迪亞布羅峽谷核電站：華夏公益教科書/輕水堆

無泵輕水堆

輕水堆 (LWR) 是一種熱堆，使用普通水作為其冷卻劑和中子慢化劑。熱堆是最常見的 [[核反應堆型別，而輕水堆是最常見的熱堆型別。輕水堆有三種類型：壓水堆 (PWR)、沸水堆 (BWR) 和 (大多數設計) 超臨界水堆 (SCWR)。

概述

由兩個 壓水堆 組成，並用 鈾 燃料的 科貝格 核電站。

被稱為輕水堆 (LWR) 的核反應堆系列，使用普通水進行冷卻和慢化，其建造過程往往比其他型別的核反應堆更簡單、成本更低；由於這些因素，截至 2009 年，它們在全世界服役的民用核反應堆和海軍推進反應堆中佔據絕大多數。LWR 可以細分為三類 - 壓水堆 (PWR)、沸水堆 (BWR) 和超臨界水堆 (SWR)。美國|美國聯邦政府的各個機構負責 PWR 和 BWR 的最初開發。二戰結束後，美國海軍立即開始努力，由（當時）海軍上校海曼·里科弗領導，在 20 世紀 50 年代初開發了第一批壓水堆，建造了第一艘核潛艇（模板：USS），而研究員塞繆爾·恩特邁爾二世在稱為 BORAX 實驗的一系列測試中，領導了在 美國國家反應堆試驗站（現在的愛達荷國家實驗室）開發 BWR 的工作。前蘇聯也在 20 世紀 50 年代後期獨立開發了他們自己的 PWR 版本，被稱為 VVER；因此，俄羅斯設計的 PWR 在西方被稱為 VVER，以表示其獨立起源，以及與西方 PWR 在某些國家設計上的區別。截至 2009 年，SWR 仍然是假設性的；它是一種第四代設計，仍然是輕水堆，但它只部分由輕水慢化，並表現出快中子反應堆的某些特徵。

在 PWR 方面擁有國家經驗的領導者，提供出口反應堆，是美國|美國（提供被動安全的 AP1000，西屋電氣公司|西屋設計，以及一些更小、模組化、被動安全的 PWR，如巴布科克和威爾科克斯 B&W mPower|MPower，以及 NuScale MASLWR），俄羅斯聯邦（提供 VVER-1000 和 VVER-1200 出口），法國共和國（提供 AREVA 演化型電力反應堆|EPR 出口），以及日本（提供三菱先進壓水堆出口）；此外，中華人民共和國和韓國共和國都被認為正在迅速晉升為 PWR 建設國家的前列，中國正在進行大規模的核電擴建計劃，而韓國目前正在設計和建造第二代本土設計。在 BWR 方面擁有國家經驗的領導者，提供出口反應堆，是美國|美國和日本，通用電氣（美國）和日立（日本）的聯盟，提供 ABWR|先進沸水堆 (ABWR) 和 ESBWR|經濟簡化沸水堆 (ESBWR) 用於建造和出口，此外，東芝也為日本提供 ABWR 變體用於建造。雖然德意志聯邦共和國曾經是 BWR 的主要參與者，但該國已經轉向其他追求，比如大規模擴建煤電|燃煤電站。其他用於發電的核反應堆型別是重水慢化反應堆，由加拿大（CANDU）和印度共和國（AHWR）建造，先進氣冷堆 (AGCR)，由英國建造，液態金屬冷卻反應堆 (LMFBR)，由俄羅斯聯邦、法國共和國和日本建造，以及 RBMK|石墨慢化、水冷反應堆 (RBMK)，僅存在於俄羅斯聯邦和前蘇聯國家。

雖然所有這些型別的反應堆的發電能力相當，但由於上述特點以及 LWR 操作的廣泛經驗，它在絕大多數新建核電站中受到青睞，儘管 CANDU/AHWR 擁有相對較小（但相當專注的）追隨者。 此外，輕水堆構成了為 核海軍推進|海軍核動力船提供動力的絕大多數反應堆。擁有核海軍推進能力的五大強國中的四國完全使用輕水堆：大不列顛及北愛爾蘭聯合王國|英國皇家海軍、中華人民共和國|中國人民解放軍海軍、法國共和國|法國海軍、以及美利堅合眾國|美國美國海軍|海軍。只有俄羅斯聯邦|俄羅斯聯邦的俄羅斯海軍|海軍在生產船隻中使用了少量液態金屬冷卻反應堆|液態金屬冷卻反應堆，特別是阿爾法級潛艇，它使用鉛鉍共晶體作為反應堆慢化劑和冷卻劑，但大多數俄羅斯核動力艇和船隻完全使用輕水堆。在核動力海軍艦艇上幾乎完全使用 LWR 的原因是這些型別的反應堆中內建的固有安全性。由於輕水在這種反應堆中既用作冷卻劑又用作中子慢化劑，因此，如果其中一個反應堆因軍事行動而受到損壞，導致反應堆堆芯完整性受損，那麼產生的輕水慢化劑釋放將有助於停止核反應並使反應堆關閉。這種能力被稱為空隙係數|負空隙係數。

