核反应堆——堆型简介
核反应堆堆型及原料制备
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核能发电技术——核反应堆堆型及原料制备
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来自汽轮机系统的给水进入反应堆容器后，沿堆芯
围筒和容器内壁之间的环形空间下降，在再循环泵
作用下进入堆下腔室，再折流向上流过堆芯，受热
并202部0/2/5分汽化。
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汽水混合物经汽水分离后，水沿环形空间下降，与给
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• 冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14％（重量）被变成蒸 汽。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽—水分离器 和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒只 好从堆芯下方插入。
• 典型的沸水堆堆芯和压力容器的内部结构及其燃料元件棒、 燃料组件和控制棒等如下图所示（图1-2-15）。堆芯内共有 约800个燃料组件，每个组件为8×8正方排列、其中含有62 根燃料元件和2根空的中央棒（水棒）。沸水堆燃料棒束外 有组件盒以隔离流道，每一个燃料组件装在一个元件盒内。 具有十字形横断面的控制捧安排在每一组四个组件盒的中 间。
水混合，通过喷射泵回入堆芯。 285℃饱和温度的汽
水混合物则经干燥器干燥后出堆，通往汽轮发电机，
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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，经再循环泵被送回堆芯，形成闭式循环，堆内装 有数台内装式再循环泵。汽水分离器和汽轮机凝汽器返回的给 水由泵送回堆芯去再循环。
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汽水分离
汽水分离器和蒸汽干燥器设置在堆芯上方。 从堆芯流出的蒸汽和水的二相混合流体先经过 汽水分离器（轴流式离心分离器）以除去大部 分的水，分离出来的湿蒸汽再进入蒸汽干燥器 （具有许多叶片和沟槽的干燥器装置）以提高 蒸汽干度，然后通过管道直接进入汽轮机。
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。
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。
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。
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。
核反应堆知识点
核反应堆知识点核反应堆是用来产生核能的设备，它通过核裂变或核聚变反应释放大量能量。
核反应堆广泛应用于能源生产、医疗、工业和科研等领域。
本文将介绍核反应堆的基本原理、构造、种类以及其在不同领域的应用。
一、核反应堆的基本原理核反应堆利用核裂变或核聚变反应过程中释放的能量来产生热能或电能。
核裂变是指重核（如铀、钚等）在吸收中子后分裂成两个或更多的轻核的过程，这种过程会释放大量的能量。
而核聚变是指轻核（如氢）在高温、高压条件下融合形成较重的核，释放出更大的能量。
核反应堆的基本原理是通过控制中子的释放和吸收来控制核裂变或核聚变过程。
当中子被引入反应堆中，它们会与核燃料发生作用，进而引发核反应。
核反应堆中的反应物质通常是铀或钚等可裂变材料，也可以是氢等可聚变材料。
二、核反应堆的构造核反应堆由反应堆堆芯、冷却剂、控制棒、反应堆容器等部分组成。
1. 反应堆堆芯：反应堆堆芯是核反应堆中最重要的部分，它包含核燃料和中子俘获材料。
核燃料是指发生裂变或聚变反应的物质，通常是铀、钚等放射性物质。
中子俘获材料用于控制中子流，常见的材料包括硼、银等。
2. 冷却剂：冷却剂是用来带走反应堆产生的热能，同时也起到控制温度的作用。
常见的冷却剂包括水、氦气等。
不同类型的反应堆使用不同的冷却剂。
3. 控制棒：控制棒用来控制核反应堆中的中子流量，调节核反应堆的反应速率。
通过插入或抽出控制棒，可以增加或减少中子的释放和吸收。
4. 反应堆容器：反应堆容器是包围核反应堆堆芯的壳体，用来防止辐射泄漏。
反应堆容器通常由厚重的混凝土或钢铁构成，具有很强的防护能力。
三、核反应堆的种类核反应堆按照不同的原理和用途可以分为热中子堆、快中子堆和聚变堆三种主要类型。
1. 热中子堆：热中子堆以热中子作为反应物质，主要用于能源生产。
其反应过程通过控制中子的发射和吸收来调节反应堆的能量输出。
