压水堆与沸水堆
压水堆与沸水堆..
典型压水堆压力容器与堆芯结 11 构原理图
堆芯横截 面图
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压 水 堆 纵 剖 面 图
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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
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核燃料组件
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。
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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
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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
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可燃毒物组件
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
• 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。
核反应堆的主要类型
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。
我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较..
我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较一、中国核电站和日本福岛第一核电厂在安全设计方面的区别1.日本福岛核电站背景资料1.1 日本核电站的堆型及其分布1.2 福岛核电站日本福岛县的核电站有福岛第一核电站和福岛第二核电站，它们都由东京电力公司负责运营。
福岛核电站是目前世界上最大的核电站，位于日本福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。
其中福岛一站1号机组于1971年 3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。
福岛第一核电站福岛第二核电站1.3 福岛核电站其他信息2011年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份对于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役40年，出现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保守运行的方案。
福岛核电站1号机组已经满了40年的使用寿命，该机组原本计划延寿20年，到2031年退役。
2、沸水堆与压水堆的差异2.1沸水堆简介沸水堆核电站属于轻水堆堆型中的一种，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。
根据国际核电协会统计，全球正在运行的反应堆一共有426个。
其中轻压水堆258座占比约为61%，重压水堆约为41座占比10%，沸水堆为92座占比约为22%。
沸水堆比例相对较小；从建设期来看，压水堆在80年代后被选用作实施的数量远超过沸水堆技术，体现了其更高的安全性能。
中国目前建成和在建的所有核电站均使用压水堆技术。
从技术上来看，中国发生此类核泄漏事故的风险较小；同时核电技术正在不断升级：核电技术已经经历了一代到二代再到改善型二代的过程。
对安全性的诉求成为了推动核电技术不断发展的重要动力。
五种常见堆型
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。
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。
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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
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
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。
沸水堆核电厂简介
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。