核电反应堆—压水堆

压水堆（英文简称PWR）最初是美国为核潜艇设计的一种堆型，然后逐渐发展到陆地上来。1957年，世界第一座商用压水堆核电厂希平港核电厂建成，功率为6万千瓦。五十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为目前技术上最成熟的堆型之一。以压水堆为热源的核电厂称为压水堆核电厂，它主要由核岛和常规岛组成。在压水堆核电厂的核岛中，最主要的四大部件是堆芯、蒸汽发生器、稳压器、主泵。而常规岛主要是汽轮发电机组以及相关的辅助系统，核电厂的二回路与常规火电厂的蒸汽动力回路基本相似。

压水堆的冷却剂是轻水，这是因为轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂。但是，从传热的角度看轻水有一个明显的缺点，就是常压下沸点太低了。而根据热力学原理，要使热力系统有较高的热能转换效率，就要提高温度；而要获得高的温度，就必须增加冷却剂的系统的压力使其处于液相状态，其原理就好比我们日常使用的高压锅。因此压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆，现在我国大部分核电厂是压水堆核电厂。

由于轻水的慢化能力及热传输能力都好，所以用轻水做慢化剂和冷却剂的轻水堆，结构紧凑，堆芯的功率密度大。体积相同的情况下，轻水堆功率较高；或者说在相同功率水平下，轻水堆比其它热中子堆型的堆芯体积小。这是轻水堆的主要优点，也是轻水堆的基建费用低、建设周期短的主要原因。

在天然铀中，铀-235的丰度只有大约0.7%，是无法直接在压水堆中使用的。压水堆采用的是铀-235的富集度（铀-235同位素占的重量百分比）约为3~5％的低浓铀。浓缩好后再通过化学方法制得二氧化铀粉末，然后像“陶艺”一样进行高温烧结，得到圆柱形二氧化铀陶瓷芯块。直径约8mm，高约13mm，称之为燃料芯块。烧结好的燃料芯块一个一个地重叠着放在外直径约9.5mm、壁厚约0.57mm的锆合金管内，这种锆合金管称为燃料元件包壳管。锆合金管两端有端塞，燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料棒。这些燃料元件呈细长的棒状，用多个定位格架定位，并组装成燃料组件。每一个燃料组件包括两百多根燃料棒，一般是将燃料棒排列成17行17列的正方形燃料棒束，组成燃料组件。燃料组件中间有一些棒的位置放置了空心管，以便插拔控制棒。控制棒是含镉、铪的金属棒，核反应堆的启、停和核功率的调节主要由控制棒控制。

燃料组件一个一个地排列在一起，并用上、下栅格板固定起来，这样就组成了一个接近圆柱形的堆芯。堆芯由一百多个燃料组件拼装而成，这些燃料组件总共包括几万根三米多长、比铅笔略粗的燃料棒。整个堆芯放置在一个圆柱形的承压容器内，是核反应堆的心脏。

冷却剂流过堆芯后吸收堆芯释放出来的热量，温度升高，密度降低，从堆芯上部流出。一般入口水温300℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力保持在150个大气压左右。一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。这些冷却水被封闭在冷却剂回路内往复循环，并在循环过程中不断抽出一部分水进行净化，净化后再返回到冷却剂回路。冷却剂回路有时又称为一回路。

核反应堆内的冷却剂，由于有热胀冷缩及其它原因，如果不采取措施，在密闭回路内冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工况不稳定。因此，在冷却剂的出口和蒸汽发生器之间设有稳压器，稳压器是一个的空心圆柱体，里面大约一半水一半汽，用可压缩性比较好的蒸汽来缓冲压力的波动。

冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。冷却剂回路循环泵又称主泵。

综上所述，包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及连接它们的管道阀门系统，是冷却剂回路的压力边界（一回路），它们都被安置在安全壳厂房内，称之为核岛。

蒸汽发生器内有很多传热管，传热管内侧流动的是一回路的高温水，而传热管外侧流动的是二回路的水。一回路的水流过蒸汽发生器传热管时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6～7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，一回路与二回路在互不交混的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是分隔一回路和二回路的关键设备，一回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量，蒸汽发生器的本质是一个巨大的换热器。压水堆核电厂由于设置了二回路，使得正常运行情况下二回路的蒸汽没有放射性。