2. 快中子堆：快中子堆以快中子作为反应物质，主要用于产生放射性同位素、进行核辐射疗法和研究物质结构等。
关于各类核反应堆的构造.特点科普
关于各类核反应堆的构造.特点科普昨天看到一个帖子，说日本反应堆比中国先进，还经常有人嚷嚷气冷堆上潜艇，还有世界上3大核电站事故的情况，实在看不下去了，现在对核反应堆做个简单科普。
反应堆由燃料棒、控制棒、冷却剂、慢化剂组成，自行百度，我主要讲各类反应堆的具体情况。
首先是石墨液冷堆，是人类第一种掌握的反应堆，由费米于1942年12月2日在芝加哥大学网球场建立并启动，而第一个核电站，也是石墨液冷堆，由苏联建造。
这种反应堆用石墨作为慢化剂，水作为冷却剂，没有耐压壳。
整体构造可以想象成蜂窝煤，在石墨中通上各类管线。
作为人类第一代反应堆，缺点很多：1、没有耐压壳，安全性很差，一旦事故，堆心就会暴露在大气层中。
2、高纯度石墨易燃，失事时会造成大火，不仅会阻碍救援，还会促进放射物在大气扩散。
3、每一个管线都是单独的单元，各个管线并不是一体的，不利于维护。
石液冷堆只有苏联大规模投入商业运营，切尔诺贝利爆炸的就是这种堆。
第二种是重水堆，当年纳粹开发核弹用的就是这种堆，用重水作为慢化剂，当时只有挪威能生产重水，工厂还被盟军炸了，攻入德国的时候就发现了一个完整的重水堆，只不过重水太少（只有2吨），不足以引起核反应，如果当时纳粹获得了足够的重水…………重水很少吸收中子，所以重水堆的核燃料不用浓缩，用天然铀就行，省去了庞大的铀浓缩工厂；因为很少吸收中子，所以增值（下文会讲到）是所有慢中子堆中最高的；因为慢化剂是液体，紧急情况下只要排空慢化剂，就回停止核反应，安全性也很高；钴60（一种重要医疗资源，用于化疗）也主要由重水堆生产；最重要的一点是：核弹所用的钚239通常是由重水堆生产，其他反应堆生产的钚会含有钚240，用于反应堆没问题，但不能用于核弹。
重水堆主要使用国家为加拿大，我国的秦山3期也是重水堆，汶川大地震时时受影响的那个堆，就是重水堆。
然后就是世界的主流，压水堆。
压水堆是将冷却剂与慢化剂合二为一，用普通水来完成，因为省去了慢化剂的空间，所以最为紧凑。
核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较
环保性
• EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率， 减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的 产量；有利于控制和降低钚的储量；由于 EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电 力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将 减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将 逐渐枯竭的化石燃料。
AP1000
总体概况
• AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采 用非能动的安全系统，安全相关系统和部 件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60 年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子 高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进 行)等，其设计与性能特点满足用户要求文 件（URD）的要求。
相对简单性能比 较
安全性——设计理念
• AP1000安全系统采用“非能动”的设计理 念，更好地达到“简化”的设计方针。安全系 统利用物质的自然特性：重力、自然循环、 压缩气体的能量等简单的物理原理，不需 要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及 相应的通风、冷却水等支持系统，大大简 化了安全系统（它们只在发生事故时才动 作），大大降低了人因错误。“非能动”安全 系统的设计理念是压水堆核电技术中的一 次重大革新。
•
3. 降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进 一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/ 堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站 的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低 一倍以上。 目前法国核电站检修人员的人希弗特集体 剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年 （5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的 平均剂量等同于法国天然放射性当量。
