沸水堆结构原理演示
关于第三代核电站
关于第三代核电站关于第三代核电站前⾔能源危机与环境危机⽇益紧迫，使⽤新的清洁、安全、⾼效能源成为⼈类不争的共识。
除了煤炭、⽯油、天然⽓、⽔⼒资源外，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等新能源逐渐引起⼈们的重视，但是由于技术问题、开发成本及场地等因素，这些能源很难在近期内实现⼤规模的⼯业化⽣产和利⽤；⽽同各种化⽯能源相⽐起来，核能对环境和⼈类健康的危害更⼩，更是⼀种安全、可靠、清洁的能源，且在经济上具有竞争⼒的最为现实的替代能源。
第三代核反应堆是在汲取了第⼆代反应堆运⾏经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出的安全性更⾼的先进反应堆技术，通常把满⾜《美国⽤户要求⽂件(URD)》或《欧洲⽤户要求⽂件(EUR)》价标准的核电⼚称为第三代核电站。
⽬前，世界上在建和规划待建的核电站，⼤部分将采⽤第三代核电技术。
近年来，我国核电产业发展取得了举世瞩⽬的成绩，核电技术研发和⼯程应⽤⾛在世界前列。
以“华龙⼀号”正式投产和“国和⼀号”成功研发（及其⽰范⼯程的开⼯建设）为标志，我国成为继美国、法国、俄罗斯等核电强国后⼜⼀个拥有独⽴⾃主三代核电技术和全产业链的国家。
核电站⼯作原理核电站是利⽤核分裂（核裂变）或核融合（核聚变）反应所释放的能量产⽣电能的发电⼚。
⽬前商业运转中的核能发电⼚都是利⽤核裂变反应⽽发电。
核电站常见的堆型有四种：压⽔堆、沸⽔堆、重⽔堆和快堆。
压⽔堆核电站发电原理图沸⽔堆核电站发电原理图现在⽐较普遍使⽤的核电站是压⽔反应堆核电站，我国在运、在建的第三代核电站采⽤的都是压⽔堆核电站，它的⼯作原理是：⽤铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发⽣裂变⽽产⽣⼤量热能，再⽤处于⾼压⼒下的⽔把热能带出，在蒸汽发⽣器内（进⾏热能交换，将热能传递给⼆回路供给的主给⽔）产⽣蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机⼀起旋转，电就源源不断地产⽣出来，并通过电⽹送到四⾯⼋⽅。
核电站由三个回路组成。
压⽔堆压⽔堆核电站由三个回路组成。
⼀回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产⽣巨⼤的热能，由主泵泵⼊堆芯的⽔被加热成327度、155个⼤⽓压的⾼温⾼压⽔，⾼温⾼压⽔流经蒸汽发⽣器内的传热Ｕ型管，通过管壁将热能传递给Ｕ型管外的⼆回路主给⽔，释放热量后⼜被主泵送回堆芯重新加热再进⼊蒸汽发⽣器。
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。
第五章 沸水堆
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7 燃料元件尺寸大，元件棒间隙也大，堆芯直径大。 8 控制棒设计和布置的独特性
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沸水堆的改进和发展
沸水堆的六次重大改进： 1 德累斯顿为代表的示范堆 二回路 2 奥斯特 克来格沸水堆 直接循环 3德累斯顿－2号 为代表，喷射泵 4 布朗费力 电站 单堆功率达到百万千瓦 5 齐姆核电站 安全性的改进 6 ABWR
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堆芯结构
核燃料组件，控制棒， 中子测量探头
核燃料组件：
与压水堆的相同与区 别
分区换料
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燃料组件结构
8×8正方形栅格 燃料棒 定位棒 流水棒
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控制棒结构
十字形 炭化硼粉末 控制棒从堆芯底部插
入堆芯
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燃料组件结构
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汽水分离器和干燥器
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喷射泵
再循环流程 功率调节
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沸水堆安全壳
为容纳一回路系统破裂时 所释放出来的全部物质， 设置了安全壳称水堆一 般采用带有蒸汽降压措 施的安全壳，如图1．9 所示。抑压水池的热容 量很大，事故时能冷凝 反匝堆所放出来的蒸汽， 又能滞留放射性裂变产 物。
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ABWR的改进
1 单堆功率达到130万千瓦，效率提高到31.6％， 经济效益明显提高
2 改进的堆芯设计 8×8替代7×7，轴向分区 3 控制棒驱动的改进 电力水力联合驱动 4 堆内设置内装式再循环泵 图5-6 5 采用钢筋混凝土安全壳
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力容器厚度可以减薄，但堆内设备多， 压力壳尺寸较大。
各种反应堆的原理
各种反应堆的原理反应堆是利用核能产生能量的设备，它可以利用核裂变或核聚变产生巨大的热能，然后通过控制和引导这些能量来产生蒸汽，最后驱动涡轮机发电。
下面将介绍几种常见的反应堆类型及其原理。
1.压水堆核反应堆（PWR）压水堆核反应堆是最常见的商业核电站反应堆类型之一、其原理是利用浓缩的铀燃料棒产生热能，同时也会产生中子。
这些中子与水中的轻水分子相互作用，使其产生热，然后通过传热器将热能转移到给水中。
这个给水经过加热后变成高温高压的蒸汽，然后驱动涡轮机发电。
