堆具有至關重要的自穩性。美國自1943年起建造了8座石墨水冷軍用鈈生產堆，1座生產發電兩用堆(NPR)，後者熱功率為4000MW。

燃料組件功率計算，工藝管內燕汽含量計算，達到臨界釋熱點的安全係數計算，後備反應性計算，柵格內石墨最高温度計算，徑向功率不均勻係數計算，以及堆芯徑向和軸向釋能監察探測器的整定值計算。