• 5、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电 网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人 口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机 组。 • 6、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料 （5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再 富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料 MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。 这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目 标，同时也可降低废物的产量； • 7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应 堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进， EPR运行40年无需更换重型设备。
反应堆介绍
热中子反应堆反应堆是指能够在受控下(所以不会发生原子弹那样爆炸)持续进行核裂变链式(连锁)反应的装置。
所以把它叫做“堆”，是因为世界上第一个核反应堆是用石墨块(用以控制反应速度) 和金属铀块(反应燃料)一层一层交替地“堆”起来而构成的。
后来，其他不用石墨的核反应装置，仍沿用这种叫法。
热中子反应堆是一种进行核裂变的反应堆。
目前，已经实用化的核反应堆有轻水堆和重水堆(重水是氢的同位素氘(重氢)同氧的化合物)之别。
目前使用的多为轻水堆。
在轻水堆中，水被兼作减速(和石墨一样起控制反应速度的作用)和冷却用。
轻水堆又可分为压水型和沸腾水型的，现在大多数核电站用的都是压水型的。
压水堆最初被用作核潜艇的动力。
它的冷却水分为一次系统和二次系统两部分。
一次系统的冷却水保持在约160气压这样的高压，所以加热到约325℃仍能保持为液体状态。
为了吸收核裂变中的中子，水中加入一点硼，用以调整核反应的速度。
一次冷却水直接同核袭变部分接触，将它产生的热量带走。
经由蒸气发生器进行热交换，使二次冷却水被加热至沸腾。
二次冷却水在60大气压下被加热到275℃，成为蒸气用以驱动发电用的汽轮机。
压水堆利用浓缩铀工厂提供的低浓度铀235作为核燃料。
铀235是铀的一种放射性同位素，是自然界中唯一存在的裂变核燃料。
裂变中产生的中子，或被燃料棒中铀238所吸收，或使铀235发生裂变，或逸出于燃料棒之外。
如中子速度快，则使铀235发生裂变的机会就小了，所以要用水(轻水或重水)和石墨作为减速材料，放在燃料棒四周，使中子速度减慢以有助于使铀235发生裂变。
减速后的中子能量最后都变为热能，为了把它运到外部，需要使用冷却材料(通常也用水)。
把含有硼等吸收中子物质的控制棒放在堆芯中，当它插入燃料中时，产生的中子数量达不到临界值，裂变无法连续进行下去。
当控制棒拔起来时，中子数目加多，通过连销反应，铀的裂变便可连续进行下去。
这种速度变慢的中子称为热中子，利用热中子使铀235裂变的核反应堆，称为热中子反应堆。
反应堆简介[资料]
![反应堆简介[资料]](https://img.taocdn.com/s3/m/e4908e7f001ca300a6c30c22590102020740f2eb.png)
反应堆简介反应堆反应堆在原子能的和平利用中，最典型的当数原子能发电，也称核电。
如果说原子弹的爆炸是瞬间、不受控制地进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应的结果，那么原子能发电站利用的能量是来受控状态下持久进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应。
一种可以人为控制核裂变反应快慢并能维持链锁核裂变反应的装置叫做反应堆。
费米发明的反应堆是用来生产钚-239的，这种反应堆叫做生产堆。
原子能发电站的核心也是反应堆，它是用反应堆内核裂变反应产生的巨大热量生成饱和蒸汽驱动气轮机发电，这种反应堆叫做动力堆。
原子能发电与用煤、用油发电的区别仅在于产生热量的装置不同，前者是原子能反应堆，后者是燃煤、燃油锅炉。
反应堆的类型很多，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层组成。
活性区又由核燃料，慢化剂，冷却剂和控制棒等组成。
现在用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是最具竞争力的堆型（约占61%），沸水堆占一定比例（约占24%），重水堆用的较少（约占5%）。
