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。
沸水堆与压水堆技术比较
B4C或Hf 反应堆紧急停堆
燃料中的可燃毒物（Gd）
可燃毒物（Gd和其它的物类）
·堆芯流量
·化学补偿（含硼液体）
负空泡系数
停堆添加物
增加流量会引起
反应性和功率的增加
·负空泡系数
·由负到正的慢化剂温度系数
堆芯冷却剂系统
热功率 运行压力 冷却剂流量
外环路数
BWR
ABWR
非ABWR
（238）
3926MW
堆芯直径大，必然要求压力壳的直径大
同时由于沸水堆需要把堆芯出口蒸汽，水 进行分离及对蒸汽进行干燥，在堆芯出口 设置汽水分离器及蒸汽干燥器，又使压力 壳的高度大大幅度提高。
但是沸水堆运行压力及温度都较低，使得 沸水堆压力壳的壁厚需要薄些。沸水堆由 于省去了蒸发器，稳压器及相应的管道， 使得安全壳的体积比压水堆大大减小。
·UO2芯块及Zr包壳 ·每个组件17×17个燃料棒
·元件盒尺寸为15cm方，370cm长 ·组件尺寸为21cm方，400cm长
·燃料棒直径10.6mm＊
·燃料棒直径8.2mm
·平均堆芯功率密度50 kw/l
·平均堆芯功率密度90kw/l
·燃料燃耗（平均）45000MWd/T＊ ·平均燃耗50000MWd/T
世界核电机组分布
机组数
装机容量 (MWe) 装机容量份额
压水堆 PWR
250
221552
沸水堆 BWR
93
79803
重水堆
37 19921
气冷堆 石墨慢化， 增殖堆 轻水冷却堆
35
15
3
11889
14195
863
63.60% 22.90% 5.70% 3.40%
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。
沸水堆与压水堆的不同
附件1：沸水堆与压水堆设计不同点沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。
压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。
沸水堆与压水堆的详细比较：①沸水堆与压水堆同属轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，并使用饱和汽轮机。
②沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器。
③对于失水事故的处理，沸水堆的应急堆芯冷却系统中有两个分系统都从堆芯上方直接喷淋注水，压水堆的应急注水通过环路管道从堆芯底部注入冷却水。
④沸水堆直接产生蒸汽，有N16的放射性问题，还有燃料棒破损时的气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统。
⑤沸水堆压力容器底部除有为数众多的控制棒开孔外，尚有中子探测器开孔，增加了小失水事故的可能性。
⑥控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高。
⑦沸水堆控制棒自堆底引入，发生"未能应急停堆预计瞬态"的可能性比压水堆的大。
"未能应急停堆预计瞬态"指发生某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入。
针对BWR在技术上和安全性能上的不足之处，美国GE公司联合日本日立和东芝公司在BWR的基础上开发设计了比BWR更先进、更安全、更经济、更简化的先进沸水堆ABWR。
ABWR的最终设计已获得美国核管会（NRC）的批准。
世界上首台ABWR，日本的柏崎刈羽6号机组于1991年开工、1996年正式投入商业运行。
附：压水堆和沸水堆流程简图压水堆流程简图沸水堆流程简图现有资料显示，本次日本福岛核电厂（沸水堆）始发事故是失去全部厂外及厂内应急电源事故，CPR1000在设计中已充分考虑类似工况，并有相应的全厂失电事故程序进行处置。
沸水堆和压水堆
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。
压 水 堆 与 沸 水 堆
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。
沸水堆重水堆和气冷堆
排管容器 冷却剂10MPa，300℃
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第1章 反应堆的类型介绍-1.4重水堆
压力管式重水堆(CANDU)介绍-原理
