福島事故之後：印第安角核電站何去何從？/壓水堆
壓水堆 (PWR) 佔西方所有核電站的大多數，是兩種輕水堆 (LWR) 之一，另一種是沸水堆 (BWR)。在壓水堆中，一次冷卻劑（水）在高壓下被泵入反應堆堆芯，在那裡它被原子裂變產生的能量加熱。加熱後的水然後流入蒸汽發生器，在那裡它將熱能傳遞給二次系統，在二次系統中產生蒸汽，並流向渦輪機，渦輪機反過來又旋轉發電機。與沸水堆相比，一次冷卻劑迴路中的壓力阻止了水在反應堆內沸騰。所有 LWR 都使用普通水作為冷卻劑和中子慢化劑。
壓水堆最初是為核潛艇的核推進而設計的，並在謝潑特港原子能電站第二座商業電站的原始設計中使用。
目前在美國執行的壓水堆被認為是第二代反應堆。俄羅斯的 VVER 反應堆類似於美國的壓水堆。法國執行著許多壓水堆，用於生產其大部分電力。
數百臺壓水堆被用於航空母艦、核潛艇和破冰船的海洋推進。在美國，它們最初是在橡樹嶺國家實驗室設計的，用於核潛艇動力裝置。後續工作由西屋貝蒂斯原子動力實驗室進行。[1] 謝潑特港原子能電站的第一座商業核電站最初被設計為壓水堆，這是海曼·G·里科弗上將堅持的，他認為，可行的商業電站應該不包含“每個人都想建造的瘋狂熱力學迴圈”。[2]
美國陸軍核動力計劃從 1954 年到 1974 年執行壓水堆。
三里島核電站最初執行著兩座壓水堆電站，TMI-1 和 TMI-2。[3] 1979 年 TMI-2 的部分熔燬實際上結束了美國新建核電站的增長。[4]
反應堆容器中的核燃料參與裂變鏈式反應，產生熱量，透過燃料包殼的熱傳導加熱一次冷卻劑迴路中的水。熱的一次冷卻劑被泵入稱為蒸汽發生器的熱交換器，在那裡它透過數百或數千根管子（通常直徑為 3/4 英寸）流動。熱量透過這些管子的壁傳遞到位於交換器板側的較低壓力二次冷卻劑，在那裡它蒸發成加壓蒸汽。熱量的傳遞是在不混合兩種流體的情況下完成的，這是可取的，因為一次冷卻劑可能會變得具有放射性。一些常見的蒸汽發生器佈置是 U 形管或單程熱交換器。
在核電站中，加壓蒸汽透過蒸汽渦輪機，蒸汽渦輪機驅動連線到電網的發電機，用於分配電力。二次冷卻劑（水蒸氣混合物）透過渦輪機後，在冷凝器中被冷卻並冷凝。冷凝器將蒸汽轉化為液體，以便將其泵回蒸汽發生器，並在渦輪機出口保持真空，這樣渦輪機上的壓降，因此從蒸汽中提取的能量，就被最大化了。在被送入蒸汽發生器之前，冷凝後的蒸汽（稱為給水）有時會被預熱，以最大程度地減少熱衝擊。[5]
產生的蒸汽除了發電之外還有其他用途。在核潛艇和核潛艇中，蒸汽透過連線到一組減速齒輪的蒸汽渦輪機送入一個用於推進的軸。蒸汽膨脹的直接機械作用可用於蒸汽動力飛機彈射器或類似的應用。一些國家使用蒸汽進行區域供熱，直接加熱應用於內部工廠應用。
與其他反應堆型別相比，壓水堆 (PWR) 有兩點特徵：冷卻劑迴路與蒸汽系統分離，以及一次冷卻劑迴路內部的壓力。在壓水堆中，有兩個獨立的冷卻劑迴路（一次迴路和二次迴路），它們都充滿去礦化/去離子水。相比之下，沸水堆只有一個冷卻劑迴路，而更奇特的反應堆設計，例如快中子反應堆，使用水以外的物質作為冷卻劑和慢化劑（例如，液態鈉作為冷卻劑或石墨作為慢化劑）。一次冷卻劑迴路中的壓力通常為 15-16 兆帕 (150-160 巴)，明顯高於其他核反應堆，幾乎是沸水堆 (BWR) 的兩倍。因此，只會發生區域性沸騰，蒸汽將在散裝流體中迅速重新冷凝。相比之下，在沸水堆中，一次冷卻劑被設計成沸騰。[6]
輕水用作壓水堆中的一次冷卻劑。它以大約 275 °C (530 °F) 的溫度進入反應堆堆芯底部，並在向上流過反應堆堆芯時被加熱到大約 315 °C (600 °F) 的溫度。由於一次冷卻劑迴路中的高壓，水即使在高溫下也保持液體狀態，通常在 155 巴 (15.5 兆帕 153 個大氣壓，2250 磅/平方英寸) 左右。在水中，臨界點出現在大約 647 K (374 °C 或 705 °F) 和 22.064 兆帕 (3200 PSIA 或 218 個大氣壓) 處。[7]