压水堆的主要特点是：1）用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂，2）为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压力（水压约为15.5 MPa ）下运行，所以叫压水堆；3）由于反应堆内的水处于液态，驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生；这是借助于蒸汽发生器实现的，来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水，使后者转变为蒸汽（二回路蒸汽压力为6—7 MPa，蒸汽的温度为275—290 ℃）；4）由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀（铀-235的含量为2—4%）作核燃料。
沸水堆和压水堆同属于轻水堆，它和压水堆一样，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是在沸水堆内产生蒸汽（压力约为7 MPa），并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，也没有一回路与二回路之分，系统特别简单，工作压力比压水堆低。
核反应堆的分类
核反应堆的分类第四代反应堆是未来的系统，无论是从反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的革新和发展。
作为2000年美国能源部(DOE)发起倡议的继续，2001年成立了第四代反应堆国际论坛(GIF)，参加方有：阿根廷、巴西、即拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国。
第四代反应堆概念与前几代完全不同，必须以大量的技术进步为前提。
对这些系统的研究才刚刚开始。
概念可行性研究结束后，对第四代系统的研究将进入技术和经济性论证阶段。
目标是获得工业上成熟的第四代核系统，根据市场情况，2035年可能开始实现首批工业应用。
10兆瓦高温气冷实验反应堆项目，在2007年2月27日举行的国家科技奖励大会上，获得了国家科技进步一等奖。
这个反应堆的建造，使我国掌握了模块式球床高温气冷堆的核心技术、设计技术和系统集成技术，在第四代核反应堆技术中占得先机。
10兆瓦高温气冷实验反应堆是国家863计划的重点项目，从研究设计到建成历时17年，总投资为2.75亿元，工程包括了反应堆、蒸汽发电等34个系统。
有关专家认为，模块式高温气冷堆具有第四代核反应堆特性，是能够适应未来能源市场需要的先进堆型。
除了安全性好，效率高，它还可以提供900℃以上的高温热源，除了高效发电外，还可以用于水热裂解制氢，为未来氢能时代提供清洁能源。
10兆瓦高温气冷实验反应堆项目取得了六项创新成果，包括：成功建成世界上首座具有固有安全特性的模块式球床高温气冷堆；世界上首次在反应堆上成功完成严重事故工况下固有安全性验证实验；建成球形燃料元件生产线，制备出国际先进水平的包覆颗粒燃料元件；发明脉冲气动排球装置，攻克球床堆关键技术，实现燃料元件连续装卸；在国内率先研制成功反应堆全数字化保护系统，并成功用于反应堆运行；自主研制成功主氦风机，攻克关键的氦技术。
鉴于高温气冷堆具有良好的发展前景，中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司和清华大学将合作建造一座20万千瓦级模块式球床高温气冷堆示范电站，厂址选择在山东荣成。
M310堆型总体介绍
5. M310 机械系统执行安全功能的设备和部件核安全功能主要包括 ABC
A、反应堆停堆
B、对堆芯进行冷却；
C、事故后防止放射性物质扩散
D、 乏燃料的装运和储存
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14. 核辅助厂房为两个机组共用的厂房，主要用于核电厂辅助系统设备及管道布置，公共放射 性废物贮存、处理及装卸等。
15. 电站中的每一个系统用三字母代码标识其中第一个字母表示系统所属的电厂功能类别，A 表示 给水供应 ， C 表示 凝汽器(冷凝-真空-循环水) ， G 表示 汽轮发电机 ， L 表示 电气系统 ，S 表示 公用系统 ，T 表示 三废处理 V 表示 主蒸汽 ，X 表示 辅助蒸 汽生产。
3. 以下属于反应堆专设安全设施的有： ABCD A、安全注入系统 B、安全壳喷淋系统 C、辅助给水系统
D、安全壳隔离系统
4. 请写出标识 9NX518 的具体内容。
9 表示： C ；NX 表示： A ； 5 表示： B ； 18 表示： D 。
A、房间或构筑物代码 B、层位号
C、机组号
D、房间序号
二、判断题，请判断下列每题描述对错，对的画“√”，错的画“×” 。
