压水堆核电站和沸水堆核电站的区别1
沸水核电站
1.2.2 沸水堆核电站在对压水堆核电站有了基本了解之后，让我们再关心一下它的孪生姐妹一一沸水堆。
在压水堆核电站中，一回路的冷却剂通过堆芯时被加热，随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产生蒸汽。
那么可不可以让水直接在堆内沸腾产生蒸汽呢？沸水堆正是在核潜艇用压水堆向核电站过渡时，为回答上述问题而衍生出来的。
沸水堆与压水堆同属于轻水堆家族，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。
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示于图1.2.9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根空的中央捧（水捧）。
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。
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1.2.10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唧送入喷射泵。
大多数沸水堆都设置两台再循环泵，每台泵通过－个联箱图燃料棒 控制棒给 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点：① 直接循环 核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机，推动汽轮发电机组发电。
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。
轻水堆核电站可分为哪两类？这两类核电站在工作原理上主要有何区别？
答：轻水堆核电站可分为压水反应堆、沸水反应堆两类。
它们的区别是压水反应堆一回路冷却水在高压（15×10^6~16×10^6Pa）下通过反应堆容器循环运行，一回路温度达320℃左右，仍保持液体而不沸腾的反应堆。
压水堆以低浓二氧化铀作燃料，净化的核纯轻水作冷却剂和慢化剂。
一回路的冷却剂将堆芯发出的热量通过蒸汽发生器把热量传递给二回路水，并产生蒸汽推动汽轮发电机发电。
压水堆的燃料浓缩度为3%，以锆合金作包壳，每200多根燃料元件组装成方型截面燃料组件，安装在堆芯中。
沸水反应堆它以轻水（经净化的普通水,也可称为太空水或蒸馏水）作冷却剂和慢化剂，允许一回路水在堆内发生一定程度的沸腾。
沸水堆本体由反应堆压力容器、堆芯、堆内构件、汽水分离器、蒸汽干燥器、控制棒组件及喷泵等部分组成。
堆芯处在压力容器中心，由若干单元组成，每单元有四盒燃料组件和一根十字形控制棒。
每盒燃料组件上部靠上棚板定位，下部安放在下栅板上，并坐在控制棒导向管顶部和燃料支撑杯中。
燃料组件由燃料元件、定位格架及元件盒组成。
燃料元件以8×8排列，采用二氧化铀燃料芯块，以锆－2合金做包壳，内部充氦气，端部加端塞焊接密封。
堆内构件包括上栅板、下栅块、控制棒导向管及围板等部件。
汽水分离器用来将蒸汽和水分离开来，蒸汽通过蒸汽干燥器除湿，以达到汽轮发电机的工况要求。
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。
沸水堆核电厂
工作原理及主要特点
工作原理及主要特点
图1沸水堆原理图来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后(见图1)，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。改进型沸水堆取消了主系统管路和喷射泵，而在堆内装有数台内装式再循环泵。自汽水分离器和汽 轮机凝汽器流回的给水由这些泵唧送回到堆芯去再循环，从而增加了堆芯循环倍率。
图2 GE沸水堆安全壳的发展反应堆厂房：沸水堆厂房的特点是在安全壳内还设一干井，反应堆即安装在此井 内，见图2。干井的作用是：①承受失水事故瞬态压力，并通过排汽管将汽水混合物导入抑压水池；②提供屏蔽， 使运行维修人员能在反应堆运行时进入安全壳内干井以外地区；③对失水事故时可能发生甩管、水流冲击和飞射 物提供防护，以保护安全壳。干井顶部有一钢制密封顶，但可拆卸以便进行换料检修。
电厂系统
电厂系统
包括：①主系统(包括反应堆)；②蒸汽给水系统；③反应堆辅助系统，其中包括应急堆芯冷却系统；④放射 性废物处理系统；⑤检测和控制系统；⑥厂用电系统。其中蒸汽-给水系统、放射性废物处理系统、厂用电系统以 及反应堆辅助系统中的设备冷却水系统、余热排出系统、厂用水系统等都与压水堆核电厂有关系统类似。