从蒸汽发生器产生的高温蒸汽，就可以去汽轮机做功带动发电机发电了。从汽轮机流出的压力已很低的乏汽，在冷凝器里凝结成水，然后又回到蒸汽发生器吸收冷却剂回路内的热量，变成高温蒸汽。因此二回路的水是在蒸汽发生器、汽轮机、冷凝器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成高温蒸汽、蒸汽做功、冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将大约三分之一的能量交给汽轮机做功，带动发电机发电，余下的大约三分之二的能量由于温度参数太低而无法利用，通过冷凝器排出到环境中。

冷却冷凝器用的水在三回路中流动，冷凝器实质上是二回路与三回路之间的热交换器。三回路是一个开式回路，利用它将汽轮机排出的乏汽中难以利用的热量排出到环境。在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触，只是通过冷凝器内的管壁交换热量。三回路的用水流量是很大的，一座100万千瓦的压水堆核电厂，三回路每小时需要四十多万吨冷却水。

压水堆装料后，大约经过一两年要进行一次更换燃料组件的操作，称之为换料，每次换料只需装卸三分之一的燃料组件。从反应堆中卸出的辐射过的燃料，通常称为乏燃料。卸出的乏燃料组件，放在反应堆旁边的贮存水池内。早期的压水堆换料停堆四个月，现在换一次料最短可以两个星期。换料时间的缩短，可缩短停电时间，提高核电厂利用效率，有利于核电厂更好地多发电。

到目前为止，核电厂的燃料元件、主循环泵、蒸汽发生器、稳压器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。核电厂的研究开发工作，主要是为了进一步提高其安全性和经济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广泛的国际合作。民用压水堆核电厂安全可靠，已经成为一种成熟的堆型，是核动力市场上最畅销的“商品”。从20世纪60年代第一代商用压水堆核电厂诞生以来，压水堆的发展经历了几代的改进。压水堆的单堆电功率已达到170万千瓦，热能利用效率由28％提高到35％。

我国在1971年开始进行核电厂的研究和设计。经过几十年的努力，我国迄今已经建成和正在建设的核电机组已经达到十几套，先后建成了秦山、大亚湾、田湾等多个核电基地。秦山核电厂是我国大陆第一座核电厂。它是我国自行设计建造的30万千瓦原型压水堆核电厂，于1985年开工建设，1991年12月15日首次并网发电，1994年投入商业运行，已有10多年安全运行的良好业绩，被誉为“国之光荣”。随后在30万千瓦机组的基础上，吸收国际先进技术，自行设计、建造的秦山二期核电厂，装有两台60万千瓦压水堆核电机组，于1996年6月2日开工建设。1号机组于2002年2月6日实现首次并网，2002年4月15日提前47天投入商业运行。它的建成为我国核电自主化事业的进一步发展奠定了坚实的基础。

田湾核电厂是从俄罗斯引进的2×100万千瓦压水堆核电厂，位于江苏省连云港市。核电厂采用了全数字化仪控系统和双层安全壳，进一步提高了安全性能。它于1999年10月20日开工建设，两套机组分别在2004年和2005年投入商业运行。

位于我国广东省深圳的大亚湾核电厂，是我国引进国外资金、设备和技术的第一座大型商用核电厂，也是我国改革开放以来最大的中外合资项目。它装有两台单机容量为90万千瓦级的压水堆核电机组。两套机组分别在1994年2月和5月投入商业运行，每年的发电量超过100亿千瓦小时。20年合营期内上网电量的70％送往香港。“九五”期间投资规模最大的能源项目之一--位于深圳的岭澳核电厂，装有两台单机容量为90万千瓦级的压水堆核电机组，于2003年1月全面建成投入商业运行。1号机组第一个燃料循环就创造了连续安全运行332天的优异成绩。

我国向巴基斯坦出口了一座压水堆核电厂，功率为30万千瓦，于2000年6月投入运行，目前运行情况良好。尽管压水堆压水堆在历史上是出过一次严重事故的，那就是1979年3月28日在美国三哩岛核电厂发生的事故。

现在我国在建或拟建的核电厂主要为采用吸收世界20世纪60年代至90年代的建造运行经验，在设计上做了较大的改进的压水堆技术。