1. （√）反应堆冷却剂系统是主回路的压力边界，用于包容包括堆芯在内的主回路冷却剂。
2. （×）蒸汽发生器产生蒸汽为过热蒸汽。
3. （√）核辅助厂房为两个机组共用的厂房，主要用于核电厂辅助系统设备及管道布置，公 共放 射性废物贮存、处理及装卸等。
2. M310 加改进方案核反应堆堆芯额定功率为 2895 MWt，运行压力 15.5 Mpa，设计压力 17.23 Mpa。
3. 田湾核电扩建工程 5-8 号机组额定功率大于 1000 MWe，汽轮机转数 1500 r/min。 发电机额定功率 1000 MWe，转数 1500 r/min。
核反应堆简介
2)重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站：这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。
除了235U等裂变可以放出核能外，氢的同位素，如氚（3H）的原子核在一定条件下也可以聚合成氦（He）原子核，同时放出能量，这也是核能的一种形式。我们通常将核裂变反应放出的核能称为“裂变能”，而核聚变反应放出的核能称为“聚变能”。
由于受当今技术发展的限制，国际上还没有掌握对核聚变反应进行有效的控制方法，所以除用于军事之外，利用核聚变原理进行核能发电的技术远未达到应用水平，而目前利用重核裂变原理进行发电的技术已经获得了广泛应用。
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。
2．2．3 重水堆
以重水作慢化剂的核反应堆堆型。冷却剂可以是重水、 轻水或二氧化碳。重水是氘氧化合物(D2O)，它是热中子反应堆最理想的慢化剂，由于价格昂贵，重水系统的密闭性要求高，还需对外泄的重水进行回收、提纯，以提高核电站的经济性和安全性，主要堆型是加拿大研制的CANDU型。
核反应堆简介
【摘要】本文介绍了核能的概念、核能发电原理、核电站反应堆堆型及其优缺点
世界现行核电站反应堆堆型
中国
1080
3
单堆布置
177
福建福清核电站5、6号 中核/中广核 机组，广西防城港核电 站5、6号机组
4
第二代+
CNP650/CNP1000
中国核工业集团
5
第二代+
CANDU 6
中国核工业集团
6
第三代
AP1000
7
第三代
EPR
Advanced Passive PWR的简称，该机型为 西屋公司设计的3代核电机型。AP1000采用 减法理念，通过非能动技术简化设备，在 提高安全的同时降低了成本，迎合了业 美国西屋 主，受到了青睐。AP1000的特点是双环 路，屏蔽泵，非能动冷却系统，模块化建 设和系统简化。但是屏蔽泵放大的工程难 度不小。 欧洲先进型压水堆，加法理念，反应堆较 德国西门子和法国法 复杂，相应提高了成本。EPR单堆功率最 玛通联合开发 大，四环路机组，燃料组件数目241。 国核技 ACP1000在国内没有建成项目。
中国
650/1000
2
单堆布置
157
中核集团
加拿大
700
2
单堆布置
157
中核集团
秦山核电站三期
美国
1200
2
单堆布置
157
国核技
浙江三门核电站、山东 海阳核电站
欧洲
1650
4
单堆布置
241
中广核集团
广东台山核电站
中国
1000
2
单堆布置
157
国核技
暂无
中国
1000/1400
2
单堆布置
157
国核技
山东石岛湾核电站（计 划）
核反应堆
原理
核反应堆原理核反应堆是核电站的心脏 ，它的工作原理是这样的：
原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原 子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀 235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水（或其他物 质）带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动汽轮机发电。由此可知，核反 应堆最基本的组成是裂变原子核+载热体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要 使中子慢化增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物 都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施；核反应堆发生事故时，要防止各种事故工况下辐 射泄漏，所以反应堆还需要各种安全系统。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料+慢化剂+载热体+控 制设施+防护装置+安全设施。
人类第一座核反应堆的设计者：费米1939年1月，用中子引起铀原子核裂变的消息传到费米的耳朵里，当时 他已逃亡到美国哥伦比亚大学，费米不愧是个天才科学家，他一听到这个消息，马上就直观地设想了原子反应堆 的可能性，开始为它的实现而努力。费米组织了一支研究队伍，对建立原子反应堆问题进行彻底的研究。费米与 助手们一起，经常通宵不眠地进行理论计算，思考反应堆的形状设计，