2.沸水堆核反应堆（BWR）沸水堆核反应堆也是一种商业化运行的核反应堆类型。
其原理是使用浓缩的铀燃料棒，通过核裂变产生的热能直接将水变成蒸汽。
由于直接使用水作为冷却剂和工质，它不需要传热器。
生成的蒸汽直接送入涡轮机来驱动发电机。
3.高温气冷堆核反应堆（HTGR）高温气冷堆核反应堆是一种利用高温气体冷却的堆芯来产生热能的反应堆。
其原理是使用固体燃料，如石墨或陶瓷颗粒，通过核裂变释放热能。
然后通过冷却剂，如氦气，高温液体金属等，将热能转移到热交换器中，并最终转化为蒸汽使发电机运行。
4.快中子反应堆（FBR）快中子反应堆是一种使用高能快中子进行核裂变的堆芯的反应堆。
其原理是利用高质量的钚或钍等燃料产生大量的中子，然后利用这些中子进行核裂变，产生大量的热能。
该反应堆同时可以产生额外的燃料，这使它具有较高的燃料利用率。
石墨、钠、铅和氦等可以用作冷却剂。
5.离子迁移反应堆（IMR）离子迁移反应堆是一种采用离子迁移材料来促进和控制核裂变反应的反应堆。
它使用离子迁移膜，通过离子的迁移使核反应堆得到加速或减速。
通过使用这种材料，离子迁移反应堆可以更好地控制裂变反应速率，使燃料的使用效率更高。
以上是一些常见的反应堆类型及其原理。
各种反应堆根据不同的设计目标和应用需求，采用不同的结构、燃料和冷却剂等技术，但它们的基本原理都是通过控制和利用核能产生热能，然后将其转化为电能。
沸水堆结构原理演示
• 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%。
沸水堆简介
• 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力 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 （约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸 料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物， 汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路， 经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽 省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。 轮发电机组发电。 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 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 有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使 的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽 用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大 轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相 多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率 同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。 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。
沸水堆工作原理
沸水堆工作原理沸水堆是一种利用核裂变反应产生能量的核能反应堆。
它的工作原理是通过控制核反应过程中的裂变链式反应，使得核燃料中的裂变产物的中子释放速率等于中子吸收速率。
这样可以保持裂变链式反应持续不断地进行，从而产生大量的能量。
沸水堆的核燃料通常采用铀-235或钚-239等裂变性核燃料。
核燃料将放置在反应堆的燃料元件中，通过控制燃料元件的布局和形状来控制核反应的过程。
在核反应堆内，中子与核燃料中的裂变性核素碰撞，使其发生裂变，释放出大量的能量和中子。
在沸水堆中，通过调节反应堆中的控制棒来控制核反应的速率。
控制棒由吸收中子的材料制成，如硼、银等，通过调整控制棒的位置来控制中子的释放速率。
当控制棒全部插入反应堆时，中子释放速率减小，核反应减弱；当控制棒全部抽出反应堆时，中子释放速率增加，核反应加强。
在核反应过程中，核燃料的裂变产物会释放出大量的热量，使得反应堆内的水变为高温高压的蒸汽。
这些蒸汽经过反应堆内的管道，传递给蒸汽发生器。
蒸汽发生器中的水与反应堆内的水不直接接触，通过管道和换热器传递热量。
蒸汽发生器中的热水蒸发为蒸汽，蒸汽经过管道被送往涡轮机，推动涡轮机旋转。
涡轮机与发电机相连，通过转动产生电能。
在沸水堆中，蒸汽产生后会经过冷凝器冷凝为水，然后被重新引导回蒸汽发生器，循环使用。
这种闭合循环系统的设计使得沸水堆具有高效利用核能的特点。
沸水堆的设计和运行需要严格的安全措施。
核燃料的选择、控制棒的设计和控制、冷却系统的设计等都需要考虑安全性和可靠性。
同时，核反应堆运行过程中还需要进行核废料处理和辐射防护等工作，确保环境和人员的安全。
总的来说，沸水堆利用核燃料的裂变反应产生能量，通过控制核反应过程中的裂变链式反应，使得核反应持续进行。
通过将核能转化为蒸汽能，再经过涡轮机和发电机的转换，最终产生电能。
沸水堆的工作原理复杂而严谨，需要严格的安全措施和操作规范来确保核能的安全利用。
压水堆与沸水堆
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。
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中核集团首台百万级压水堆核电站的蒸汽发生器
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：