堆芯主要由核燃料组件、控制棒及中子测量器等组成。沸水堆燃料组件为正方形有盒组件。组件盒内燃料棒 排列成7×7或8×8栅阵。棒外径约12.3mm，高约4.1m，其中活性段约3.8m。燃料芯块为不同富集度的UO2，平均 富集度为2.0%~3%，堆芯使用3~4种富集度燃料，在若干芯块中加入Gd2O3可燃毒物，以展平组件内中子注量率分 布并补偿燃耗反应性亏损。燃料棒包壳材料和组件盒材料均为Zr-4合金。堆芯将由800个左右燃料组件排列而成。
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。
知识：沸水反应堆与压水反应堆
知识：沸水反应堆与压水反应堆知识：沸水反应堆与压水反应堆沸水反应堆：福岛核电站建的年代比较久，其反应堆属于“沸水反应堆”（Boiling Water Reactors），是美国通用电气公司于1950年代中期研发成功的一种轻水核反应堆。
核物质氧化铀通过核裂变之后，产生大量的热量，对轻水进行加热，进而产生大量蒸汽，再将蒸汽中的水脱掉，用热的蒸汽带动汽能机发电，最后蒸汽冷却后再回流至反应堆。
这种核反应堆有一个问题，即在核反应停止后，因为核物质有衰变过程，还会持续产生大量的热量，必须用冷却系统带走。
不然热量越积越多，会导致核燃料熔化，熔化就非常危险了。
压水反应堆：压水反应堆（Pressurized Water Reactor，PWR）是美国贝蒂斯原子能实验室开发成功的一种轻水（普通水）核反应堆。
目前全世界核电站、核潜艇及核动力航空母舰等使用的反应堆中均以压水堆为主，截至2000底，全世界有258座运行中的反应堆，占总数的64.6%。
中国目前已建成的秦山核电站、大亚湾核电站、田湾核电站、岭澳核电站均采用压水反应堆。
压水反应堆利用轻水作为冷却剂和中子慢化剂。
其冷却系统由两个循环回路组成。
一回路连接着堆芯，二回路中的蒸汽发生器，回路内压强保持在150个大气压左右，在此压强下，可将冷却水加热至约343℃而不沸腾。
冷却水在二回路蒸汽发生器的传热管中，将压强约为70个大气压左右的二回路水加热至沸腾（温度约260℃），形成的水蒸气（过滤掉混杂的液态水后）再通过二回路送至汽轮机，推动涡轮发动机运转。
在传热管中释放了热能的一回路水以290℃左右的温度回流至堆芯，完成一回路循环。
从汽轮机流出的二回路水经冷凝器凝结为液态水后，回流至蒸汽发生器，完成二回路循环反应堆堆芯位于压力壳内，由排列为方形的燃料组件组成。
燃料一般是富集程度在2%～4.4%的烧结二氧化铀。
与沸水反应堆相比，压水堆堆芯体积更小，堆芯的功率密度较大（大型压水堆的堆芯功率密度可达100千瓦/升），压水堆的发电效率约为33%；但由于堆芯中的工作压力和温度都较沸水堆高，因此对反应堆材料性能的要求也较沸水堆更高。
沸水堆与压水堆的区别
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。
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。
核电站水工况复习题最终定稿
一、名词解释1、核电站一回路系统：反响堆一回路系统冷却剂系统又称为冷却剂系统，它是核电站的最重要的系统，主要包括蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯，一回路系统将堆芯核裂变释放的热能带出反响堆并传递给二回路工质以产生蒸汽。
2、核电站二回路系统：核电站的二回路系统即以汽轮机发电机组设备为主的系统，在该系统中主要实现蒸汽获得、冲转汽轮机、带动发电以及对乏汽进展冷却等功能。
3、快中子增殖堆：是以快中子来产生和维持链式裂变反响的反响堆，以钚-239为裂变燃料，铀-238为增殖燃料，有可能实现燃料的增殖。
4.、蒸汽发生器：是核电站一回路和二回路的枢纽，它将反响堆产生的热量传给蒸汽发生器的二回路水侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。
〔蒸汽发生器按工质流动方式分为：自然循环蒸汽发生器和直流〔强迫循环〕蒸汽发生器。
压水堆广泛使用的三种蒸汽发生器：U形管自然循环蒸汽发生器，卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。
〕反响堆：如需停止链式反响，就放入更多的吸收中子材料，如果要求释放更多的核能，可以移出一定的吸收中子材料。
这种能维持和控制核裂变，从而维持和控制核能-热能转换的装置，称为反响堆。
5 、反响性：反响性是反响堆中没有任何控制毒物下，反响堆超临界的正反响性系数，用以调节功率，补偿负的反响性系数，运行燃耗及裂变产物积累。
其大小与反响堆的类型、运行工况和换料周期有关放射性：大多数物质的原子核是稳定不变的，但是有些物质的原子核不稳定，会自发地发生某些变化，这些不稳定原子核在发生变化的同时会发射各种各样的射线，这种现象称之为“放射性〞。
6、剂量当量：就是用来度量不同类型的辐射所引起的不同生物学效应，其单位为雷姆〔rem〕或希沃特〔Sv〕。
1 Sv=100 rem。