理论研究
研究历程 氢元素提供证据
惰性气体揭露谜底 间歇式
20亿年前 ，在非洲奥克罗班多地区的十几座天然核反应堆神秘启动，稳定地输出能量，并安全运转了几十 万年之久。为什么它们没有在爆炸中自我摧毁？是谁保证了这些核反应的安全运行？莫非它们真的如世间的传言 那样，是外星人造访的证据，或者是上一代文明的杰作？通过对遗迹抽丝剥茧地分析，远古核反应堆的真相正越 来越清晰地暴露在我们面前。
第四代核反应堆简介
第四代核反应堆简介摘要：清洁、可持续能源技术的发展是现代国家发展强大的标志之一。
而核能发电实现以上要求的方向之一。
目前国际上将核反应堆按照历史沿革和技术特点分为四代。
其中第四代反应堆的技术发展是21世纪中叶的核能制高点。
本人围绕近20年来国际上提出的各种概念以及实践的技术经验。
对第四代反应堆可行的技术特点、发展趋势进行了总结剖析。
并结合实际得出钍基熔盐反应堆是未来发展的较好的方向之一。
关键词：第四代反应堆；熔盐堆；钍基燃料21世纪初，一些国际核能行业的领军单位共同讨论并建立了第四代核反应堆国际论坛（Generation Ⅳ International Forum，简称GIF），并总结提出了多种第四代反应堆的设计方案。
该论坛筛选出了6种当时科技水平下最可行的第四代反应堆堆型的设想，其分别为：液体钠冷却快中子反应堆，液体铅冷却快中子反应堆，超高温中子反应堆，超临界压力水冷堆，气体冷却快中子堆与熔盐液体反应堆。
但随着时代的发展，只有超临界压力水冷堆(SCWR)、气冷快中子堆(GFR)与熔盐液体反应堆(MSR)三个概念脱颖而出。
本文对这三种堆型进行简要介绍。
一、超临界压力水冷堆超临界压力水冷堆(以下简称超临界堆)的冷却剂使用的是超临界水。
超临界水不同于普通水，其更像是一种汽水混合物。
指的是高温高压下的致密水蒸气，密度与普通水相同。
因此该种堆型常被认为是对沸水堆的威力加强版。
其与第三代的沸水中子反应堆的主要差别在于：超临界堆的净电效率更高(比沸水堆高约10%)，相比其他反应堆，由于超临界水运行时的流量较低，所以超临界压力水冷堆系统可以采用更细的管道，更节省材料和空间，因此具有更高的安全性和经济性。
作为冷却剂的超临界水是单相气体，可以采用更为简易的循环布局。
且不需要干燥器。
正是由于以上的优势，超临界堆的实际建设、运营以及维护成本理论上可以比现有轻水堆低。
但超临界堆也存在一个目前难以克服的问题，即如何抵抗高温高压下超临界水导致的腐蚀性。
上海市考研核工程与核技术复习核反应堆原理概述
上海市考研核工程与核技术复习核反应堆原理概述核反应堆是利用核裂变或核聚变等核反应产生能量的装置，广泛应用于能源领域和核技术研究中。
作为核工程与核技术考试的重要内容，掌握核反应堆原理对于考生来说是非常关键的。
本文将对核反应堆原理进行概述，帮助考生快速复习核工程与核技术考试的相关知识。
1. 核反应堆基本原理核反应堆是通过控制核素的裂变或聚变反应实现能量转换的装置。
裂变反应是指重核裂变成两个或多个轻核的过程，聚变反应是指两个或多个轻核聚变成一个重核的过程。
核反应堆利用链式反应的原理，将产生的裂变中子引发下一次裂变反应，从而实现自持续的核反应过程。
2. 核反应堆构成要素核反应堆由燃料组件、冷却剂、减速剂、控制系统和反应堆压力容器等要素组成。
（1）燃料组件燃料组件一般采用铀、钚等放射性核素作为燃料，裂变产生的能量主要通过燃料组件中的反应提取出来。
同时，燃料组件还起到反应的支撑和热传导的作用。
（2）冷却剂冷却剂在核反应堆中起到冷却燃料和控制反应的作用，同时将冷却剂中吸收的热能转移到外部工作介质中。
常用的冷却剂包括水、重水、氦气等。
（3）减速剂减速剂用于将快中子减速为热中子，以提高反应截面。
常用的减速剂包括重水、石墨等。
（4）控制系统控制系统负责控制核反应堆的输出功率和维持临界状态。
通常采用控制棒、补偿棒、平衡棒等控制措施。
（5）反应堆压力容器反应堆压力容器是核反应堆的重要组成部分，起到承载燃料组件和冷却剂的作用，并保持反应堆内部的高压状态。
3. 核反应堆类型根据核反应堆的基本原理和设计特点，可以将核反应堆分为压水堆、沸水堆、重水堆、气冷堆等多种类型。
每种类型核反应堆都有其独特的特点和优势，用途也不尽相同。
（1）压水堆压水堆核反应堆采用轻水作为冷却剂和减速剂，其特点是冷却剂和减速剂为同一种物质。
压水堆常用于核电站中，是目前应用最广泛的核反应堆类型。
（2）沸水堆沸水堆核反应堆中，冷却剂直接与反应堆内的燃料接触，通过沸腾来驱动涡轮机产生电能。
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核反应堆——堆型简介核电站是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。
目前，商业运行中的核电站都是利用核裂变反应来发电。