一次迴路中的壓力由一個壓力器來維持，壓力器是一個與一次迴路連線的獨立容器，部分充滿了水，水透過浸沒式電加熱器被加熱到所需壓力的飽和溫度（沸點）。為了達到 155 巴的壓力，壓力器溫度保持在 345 °C，這使得過冷裕度（壓力器溫度與反應堆堆芯最高溫度之間的差）為 30 °C。反應堆冷卻劑系統中的熱瞬變會導致壓力器液體體積發生大幅波動，壓力器的總體積設計能夠吸收這些瞬變，而不會使加熱器暴露或壓力器排空。一次冷卻劑系統中的壓力瞬變表現為壓力器中的溫度瞬變，並透過使用自動加熱器和水噴射來控制，自動加熱器和水噴射分別提高和降低壓力器溫度。[8]
為了實現最大熱傳遞，一次迴路溫度、壓力和流速的安排使得在冷卻劑流過核燃料棒時發生過冷核沸騰。
冷卻劑由強大的泵在主迴路中迴圈，每個泵的功耗可達 6 兆瓦。[9] 冷卻劑在經過反應堆堆芯時吸收熱量，然後在蒸汽發生器中將熱量傳遞給低壓二次迴路中的水，使二次迴路中的冷卻劑蒸發為飽和蒸汽——在大多數設計中，壓力為 6.2 兆帕（60 大氣壓，900 磅/平方英寸），溫度為 275 ℃（530 ℉）——用於蒸汽輪機。然後將冷卻後的主冷卻劑返回反應堆容器，以便再次加熱。
壓水堆，像所有熱堆設計一樣，需要將快速裂變中子減速（稱為減速或熱化），以便與核燃料相互作用並維持鏈式反應。在壓水堆中，冷卻水作為減速劑，透過使中子與水中的輕氫原子發生多次碰撞，從而在過程中降低速度。當水密度較高時，中子的“減速”會更頻繁地發生（會發生更多碰撞）。使用水作為減速劑是壓水堆的重要安全特徵，因為溫度升高會導致水變成蒸汽——從而降低中子減速的程度，因此降低反應堆的反應性。因此，如果反應性超過正常值，中子減速的減少會導致鏈式反應減速，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。
相比之下，切爾諾貝利使用的 RBMK 反應堆設計，使用石墨而不是水作為減速劑，使用沸水作為冷卻劑，具有較大的正熱係數，當冷卻水溫度升高時，會增加熱量產生。這使得 RBMK 設計比壓水堆反應堆穩定性差。除了在用作減速劑時減速中子的特性外，水還具有吸收中子的特性，儘管程度較低。當冷卻水溫度升高時，沸騰加劇，會產生空隙。因此，吸收已被石墨減速劑減速的熱中子的水量減少，導致反應性增加。這種特性稱為空隙係數，在像切爾諾貝利這樣的 RBMK 反應堆中，空隙係數為正，並且相當大，導致快速瞬變。RBMK 反應堆的這種設計特點通常被認為是切爾諾貝利事故的幾個原因之一。[10]
重水具有非常低的吸收中子特性，因此重水堆，例如 CANDU 堆，也具有正空隙係數，儘管它不像切爾諾貝利這樣的 RBMK 那麼大；這些反應堆設計了許多原始 RBMK 設計中沒有的安全系統，這些系統旨在處理或根據需要應對這種情況。
壓水堆被設計為保持在減速不足的狀態，這意味著有空間容納更大的水量或密度以進一步提高減速，因為如果減速接近飽和，那麼減速劑/冷卻劑密度的降低可能會顯著降低中子吸收，而只稍微降低減速，使空隙係數為正。此外，輕水實際上比重水更強地減速中子，儘管重水的吸收中子特性要低得多。由於這兩個事實，輕水堆具有相對較小的減速劑體積，因此具有緊湊的堆芯。下一代設計，超臨界水堆，減速程度甚至更低。較低的減速中子能譜會使235U 尤其是239Pu 的俘獲/裂變比惡化，這意味著更多的裂變核在吸收中子時無法裂變，而是俘獲中子變成更重的非裂變同位素，浪費一個或多箇中子並增加重超鈾錒系元素的積累，其中一些具有很長的半衰期。
在富集後，二氧化鈾（UO2）粉末在高溫燒結爐中燒結，製成富集二氧化鈾的硬質陶瓷顆粒。然後將圓柱形顆粒包覆在耐腐蝕的鋯金屬合金鋯石中，並用氦氣填充，以幫助導熱和檢測洩漏。選擇鋯石是因為其機械效能和低吸收截面。[11] 完成的燃料棒分組為燃料元件，稱為燃料束，然後用於建造反應堆堆芯。典型的壓水堆具有 200 到 300 根棒的燃料元件，一個大型反應堆大約有 150-250 個這樣的元件，總共包含 80-100 噸鈾。通常，燃料束由 14 × 14 到 17 × 17 的燃料棒捆綁而成。壓水堆的功率在 900 到 1,500 兆瓦e 之間。壓水堆燃料束的長度約為 4 米。[12]
