福島事故之後：印度角核電站何去何從？/輕水堆

無泵輕水堆

輕水堆（LWR）是一種熱堆，使用普通水作為冷卻劑和中子慢化劑。熱堆是最常見的[[核反應堆型別，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

科伯格核電站，由兩個壓水堆組成，使用鈾作為燃料。

輕水堆（LWR）家族是使用普通水進行冷卻和慢化的核反應堆，它們比其他型別的核反應堆更簡單、更便宜；由於這些因素，截至 2009 年，它們構成了世界上大多數民用核反應堆和海軍推進反應堆。輕水堆可以細分為三類——壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）和超臨界水堆（SWR）。美國|美國聯邦政府|聯邦政府的各個機構負責 PWR 和 BWR 的最初研發。二戰結束後，美國海軍立即開始了一項由（當時）海軍上校海曼·里科弗領導的努力，在 20 世紀 50 年代初研製了第一批壓水堆，建造了第一艘核潛艇（Template:USS），而研究員塞繆爾·昂特邁爾二世領導了在 US 國家反應堆試驗站（現為愛達荷國家實驗室）開發 BWR 的工作，在一系列名為 BORAX 實驗的測試中。前蘇聯也在 20 世紀 50 年代後期獨立研製了自己的 PWR 版本，並將其稱為 VVER；因此，俄羅斯設計的 PWR 在西方被稱為 VVER，以表明其獨立起源，以及與西方 PWR 的某些國家設計差異。截至 2009 年，SWR 仍然是假設的；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，並表現出快中子堆的某些特徵。

在 PWR 方面擁有國家經驗的領先者，提供出口反應堆，是美國|美國（提供被動安全的 AP1000，這是西屋電氣公司|西屋的設計，以及一些更小、更模組化、被動安全的 PWR，例如巴布科克和威爾科克斯 B&W mPower|MPower 和 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）和日本（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是快速躋身 PWR 建設國家前列的國家，中國正在進行大規模的核電擴張計劃，韓國目前正在設計和建造第二代國產設計。在 BWR 方面擁有國家經驗的領先者，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）進行建造和出口，此外，東芝也提供 ABWR 變體在日本進行建造。雖然聯邦德國曾經是 BWR 的主要參與者，但該國已轉向其他領域，例如他們大規模擴充套件煤電|燃煤電廠。其他用於發電的核反應堆型別是重水慢化堆，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|石墨慢化水冷堆（RBMK），僅在俄羅斯聯邦和前蘇聯國家發現。

儘管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 執行的豐富經驗，它在絕大多數新建核電站中佔據主導地位，儘管 CANDU/AHWR 擁有相對較小的（但非常忠誠）追隨者。 此外，輕水堆構成了大多數為核船舶推進|海軍核動力船舶提供動力的反應堆。擁有核海軍推進能力的五個大國中的四個只使用輕水堆：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|法國海軍和美利堅合眾國|美國 U.S. 海軍|海軍。只有俄羅斯聯邦|俄羅斯聯邦的俄羅斯海軍|海軍在生產船舶中使用了一些液態金屬冷卻堆|液態金屬冷卻堆，特別是阿爾法級潛艇，該潛艇使用鉛鉍共晶作為反應堆慢化劑和冷卻劑，但大多數俄羅斯核動力船隻只使用輕水堆。在核海軍艦艇上幾乎只使用 LWR 的原因是這些型別的反應堆中固有的安全級別。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，如果這些反應堆由於軍事行動而受到損壞，導致反應堆堆芯完整性受到損害，那麼由此產生的輕水慢化劑釋放將有助於停止核反應並關閉反應堆。這種能力被稱為空隙係數|負空隙係數。

目前提供的 LWR 包括以下:

