沸水堆与压水堆的区别

反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。

2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。

3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。

压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。

堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。

4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。

沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。

5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。

但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。

（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。

尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。

（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。

（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。

（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。

总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。

6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。

重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。

7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。

高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。

一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。

五种常见的核电站堆型1.压水堆压水堆是指使用轻水（即普通净化水）作冷却剂和慢化剂，且水在反应堆内保持液态的核反应堆。

压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。

从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。

冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。

除秦山三期外，我国目前运行的核电机组全部为压水堆。

压水堆作为一种技术十分成熟的堆型，与其他堆型相比，结构紧凑，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜；有放射性的一回路与二回路分开，带有放射性的冷却剂不会进入二回路污染汽轮机，机组运行、维护方便。

核反应堆原理（压水堆示意图）2.沸水堆沸水堆利用轻水作慢化剂和冷却剂，只有一个回路，水在反应堆内沸腾产生蒸汽直接进入汽轮机发电。

与压水堆相比，沸水堆工作压力低；由于减少了一个回路，其设备成本也比压水堆低；但这样可能使汽轮机等设备受到放射性污染，给设计、运行和维修带来不便。

（沸水堆示意图）3.重水堆重水堆是以重水（氘和氧组成的化合物）作慢化剂的反应堆。

其主要优点是可以直接利用天然铀作核燃料，同时采用不停堆燃料方式；但体积比轻水堆大，建造费用高，重水昂贵、发电成本也比较高。

重水堆核电站是发展较早的核电站，我国秦山三期1、2号机组采用的是加拿大坎杜型（CANDU）压力管式重水堆。

（沸水堆示意图）4.高温气冷堆高温气冷堆用氦气作冷却剂，石墨作慢化剂，堆芯出口温度较高。

高温气冷堆热效率高，建造周期短，系统简单；但堆芯出口温度为850~1000℃甚至更高，对反应堆材料的性能要求也高。

山东石岛湾规划建设20万千瓦级高温气冷堆。

（石岛湾高温气冷堆）5.快中子反应堆（快堆）快中子反应堆直接利用快中子引起链式裂变反应所释放的能量进行发电，因此不需要慢化剂、体积小、功率密度大。

全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等核反应堆，是一种可以控制和维持自我连锁反应的装置。

核反应堆主要用途是发电（核电厂）和作为船舶的动力装置。

位于瑞士的一座小型研究反应堆其中，一些反应堆还被用来生产医疗和工业用的同位素或者生产武器级钚。

截止2019年初，全球共有680座核反应堆在运行，其中包括226座研究堆。

现有的核反应堆主要包括轻水堆，沸水堆，重水堆，高温气冷堆和熔盐堆。

下面将逐一介绍：1.轻水堆轻水堆中，冷却剂起着减速剂的作用这种反应堆使用压力容器来容纳核燃料、控制棒、慢化剂和冷却剂。

离开压力容器的热放射性水通过蒸汽发生器循环，蒸汽发生器又将次级(非放射性)水环加热成蒸汽，使涡轮机运转。

它们占据了当前反应堆的大多数(约80%)。

VVER1000反应堆结构华龙一号示范工程航拍美军核动力航母编队轻水堆最新的典型代表有俄罗斯的VVER-1000，美国的AP1000，中国的华龙一号和欧洲的EPR。

美国海军军舰上的反应堆也都属于这种类型。

2.沸水堆福岛核事故的反应堆类型就是沸水堆沸水堆就像没有蒸汽发生器的压水堆。

冷却水的较低压力使其在压力容器内沸腾，产生运行涡轮机的蒸汽。

与压水堆不同，没有主回路和副回路。

这些反应堆的热效率更高，结构也更简单，发生两次严重核事故（切尔诺贝利和福岛核事故）的堆型都属于沸水堆。

3.重水堆（CANDU）秦山核电站的两座重水堆（CANDU堆）重水堆非常类似于压水堆，但使用重水。

虽然重水比普通水贵得多，但它具有更大的中子经济性(产生更多的热中子)，允许反应堆在没有燃料浓缩设施的情况下运行。

燃料不是像压水堆那样使用一个大型压力容器，而是包含在数百个压力管中。

这些反应堆以天然铀为燃料，重水反应堆可以在满功率时加燃料，这使得它们在铀的使用方面非常高效(这使得堆芯中的流量控制更加精确)。

加拿大、阿根廷、中国、印度、巴基斯坦、罗马尼亚和韩国都建造了重水堆。

4.高能通道反应堆(RBMK)切尔诺贝利核电站（RBMK，沸水堆）RBMKs是一种苏联设计，在某些方面与CANDU相似，因为它们在动力运行期间可以重新加料，并采用压力管设计。

沸水堆与压水堆的区别一.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。

沸水堆与压水堆的异同：沸水堆与压水堆同属于清水堆家族，两者的共同点是轻水既作为慢化剂，又作为冷却剂。

但与压水堆不同，在沸水堆芯中释放的热能大部分（82%）用来把水变成蒸汽，用于冷却剂温升的热量只占18%。

由于沸腾过程中的温度保持不变，允许使用较低的系统压力。

此外，这种热量传输方案又有可能将核蒸汽供应系统的蒸汽直接送入汽轮机。

沸水堆的主要结构及系统：堆芯反应堆堆芯由若干燃料棒组件构成。

每一组燃料组件包含64个燃料棒位，布置成8*8的正方形栅格。

在其中2个棒位插入充水的空管，目的是籍助于这两根充水管的加强的慢化作用来展平燃料组件内的中子通量。

燃料的形式是圆柱形二氧化铀烧结芯块，芯块通过烧结和磨削等工序制成。

把烧结芯块装入锆合金管，两端用密封段塞封死，就成为燃料棒。

每根燃料棒的一端留有容纳裂变气体的空腔。

每组燃料组件外面包有锆合金盒，以限制冷却剂在组件盒内流动并对燃料组件盒外控制棒起导向作用。

在每四组燃料组件中间，布置有一根十字形控制棒，它能插到任何轴向位置，而与周围的四组燃料组件构成一个控制棒栅元。

在控制棒的十字形断面内排列着许多充填碳化硼的细钢管，这些才是真正的吸收体。

快速停堆的控制棒驱动机构沸水堆的控制棒驱动机构基本上都是装在压力容器底部，因此控制棒要从下往上插入堆芯。

这种布置是由堆型决定的，因为：1，堆芯中的沸腾过程，使得堆芯下半部的慢化剂密度远大于上半部。

从下端插入控制棒的布置方式可以克制出现于下半部的功率尖峰，从而使沿轴向全长的功率分布在燃耗周期内保持适当深度。

（不均匀因子约1.4）。

2，沸水堆的的停堆反应性主要依靠控制棒，因此控制棒的数目很大，底部布置方式使他们在完全插入时也不影响换料操作。

3，压力容器上部空间被汽水分离和蒸汽干燥装置所占用，如控制棒从上部插入，则会使结构设计十分困难。

汽水分离将反应堆内产生的新蒸汽直接引入汽轮机，需要在一回路中将蒸汽尽量干燥，理由是：1，将尽量少的含水滴的气流引入汽轮机以保护导流部件和转动部件；2，将附着在水滴上的放射性和污染物分离出去以免散布到二回路中。

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1 / 3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。