7、慢化剂：慢化剂用于热中子反响堆，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反响的几率。
对慢化剂的要对中子有较高的散射截面和低的吸收截面。
常用的慢化剂是轻水、重水和石墨。
带你了解核电站的四种主流堆型
带你了解核电站的四种主流堆型目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆，其余为重水堆以及先进气冷堆等。
轻水堆主要是压水堆和沸水堆两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。
核反应燃料主要是铀，每一千个铀原子当中只有七个是铀235，其余大部分是铀238。
普遍使用的压水堆主要以铀235为燃料，热中子轰击铀235，会使其裂变成2～3个快中子和两个较轻的原子核，然后快中子经慢化剂减速为热中子后继续轰击铀235，使得裂变反应能够持续进行。
第一个当然是介绍沸水堆啦。
日本福岛爆炸的堆型就是这种。
沸水堆核电站原则性流程图主要原理：主循环水泵将一回路的水直接注入核反应堆中。
由于铀235裂变时灰释放出大量的热量来。
水受热变成水蒸气。
经过汽水分离器的分离变成饱和蒸汽进入到汽轮机高压缸中。
再进入低压缸中。
由于热力学性质的变化使汽轮机叶片转动。
从而推动发电机转子转动。
于是就有了电能。
第二个就是介绍重水堆。
重水堆核电站原则性流程图1.慢化剂和冷却剂都是重水。
2.反应堆的本体是一个水平放置的圆筒形容器，在容器内贯穿了许多根水平管道---燃料管道。
冷却剂通过燃料管道将热量带出来，进过蒸汽发生器。
使得二回路的水被被加热成水蒸气。
从而推动汽轮机的运转。
快堆，是“快中子反应堆”的简称，是世界上第四代先进核能系统的首选堆型。
快堆核电站原则性流程图快堆是以钚239为燃料，钚239裂变又可将占铀大部分的铀238变成钚239，使铀的利用率提高到60%～70%，使核燃料快速增殖，所以这种反应堆又称快速增殖堆。
快堆中常用的核燃料是钚—239，而钚—239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀－238吸收，又变成钚—239。
也就是说在堆中一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多。
反应开始循环持续下去。
压水堆核电站和沸水堆核电站的区别1
压水堆核电站和沸水堆核电站的区别此次日本发生泄露的核电站为沸水堆，我国运行的核电站均为压水堆，无沸水堆。
说一下压水堆和沸水堆的区别。
简单点说就是一点区别：沸水堆的热交换只有一个回路，堆芯加热冷却水直接驱动汽轮机；压水堆的热交换有两个回路，堆芯加热冷却水，冷却水通过蒸汽交换器产生蒸汽驱动汽轮机。
带来的后果有两个：1、沸水堆驱动汽轮机的蒸汽有放射性，一旦泄露很麻烦2、沸水堆蒸汽回路的压力较小，所以整个蒸汽回路的抗压能力小于压水堆BWR-沸水堆， PWR-压水堆。
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。
由于冷却剂会沸腾成为蒸汽去推动汽轮机，因此堆芯内冷却剂不断的被消耗，必须由给水系统不断的补充水，水从汽轮机处冷凝得来，由泵送回堆芯内。
由主泵提供动力保证一回路内冷却剂的流动使堆芯内热量分布均匀，并能充分带走燃料棒的热量。
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。
在插入过程中，平均反应性逐渐降低，但是功率峰逐渐向燃料组件顶部靠拢，因此。
在插入过程中，燃料组件顶部的温度可能是升高的。
现在来说福岛遇到的问题。
由于丧失厂内电和厂外电，泵全挂，无法对堆芯内失去的冷却剂进行补充，导致堆内水位降低。
使燃料组件裸露，此时失去冷却剂的保护，燃料棒温度肯定是骤然升高，此为一。
同时有传言说福岛电站的燃料棒没有插到位，堆没有完全停下。
那么，可能的原因是在由于电力丧失1 / 3或者机械故障燃料棒行走不到位。
由于沸水堆是从堆芯底部向上插棒，那么一旦丧失动力，就会停在中间某处，使燃料棒上部反应性很大，处于高功率状态，温度也较高。
这样就会加剧燃料棒上部失去冷却剂后的恶劣情况，此为二。
现在把一和二结合起来看，就知道福岛面临很严峻的燃料组件烧毁的风险。
此时听到传言说福岛电站用人命去填，手动把控制棒顶上去了。
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。
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。
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。
沸水堆与压水堆技术比较
BWR
PWR
·容易
·不容易
·通过控制流量来调节功率 ·通过硼水和控制棒
来调节功率
·快速调节可达1%/秒
·慢：2-5%分