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

輕水堆統計

資料來自國際原子能機構。

正在執行的反應堆。	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。鉛筆狀的核燃料棒，每根長約 12 英尺（3.7 米），成百上千地分組在一起，稱為燃料元件。在每根燃料棒內部，鈾或更常見的氧化鈾顆粒首尾相接地堆疊在一起。控制元件，稱為控制棒，裝滿了諸如鉿或鎘之類的物質的顆粒，這些物質很容易捕獲中子。當控制棒降低到堆芯中時，它們會吸收中子，因此中子無法參與鏈式反應。相反，當控制棒被提起時，更多的中子會撞擊附近燃料棒中的可裂變鈾-235 或鈽-239 核，鏈式反應加劇。所有這一切都封閉在一個充滿水的鋼製壓力容器中，稱為反應堆壓力容器。

在沸水堆中，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。但在壓水堆中，裂變產生的熱量透過熱交換器傳遞到第二個迴路。蒸汽在第二個迴路中產生，第二個迴路驅動發電渦輪機。無論哪種情況，蒸汽流經渦輪機後，都會在冷凝器中重新變成水。

壓水堆動畫圖

沸水堆動畫圖

冷卻冷凝器所需的水來自附近的河流或海洋。然後，它被泵回河流或海洋，處於溫熱狀態。熱量也可以透過冷卻塔散發到大氣中。與加拿大使用的重水堆相比，美國使用 LWR 反應堆進行電力生產。

控制

影像：反應堆壓力容器頭部.jpg|thumb|250px|帶控制棒的壓水堆反應堆頭部。控制棒通常組合成控制棒元件——通常商業壓水堆元件為 20 根控制棒——並插入燃料元件內的導向管。將控制棒從核反應堆堆芯 | 核反應堆中心部分中抽出或插入，以控制會分裂更多鈾原子的中子數量。這反過來又會影響反應堆的熱功率、產生的蒸汽量，以及由此產生的電力。部分抽出控制棒以使鏈式反應發生。插入的控制棒數量及其插入的距離可以改變，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，可溶性中子吸收劑（通常為硼酸）被新增到反應堆冷卻劑中，允許在穩定功率執行期間完全抽出控制棒，以確保整個堆芯的功率和通量分佈均勻。BWR 設計的操作員透過改變反應堆再迴圈泵的速度，利用流經堆芯的冷卻劑流量來控制反應性。流經堆芯的冷卻劑流量增加會改善蒸汽泡的去除，從而增加冷卻劑/慢化劑的密度，最終導致功率增加。

冷卻劑

輕水堆也使用普通水來冷卻反應堆。冷卻源（輕水）在反應堆堆芯周圍迴圈，以吸收反應堆產生的熱量。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將被沸騰以產生用於渦輪機的加壓蒸汽的水物理分離的冷卻系統，例如壓水堆。但在某些反應堆中，用於蒸汽渦輪機的汽水由反應堆堆芯直接沸騰，例如沸水堆。

許多其他反應堆也是輕水冷卻的，特別是 RBMK 和一些軍用鈽生產反應堆。這些不被認為是 LWR，因為它們是石墨慢化的，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，但在美國海軍船舶上使用的核反應堆中則不是。

燃料

影像：燃料顆粒.jpg|thumb|250px|核燃料顆粒。影像：顆粒棒.jpg|thumb|250px|準備用於燃料元件完成的核燃料顆粒。使用普通水需要對鈾燃料進行一定程度的濃縮，才能保持反應堆所需的臨界性。輕水堆使用鈾 235 作為燃料，濃縮到約 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。輕水堆通常每 12 到 18 個月重新加註燃料，屆時約 25% 的燃料會被更換。

濃縮的 UF₆ 被轉化為二氧化鈾粉末，然後被加工成顆粒狀。然後將這些顆粒在高溫燒結爐中燒結，形成堅硬的濃縮鈾陶瓷顆粒。然後對圓柱形顆粒進行研磨，以獲得均勻的顆粒尺寸。在將二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，因為水分會導致腐蝕和氫脆。根據每個核堆芯的設計規範，將顆粒堆疊在耐腐蝕金屬合金管中。這些管子被密封以容納燃料顆粒：這些管子稱為燃料棒。

