反应堆压力容器

　　reactorpressurevessel，安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。核电站所用的反应堆主要有轻水堆（压水堆及沸水堆）、重水堆、气冷堆及快堆等。由压力容器包容了反应堆的活性区和其他必要设备，其构形式随不同堆型而异。设计原反应堆压力容器位于反应堆厂房中心，设计时主要考虑一回路冷却剂的高压和高温，主管道裂事故和地震等作用。

　　反应堆压力容器位于反应堆厂房中心，设计时主要考虑一回路冷却剂的高压和高温，主管道断裂事故和地震等作用。由于压力容器所容纳的反应堆本体放射性极强，故在材质要求、制作、检验及在役检查等方面都比常规压力容器要严格得多。

　　分为钢和预应力混凝土两类。钢压力容器可用于各种类型的核反应堆。预应力混凝土压力容器已成功地用于气冷堆，并正在探索用于其他类型的核反应堆。

　　核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的：

　　原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核+热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。

　　还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。

　　反应堆的类型很多，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层组成。活性区又由核燃料，慢化剂，冷却剂和控制棒等组成。现在用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是最具竞争力的堆型（约占61%），沸水堆占一定比例（约占24%），重水堆用的较少（约占5%）。压水堆的主要特点是：1）用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂，2）为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压力（水压约为15.5 MPa ）下运行，所以叫压水堆；3）由于反应堆内的水处于液态，驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生；这是借助于蒸汽发生器实现的，来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水，使后者转变为蒸汽（二回路蒸汽压力为6—7 MPa，蒸汽的温度为275—290 ℃）；4）由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀（铀-235的含量为2—4%）作核燃料。沸水堆和压水堆同属于轻水堆，它和压水堆一样，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是在沸水堆内产生蒸汽（压力约为7 MPa），并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，也没有一回路与二回路之分，系统特别简单，工作压力比压水堆低。然而，沸水堆的蒸汽带有放射性，需采取屏蔽措施以防止放射性泄漏。重水堆是用重水作慢化剂和冷却剂，因为其热中子吸收截面远小于普通水的热中子吸收截面，所以可以用天然铀作为重水堆的核燃料。所谓热中子，是指铀-235原子核裂变时射出的快中子经慢化后速度降为2200 m/s、能量约为1/40 eV的中子。热中子引起铀-235核裂变的可能性，比被铀-238原子核俘获的可能性大190倍。这样，在以天然铀为燃料的重水堆中，核裂变链锁反应可持续进行下去。由于重水慢化中子不如普通水有效，因此重水堆的堆芯比轻水堆大得多，使得压力容器制造变得困难。重水堆仍需配备蒸汽发生器，一回路的重水将热量带到蒸汽发生器，传给二回路的普通水以产生蒸汽。重水堆的最大优点是不用浓缩铀而用天然铀作核燃料，但是阻碍其发展的重要原因之一是重水很难得到，因为在天然水中重水只占1/6500。

　　核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为中子或中能中子的物质。选择慢化剂要考虑许多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和尽可能低的中子俘获截面；其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，即使不是，在设计中两者也是紧密相关的。应用最多的固体慢化剂是石墨，其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能，小的中子俘获截面和价廉。石墨是迄今发现的可以采用天然铀为燃料的两种慢化剂之一；另一种是重水。其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看，重水是更好的慢化剂，并且因其是液体，可兼做冷却剂，主要缺点是价格较贵，系统设计需有严格的密封要求。轻水是应用最广泛的慢化剂，虽然它的慢化性能不如重水，但价格便宜。重水和轻水有共同的缺点，即产生辐照分解,出现氢、氧的积累和复合。

　　在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料（如铪、镝等）在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和尺寸变化（肿胀）。银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。压水堆中采用棒束控制，控制材料制成棒状，每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在17×17的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的反应性，紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止）。

　　由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆心带走热量并传给二回路中的工质，使蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。液态钠(主要用于快中子堆)和钠钾合金（主要用于空间动力堆）具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点，但是它的热特性不好。重水是好的冷却剂和慢化剂，但价格昂贵。气体冷却剂（如二氧化碳、氦）具有许多优点，但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高。有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低，主要缺点是辐照分解率较大。应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。