大多數商用壓水堆的換料週期為 18-24 個月。大約三分之一的堆芯在每次換料時更換，儘管一些更現代的換料方案可能會將換料時間縮短到幾天，並允許以更短的週期進行換料。[13]
在壓水堆中，反應堆功率可以看作是跟隨蒸汽（輪機）需求，這是由於由蒸汽流量增加或減少引起的溫度變化的反應性反饋。硼和控制棒用於將主系統溫度保持在所需點。為了降低功率，操作員會調節關閉汽輪機進口閥。這會導致從蒸汽發生器中抽出的蒸汽減少。這會導致主迴路溫度升高。溫度升高會導致反應堆裂變減少，功率降低。然後操作員可以新增硼酸和/或插入控制棒，將溫度降低到所需點。
大多數商用壓水堆中，為了隨著燃料的消耗保持 100% 的功率，反應性調整通常透過改變溶解在主反應堆冷卻劑中的硼酸濃度來實現。硼很容易吸收中子，因此增加或減少反應堆冷卻劑中的硼酸濃度會相應地影響中子活性。需要一個完整的控制系統（通常稱為充裝和排放系統）來從高壓主迴路中排出水，並以不同的硼酸濃度將水重新注入。反應堆控制棒透過反應堆容器頭部直接插入燃料束，出於以下原因移動
- 啟動反應堆。
- 關閉反應堆中的主要核反應。
- 適應短期瞬變，例如汽輪機負載的變化。
控制棒也可以用來
- 補償核毒物庫存。
- 補償核燃料消耗。
但這些影響通常透過改變主冷卻劑硼酸濃度來解決。
相比之下，沸水堆在反應堆冷卻劑中沒有硼，並透過調節反應堆冷卻劑流量來控制反應堆功率
- 壓水堆反應堆非常穩定，因為它們在溫度升高時傾向於產生更少的功率；只要 1 到 3 年的停堆期有水泵冷卻，這就會使反應堆從穩定性的角度更容易執行。
- 壓水堆汽輪機迴圈迴路與主迴路分開，因此二次迴路中的水不會被放射性物質汙染。
- 如果失去場外電源，壓水堆可以被動地緊急停堆，立即停止主要核反應。控制棒由電磁鐵保持，在失去電流時會因重力而下降；完全插入會安全地關閉主要核反應。然而，裂變產物的核反應會繼續產生衰變熱，最初大約為滿功率的 7%，需要 1 到 3 年的水泵冷卻。如果在停堆後的這段時間內冷卻失敗，反應堆仍然可能過熱並熔燬。在失去冷卻劑的情況下，衰變熱會使棒的溫度升至 2200 攝氏度以上，此時，用於包覆核燃料棒的熱鋯合金金屬會與冷卻水或蒸汽自發爆炸，導致水分解成其組成元素（氫和氧）。在這種情況下，氫氣爆炸的危險很高，威脅到結構損壞和/或附近的儲存在廠外的燃料棒（每年補充約 15 噸燃料以維持壓水堆正常執行）的暴露。
- 冷卻水必須處於高壓狀態，才能在高溫下保持液體狀態。這需要高強度管道和厚重的壓力容器，因此增加了建造成本。較高的壓力會增加失去冷卻劑事故的後果。[14] 反應堆壓力容器由韌性鋼製成，但在工廠執行時，來自反應堆的中子通量會導致這種鋼的韌性下降。最終，鋼的韌性會達到適用鍋爐和壓力容器標準確定的極限，壓力容器必須進行修理或更換。這在經濟或實踐上可能不可行，因此決定了工廠的使用壽命。
- 還需要額外的加壓元件，例如反應堆冷卻劑泵、增壓器、蒸汽發生器等。這也增加了壓水堆電站的資本成本和複雜性。
- 溶解有硼酸的高溫水冷卻劑會腐蝕碳鋼（但不會腐蝕不鏽鋼），這會導致放射性腐蝕產物在主冷卻迴路中迴圈。這不僅會限制反應堆的壽命，而且用於過濾腐蝕產物和調節硼酸濃度的系統會大大增加反應堆的總成本和輻射暴露。偶爾，當硼酸溶液洩漏到控制棒驅動機構本身與主系統之間的密封處時，會導致控制棒驅動機構嚴重腐蝕。[15][16]
- 天然鈾中只有 0.7% 是鈾-235，這是熱反應堆所需的同位素。這使得鈾燃料的濃縮成為必要，而濃縮會增加燃料生產的成本。如果使用重水，則可以使用天然鈾執行反應堆，但重水的生產需要大量的能量，因此成本很高。