·范围为额定功率的
·范围为额定功率的
50%～100%
30%～100%
·负空泡系数可稳定氙效应 ·为了补偿氙效应插入
控制棒束展平功率分布
严重事故状态和程度
引发事件 破口 厂区断电 其它瞬态 总计
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。
3579MW
7.3MPaA
7.3MPaA
52.200t/h
14.800t/h
0
2
无蒸发器和稳压器
PWR
3817MW 15.3MPaA
8800t/h
4 4个蒸发器
主要设备
一个稳压器
10个内置泵
2个外循环泵 ＋20个射流泵
4个主泵
主要核蒸汽供应系统的控制和仪表系统
BWR和PWR的这 些系统和仪表的目的和功能 相似。
沸水堆与压水堆©
先进沸水堆设计减少放射性射体及废物的泄 漏。
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。
防辐射混凝土在核电站建设中的应用
防辐射混凝土在核电站建设中的应用引言核电站建设是以核能为能源的大型工程，它的建设需要借助大量的混凝土结构。
然而，随着电子设备的普及和无线电技术的发展，电磁辐射问题日益引起人们的关注。
对于核电站这种高辐射环境下的建设，防辐射混凝土的应用显得尤为重要。
本文将详细阐述防辐射混凝土在核电站建设中的应用。
一、防辐射混凝土的概念防辐射混凝土是为了防止电磁辐射对人体的危害而设计的一种混凝土。
它通过在混凝土中添加一定的防辐射材料，如铁粉、铅粉、硅酸盐等，来吸收电磁辐射，从而达到防护的目的。
二、防辐射混凝土的特点1.辐射防护能力强防辐射混凝土中添加的防辐射材料具有较好的吸收电磁辐射的能力，可以有效地减少辐射对人体的危害。
2.强度高防辐射混凝土的强度要求较高，一般要求抗压强度在30MPa以上，以确保其能够承受核电站的巨大压力。
3.抗腐蚀性能强核电站环境中，混凝土结构容易受到腐蚀的影响，防辐射混凝土在配制时会加入防腐剂，以提高其抗腐蚀性能。
4.施工难度大防辐射混凝土的施工难度较大，需要严格控制其配合比例，避免因配合比例不当而影响其防辐射性能。
三、防辐射混凝土在核电站建设中的应用1.压水堆核电站压水堆核电站是目前核电站建设中最常见的一种类型，它的主要特点是利用重水或轻水作为冷却剂和中子减速剂。
在压水堆核电站的建设中，防辐射混凝土主要应用于厂房、反应堆容器、蒸汽发生器等部位，以保证工作人员的安全。
2.沸水堆核电站沸水堆核电站是利用轻水作为冷却剂和中子减速剂的核电站。
在沸水堆核电站的建设中，防辐射混凝土主要应用于反应堆厂房、控制室、压力容器等部位，以保障核电站工作人员的安全。
3.高温气冷堆核电站高温气冷堆核电站是利用气体作为冷却剂的核电站。
在高温气冷堆核电站的建设中，防辐射混凝土主要应用于反应堆容器、厂房、控制室等部位，以确保核电站工作人员的安全。
四、防辐射混凝土的施工技术1.配合比的确定防辐射混凝土的配合比要严格控制，一般来说，混凝土中添加的防辐射材料的含量不宜过高，否则会影响混凝土的强度和耐久性。
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。
8-1_压水堆沸水堆
压水堆
沸水堆
12
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反应堆的结构形式和分类
• 按反应堆所用的核燃电站是以天然铀做燃料的重水反应 堆
• 浓缩铀堆
– 轻水堆、大部分动力堆采用浓缩铀
13
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8.2 压水堆核电厂
冷却剂（水）保持在不发生整体沸腾的 压力之下的反应堆。 12~16Mpa
按冷却剂和慢化剂的不同：
轻水堆（即普通水堆）是指采用轻水(即H2O)作为冷却剂
和慢化剂的反应堆；
又可以分为压水堆和沸水堆；
重水堆则采用重水(即D2O)作为慢化剂；重水或轻水作冷
却剂；
石墨堆采用石墨做慢化剂；
分为石墨水冷堆和石墨气冷堆等；
11
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运行和在建的核电厂反应堆类型
倒置的U形管
30 冷却剂出口
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冷却剂入口
蒸汽发生器的分类
• 按设备安装方式：
– 立式、卧式
• 按二回路工质在蒸汽发生器中的流动方式：
– 自然循环式、直流（强迫循环）式蒸汽发生器
• 按传热管形状：
– U型管式、直管、螺旋管、其他形状（如微波浪 形）
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20
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反应堆
控制棒驱动 机构