世界上当前运行和在建的核电站反应堆主要有压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）、沸水堆（Boiling Water Reactor,BWR）、加压重水堆（Pressurized Heavy Water Reactor,PHWR）、高温气冷堆（High Temperature Gas Reactor,HTGR）和快中子堆（Liquid Metal-cooled Fast BreederReactor,LMFBR）等五种堆型，但应用最广泛的是压水堆。
下面将简要介绍这五种类型核反应堆的基本特征和主要特点。
1、压水堆压水堆是采用加压轻水(H2O)作冷却剂和慢化剂，利用热中子引起链式反应的热中子反应堆。
最初是美国为核潜艇设计的一种热中子反应堆堆型。
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，已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燃料，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块，参见图1 (a)。
柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件（参见图1(b)），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，参见图1 (c)。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形，参见图2。
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300℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa。
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（反应堆主回路，也称冷却剂回路）、二回路（汽轮发电机回路）和三回路（循环水回路）。
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，核反应堆堆芯相当于加热炉，蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，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。
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，使二回路的水变成280℃左右、6-7MPa的高温蒸汽。
蒸汽发生器是分隔一回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—江、河、湖、海或大气中。
从20世纪60年代第一代商用压水堆核电站诞生以来，其单堆电功率已由18.5万kW增加到130万kW,热能利用效率由28%提高到33%，堆芯体积释热率由50MW/m3提高到约100MW/m3,燃料元件的燃耗也加深了大约三倍。
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。
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设周期短。
压水堆核电站的主要缺点有两个：第一，必须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100℃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后，1950年确定首先重点发展压水堆。
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。
在已建、在建和将建的核电站中，压水堆占64%左右。
压水堆核电站从20世纪50年代问世以后，仅仅经过十多年的发展，到70年代初，不仅在经济上，而且在环境保护上，超过了已销的“商品”。
今天，不仅发展核武器的国家，而且一些不发展核武器，但是煤、石油、水电很丰富的国家，也在纷纷发展核电站。
到目前为止，压水堆核电站的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计，正向标准化、系列化的方向发展。
我国运行和在建的核电站主要是压水堆核电站。
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，一直吸引着越来越多的用户，是核动力市场上最畅销的堆型。
沸水堆与压水堆是一对“孪生姐妹”—同属于轻水堆家族，都使用轻水作慢化剂和冷却剂，低富集度铀作燃料，燃料形态均为二氧化铀陶瓷芯块，外包锆合金包壳。
但水在堆内是沸腾的。
典型的沸水堆堆芯和压力容器的内部结构及其燃料元件棒、燃料组件和控制棒等标示于图1中。
