压水堆与沸水堆

压水堆与沸水堆自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆.压水堆压水反应堆（PressurizedWaterReactor，缩写为PWR）是美国贝蒂斯原子能实验室（英语：BettisAtomicPowerLaboratory）开发成功的一种轻水核反应堆。目前全世界核电站、核潜艇和核动力航空母舰等使用的反应堆中均以压水堆为主，截至2000年底，全世界有258座运行中的反应堆，占总数的64.6%最早用作核潜艇的军用反应堆。1961年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成。压力容器的寿命期为40年。7中核集团首台百万级压水堆核电站的蒸汽发生器91．压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，建设周期短．造价较低。2．压水堆采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩技术已经过关。3．压水堆核电厂有放射性的一回路系统与二回路系统相分开，放射性冷却剂不会进入回路而污染汽轮机，运行、维护方便，需要处理的放射惮废气、废水、废物量较少。我国正在运行的核电机组（除秦山三期）全部为压水堆堆型，作为一种技术相当成熟的堆型，具有以下特点：10

压水堆堆芯（reactorcore）堆芯设计满足的一般要求：1堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出2尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济性3要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力4有较长的堆芯寿命，适当的减少换料操作次数5堆芯结构紧凑，换料要简易方便。11典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图12堆芯横截面图13压水堆纵剖面图14压水堆堆芯组件核燃料组件棒束控制棒组件可燃毒物组件中子源组件阻力塞组件15采用无盒、带指形控制组件的棒束型燃料组件。主要结构：燃料棒＋骨架骨架：上下管座，8层定位格架，导向管采用17×17=289=264+24+1正方形排列。核燃料组件1617控制棒组件结构组成：24跟吸收剂棒＋星形架组件数目保证：卡棒准则，功率分布，弹棒事故

18堆芯相关组件可燃毒物组件，初级中子源组件，次级中子源组件，阻力塞组件结构上的共同点：支承结构：一个压紧组件形成的支承结构24根棒束19作用：用于第一燃料循环，降低硼浓度，半尺慢化剂的负温度系数可燃毒物材料：硼玻璃管（B2O3+SiO2）初装料：48×12(棒)＋18×16(棒)+2×16=896第一次换料时全部卸出，换阻力塞组件可燃毒物组件20中子源组件作用：1提高中子通量水平2点火初级中子源结构与材料：锎

次级中子源结构与材料：锑、铍

21阻力塞组件作用：阻力塞组件thimbleplugassembly在不插控制棒、可燃毒物和中子源的燃料组件内，为限制导向管旁流而设置的组件。前述各种堆芯相关组件都含有中子源组件，只有阻力塞组件全部是阻力塞组件22大亚湾核电厂首次装料堆芯相关组件种类以及数量大亚湾核电站这个网站有压水堆的视频,我电脑太卡打不开,等了都快一个小时了,你试试吧,现在可能网速又好了.要是看着还行就存下来.

插到PPT里/w_19rqy67b69.html沸水堆沸水堆的发展历程四个发展阶段50—60年代采用带蒸气汽包和蒸气分离器的双重式循环；70年代取消蒸汽发生器采用直接循环；80年代采用堆内型喷射泵；90年代采用堆内型再循环泵。三次标准改进第一次在76—77年，第二次在78—80年，第三次在81—85年。三次改进后沸水堆的设计，安全性发生了较大的变化，成为了我们目前所研究的先进沸水堆。沸水堆简介沸水堆是轻水堆的一种，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。

沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。以沸水堆为动力源的核电厂。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点；它们都须使用低浓铀，且须停堆换料。截至1996年底为止，全世界已运行的沸水堆有94座，总功率78285MW，占全世界已运行核电厂反应堆总数的21.7%和总功率的22.7%，仅次于压水堆；在建的沸水堆有6座，总功率7320MW，占全世界在建核电厂反应堆总数的9.5%和总功率的14.1%。工作原理及主要特点

