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沸水堆（沸水堆核燃料形态为什么陶瓷芯块）

　　

今天给各位分享沸水堆的沸水知识，其中也会对沸水堆核燃料形态为什么陶瓷芯块进行解释，堆沸如果能碰巧解决你现在面临的水堆什陶问题，别忘了关注本站，核燃现在开始吧！料形

沸水堆的与压水堆的比较

①沸水堆与压水堆同属轻水堆，都有结构紧凑、沸水安全可靠、堆沸建造费低、水堆什陶负荷跟随能力强等优点，核燃其发电成本已可与常规火电厂竞争。料形两者都须使用低浓铀燃料，瓷芯并使用饱和汽轮机。沸水

②沸水堆系统比压水堆简单，堆沸特别是水堆什陶省去了蒸汽发生器这一压水堆的薄弱环节，减少了一大故障源。沸水堆的再循环管道比压水堆的环路管道细得多，故管道断裂事故的严重性远不如后者。某些沸水堆还用堆内再循环泵取代堆外再循环泵和喷射泵，取消了堆外再循环管道，使事故概率进一步降低。

③沸水堆的失水事故处理比压水堆简单，这是因为沸水堆正常工作于沸腾状态，事故工况与正常工况有类似之外，而压水堆则正常工作于过冷状态，失水事故时发生体积沸腾，与正常工况差别较大。其次是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，而压水堆的应急注水一般都要通过环路管道才能从堆芯底部注入冷却水。

④沸水堆的流量功率调节比压水堆的有更大的灵活性。

⑤沸水堆直接产生蒸汽，除了直接接触堆芯的高温蒸汽的放射性问题外，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，故燃料棒的质量要求比压水堆的更高。

⑥沸水堆由于其燃耗深度（约28000MW·d/t）比压水堆的低，虽然燃料的富集度也低，但相同发电量的天然铀需要量比压水堆的大。

⑦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。控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高，增加维修困难。

⑧沸水堆控制棒自堆底引入，因此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。

沸水堆的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。

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。

沸水堆蒸汽直接由堆内产生，故不可避地要挟带出由水中O-16原子核经快中子（n，p）反应所产生的N-16。N-16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N-16的半衰期仅7.13s，故停机后不久就可基本完全衰变，不影响设备检修。

沸水堆讲的是什么？

从反应堆内部的过程来看，沸水堆最大的特点就是在堆芯内出现了蒸汽。这些夹在水流中的小汽泡，对链式核反应究竟会产生什么影响呢?这是首先必须解决的问题。

沸水堆与压水堆相似，也用普通水作为冷却剂和慢化剂。当堆芯中一部分水被汽泡所代替时，堆芯内的慢化剂减少了，因此会使反应性有所下降。然而另一方面，普通水在堆芯内会吸收掉一些中子。当它被汽泡排挤出堆芯时，中子的损失减少了，因此又可使反应性有所提高。汽泡对反应性的这种正负两方面的影响，叫做“空泡效应”。在沸水堆的设计中，要尽量使空泡效应为负值，即当堆芯内含汽量增多时反应性下降，使功率的增长能自动地受到抑制。这种“自稳”的能力，可以增加反应堆运行的安全性。

堆芯内的大量汽泡不仅产生空泡效应，它们还处于不断的变化和运动之中。汽泡在堆芯内不断地产生出来，并与水一起流动，这个过程是非常复杂的。人们曾担心，混乱的沸腾过程和汽水流动中的不稳定现象，会不会造成反应堆失控?经过对汽水流动的深入研究，专家们发现汽泡并不像原来想象的那样不可捉摸，对它们的运动规律可进行定量计算，从而能防止汽水流动进入不稳定的状态。因此，可以允许堆芯内出现沸腾现象，沸水堆的运行是可靠的。

最早致力于沸水堆研究工作的是美国通用电气公司。1957年10月24日，第一座沸水堆核电站——瓦莱雪脱斯核电站，在美国加利福尼亚州投入运行。其发电功率为5000千瓦。它实际上是一个试验装置，为建造大型的沸水堆核电站提供经验。

