石墨水冷堆核电厂

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使用石墨慢化轻水冷却反应堆的核电厂。反应堆属于压力管沸水型核反应堆。反应堆内由核裂变产生热能,使冷却剂部分汽化,蒸汽经汽水分离后送往汽轮机做功发电。
中文名
石墨水冷堆核电厂
外文名
graphite-moderatedwater-cooled reactor nuclear power plant

石墨水冷堆核电厂发展简史

石墨水冷堆核电厂是在军用石墨水冷产钚堆的基础上发展起来的。苏联第一座核电厂就是石墨水冷堆核电厂,它建成于1954年6月,位于苏联奥布宁斯克(Obninsk),发电功率为5MW。以后在1958~1962年间,苏联又在特罗伊茨克(Troitsk)西伯利亚电厂建造6座石墨水冷两用堆(既产钚,又发电),每座热功率为600MW,电功率为100MW。
苏联是世界上唯一发展石墨水冷堆核电厂的国家,从初期的压力管压水型发展为压力管沸水型,现在大量运行的是产生饱和蒸汽的压力管沸水型反应堆核电厂。1964~1967年在别洛雅尔斯基(Beloyarskiy)核电厂建成两座示范核电机组。1973年12月索斯诺维博尔(Sosnovyy Bor)核电厂电功率为925MW机组投入运行,此后连续建造15台同种规模机组,包括切尔诺贝利(Chernobyl)4台机组。925MW的石墨水冷堆核电机组(РБМК-1000)成为当时苏联核电厂两大主力机组之一(另一机组为压水堆核电机组)。1983年12月位于立陶宛伊格纳林纳(Ignalina)的电功率1380MW石墨水冷堆核电机组投入运行,是当时世界上单堆容量最大的核电机组。此外苏联还在70年代于比利比诺(Bilibino)建造4台电功率为12MW的石墨水冷堆发电供热两用核电机组。
在1986年4月26日发生的切尔诺贝利核电厂事故造成巨大损失,从此石墨水冷堆核电厂被认为是安全措施不完全的堆型,目前俄罗斯和乌克兰已决定停止发展这类核电厂,现有电厂将被逐步关闭和进行改造。

石墨水冷堆核电厂结构与工艺

现以苏联925MW石墨水冷堆核电机组(РБМК-1000)为例来说明这类核电厂。机组的反应堆热功率为3200MW,电功率为925MW,电厂效率为31.2%。
堆芯 РБМК-1000的反应堆堆芯由为数众多的正方柱形石墨块(截面250mm×250mm,高200~600mm)堆砌而成,组成2488个垂直柱体,石墨柱体构成近似圆柱形,外面有铝垫块和轻型密封外壳,使之成为具有直径11.8m、高7m的堆芯(侧反射层厚1m,端部反射层厚0.5m)。石墨砌体总质量1700t,置于堆芯下部的金属结构上,金属结构把它的重力传递至混凝土基础。石墨砌体的最高运行温度为700℃,空隙充有缓慢流动的氮、氦混合气体(氮、氦质量比为3∶2),以保护其免遭氧化,并减少热阻以导出反应堆运行时在石墨砌体中产生的热量(约占总热量的5%),同时配合工艺管完整性监测系统监测单根工艺管的破漏。
石墨砌体上下及四周有生物屏蔽层。
石墨块内有垂直圆形孔供安装工艺管(同时供安装控制和监测管道)之用,工艺管栅距250mm。共有工艺管道1661根。工艺管外径为88mm,材料原为铝合金,现改为锆铌合金(Zr+2.5%Nb)。每根工艺管内装有束棒形燃料组件2个,每个燃料组件由18根直径13.6mm、长约3.5m的燃料棒组成。燃料棒内装烧结UO2芯块,富集度为2.0%,包壳材料为锆铌合金(Zr+1%Nb)。每个燃料组件含铀114.7kg,堆芯总铀装载量为180t。图1给出燃料组件结构。
图1 РБМК—1000的燃料组件 图1 РБМК—1000的燃料组件
每根工艺管的最大热功率为2600kW。燃料比功率为17.8MW/t,平均燃耗为20000MW·d/tU。堆芯径向功率不均匀因子为1.48,轴向功率不均匀因子为1.4。
冷却水从工艺管下端进入,温度270℃,经燃料组件加热至饱和温度,并且部分沸腾产生蒸汽,在工艺管出口处冷却水的平均质量含汽率为14.5%(满功率时),压力约为7MPa,温度284℃。汽水混合物通过上分组集流管和出水总管流向汽水分离器。堆芯结构见图2。
图2 РБМК—1000堆芯结构 图2 РБМК—1000堆芯结构
1-堆芯(石墨块);2-堆芯外壳;3-下部支承结构;4-上部堆芯盖板和屏蔽;5-燃料孔道导管;6-环形水箱;
7-支撑金属结构;8、9-运转层地板;10-钢基础板;11-反应堆屏蔽结构;12-沙层

