关注核、关注机器人——核电站反应堆的主要堆型简介
各种核反应堆
各种核反应堆各种核反应堆热堆的概念中⼦打⼊铀－235的原于核以后，原⼦核就变得不稳定，会分裂成两个较⼩质量的新原⼦核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产⽣巨⼤能量的同时，还会放出2～3个中⼦和其它射线。
这些中⼦再打⼊别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变⼜产⽣新的中⼦和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利⽤原⼦核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中⼦减速后，再引起新的核裂变，由于中⼦的运动速度与分⼦的热运动达到平衡状态，这种中⼦被称为热中⼦。
堆内主要由热中⼦引起裂变的反应堆叫做热中⼦反应堆（简称热堆）。
热中⼦反应堆，它是⽤慢化剂把快中⼦速度降低，使之成为热中⼦（或称慢中⼦），再利⽤热中⼦来进⾏链式反应的⼀种装置。
由于热中⼦更容易引起铀－235等裂变，这样，⽤少量裂变物质就可获得链式裂变反应。
慢化剂是⼀些含轻元素⽽⼜吸收中⼦少的物质，如重⽔、铍、⽯墨、⽔等。
热中⼦堆⼀般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。
链式反应就是在堆芯中进⾏的。
反应堆必须⽤冷却剂把裂变能带出堆芯。
冷却剂也是吸收中⼦很少的物质。
热中⼦堆最常⽤的冷却剂是轻⽔（普通⽔）、重⽔、⼆氧化碳和氦⽓。
核电站的内部它通常由⼀回路系统和⼆回路系统组成。
反应堆是核电站的核⼼。
反应堆⼯作时放出的热能，由⼀回路系统的冷却剂带出，⽤以产⽣蒸汽。
因此，整个⼀回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于⽕电⼚的锅炉系统。
为了确保安全，整个⼀回路系统装在⼀个被称为安全壳的密闭⼚房内，这样，⽆论在正常运⾏或发⽣事故时都不会影响安全。
由蒸汽驱动汽轮发电机组进⾏发电的⼆回路系统，与⽕电⼚的汽轮发电机系统基本相同。
轻⽔堆――压⽔堆电站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。
核反应堆类型简介
核反应堆类型简介核反应堆类型简介核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。
在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。
核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。
相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。
核反应堆分类有：按时间分可以分为四代：第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。
第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。
目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。
第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。
第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。
按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。
按反应堆慢化剂和冷却剂分：轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂；重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。
两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂；石墨气冷堆；石墨液冷堆。
按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。
核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。
各种反应堆介绍
各种反应堆介绍各种反应堆介绍国外高温气冷堆发展情况目前世界上的主要有核国家，都在积极发展高温气冷堆技术用于发电与制氢。
美国能源部2004年开始招标建设一座热功率40万到60万千瓦的双用途高温气冷堆，项目投资约15亿美元，计划2015年建成。
南非的高温气冷堆核电站设计，已经通过国际原子能机构组织的四次审评，计划在2010年前建成示范电站。
法国法马通公司也在积极开展高温气冷堆技术的研究，并已参加美国爱达荷高温气冷堆项目的投标。
日本已经建成了高温工程试验研究堆，用于研究高温气冷堆技术和高温制氢技术。
俄罗斯正与美国共同开展利用高温气冷堆烧钚的研究。
快堆核电站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。
快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
沸水堆核电站沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。