• • • •
堆芯 堆内构件 压力容器 控制棒驱动机构
容器本体
容器顶盖
堆芯吊蓝
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堆芯——燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件 和阻力塞组件组成。
核电站知识
压水堆核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。
压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。
该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。
在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。
冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。
从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。
做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。
这就是二回路循环系统。
压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。
压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。
在容器的顶部设臵有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。
堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。
它是燃料组件构成的。
正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。
这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9. 3毫米。
把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。
把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。
每个堆芯一般由121个到193个组件组成。
这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。
此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。
控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。
3沸水堆与压水堆技术比较
沸水堆与压水堆© 沸水堆与压水堆
沸水堆的发展经历了四个主要阶段。 沸水堆的发展经历了四个主要阶段 。 50—60 年代采用带蒸汽包和蒸汽分离器的双重式循环； 年代采用带蒸汽包和蒸汽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 年代取消蒸汽发生器采用直接循环； 年 年代取消蒸汽发生器采用直接循环 代采用堆内型喷射泵； 年代采用堆内型再循 代采用堆内型喷射泵；90年代采用堆内型再循 环泵。 环泵。 在沸水堆的发展中经历了三次标准的改进， 在沸水堆的发展中经历了三次标准的改进 ， 第一次在76—77年，第二次在 第一次在 年 第二次在78—80年，第 年 三次在81—85年 。 三次改进后沸水堆的设计 ， 三次在 年 三次改进后沸水堆的设计， 安全性发生了较大的变化， 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。 研究的先进沸水堆。
蒸汽产生方式的发展过程
在早期BWR和PWR的蒸汽产生方式相似。 和 的蒸汽产生方式相似。 在早期 的蒸汽产生方式相似 随着时间的推移， 趋向简单化,去掉了外 随着时间的推移，BWR趋向简单化 去掉了外 趋向简单化 部的蒸发器和外部循环冷却泵， 部的蒸发器和外部循环冷却泵，采用直接循环 方式使蒸汽直接产生于反应堆压力容器中。 方式使蒸汽直接产生于反应堆压力容器中。 BWR拥有能够包容汽水分离器和蒸汽干燥器 拥有能够包容汽水分离器和蒸汽干燥器 的稍大一些的压力容器. 的稍大一些的压力容器 PWR未做上述改进。外部蒸发器的存在仍为 未做上述改进。 未做上述改进 目前PWR的一种标准的设计。这样和 的一种标准的设计。 目前 的一种标准的设计 这样和PWR相 相 比起来， 比起来，BWR的核蒸汽供应系统就大大简化 的核蒸汽供应系统就大大简化 了。
沸水堆与压水堆© 沸水堆与压水堆
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压水堆核电站和沸水堆核电站的区别