目前提供的 LWR 包括：:

• ABWR
• AP1000
• ESBWR
• 歐洲壓水堆
• VVER

輕水堆統計

來自國際原子能機構的資料。

執行中的反應堆。	359
正在建設的反應堆。	27
擁有 LWR 的國家數量。	27
發電能力（吉瓦）	328.4

反應堆設計

輕水堆透過受控核裂變產生熱量。核反應堆堆芯是核反應堆中發生核反應的部分。它主要由核燃料和控制棒|控制元件組成。鉛筆般細長的核燃料棒，每根長約 12 英尺 (3.7 米)，成百上千地分組在一起，形成燃料元件。在每個燃料棒內部，鈾芯塊，或更常見的氧化鈾芯塊，首尾相接地堆疊在一起。控制元件，稱為控制棒，裝滿了鉿或鎘等物質的芯塊，這些物質很容易俘獲中子。當控制棒降入堆芯時，它們會吸收中子，因此中子無法參與鏈式反應。相反，當控制棒被提升出來時，更多中子會撞擊附近燃料棒中可裂變的鈾-235 或鈽-239 原子核，鏈式反應就會加強。所有這一切都封閉在一個裝滿水的鋼製壓力容器中，稱為反應堆壓力容器。

在沸水反應堆中，裂變產生的熱量將水轉化為蒸汽，蒸汽直接驅動發電渦輪機。但在壓水反應堆中，裂變產生的熱量透過熱交換器傳遞到一個輔助迴路。輔助迴路中產生蒸汽，並驅動發電渦輪機。無論哪種情況，蒸汽在流經渦輪機後都會在冷凝器中重新變回水。^[2]

壓水反應堆動畫示意圖

沸水反應堆動畫示意圖

冷卻冷凝器所需的水來自附近的河流或海洋。然後，這些水被泵回河流或海洋，此時溫度已經升高。熱量也可以透過冷卻塔散發到大氣中。美國使用輕水反應堆發電，而加拿大則使用重水反應堆。^[3]

控制

壓水反應堆堆芯，頂部可見控制棒噴嘴。

控制棒通常組合成控制棒元件 - 通常商業壓水反應堆元件有 20 根控制棒 - 並插入到燃料元件內的導向管中。控制棒從核反應堆堆芯 | 核反應堆的中心堆芯中移除或插入，以控制將分裂更多鈾原子的中子數量。這反過來會影響反應堆的熱功率、產生的蒸汽量，進而影響發電量。控制棒部分從堆芯中移除，以允許鏈式反應發生。插入的控制棒數量以及插入的距離都可以改變，以控制反應堆的反應性。

通常還有其他控制反應性的方法。在 PWR 設計中，通常將可溶性中子吸收劑（通常是硼酸）新增到反應堆冷卻劑中，允許在穩態功率執行期間完全取出控制棒，確保整個堆芯的功率和通量分佈均勻。BWR 設計的操作員使用流經堆芯的冷卻劑流量來控制反應性，方法是改變反應堆再迴圈泵的速度。增加流經堆芯的冷卻劑流量可以改善蒸汽氣泡的去除，從而增加冷卻劑/慢化劑的密度，從而提高功率。

冷卻劑

輕水反應堆也使用普通水來保持反應堆冷卻。冷卻源，輕水，在反應堆堆芯周圍迴圈，吸收其產生的熱量。熱量從反應堆中帶走，然後用於產生蒸汽。大多數反應堆系統採用與用於渦輪機產生加壓蒸汽的水物理分離的冷卻系統，例如壓水反應堆。但在一些反應堆中，用於蒸汽渦輪機的水是直接由反應堆堆芯沸騰產生的，例如沸水反應堆。

許多其他反應堆也是輕水冷卻的，特別是 RBMK 和一些軍事鈽生產反應堆。這些不屬於 LWR，因為它們是由石墨慢化的，因此它們的核特性非常不同。儘管商業 PWR 中的冷卻劑流量是恆定的，但在美國海軍艦艇上使用的核反應堆中則不是這樣。

燃料

核燃料顆粒。

準備完成燃料元件的核燃料顆粒。

使用普通水需要對鈾燃料進行一定程度的富集，才能維持反應堆的臨界性。輕水反應堆使用鈾 235 作為燃料，富集度約為 3%。雖然這是其主要燃料，但鈾 238 原子也透過轉化為鈽 239 參與裂變過程；其中約有一半在反應堆中消耗。輕水反應堆通常每 12 到 18 個月補充一次燃料，在此期間，大約 25% 的燃料被更換。