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，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。
它们都需使用低富集铀作燃料。
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。
重水堆核电站与压水堆核电站不同，重水堆核电站的核反应堆是利用天然铀作燃料，用重水做慢化剂和冷却剂。
目前全世界正在运行的400多个核电机组中，绝大多数是压水堆，只有32个是重水堆。
重水堆核电站不用浓缩铀，而用天然铀作燃料，比压水堆的燃料成本低三分之二，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。
核电站一般知识简介
核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
反应堆堆型简介
CANDU的缺点
重水昂贵； 重水昂贵； 堆本体庞大； 堆本体庞大； 系统复杂； 系统复杂； 轻水堆的三条缺点， 也同样存在。 轻水堆的三条缺点，CANDU也同样存在。 也同样存在 其燃料转化比虽高于轻水堆， （其燃料转化比虽高于轻水堆，但还是不能 增殖） 增殖）
石墨沸水堆 RMBK
这是前苏联开发的一种用石墨作为慢化剂、 这是前苏联开发的一种用石墨作为慢化剂、 轻水作为冷却剂的核电站反应堆。 轻水作为冷却剂的核电站反应堆。发生切 尔诺贝利事故的就是这种反应堆。 尔诺贝利事故的就是这种反应堆。 这种堆毛病多多（参阅第七章的有关课件）， 这种堆毛病多多（参阅第七章的有关课件）， 今后不会再建了。 今后不会再建了。
示范堆
为了建一种新堆,先造个规模稍小的来示范。 为了建一种新堆 先造个规模稍小的来示范。在上面 先造个规模稍小的来示范 可进行大量的有关工程实验， 可进行大量的有关工程实验，目的是验证和改进 设计。示范堆以后就可以建商用堆了。 设计。示范堆以后就可以建商用堆了。例如中国 的实验快堆建成后就要建中国示范快堆，然后就 的实验快堆建成后就要建中国示范快堆， 建商用快堆。 建商用快堆。 示范堆上虽然要进行许多实验， 示范堆上虽然要进行许多实验，但这些实验主要是 针对这一种堆的工程实验， 针对这一种堆的工程实验，其目的是为了显示这 种堆型的工程现实性。 种堆型的工程现实性。所以一般不将示范堆归入 实验堆。 实验堆。
反应堆的分类
世界上现有的, 曾经有过的,以及将来要建的 世界上现有的 曾经有过的 以及将来要建的 反应堆种类很多， 反应堆种类很多，对它们的分类也有不同 的分法。例如,可以 的分法。例如 可以 根据中子能谱分类 根据所用慢化剂分类 根据所用的冷却剂分类 根据堆的用途分类 。。。
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。
常见的核电站堆型有哪几种
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。
核反应堆的原理和分类
核反应堆的原理和分类随着全球能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、高效的能源形式越来越受到重视。
而核反应堆作为核能产生的关键设备，其原理和分类种类也备受关注。
一、核反应堆的原理核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应释放出来的能量，以产生热能或电能的机器。
其主要原理是通过核裂变或核聚变反应，使得核燃料中的原子核不断分裂或合并，从而释放出大量的能量。
通过将这些能量转换为热能，再利用热能驱动涡轮发电机，最终转化为电能。
核反应堆的燃料主要为铀或钚等放射性元素，而核反应的过程中，放射性物质会释放出大量的热能，同时也会产生各种类型的放射线，包括α、β、γ等。
因此，在核反应堆中进行核反应时，必须采取防护措施，保护人员和环境免受辐射的危害。
二、核反应堆的分类根据核反应堆所使用的核燃料和反应方式的不同，核反应堆可以分为以下几种分类。
1. 核裂变反应堆核裂变反应堆是目前应用最广泛的核反应堆。
它利用铀、钚等放射性元素的原子核发生核裂变，释放出大量的热能和中子，从而驱动涡轮发电机，产生电能。
目前，核裂变反应堆主要采用的是铀-235作为核燃料。
核裂变反应堆又可以分为自持续反应堆和非自持续反应堆。
自持续反应堆在反应中可以自我调节中子产生率，从而保持反应的平衡状态；而非自持续反应堆则需要用中子反射体、控制杆等来控制核反应的速率和强度。
2. 核聚变反应堆核聚变反应堆是一种通过将两个氢原子核合并成一个氦原子核释放出能量的反应堆。
核聚变反应堆利用的是轻核聚变能力较高的氢、氘、氚等，具有较高的能量密度和不污染环境的优点。
但是，目前尚未研究出一种能够解决核聚变反应中产生的高温、高压等技术难题，因而核聚变反应堆目前还处于实验室阶段。
3. 热中子反应堆热中子反应堆是一种利用热中子慢化反应进行核裂变的反应堆。
反应堆的燃料主要为铀-235或钚等放射性元素，反应过程中所生成的中子会与中子反射体进行碰撞，因而减少了中子速度，使得中子能更容易地被燃料吸收，从而达到治理核反应的效果。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
毫啊 蠢 Ｓｅｉ ｅｏｔ ｌ ｐｃ ｌ ｐｒ ａＲ ｓ
臻骥 疑爨鞣 蓼 箨鬻辫 臻 辚 雾
作 二 回路 。包 括汽 轮机 、发 电机 、冷凝 器 、给水 泵 在 内的常规发 电部分 ，俗 称常规 岛，参见 图３ 的右侧