此次日本发生泄露的核电站为沸水堆，我国运行的核电站均为压水堆，无沸水堆。
说一下压水堆和沸水堆的区别。
简单点说就是一点区别：沸水堆的热交换只有一个回路，堆芯加热冷却水直接驱动汽轮机；压水堆的热交换有两个回路，堆芯加热冷却水，冷却水通过蒸汽交换器产生蒸汽驱动汽轮机。
带来的后果有两个：
1、沸水堆驱动汽轮机的蒸汽有放射性，一旦泄露很麻烦
2、沸水堆蒸汽回路的压力较小，所以整个蒸汽回路的抗压能力小于压水堆
BWR-沸水堆，PWR-压水堆。
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。
由于冷却剂会沸腾成为蒸汽去推动汽轮机，因此堆芯内冷却剂不断的被消耗，必须由给水系统不断的补充水，水从汽轮机处冷凝得来，由泵送回堆芯内。
由主泵提供动力保证一回路内冷却剂的流动使堆芯内热量分布均匀，并能充分带走燃料棒的热量。
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。
在插入过程中，平均反应性逐渐降低，但是功率峰逐渐向燃料组件顶部靠拢，因此。
在插入过程中，燃料组件顶部的温度可能是升高的。
现在来说福岛遇到的问题。
由于丧失厂内电和厂外电，泵全挂，无法对堆芯内失去的冷却剂进行补充，导致堆内水位降低。
使燃料组件裸露，此时失去冷却剂的保护，燃料棒温度肯定是骤然升高，此为一。
同时有传言说福岛电站的燃料棒没有插到位，堆没有完全停下。
那么，可能的原因是在由于电力丧失或者机械故障燃料棒行走不到位。
由于沸水堆是从堆芯底部向上插棒，那么一旦丧失动力，就会停在中间某处，使燃料棒上部反应性很大，处于高功率状态，温度也较高。
这样就会加剧燃料棒上部失去冷却剂后的恶劣情况，此为二。
现在把一和二结合起来看，就知道福岛面临很严峻的燃料组件烧毁的风险。
此时听到传言说福岛电站用人命去填，手动把控制棒顶上去了。
如果属实，则反应性消失。
面临的问题是余热导出。
总的来说，估计是实现了停堆的，不管是自动顶到底还是用人命去顶的。
如果堆没有停下，那早就烧融了。
刚开始冷却的时候，福岛电站不打算用海水淹没，企图日后恢复再生产，主要的方法是重启泵。
后来估计是失败了，就自己带了水来淹堆。
但是供水能力大概是赶不上蒸发能力，所以始终无法阻挡燃料组件露出水面的结局。
听说是总比燃料组件低50cm。
这样，本来燃料组件上部温度就比其他部分高，自然出现熔融就更快，而且高温下水与锆合金反应生成了氢气。
当包壳材料损毁后，裂变产物进入堆内水中和蒸汽中，有扩散的危险，当然蒸汽中的放射性产物是较少的。
由于福岛电站在不断的往堆内注水，使得堆内的蒸汽压力越来越高，为了防止超压爆裂，只
好开闸放气。
放气过程中氢气，水蒸气，以及蒸汽中的放射性产物进入厂房内的大气。
这时候由于意外原因，氢气发生爆炸，于是厂房被掀了。
放射性产物随之扩散。
再看压水堆。
压水堆为有两个回路。
堆芯处于一回路，在主泵的带动下，冷却剂水从堆芯下部流入，带走燃料棒的热量，从堆芯上部流出，然后进入到蒸汽发生器内，通过U形管对二回路传热。
一回路用稳压器控制回路的压力，保证水在该回路中不出现沸腾，始终保持液态。
二回路中水被U形管加热成高温高压蒸汽，送入汽轮机发电，冷凝水重新送回蒸汽发生器中。
压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，控制棒是自上往下插入，如果出现机械或者电气故障，可以手动将抓取器打开，让棒依靠重力落下，一插到底，消除堆内的反应性。
即使控制棒因为导向管变形卡在半路，在下插过程中，燃料组件的反应性主要集中在燃料棒下部，因此一般下部的温度会较高。
但是这样就不会出现一回路破损导致失水（LOCA）的过程中，温度高的部分首先露出水面的情况（对比沸水堆）。
如果一回路没有出现破口，则因为不存在蒸发沸腾，根本就不会失水。
就算主泵停转，由于一二回路的温度差，可以实现自然循环，照样可以带走堆芯热量，给燃料组件提供安全保障。
抢救过程中，可以用带来的应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现DNB，依靠温差实现的自然循环慢慢让堆芯降温。
压水堆相对沸水堆，可用的安全手段更多，自然也就更安全。
而我国商业化的核电站都是压水堆电站。
这些电站用于防止核泄漏的屏障为，1燃料棒包壳，2反应堆压力容器，2安全壳。
安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器，顶部呈半球形。
内径约40m，壁厚约1m，高约60～70m。
安全壳强度是按抗震I类设计。
日本的这个堆，是沸水堆中的古董，60年代设计建造，71年正式运行，很多安全设计都不具备。
与我国目前正在建造的2+代电站相比，差了不是一点半点。
而且在核安全文化上，我国强调得比福岛电站好得多。
日本的沸水堆一直有泄露的问题。