堆芯内共有约800个燃料组件，每个组件为8×8正方排列、其中含有62根燃料元件和2根空的中央棒（水棒）。
沸水堆燃料棒束外有组件盒以隔离流道，每一个燃料组件装在一个组件盒内，具有十字形横断面的控制棒安排在每一组四个组件盒的中间。
冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14%（重量）被变成蒸汽。
为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽—水分离器和干燥器。
由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒只好从堆芯下方插入。
沸水堆的冷却剂循环流程如图所示。
其特点是堆芯内具有一个冷却剂再循环系统。
流经堆芯的水仅有部分变成水蒸汽，其余的水必须再循环。
从圆筒区的下端抽出一部分水由再循环泵将其送入喷射泵。
大多数沸水堆都设置两台再循环泵，每台泵通过一个联箱给10～12台喷射泵提供“驱动流”，带动其余的水进行再循环。
冷却剂的再循环流量取决于向喷射泵注水率，后者可由再循环泵的转速来控制。
因为沸水堆与压水堆一样，采用相同的燃料、慢化剂和冷却剂等，注定了沸水堆也有热效率低、转化比低等缺点。
但与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有以下几个不同的特：（1）直接循环核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机，推动汽轮发电机发电。
这是沸水堆核电站与压水堆核电站的最大区别。
沸水堆核电站省去一个回路，因而不再需要昂贵的、压水堆中易出事故的蒸汽发生器和稳压器，减少大量回路设备。
（2）工作压力降低将冷却水在堆芯沸腾直接推动蒸汽轮机的技术方案可以有效降低堆芯工作压力。
为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆堆芯只需加压到约70来个大气压，即堆芯工作压力由压水堆的15MPa左右下降到沸水堆的7MPa左右，仅压水堆堆芯工作压力的一半。
这使系统得到极大地简化，能显著地降低投资。
（3）堆芯出现空泡与压水堆相比，沸水堆最大的特点是堆内有气泡，堆芯处于两相流动状态。
由于气泡密度在堆芯内的变化，在它的发展初期，人们认为其运行稳定性可能不如压水堆。
但运行经验表明，在任何工况下慢化剂空泡系数均为负值，空泡的负反馈是沸水堆的固有特性。
它可以使反应堆运行更稳定，自动展平径向功率分布，具有较好的控制调节性能等。
与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是:A、辐射防护和废物处理较复杂。
由于沸水堆核电站只有一个回路，反应堆内流出的有一定放射性的冷却剂被直接引入蒸汽轮机，导致放射性物质直接进入蒸汽轮机等设备，使得辐射防护和废物处理变得较复杂。
汽轮机需要进行屏蔽，使得汽轮机检修时困难较大，检修时需要停堆的时间也较长，从而影响核电站的设备利用率。
B、功率密度比压水堆小。
水沸腾后密度降低，慢化能力减弱，因此沸水堆需要的核燃料比相同功率的压水堆多，堆芯及压力壳体积都比相同功率的压水堆大，导致功率密度比压水堆小。
沸水堆核电站这些缺点的存在，加上发展不普遍，因而缺乏必要的运行经验反馈，比如人们担心虽然取消了蒸汽发生器，但使堆内结构复杂化，经济上未必合算等等，使得在过去几十年中沸水堆的地位不如压水堆。
到1997年底，世界上已经运行的沸水堆核电机组有93个，仅占世界核电总装机容量的23%。
但随着技术的不断改进，沸水堆核电站性能越来越好。
尤其是先进沸水堆（ABWR）的建造这几年取得了很大进展，在经济性、安全性等方面有超过压水堆的趋势。
说明其它堆型以前，先来回忆一下日本福岛核电站核泄漏。
北京时间2011年3月11日13时46分，日本发生9.0级地震并引发高达10米的强烈海啸，导致东京电力公司下属的福岛核电站一二三号运行机组紧急停运，反应堆控制棒插入，机组进入次临界的停堆状态。
在后续的事故过程当中，因地震的原因，导致其失去场外交流电源，紧接着因海啸的原因导致其内部应急交流电源（柴油发电机组）失效，从而导致反应堆冷却系统的功能全部丧失并引发事故。
日本福岛基地有两个核电站，共10台机组。
第一核电站有6台机组，均为沸水堆（BWR）。
地震前，1、2、3号机正常运行，4、5、6号机正在大修或停堆检修。
机组堆型服役电功率核岛供应商1号机 BWR-3 1970 460 MW General Electric 2 号机 BWR-4 1974 784 MW General Electric 3号机BWR-4 1976 784 MW T oshiba 4号机BWR-4 1978 784 MW Hitachi 5号机 BWR-4 1978 784 MW T oshiba 6 号机 BWR-5 1979 1,100 MW General Electric 第二核电站有4台机组，均为沸水堆（BWR），地震前均正常运行。