　　为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。对γ射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好，但价格较高；铅的优点是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属便宜，但密度较小，因而屏蔽层厚度比其他的都大。

　　来自反应堆的γ射线强度很高，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆心和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。

　　中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，通常含硼，有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下，常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。

　　是50年代初随着第一批动力反应堆问世而出现的，轻水堆核电站的钢压力容器均为圆筒形结构。百万千瓦级的大功率压水堆压力容器的内径多在4.4米左右，总高一般在14米左右，壁厚约20厘米，承受15兆帕以上的高压（图1）,通常用含锰、钼、镍的低合金钢制成。为了抗腐蚀，内壁需堆焊一层不锈钢。上封头用法兰连接，便于反应堆换料，其顶部设有反应堆控制棒驱动机构。容器上还有反应堆一回路的进出口接管段。沸水堆压力容器的外形和材质与压水堆类似,但压力较低，约在7兆帕左右。由于它比压水堆要多容纳汽水分离器等装置，故一般尺寸更大，百万千瓦级沸水堆压力容器的直径可达6.4米,高度为22米以上，壁厚约17厘米。沸水堆的控制棒则贯通压力容器的底部。

　　气冷堆的钢压力容器是直径约20米的圆球，顶部设有加料立管、边上有进出口风道。由于容积大、焊接工艺及运输困难，已很少采用。

　　预应力混凝土压力容器50年代末，法国首先应用于气冷反应堆中。但在总体布置上还未脱离钢容器的格局，即压力容器内只容纳反应堆活性区，而冷却剂的压力回路和蒸气发生器等仍置于压力容器之外，还需另设生物屏蔽，故不经济。60年代末，英国在奥尔德伯里核电站的压力容器设计中提出了一体化设计的概念，即把压力回路和蒸气发生器移至活性区附近，全部置于预应力混凝土压力容器之内，既提高了反应堆的安全性，又充分利用了预应力混凝土容器容积大的特点，因而技术经济效果较高。从此世界各国建造的气冷堆预应力混凝土压力容器也都采用了一体化设计。

　　预应力混凝土压力容器的几何形状，除早期的几个气冷堆外，一般都采用厚5～6米的平板封头和壁厚4～5米的立式圆筒,直径约25米、高约30米（图2）。按设备处在同一室腔或几个室腔的设置方式，分成单腔及多腔式两种。按预应力钢束配置方式又可分为三种：①纵向钢束沿容器筒壁竖向布置并锚固于筒体的上下端，环向钢束则分段张拉并锚固于容器四周的扶壁上；②沿筒壁配置正反两方向互相交叉的两组螺旋形预应力钢束，并锚固在圆筒体的上下两端；③纵向用粗钢束，环向用钢丝或钢绞线连续缠绕，适用于多腔式容器。

　　在预应力混凝土压力容器的内侧,需设置钢衬里、绝热层和循环冷却水系统，以保证容器的密闭性，防止混凝土过度受热及混凝土厚壁内外表面间的温差过大。结构受力按三维块单元网格计算。

　　核电站的预应力压力容器的混凝土用量多达1～2.5×104米3，预应力钢束一般为1～2×103吨,总施工期大致为4年左右。施工中须采取措施以防止大体积混凝土的收缩开裂。

　　在预应力混凝土压力容器中由于采用近千根预应力钢束作为主要承载构件，个别钢束的偶尔破坏并不影响整个容器的受力状态，故比钢压力容器具有更高的安全度。它可在工地现场制造和装配，因此尺寸不受运输条件限制，特别适用于大型核电站。

　　继法国成功地应用了预应力混凝土压力容器于气冷堆之后，用于其他堆型的研制工作也在各国开展。1967年起，瑞典、丹麦、挪威等国对沸水堆预应力混凝土压力容器共同进行了参考设计、模型试验及商用化问题的研究，并取得了不少有益的经验。联邦德国、奥地利等正在研究压水堆预应力混凝土压力容器。美国、英国正在设想把它应用于快中子堆。