富集的 UF₆ 被轉化為二氧化鈾粉末，然後被加工成顆粒狀。然後，這些顆粒在高溫燒結爐中燒結，形成堅硬的富集鈾陶瓷顆粒。然後，圓柱形顆粒經過研磨過程，以獲得均勻的顆粒尺寸。在將氧化鈾插入管子之前，對其進行乾燥，以儘量消除陶瓷燃料中的水分，水分會導致腐蝕和氫脆。根據每個核堆芯的設計規格，將顆粒堆疊到耐腐蝕金屬合金管中。管子被密封以容納燃料顆粒：這些管子被稱為燃料棒。

完成的燃料棒被分組到特殊的燃料元件中，然後用於構建動力反應堆的核燃料堆芯。用於管子的金屬取決於反應堆的設計 - 過去使用過不鏽鋼，但現在大多數反應堆使用鋯合金。對於最常見的反應堆型別，管子被組裝成束，管子之間的間距精確。然後，這些束被賦予一個唯一的識別號，以便能夠從製造到使用，再到處置都能追蹤到。

壓水反應堆燃料由插入束中的圓柱形棒組成。氧化鈾陶瓷被製成顆粒，然後插入鋯合金管中，這些管子被捆綁在一起。鋯合金管的直徑約為 1 釐米，燃料包殼間隙中填充有氦氣，以改善熱量從燃料到包殼的傳導。每個燃料束約有 179-264 根燃料棒，約 121 到 193 個燃料束被裝入反應堆堆芯。一般來說，燃料束由 14x14 到 17x17 的燃料棒捆綁而成。PWR 燃料束約 4 米長。鋯合金管被氦氣加壓，以儘量減少顆粒包殼相互作用，這種相互作用會導致燃料棒在長時間內發生故障。

在沸水反應堆中，燃料與 PWR 燃料類似，只是束是“罐裝”的；也就是說，每個束周圍都有一個薄管。這樣做主要是為了防止區域性密度變化在全域性範圍內影響核堆芯的中子學和熱工水力學。在現代 BWR 燃料束中，每個元件有 91、92 或 96 根燃料棒，具體取決於製造商。美國最小的 BWR 有 368 個元件，最大的 BWR 有 800 個元件，它們構成了反應堆堆芯。每個 BWR 燃料棒都用氦氣回填到大約三個大氣壓（300 kPa）的壓力。

慢化劑

中子慢化劑是一種介質，它可以降低快中子的速度，從而將它們轉化為能夠維持涉及鈾 235 的核鏈式反應的熱中子。好的中子慢化劑是一種充滿輕核原子的物質，這些原子不容易吸收中子。中子撞擊原子核並反彈。經過足夠多次碰撞後，中子的速度將與原子核的熱速度相當；此時該中子被稱為熱中子。

輕水反應堆使用普通水，也稱為輕水，作為其中子慢化劑。輕水吸收的中子太多，無法與未富集的天然鈾一起使用，因此需要進行鈾富集或核燃料後處理才能執行此類反應堆，從而增加了總體成本。這與重水反應堆不同，重水反應堆使用重水作為中子慢化劑。雖然普通水中含有一些重水分子，但其含量不足以在大多數應用中發揮重要作用。實際上，所有 LWR 也都是水冷卻的。在壓水反應堆中，冷卻劑水透過讓中子與水中輕氫原子發生多次碰撞，在過程中降低速度，從而用作慢化劑。當水密度更高時，中子的慢化頻率會更高，因為碰撞會更頻繁。

水作為慢化劑的使用是壓水堆的重要安全特性，因為任何溫度升高都會導致水膨脹，密度降低；從而減少中子減速的程度，進而降低反應堆的反應性。因此，如果反應性超過正常水平，中子減速的減少會導致鏈式反應減緩，產生更少的熱量。這種特性被稱為反應性的負溫度係數，使壓水堆反應堆非常穩定。在發生冷卻劑喪失事故的情況下，慢化劑也會丟失，主動裂變反應將停止，只留下 5% 的功率水平持續 1 到 3 年，被稱為“衰變熱”。這 5% 的“衰變熱”將在停堆後持續 1 到 3 年，之後最終達到“完全冷停堆”。“衰變熱”雖然危險，強度足以熔化堆芯，但遠沒有主動裂變反應危險。在此“衰變熱”停堆後期間，反應堆需要水泵冷卻，否則反應堆將過熱到超過 2200 攝氏度，屆時熱量會將冷卻水分解成其組成部分氫氣和氧氣，從而可能導致氫氣爆炸，威脅結構損傷，甚至可能導致周圍核儲庫中儲存的待用高放射性燃料棒暴露（每年補充約 15 噸燃料以維持壓水堆正常執行）。這種衰變熱是輕水堆安全記錄中最大的風險因素。

PIUS 反應堆

PIUS 是過程固有終極安全的縮寫，是瑞典設計的一種輕水堆系統概念。^[4] 它依賴於被動措施，不需要操作員的操作或外部能源供應來確保安全執行。從未建造過任何機組。

外部連結

• 輕水堆可持續性 (LWRS) 計劃