压水堆与沸水堆..

核反应堆工作原理核反应堆是一种产生和控制核裂变反应的设备，是核能利用的关键组成部分。

它通过裂变核燃料中的核素，释放出巨大能量，用于发电或其他应用。

一、核反应堆的基本构造核反应堆主要由以下部分组成：燃料棒、冷却剂、控制杆和反应堆压力壳。

1. 燃料棒燃料棒是装载核燃料的圆柱形结构，通常由浓缩铀或钚等可裂变材料制成。

燃料棒中的裂变核素在受到中子轰击时发生核裂变，产生能量和额外的中子，维持连续的链式反应。

2. 冷却剂冷却剂是用于带走核反应堆中产生的热量的介质，可以是水、重水、液态金属或气体。

冷却剂通过循环在燃料棒附近流动，吸收燃料棒释放的热量，同时保持核反应堆的温度稳定。

3. 控制杆控制杆用于调节核反应堆中的裂变反应速率。

控制杆通常由吸收中子的材料制成，如硼化硼。

当控制杆插入核反应堆时，它吸收了部分中子，减慢了反应速率；当控制杆抬起时，反应速率增加。

4. 反应堆压力壳反应堆压力壳是一个密封的容器，用于保护核反应堆内部免受外部环境的影响，并防止辐射泄漏。

它通常由厚实的钢制成，能够承受高压和高温。

二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理是基于核裂变和中子链式反应。

1. 核裂变核裂变是指重核（如铀-235）被中子轰击后分裂成两个更轻的核碎片的过程，并释放出大量的能量和中子。

裂变反应是连锁反应，每一次裂变都会释放出2-3个中子，进而引发周围其他核燃料材料的裂变。

2. 中子链式反应核反应堆中的裂变释放的中子可以引发其他核燃料的裂变，形成中子链式反应。

中子链式反应是自持续的，只要提供足够的核燃料和恰当的条件，反应就可以持续进行。

在核反应堆中，裂变反应迅速释放出大量热能，增加燃料棒温度。

冷却剂通过燃料棒的表面流过，并吸收热能，随后经过热交换装置将热能传递给工质，如水或蒸汽。

工质的温度升高，通过涡轮机驱动发电机，将热能转化为电能。

同时，控制杆的调节可以控制核反应堆的反应速率。

当控制杆插入核反应堆时，它吸收了中子，减慢了反应速率。

一.沸水堆与压水堆工作原理沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。

福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。

压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。

中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU 堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，其余均为压水堆，二.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。

三.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。

四.压水堆相对沸水堆的优势沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生；而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。

核反应堆课后题第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。

2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。

4.述反射层对反应堆的影响。

5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。

6.解释“腆坑”形成的过程。

7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？9.简述缓发中子对反应堆的作用。

10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。

第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。

4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。

5.燃料元件的包壳有什么作用？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较细有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位格架有何功用？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。

常见的核电站堆型有哪几种核电站是一座或若干座利用核裂变(NuclearFission)或核聚变(NuclearFusion) 反应所释放的核能转换成热能来发电兼供热的动力设施。

其中核反应堆是核电站最主要的关键作业设备，链式裂变反应就在该设备中进行；目前，全球核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。

其中压水反应堆作为最成熟、最成功的一种动力堆堆型，运用最为广泛，我国大多数核电站其反应堆都属于该类反应堆。

一、核电站工作原理核电站主要是通过将由铀、杯制成的核燃料在反应堆设备内发生裂变从而释放出大量的核能，再利用处于高压下的水将核能转化为热能，在蒸汽发生器中加热水产生蒸汽，蒸汽推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。

一般来说，核电站本身的工作原理和所需要的设备条件与普通火电站发电机制大同小异，主要在于核反应堆。

二、常见的核电站堆型：1、压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。

其工作原理主要是利用处于高压下的循环冷却水将反应堆中核燃料裂变反应释放出的大量核能转换成热能，之后加热水产生蒸汽，推动汽轮机，进而推动发电机旋转发电。

注：压水堆的水在正常工况下是处于不沸腾状态；2、沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。

沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，其工作原理相似,不同的是沸水堆采用沸腾的水将核能转换为电能，而压水堆则是利用高压下的循环冷却水;沸水堆整体系统比压水堆较为简单,省去了蒸汽发生器这一设备。

注：日本福岛核电站属于沸水堆核电站。

3、重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。

其工作原理与压水堆、沸水堆工作原理相同，不同点在于重水堆核电站是利用重水作为作为慢化剂和冷却剂；重水堆核电站其核燃料为天然铀作燃料，相对来讲，重水堆比压水堆的燃料成本低，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。