完成的燃料棒被分組在特殊的燃料元件中，然後用於構建動力堆的核燃料堆芯。用於管子的金屬取決於反應堆的設計——過去使用不鏽鋼，但大多數反應堆現在使用鋯合金。對於最常見的反應堆型別，這些管子被組裝成束，管子之間的間距保持精確的距離。然後，這些束被賦予一個唯一的識別號，這使它們可以從製造到使用再到處置的過程中進行跟蹤。

壓水堆燃料由圓柱形棒組成，這些棒被放入束中。氧化鈾陶瓷被製成顆粒並插入鋯合金管中，這些管子被捆綁在一起。鋯合金管的直徑約為 1 釐米，燃料包殼間隙充滿氦氣，以提高熱量從燃料到包殼的傳導。每個燃料束約有 179-264 根燃料棒，約有 121 到 193 個燃料束被裝入反應堆堆芯。通常，燃料束由 14x14 到 17x17 束燃料棒組成。PWR 燃料束的長度約為 4 米。鋯合金管充滿氦氣加壓，以儘量減少顆粒與包殼的相互作用，因為這會導致燃料棒在長時間內失效。

在沸水堆中，燃料與 PWR 燃料類似，除了這些束是“罐裝”的；也就是說，每個束周圍都有一個薄管。這主要用於防止區域性密度變化影響核堆芯的整體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。368 個元件（用於最小規模的堆芯）到 800 個元件（用於美國最大的 BWR）構成了反應堆堆芯。每個 BWR 燃料棒都用氦氣回填至約 3 個大氣壓（300 kPa）。

慢化劑

中子慢化劑是一種介質，可以降低快中子的速度，從而將其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原子核的物質，這些原子核不易吸收中子。中子撞擊原子核並反彈。經過足夠的撞擊後，中子的速度將與原子核的熱速度相當；此時中子被稱為熱中子。

輕水堆使用普通水（也稱為輕水）作為其中子慢化劑。輕水吸收的中子太多，無法與未濃縮的天然鈾一起使用，因此需要進行鈾濃縮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。這與重水堆不同，重水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，但對於大多數應用來說，這些分子不足以起作用。實際上，所有 LWR 也是水冷的。在壓水堆中，冷卻水透過讓中子與水中輕氫原子發生多次碰撞來用作慢化劑，從而降低速度。當水密度更高時，中子的慢化會更頻繁發生，因為會發生更多碰撞。

使用水作為慢化劑是 PWR 的一個重要安全特性，因為任何溫度升高都會導致水膨脹並變得密度更低；從而降低中子減速的程度，從而降低反應堆的反應性。因此，如果反應性超出正常範圍，中子的慢化程度降低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 PWR 反應堆非常穩定。在發生冷卻劑洩漏事故的情況下，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，稱為“衰變熱”。這 5% 的“衰變熱”將持續 1 到 3 年，然後最終達到“完全冷停堆”。“衰變熱”雖然危險，而且強度足以熔化堆芯，但遠沒有主動裂變反應那麼危險。在此“衰變熱”停堆後階段，反應堆需要用水泵冷卻，否則反應堆將過熱至超過 2200 攝氏度，此時熱量會將冷卻水分解成其組成部分氫氣和氧氣，這會導致氫氣爆炸，從而威脅到結構的損壞，甚至可能導致儲存在周圍核燃料儲存池中的高放射性儲存燃料棒暴露（每年補充約 15 噸燃料以維持 PWR 的正常執行）。這種衰變熱是 LWR 安全記錄中主要的風險因素。

PIUS 反應堆

PIUS 代表 _Process Inherent Ultimate Safety_，是瑞典對輕水堆系統的一種設計概念。 它依賴於被動措施，不需要操作員的操作或外部能量供應，以確保安全執行。從未建造過任何單位。

外部連結

• 輕水反應堆可持續發展（LWRS）計劃