CANDU重水堆的概念设计思路
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第1章 反应堆的类型介绍-1.4重水堆
压力管式重水堆(CANDU)介绍
CANDU反应堆的压力管将重水冷却剂 和重水慢化剂分开。 压力管内流过高温300 ℃高压10 MPa 重水-冷却剂 压力管外流动低压下的重水-慢化剂
高温气冷堆采用耐高温的涂敷颗粒燃料元件，化学惰性和热工性能良好的 氦气作冷却剂，耐高温的石墨作慢化剂和堆芯结构材料。
燃料球实物图(60 mm) 17
第1章 反应堆的类型介绍-1.5气冷堆和高温气冷堆
燃料球结构
第一层 疏松热解碳：吸收裂变气体，缓冲应力，抵御辐照损伤
;
第二层 致密热解碳：防止裂变产物腐蚀SiC，承受内压； 第三层 碳 化 硅：承受内压，阻挡裂变产物外逸； 第四层 致密热解碳：保护SiC免于机械损伤。
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沸水堆本体结构
2.沸水堆冷却剂内一般不加硼, 控制 棒是停闭反应堆的主要手段；
3.沸水堆可以利用冷却剂(气水两相) 的流量控制来调节反应堆功率。
4
第1章 反应堆的类型介绍-1.3沸水堆
沸水堆系统流程 与压水堆相比
1.省去了一个回路和蒸汽发生器；
2.压力容器压力低，设备制作工艺较简单；
沸水堆核电站流程示意图
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第1章 反应堆的类型介绍-1.5气冷堆和高温气冷堆
高温气冷堆小结 1. 堆芯具有很大的负温度系数，单靠改变氦气流量就能在很宽的范围内 调节反应堆的功率； 2. 由于全部一回路系统都装在预应力混凝土反应堆容器内，没有外部 冷却管道，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性； 3. 由于堆内没有金属材料，燃料转换比高达0.8~0.85； 4. 冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高。
沸水堆和压水堆
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。
沸水堆核电站工作原理
沸水堆核电站工作原理引言：沸水堆核电站是一种常见的核能发电系统，其工作原理基于核裂变反应产生的热能转化为电能。
本文将介绍沸水堆核电站的工作原理，并详细阐述其各个组成部分的功能和相互作用。
一、核反应堆核反应堆是沸水堆核电站的核心部分，由燃料组件和反应堆压力容器组成。
燃料组件中通常使用铀-235等可裂变的核燃料，通过控制杆的升降来调节反应速率。
当反应堆启动后，裂变反应会产生大量热能。
二、工质循环系统工质循环系统负责将核反应堆中产生的热能转化为电能。
它由主循环系统、蒸汽发生器、高压涡轮机和凝汽器组成。
1. 主循环系统：主循环系统包括主泵和主冷却剂循环管道。
主泵将冷却剂（通常为水）从蒸汽发生器中抽出，通过核反应堆后再送回蒸汽发生器，形成循环。
2. 蒸汽发生器：蒸汽发生器是核反应堆和涡轮机之间的热交换装置。
冷却剂在核反应堆中被加热，然后通过蒸汽发生器中的管道传递热量给水，使其变为高温高压的蒸汽。
3. 高压涡轮机：高压涡轮机接收来自蒸汽发生器的高温高压蒸汽，通过蒸汽的压力释放来推动涡轮旋转。
涡轮与发电机相连，将旋转动能转化为电能。
4. 凝汽器：凝汽器将已经推动涡轮旋转后的蒸汽冷却、凝结成水，然后再次回流到蒸汽发生器进行加热循环。
三、辅助系统沸水堆核电站还包括一系列辅助系统，以确保核反应堆的安全和正常运行。
1. 冷却系统：冷却系统通过各种冷却介质（如水或氢气）来控制核反应堆的温度，以防止过热和熔融。
2. 控制系统：控制系统负责监测和调节核反应堆中的核裂变过程，通过控制杆的升降来控制反应速率，以维持核反应的稳定性和安全性。
3. 安全系统：安全系统包括紧急关闭装置、备用电源和安全壳等，用于应对突发事故和保护核电站的安全。
结论：沸水堆核电站通过核反应堆、工质循环系统和辅助系统的相互配合，将核裂变反应产生的热能转化为电能。
核反应堆中的燃料组件裂变产生的热能被工质循环系统中的主循环系统、蒸汽发生器、高压涡轮机和凝汽器等组件转化为电能输出。
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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%。