注：重水(2H20)无臭无味的液体，对人体有害的。

4、快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。

用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级(HAF0201)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解释1 引言《核电厂设计安全规定》(HAF0200，以下简称《规定》)制订了对陆上固定式热中子堆核电厂设计的最低安全要求。

本导则是对《规定》有关条款的说明和补充，编写本导则的目的是为划分核电厂内安全有关的构筑物、系统和部件的安全功能和部件的安全等级提供具体指导。

正确划分安全功能和部年的安全等级是正确选择和采用设计规范、标准的前提，因而本导则是《规定》的基础性导则。

在实际工作中可采用不同于本导则规定的方法和方案，但必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案具有与本导则相等的安全水平，并不会对核电厂厂区人员和公众增加风险。

一座核电厂的合理设计要求考虑很多因素，而这些因素的综合作用决定了核电厂总的安全性和可靠性。

设计中必须考虑诸如自然现象和人为事件等与厂址有关、又能影响电厂安全运行的因素。

核电厂内有许多构筑物、系统和部件对总的安全性和可靠性也起重要作用，设计人员必须细致地予以考虑。

设计中还必须认真考虑电厂运行的各个方面，这样才能在寿期内维持高度的安全性。

设计人员可运用《规定》中提到的多种手段达到上述安全目标，其中包括对影响安全的系统、部件和构筑物采用多重性设计、多样性设计以及实体分隔。

为使安全上重要的系统、部件和构筑物达到必要的高质量，设计人员应仔细选用材料，认真制订并实行质量保证大纲，周到地设计核电厂，使其能在运行期间根据需要实施在役检查大纲，以及正确地选定规范和标准。

在核电厂设计中，应该认识到某些系统、部件和构筑物对安全的作用要比另一些系统、部件和构筑物更大。

安全重要性方面的这种分级，在设计中可用几种方法来体现。

可用来确定对安全有关的系统、部件和构筑物的分级要求的两种方法就是确认论法和概率论法。

目前国际上大都混合采用这两种方法。

在确定论法中常对那些安全上重要的、其损坏能导致重大的放射性释放事故的系统、部件和构筑物提出各种要求。

压水堆与沸水堆核反应堆（Nuclear Reactor）分核裂变反应堆和核聚变反应堆两类，目前投入商业使用的核反应堆都是裂变堆。

裂变堆按照慢化剂分类，可分为轻水堆、重水堆和石墨沸水反应堆。

轻水堆是目前普遍使用的堆型，又分为沸水堆和压水堆，我国主要以压水堆为主，也有部分沸水堆（中国台湾）和重水堆（秦山三期）。

轻水反应堆（Light Water Reactor，简称LWR）是以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆。

在发生核反应过程中，慢中子轰击铀235，会使其变成2～3种较轻的原子核，同时产生2～3个快中子，水可使产生的快中子减速，变为慢中子，然后继续与铀235发生反应，保证链式反应能够继续进行。

压水堆（Pressurized Water Reactor，简称PWR）特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须保持在高压状态。

燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。

把这些小的铀块重叠在锆合金管内封闭，即成为铀棒。

锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。

若干根铀棒排列后形成燃料元件，一台百万千瓦的压水堆核电站有100多个这样的燃料元件。

这些燃料原件即构成了整个堆芯放反应堆压力容器内。

压力容器可挡住放射性物质外泄，即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来，这就构成了第三道安全屏障。

反应堆压力容器内部压力为155个大气压，可把水加热到330℃以上。

温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。

压水堆的第四道屏障是安全壳厂房。

它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。

沸水堆（Boiling Water Reactor，简称BWR）所用的燃料和燃料组件与压水堆相同，但其工作流程是：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。

压水堆核电站和沸水堆核电站的区别此次日本发生泄露的核电站为沸水堆，我国运行的核电站均为压水堆，无沸水堆。

说一下压水堆和沸水堆的区别。

简单点说就是一点区别：沸水堆的热交换只有一个回路，堆芯加热冷却水直接驱动汽轮机；压水堆的热交换有两个回路，堆芯加热冷却水，冷却水通过蒸汽交换器产生蒸汽驱动汽轮机。

带来的后果有两个：1、沸水堆驱动汽轮机的蒸汽有放射性，一旦泄露很麻烦2、沸水堆蒸汽回路的压力较小，所以整个蒸汽回路的抗压能力小于压水堆BWR-沸水堆，PWR-压水堆。