来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后，沿堆芯围筒与容器内壁之间的环形空间下降，在喷射泵的作用下进入堆下腔室，再折而向上流过堆芯，受热并部分汽化。汽水混合物经汽水分离器分离后，水分沿环形空间下降，与给水混合；蒸汽则经干燥器后出堆，通往汽轮发电机，做功发电。蒸汽压力约为7MPa，干度不小于99.75%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热再由给水泵送入反应堆压力容器，形成一闭合循环。再循环泵的作用是使堆内形成强迫循环，其进水取自环形空间底部，升压后再送入反应堆容器内，成为喷射泵的驱动流。某些沸水堆用堆内循环泵取代再循环泵和喷射泵。沸水堆的控制棒从堆底引入，原因是：①沸水堆堆芯上部蒸汽含量较多，造成堆芯上部中子慢化不足，这样，堆芯热中子通量分布不均匀，其峰值下移。控制棒由堆芯底部引入有助于展平中子通量密度。②可以空出堆芯上方空间以安装汽水分离器和干燥器。但控制棒自堆底引入后就不能在控制动力源丧失后靠重力自动插进堆芯，因此沸水堆的控制棒驱动机构需非常可靠，通常都采用液压驱动，也有采用机械/液压或电气/液压驱动。在后两种设计中，机械或电气驱动用于正常控制。快速紧急停堆则都用液压驱动，且每个机构或每两个机构配有一单独的蓄压器。反应堆的功率调节除用控制棒外，还可用改变再循环流量来实现。再循环流量提高，汽泡带出率就提高，堆芯空泡减少，使反应性增加，功率上升，汽泡增多，直至达到新的平衡。这种功率调节比单独用控制棒更方便灵活。仅用再循环流量调节就可使功率改变25%满功率而不需控制棒任何运动。沸水堆不用化学补偿（反应性）。燃耗反应性亏损除用控制棒外，还用燃料棒内加Gd203可燃毒物进行补偿。沸水堆蒸汽直接由堆内产生，故不可避地要挟带出由水中16O原子核经快中子（n，p）反应所产生的16N。16N有很强的辐射，因此汽轮机系统在正常运行时都带有强放射性，运行人员不能接近，还需有适当的屏蔽，但16N的半衰期仅7.13s，故停机后不久就可完全衰变，不影响设备检修。沸水堆工作原理图：沸水堆内部结构图沸水堆内部结构图先进沸水堆利用先进技术和成熟的经验，代表当今核电站发展水平。它与GE研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)及欧洲沸水堆相比，就单相系统或设备的设计而言，在技术上没有明显的突破，但它集以往沸水堆技术及经验之大成,更符合先进轻水堆URD设计规范，在整体上体现出了它综合的优势。精密控制棒驱动系统维修率低，高性能的防辐射材料，长寿命的中子监视器，改进的水化学系统等等。先进沸水堆通过改进堆芯及燃料的设计使功率振荡衰减比非常小，堆的稳定性大大提高。先进堆堆内设置自动运行，保护器禁止堆运行在高功率密度/低流量区，来防止两相流不稳定性的发生。BWR追求简易化的历史带蒸气包／汽水分离器双重循环式（1950年代～60年代）内置汽水分离器直接循环式（1960年代）内置射流泵减少周围管道式（1970年代～至今）内置循环泵取消堆芯周围管道（1990年代～至今）初期的BWR传统式BWRABWR刻意追求简易-直接循环采用验证技术沸水堆与压水堆共同点沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器；燃料都是以组件的形式在堆芯排布，组件由栅格排布的燃料栅元组成，燃料栅元由燃料芯块、包壳构成；燃料放置于压力容器当中，外面有安全壳，具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障；沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。沸水堆与压水堆的主要区别沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。压水堆相对沸水堆的优势沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。沸水堆压力远低于压水堆压力，因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。压水堆由于压力高，且多了蒸汽发生器、稳压器等设备，技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开，因此安全性高于沸水堆。压水堆的发展趋势压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。我国核电站以及潜艇基本都采用了先进的压水堆核电机组，安全性比福岛高很多。20世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求的第三代压水堆。其中有代表的有法、德合作开发的欧洲动力堆EPR和美国西屋公司研发的