轻水?重水?

【专家解说】：light water reactor (LWR) 以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆。轻水堆就堆内载出核裂变热能的方式可分为压水堆和沸水堆两种，是目前国际上多数核电站所采用的两种堆型。据统计，1992年运行的413座核电站中，轻水堆核电站约占64．15％，装机容量约占80％，加上正在建设和已经订货的轻水堆核电站将占80％，装机容量将占90％。 轻水反应堆是和平利用核能的一种方式. 用轻水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆被称为轻水反应堆，包括沸腾水堆和加压水堆轻水也就是一般的水，广泛地被用于反应堆的慢化剂和冷却剂。与重水相比，轻水有廉价的长处，此外其减速效率也很高沸腾水堆的特点是将水蒸汽不经过热交换器直接送到气轮机，从而防止了热效率的低下，加压水堆则用高压抑制沸腾，对轻水一般加100至160个大气压，从而热交换器把一次冷却系（取出堆芯产生的热）和二次冷却系（发生送往蜗轮机的蒸汽）完全隔离开来。 用重水即氧化氘（D2O）作为慢化剂的核反应堆被称为重水反应堆，或简称为重水堆现在的反应堆几乎都利用热中子，因此慢化剂是反应堆不可缺少的组成部分慢化剂与中子碰撞使中子亦即减少中子的数量的话，便失去了意义。所以，重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列是最常用的慢化剂。 重水与普通水看起来十分相像，是无臭无味的液体，它们的化学性质也一样，不过某些物理性质却不相同。普通水的密度为1克／厘米3，而重水的密度为1.056克／厘米3；普通水的沸点为100℃，重水的沸点为101.42℃；普通水的冰点为0℃，重水的冰点为 3.8℃。此外，普通水能够滋养生命，培育万物，而重水则不能使种子发芽。人和动物若是喝了重水，还会引起死亡。不过，重水的特殊价值体现在原子能技术应用中。制造威力巨大的核武器，就需要重水来作为原子核裂变反应中的减速剂，作中子的减速剂，也可作为制重氢的材料，普通水中含量约为0.02％（质量分数）。 重水和普通水一样，也是由氢和氧化合而成的液体化合物，不过，重水分子和普通水分子的氢原子有所不同。我们知道，氢有3种同位素。一种是氕，它只含有一个质子。它和一个氧原子化合可以生成普通的水分子。另一种是重氢 ———氘。它含有一个质子和一个中子。它和一个氧原子化合后可以生成重水分子。还有一种是超重氢———氚。它含有两个中子和一个质子。 重水可以通过多种方法生产。最初的方法是用电解法，因为重水无法电解，这样可以从普通水中把它分离出来。还有一种简单方法是利用重水沸点高于普通水通过反复蒸馏得到。后来又发展了一些其他较佳的方法。 然而只有两种方法已证明具有商业意义：水——硫化氢交换法(GS法)和氨——氢交换法。 GS法是基于在一系列塔内(通过顶部冷和底部热的方式操作)水和硫化氢之间氢与氘交换的一种方法。在此过程中，水向塔底流动，而硫化氢气体从塔底向塔顶循环。使用一系列多孔塔板促进硫化氢气体和水之间的混合。在低温下氘向水中迁移，而在高温下氘向硫化氢中迁移。氘被浓缩了的硫化氢气体或水从第一级塔的热段和冷段的接合处排出，并且在下一级塔中重复这一过程。最后一级的产品(氘浓缩至高达30%的水)送入一个蒸镏单元以制备反应堆级的重水（即99．75％的氧化氘）。 氨——氢交换法可以在催化剂存在下通过同液态氨的接触从合成气中提取氘。合成气被送进交换塔，而后送至氨转换器。在交换塔内气体从塔底向塔顶流动，而液氨从塔顶向塔底流动。氘从合成气的氢中洗涤下来并在液氨中浓集。液氨然后流入塔底部的氨裂化器，而气体流入塔顶部的氨转换器。在以后的各级中得到进一步浓缩，最后通过蒸馏生产出反应堆级重水。合成气进料可由氨厂提供，而这个氨厂也可以结合氨——氢交换法重水厂一起建造。氨——氢交换法也可以用普通水作为氘的供料源。 利用GS法或氨——氢交换法生产重水的工厂所用的许多关键设备项目是与化学工业和石油工业的若干生产工序所用设备相同的。对于利用GS法的小厂来说尤其如此。然而，这种设备项目很少有“现货”供应。GS法和氨——氢交换法要求在高压下处理大量易燃、有腐蚀性和有毒的流体。因此，在制定使用这些方法的工厂和设备所用的设计和运行标准时，要求认真注意材料的选择和材料的规格，以保证在长期服务中有高度的安全性和可靠性。规模的选择主要取决于经济性和需要。因而，大多数设备项目将按照用户的要求制造。 最后，应该指出，对GS法和氨——氢交换法而言，那些单独地看并非专门设计或制造用于重水生产的设备项目可以组装成专门设计或制造用于生产重水的系统。氨——氢交换法所用的催化剂生产系统和在上述两方法中将重水最终加浓至反应堆级所用的水蒸馏系统就是此类系统的实例。 重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。 因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。 压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷却堆核电站 这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。 这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。 （2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站 这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。 因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。 重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。