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。

由于冷却剂会沸腾成为蒸汽去推动汽轮机，因此堆芯内冷却剂不断的被消耗，必须由给水系统不断的补充水，水从汽轮机处冷凝得来，由泵送回堆芯内。

由主泵提供动力保证一回路内冷却剂的流动使堆芯内热量分布均匀，并能充分带走燃料棒的热量。

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。

在插入过程中，平均反应性逐渐降低，但是功率峰逐渐向燃料组件顶部靠拢，因此。

在插入过程中，燃料组件顶部的温度可能是升高的。

现在来说福岛遇到的问题。

由于丧失厂内电和厂外电，泵全挂，无法对堆芯内失去的冷却剂进行补充，导致堆内水位降低。

使燃料组件裸露，此时失去冷却剂的保护，燃料棒温度肯定是骤然升高，此为一。

同时有传言说福岛电站的燃料棒没有插到位，堆没有完全停下。

那么，可能的原因是在由于电力丧失或者机械故障燃料棒行走不到位。

由于沸水堆是从堆芯底部向上插棒，那么一旦丧失动力，就会停在中间某处，使燃料棒上部反应性很大，处于高功率状态，温度也较高。

这样就会加剧燃料棒上部失去冷却剂后的恶劣情况，此为二。

现在把一和二结合起来看，就知道福岛面临很严峻的燃料组件烧毁的风险。

此时听到传言说福岛电站用人命去填，手动把控制棒顶上去了。

核反应堆种类很多，主要有压水堆、沸水堆、快速增殖堆及以氦作交换剂的反应堆。

其中压水堆技术最成熟，因而它是世界上核电站采用最多堆型，占全世界总装机容量一半以上，快速增殖堆，由于它可以将地上贮量比较多的铀238和钍232转变成贮量很少或无贮量的核燃料，因而被认为是一种很受欢迎的堆型。

回答者：famorby - 七级2005-12-27 12:59反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。

目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。

按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。

按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。

回答者：独立斜阳- 三级2005-12-27 12:59/cgi-bin/view.cgi?forum=33&topic=551反应堆的结构形式和分类反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。

目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。

按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。

按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。

反应堆分类情况见下表。

浅谈沸水堆与压水堆一. 沸水堆与压水堆工作原理沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。

福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。

压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。

中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，其余均为压水堆，二. 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。

三. 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。

四. 压水堆相对沸水堆的优势沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生；而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。

《核反应堆热工分析》复习资料大全1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的差不多特点:3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。

第二是工作压力能够降低。

为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。

5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：●中子利用率高〔要紧由于D吸取中子截面远低于H〕●废料中含235U极低，废料易处理●可将238U 转换成易裂变材料238U + n →239Pu239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)缺点：●重水初装量大，价格昂贵●燃耗线〔8000～10000兆瓦日／T〔铀〕为压水堆1/3〕●为减少一回路泄漏〔因补D2O昂贵〕对一回路设备要求高7.高温气冷堆的优缺点：优点：●高温，高效率〔750～850℃，热效率40％〕●高转换比，高热耗值〔由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸取中子截面小。

转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T〔铀〕〕●安全性高〔反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大〕●环境污染小〔采纳氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少〕●有综合利用的宽敞前景〔假如进一步提高氦气温度～900℃时可直截了当推动气轮机；～1000℃时可直截了当推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直截了当用于炼铁、化工及煤的气化〕●高温氦气技术可为今后进展气冷堆和聚变堆制造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu 〔消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu 〕●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀〔达～33％〕●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是爽朗金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性〔简答〕1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择•中子吸取截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料的加工性能 •材料的机械性能 •材料的抗辐照性能只有专门少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。

先进型沸水堆核设计和燃料管理分析陈连发苒州热工研究所２）５００４捕要本文概要介绍了先进型沸水堆（ＡＢＷＲ）核电厂的核设计及其主要特点，井分析了ＡＢＷＲ核电厂在应用先进燃料管理技术方面的优势及现状。

关键词先进型沸水堆（ＡＢＷＲ）棱电厂攘设计燃料管理一．概述沸水堆（ＢＷＲ）与压水堆（ＰＷＲ）核电厂的最大区别之一是直接循环，即反应堆产生的蒸汽直接进入汽轮机，驱动汽轮发电机转动发电。