部分 。 三 回路 使用海 水 或淡水 ，其 作用 是将冷 凝器 中
压水堆 核 电站 的另一 个特 点是经 济上 基建 费用 低 、建 设周 期短 。压 水堆 核 电站结 构紧 凑 ，堆 芯功 率 密度 大 ，即体 积相 同 时压 水 堆功率 最 高 ，或 者在 相 同功 率下 压水 堆 比其他堆 型 的体积 小 ，加上 轻水
的价格 便宜 ， 导致压 水堆 在经 济上基 建 费用低 和建
后 ，１ ５ 年 确 定 首 先 重 点发 展 压 水 堆 。 ９０
除 国内建造外 ，还 向国内外大量 出 口， 曾垄断了反应堆 的国际市场 。所 以压水 堆 目前在核反应堆 中占据统 治地位 。在
图 ３压水堆 的核 岛和 常规岛示意图
图４ 压水反应堆堆本体
路 和二 回路 的关 键设 备 ，在蒸 汽 发生器 里 ，一 回路 与 二 回路 的水 互不 交混 ，通过 管 壁发 生 了热交 换 。 从 蒸汽 发 生器产 生 的高温 蒸汽 ，流过汽 轮 机 ，推 动 发 电机 发 电 ，然 后进 入冷 凝器 ，冷 却成 液 态水后 通 过 给 水泵送 回蒸汽 发 生器 ，这样 的汽 水循 环系 统称 Байду номын сангаас
采 用高 压 的压力 容器 。这 是 由于水 的沸 点低 ，在一
个 大气压下 ，水达到 ｉ ０ ０ ℃就会沸 腾 。压水 堆核 电站 为 了提 高热 效率 ，就 必须在 不 沸腾 的前提 下提 高 反 应 堆冷 却剂 的 出 口温 度 ，因此 就必须 提 高压力 。为 了提高压力 ，就要有承受高压 的压力容 器 。这就导致 了压力容器 的制作难度和 制 作费用 的提高 。第二 ，必须采用有一 定富集度 的核燃料 。轻水吸收热 中子 的 几 率 比重水和石墨大 ，所 以轻水慢化 的 核 反应 堆无法 以天然铀作燃料来维持链 式反应 。因此轻水堆要求将天然铀浓缩 到富集度 ３ 左右 ，因而压水堆核 电站要 ％ 付 出较 高的燃料 费用。 美 国 通 过 多 种 堆 型 的 比 较 分 析
堆 堆 芯 相 当 于 加 热 炉 ， 蒸 汽 发 生 器 相 当 于 生 产 蒸 汽
的二 回路蒸 汽冷 却变 回冷凝 水 ，余下 的大 部分 不 能
利 用 的能量 交给冷 凝器 ，热 量通 过三 回路 排放 到最 终热 阱一 江 、河 、湖 、海或大气 中。 从２ 世 纪６ 年代 第 一代商 用压 水堆核 电站诞 生 ０ ０ 以来 ，其 单堆 电功率 已由１ ． 万ｋ 增加 到 １ ０ ｗ ８５ ｗ ３ 万ｋ ， 热 能利用 效率 由２ ％ 高到 ３ ％ ８提 ３ ，堆 芯体积 释热 率 由 ５Ｍ ／。 ０ Ｗ ｍ提高到 约ｌ Ｏ Ｗ ｍ， ＯＭ ／ 燃料元件 的燃耗 也加深 了
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 ，且 水 在反应 堆 内不沸 腾 。 要使 水不 沸腾—— 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３ ０ ０ ℃左右 ， 出 口水温 ３ ０ ３ ℃左 右 ，堆 内压力 １ ． Ｍ ａ ５ ５ Ｐ 。我 国大亚湾核 电站、岭澳核 电站 、秦 山第 一 核 电站 、秦 山第二 核 电站 、江苏 田 湾核 电站均属于这种堆 型。 压 水堆 核 电站一 般有 三个 回路 ：一 回路 （ 应 反 堆 主 回路 ，也称 冷却 剂 回路 ）、二 回路 （ 轮发 电 汽 机 回路 ）和三 回路 （ 环水回路 ）。 循 在 反应 堆堆 芯 中被加 热 的冷却 剂从 压力 容器 上 部离 开反应堆 ，进入蒸汽 发 生器 ，如 图３ 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
设周期短 。 压 水堆 核 电站 的主要 缺点 有两个 ：第 一 ，必须
蒸 汽 发生器 内有 很 多传热 管 ，传热 管外 为二 回 路 的水 ；一 回路 的水 流过 蒸汽 发 生器传 热管 内时 ， 加热 了二 回路 内流动 的水 ，伎二 回路 的水 变成２ ０ ８￣ Ｃ 左右 、６ ７ Ｐ 的高温蒸 汽 。蒸汽 发生器 是分 隔一 回 —Ｍａ
已建、在建和将建 的核 电站 中，压水堆 占６ ％ ４ 左右 。压水堆 核 电站 从２ 世 纪５ ０ ０ 年 代 问世 以后 ，仅仅 经过 十多年 的发展 ，到７ 年代 ０ 初 ，不仅在 经 济上 ，而 且在环 境保 护上 ，超 过 了 已 有近 百年 历史 的火 电站 。压水 堆核 电站 一直 是最 安 全 的工业部 门之 一 ，它 已经成 为一 种成 熟 的堆型 ， 直 吸 引着越 来越 多 的用户 ，是 核动力 市场 上最 畅
大约三倍 。
压 水堆 的显 著特 点是 结构 紧凑 ，堆 芯的功 率密 度 大 。这是 由于水 的慢化 能力及 载热 能力 好 ， 比热 大 ， 导热系 数高 ，在 堆 内不易活 化 ，不容 易腐 蚀不 锈 钢 、锆等 结构材 料 ， 因而采用 轻水 作慢 化剂 和冷
却剂 。
的锅 ，通过一 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 过一 回 路循 环泵 （ 主泵 ）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 ，是一 回路 的压 力边 界 。它们 都被 安置 在安 全 壳 内，称之 为核 岛，参 见 图３ 的左侧部 分。压水 反应 堆堆本体 见图４ 。