1．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。
•
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AP1000。EPR提出在未来压水堆设计中采用 共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故 概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性 保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方 面根本改善运行条件；AP1000则以全非能动安全 系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特 色。
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压水堆堆芯（reactor core）
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
沸水堆
沸水堆boiling water reactor净化、加热再由给水泵送人反应堆压力容器，形成一闭合循环。
喷射泵的驱动流由堆外的再循环泵提供。
这两组泵使堆内形成强迫循环，以提高冷却剂从堆芯带出热量的能力。
沸水堆堆芯与压水堆相似，也用由细长燃料棒组成的正方形燃料组件。
大型沸水堆的燃料棒外径约 12mm，长约4m，嫩料芯块为UOZ，某些嫌料棒芯块内加GdZO3。
新堆芯使用三、四种不同富集度的燃料，平均富集度为1.7~2.0%。
替换燃料平均富集度为 2.6~3.1%。
卸料平均燃耗约27 500MWd/t铀。
每个燃料组件内燃料棒排列成7X7或8X8栅阵，外侧围以Zr一4正方形盒，构成有盒燃料组件。
一个大型沸水堆有七八百个嫩料组件。
沸水堆用十字形控制棒，插在四个相邻组件之间的水隙中。
十字形的每个冀中排列有十多根不锈钢细管，管内装有压实的B再粉末，作为中子吸收体。
沸水堆的控制棒从堆底引人，原因是:①沸水堆堆芯上部含汽量多，造成堆芯上部中子慢化不足，泄漏增多而使轴向中子通量分布不均匀，峰值下移。
控制棒由堆芯底部引人有助于展平轴向功率分布。
②可以空出堆芯上方空间以安装汽水分离器和干燥器，不需在堆压力容器外另设汽包。
但控制棒自堆底引人后就不能在控制棒动力源丧失时靠重力自动擂人堆芯，因此，沸水堆的控制棒驱动机构必须非常可靠。
通常都采用液压驱动，也有采用电气/液压驱动，电气用于正常控制，液压则用于快速紧急停堆，且每个机构或每两个机构配有一单独的蓄压缸。
沸水堆不用化学补偿(即用吸收中子能力强的化学品，如翩酸，溶在慢化剂中以补偿慢的大反应性变化)。
新燃料的过剩反应性除用控制棒补偿外，还用燃料棒内加可燃毒物GdZO:进行补偿。
沸水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。
通常，单用再循环流量就可使功率改变25%满功率而不需控制棒任何运动。
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BWR追求简易化的历史
刻意追求简易-直接循环 采用验证技术 传统式BWR 初期的BWR
内置循环泵 取消堆芯周围管道 （1990年代～至今） 带蒸气包／汽水分离器 双重循环式 （1950年代～60年代）
ABWR
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）
沸水堆结构原理演示
20121511班 组长：李净松 组员：梁晓龙，李永昶 制作：李永昶
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。
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。
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。
• 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。
沸水堆简介
• 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力 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 （约为 70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸 料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物， 汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路， 经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽 省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。 轮发电机组发电。 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 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 有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使 的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽 用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大 轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相 多依赖美国和独联体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%。