- 由於水充當中子慢化劑，因此無法使用 PWR 設計建造快中子反應堆。然而，減速水反應堆可以實現大於 1 的增殖比，但這種反應堆設計也存在自身的缺點。[17]
註釋
[edit | edit source]- ↑ "Rickover: Setting the Nuclear Navy's Course". ORNL Review. Oak Ridge National Laboratory, United States Department of Energy. Retrieved 2008-05-21.
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- ↑ Mosey 1990, pp.69–71
- ↑ "50 Years of Nuclear Energy" (PDF). IAEA. Retrieved 2008-12-29.
- ↑ Glasstone & Senonske 1994, pp. 769
- ↑ Duderstadt & Hamilton 1976, pp. 91–92
- ↑ International Association for the Properties of Water and Steam, 2007.
- ↑ Glasstone & Senonske 1994, pp. 767
- ↑ Tong 1988, pp. 175
- ↑ Mosey 1990, pp. 92–94
- ↑ Forty, C.B.A. "Uses of Zirconium Alloys in Fusion Applications" (PDF). EURATOM/UKAEA Fusion Association, Culham Science Centre. Retrieved 2008-05-21.
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- ↑ Duderstadt & Hamilton 1976, pp. 598
- ↑ Tong 1988, pp. 216–217
- ↑ "Davis-Besse: The Reactor with a Hole in its Head" (PDF). UCS -- Aging Nuclear Plants. Union of Concerned Scientists. http://www.ucsusa.org/assets/documents/nuclear_power/acfnx8tzc.pdf. Retrieved 2008-07-01.
- ↑ Wald, Matthew (May 1, 2003). "Extraordinary Reactor Leak Gets the Industry's Attention". New York Times. http://www.nytimes.com/2003/05/01/us/extraordinary-reactor-leak-gets-the-industry-s-attention.html. Retrieved 2009-09-10.
- ↑ Duderstadt & Hamilton 1976, pp. 86
參考文獻
[edit | edit source]- Duderstadt, James J. (1976). Nuclear Reactor Analysis. Wiley. ISBN 0471223638.
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- Tong, L.S. (1988). 輕水堆設計改進原理. Hemisphere. ISBN 0891164162.
- 麻省理工學院開放式課程：核科學與工程
- 美國核監管委員會網站文件檔案
- 壓水堆執行原理 (YouTube 影片).