石墨水冷堆核电厂工艺流程和厂房布置

反应堆冷却剂系统由两个环路组成,每个环路有2台卧式汽水分离器(共4台)和4台主冷却剂泵(其中3台运行,1台备用)。汽水分离器分离后的水和汽轮机乏汽的凝结水混合后,经主冷却剂泵经压力总管和下分组集流管送往各工艺管。通过堆芯的不同功率分布。汽水分离器分离后的干蒸汽水分含量低于0.1%,压力为6.4MPa,温度为280℃,总流量为5800t/h,送往2台500MW的汽轮机(K-500-65/3000)。汽轮机乏汽经凝汽器、低压加热器,除氧器和给水泵(共5台,其中4台工作,1台备用)送至汽水分离器。工艺流程见图3。主厂房布置纵剖面见图4。
图3  РБМК-1000水汽回路简图 图3 РБМК-1000水汽回路简图
图4  РБМК-1000主厂房布置纵剖面图 图4 РБМК-1000主厂房布置纵剖面图
1-石墨砌体;2-“S”金属结构;3-“OR”金属结构;4-“E”金属结构;5-“KZh”金属结构;6-“A”金属结构;7-“D”金属结构;
8-鼓式汽水分离器;9-主冷却剂泵;10-主冷却剂泵电机;11-主隔离闸阀(φ800);12-入口总管;13-压力总管;14-分组集流管;15-下部水传输管;
16-汽水传输管;17-主冷却剂回路管(φ800);18-换料机;19-中央大厅吊车(50/10t);20-主冷却剂泵房吊车(50/10t);21-送风机;
22-排风机;23-可控泄漏排放箱;24-可控泄漏热交换器;25-计划预防性维修箱;26-事故封闭区的金属结构和管道;27-下部水传输管室的止回阀;
28-事故封闭系统释放阀;29-事故封闭系统冷凝器;30-汽轮机;31-汽水分离再热器;32-汽机房吊车(125t);33-除氧器

石墨水冷堆核电厂应急堆芯冷却

РБМК-1000的应急堆芯冷却系统设有12台安注箱(应急堆芯冷却系统容器,充压至10MPa)和6台应急堆芯冷却系统泵(构成三个回路,每个回路能供给50%流量,各有一台高压泵和一台低压泵),后者的水源来自抑压水池。应急堆芯冷却系统在出现堆芯主冷却系统破坏事故时,如主回路大直径管道破裂、主蒸汽管道或给水管道破裂时,向堆芯供给含硼水,导出堆芯余热。

石墨水冷堆核电厂堆芯监测

РБМК-1000设有监测每根工艺管冷却水流量的系统、监测工艺管出口水放射水平的燃料元件包壳密封性监测系统、监测工艺管外间隙抽气湿度和温度的工艺管完整性监测系统以及监测石墨和金属结构温度的系统。以上所有的监测数据都输入电厂计算机,以显示和记录形式提供给操纵员,并适时发出报警信号。РБМК-1000还设有监测堆芯功率分布的系统,其监测点为径向130点,轴向84点,输出经处理后在主控制室显示。

石墨水冷堆核电厂控制与保护

РБМК-1000反应堆设有211根控制棒:短棒24根;自动棒24根,其中12根用于局部功率控制,12根分3组用于平均功率控制;事故棒24根;局部功率保护棒24根;手动棒115根。控制棒吸收体材料为碳化硼。这些控制棒在装于堆芯垂直圆孔内的独立专用孔道内移动,有独立的冷却回路,用以自动维持功率水平、控制局部功率、起停堆和升降功率、补偿燃耗及反应性变化、紧急停堆。其中24根从堆芯下部插入的控制棒用以调节轴向功率分布。
核电厂设有停堆保护,用以在下列事故出现时自动插入全部控制棒以停止链式反应:短周期、功率超过允许值、汽水分离器高压力、汽水分离器高低水位、冷却剂回路出现大泄漏、2台汽轮机或2台主冷却剂泵同时停止工作和补给水流量下降一半等。
防止主冷却回路超压的系统用把蒸汽排到抑压水池并予以冷却的办法,保证将回路压力维持在允许水平以下。
核电厂还设有3台容量各为5500kW的柴油发电机组,作为应急电源。

石墨水冷堆核电厂主要特点

石墨水冷堆核电厂的主要优点:①不需要重型的高压容器和其他大型设备,设备较易制造和运输;②堆芯由相同的单元组成,类似积木块结构,结构灵活,较易扩大或减少堆芯总功率,较易建造大功率核电厂;③采用直接循环方式,不需蒸汽发生器;④能进行单根工艺管道的运行监测,事故时可单独隔离;⑤可实现不停堆更换燃料,从而提高了核电厂可用率。
这种类型核电厂的致命缺点是:在低功率时不具有自稳性,从而降低了核电厂的安全性。它的燃料反应性温度系数为负值,但石墨反应性温度系数为正值,空泡反应性系数也为正值,在满功率下它的净效应是负的,但在20%功率以下运行时它的净效应是正的,从而使运行不稳定。也就是说,在低功率下发生功率升高的扰动时,会导致反应性增加,从而使功率进一步提高,这是很危险的。
石墨水冷堆核电厂的其他主要缺点有:①堆芯和循环回路庞大,不能像压水堆、沸水堆核电厂那样设置安全壳作为第三道屏障;②控制棒下落太慢,最大速度为0.4m/s,从而不能及时遏制重大事故的后果;③运行比较复杂。
词条标签:
中国核学会