ＡＢＷＲ设计的重大改进之一是将原来ＢＷＲ安装在压力容器外侧的反应堆冷却剂再循环泵改为安装在压力容器内部的内置泵，实现了核蒸汽供应系统的～体化设计。

这项改进的主要优点是压力容器在堆芯部位以下无大口径管咀，保证ＬＯＣＡ事故发生后无堆芯裸露风险。

ＡＢＷＲ堆芯主要由燃料组件和控制棒组成，除燃料组件和控制棒外，在燃料组件盒之间的水隙中还布置有核测量系统。

日本Ｋ６／Ｋ７ＡＢＷＲ堆芯有８７２个燃料组件．首炉堆芯由四种不同平均富集度的组件组成（３．１８ｗＷｏＵ２３５：３０８个：２．１８ｖｅｔ％Ｕ２３５：３２４个；Ｉ．２３ｗｔ％Ｕ２３５：１４８个；天然铀０．７１＇ａｒｔ％Ｕ２３５：９２个）。

换料组件平均富集度由具体的燃料管理方案决定．对于Ｋ６／Ｋ７为３．５ｖａ％Ｕ２３５。

不论哪种型号的ＢＷＲ燃料组件，组件盒的截面尺寸都相同，为１３９．２×１３９．２ｍｍ。

ＢＷＲ燃料组件之间的间距为１５２．４ｍｍ，只有Ｋ６限７ＡＢＷＲ组件距离略有增加，为１５５ｍｍ。

对于Ｋ６／Ｋ７，燃料棒栅距为１６．３ｍｍ。

目前ＡＢＷＲ（Ｋ６ｄ（７）应用的是８×８燃料组件，其中燃料棒６２根．２根水棒（ＧＥ８型）或６０根燃料棒、ｉ根粗水棒（ＧＥ９或ＧＥｌ０型）。

ＡＢＷＲ堆芯有２０５根十字形翼状控制棒，每四个燃料组件之间插入一根控制棒组成一个控制棒栅元。

在控制棒翼装有碳化硼粉末（Ｂ１０含量１８％）或硼－铪（Ｂ．Ｈｆ）吸收体。

为了平衡ＢＷＲ由下往上空泡份额增加造成的功率分布不均匀．控制棒由堆芯下部插入。

沸水堆与压水堆专设安全设施对比分析摘要：2011年3月11日日本东北太平洋地区发生里氏9.0级地震，继发生海啸，该地震导致福岛第一、第二核电站受到严重的影响，事故中沸水堆的专设安全设施接连失效，放射性物质泄漏到外部。

2011年4月12日，日本原子力安全保安院将福岛核事故等级定为核事故最高分级7级（特大事故），与切尔诺贝利核事故同级[1]。

福岛核事故给世界核电带来了深刻的影响，人们对沸水堆的安全性提出了质疑，随着福岛第一核电站事故处理及退役进程的推进，许多事故后果的猜测逐渐清晰，沸水堆的专设安全设施在全场断电工况是否真的不堪一击，与目前我国主流的压水堆有什么不同，压水堆的专设安全设施设置是否存在类似隐患。

本文通过对比CPR1000型压水堆与BWR-4沸水堆专设安全设施，以期能分析压水堆的专设安全设施在极端自然灾害下的防御能力。

关键词：福岛；压水堆；沸水堆；专设安全设施引言专设安全设施是指在核电站发生事故后能依靠其功能将事故后果减到最小的一些系统，其设计必须满足核反应堆在任何情况下均能实现安全停堆，并维持安全停堆状态，确保核反应堆停堆后能从堆芯排出余热，提供手段以减少可能的放射性物质释放，确保环境、周围居民和核电站工作人员的安全[2]。

国内目前主流的堆型为CPR1000压水堆及改进堆型，其专设安全设施与日本主流的沸水堆（本文主要以BWR4型为例）有很大不同，但专设安全设施的设计上仍然遵循纵深防御的原则。

本文通过对比两种堆型专设安全设施的不同点，以期能分析压水堆的专设安全设施在极端自然灾害下的防御能力。

一、沸水堆专设安全设施概况（一）福岛第一核电站沸水堆概况福岛第一核电站1号机组采用BWR-3型沸水堆，2-5号机组采用BWR-4型沸水堆，这些机组在1974-1978年间投入商运，运行时间在37-33年之间。

6号机组采用BWR-5型沸水堆，1979年商运，已运行32年。

1-5号机组均采用MARK-1型安全壳，6号机组采用MARK-2型安全壳[3]。

目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。

一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。

四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。

压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。

核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。

柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。

几百个组件拼装成压水堆的堆芯。

堆芯宏观上为圆柱形。

压水堆的冷却剂是轻水。

轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。

所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。

轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。

要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。

所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。

高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。

压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。

冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。

包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。

它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。

蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。

传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。