1960年8月，在芝加哥西南80千米处建成了当时世界上功率最大的核电站——德累斯顿沸水堆核电站，其电功率为18万千瓦。它以十分优异的运行记录，不仅确立了这种堆型在核电事业中的地位，而且立即吸引了国外市场。一时之间，意大利、联邦德国、荷兰、印度、日本、西班牙、瑞士、瑞典等国家纷纷提出订货，沸水堆一时名声大振，红得发紫，并迅速地向更大的功率挺进。1969年，牡蛎湾核电站的功率达67万千瓦；1973年，勃朗斯·费莱核电站的功率已达106.5万千瓦，与当今大型压水堆的单堆功率不相上下。

沸水堆由包容堆芯的钢制容器及与其相连的许多辅助系统所组成。水由下向上通过堆芯，然后在堆芯外围与钢容器内壁间的环形腔内下降，不断地进行再循环。堆芯中产生的蒸汽，与再循环水分离后，在容器顶部进行干燥，那里设有高效率的汽水分离装置。在环形腔内，还布置有好多个喷射器，它们的作用是提高冷却剂再循环的能力。喷射器的动力来自两台离心泵，它们从容器中吸取三分之一的堆芯流量，然后以更高的压力使它流过喷射器的喷嘴。喷嘴出口的高速水流带动环腔内的水流，一起进入堆芯进行再循环。现代沸水堆的核燃料，采用低浓二氧化铀，铀-235的浓度约为2％。燃料在高温高压下烧结成芯块，芯块放在锆合金管内组成燃料棒。很多根燃料棒按6×6、7×7或8×8排列成正方形的燃料组件。很多个燃料组件放在一起成为堆芯。这种构造和压水堆有很多相似之处，所不同的是沸水堆燃料元件之间的间距较大，可使汽水混合物流动畅通。

沸水堆的控制棒用碳化硼制成，具有十字形的断面。由于反应堆顶部已被汽水分离装置占有，因此，十字形断面的控制棒，都由容器的底部自下而上，插到四个燃料组件之间的间隙中，这也是区分压水堆和沸水堆的标志之一。调整插入的深度，即可控制堆芯的反应性，从而调整反应堆的功率。除了利用控制棒以外，沸水堆还可依靠改变堆芯内冷却剂的流动速度来控制反应性。流动速度的变化，可引起堆芯含汽量的变化，用这种方法可使反应堆的运行功率改变25％左右。

沸水堆运行时的最大特点，是蒸汽中含有放射性。当冷却剂流过堆芯时，水分子中的元素氧-16，吸收中子后会放出质子而转变成氮-16。氮-16的半衰期只有7.35秒，在衰变时放出高能的γ射线，因此具有很强的放射性。这个现象在压水堆核电站中也存在，但氮-16只限于在一回路内循环流动。而在沸水堆核电站中，它随着蒸汽进入汽轮机装置的汽水回路，得采取措施，把汽水回路屏蔽起来，还要对所有可能从汽水系统排出的蒸汽，加以凝结和回收。

目前已运行的核电站中，沸水堆的数量仅次于压水堆，占第二位。它在热效率、单堆功率、运行的安全可靠性方面，都与压水堆不相上下。在各种堆型的剧烈竞争中，它显然是向压水堆冠军地位挑战的最强劲的对手。

压水堆核电站的压水堆与沸水堆区别

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。（图2 ）

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，位于山东荣成的华能石岛湾采用高温气冷堆，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。另外，对于控制棒向上引入的反应堆，其堆芯上部的功率高于底部，当反应堆丧失冷却后，会导致产生热量大的地方带走热量少，上部的燃料发生熔毁的概率增加。

沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，则会导致带有放射性的气体进入大气，同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却；压水堆冷却动力丧失时，可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现局部沸腾，依靠一二回路的温差实现自然循环，让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系，拥有类似水塔性质的蓄水，至于安全壳上层，可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却；另外堆芯有排气管道开放外界，压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系，所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动，在柴油发电机无法启动的情况下，导致温度失控。

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。

沸水堆压力远低于压水堆压力，因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。压水堆由于压力高，且多了蒸汽发生器、稳压器等设备，技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开，因此安全性高于沸水堆。

重水堆,压水堆,沸水堆三者谁更有优势

1.个人认为，压水堆更有优势。

2.本人压水堆操纵员一枚。

3.重水堆的成熟的只有CANDU堆型，在我国秦山三期有两台，不过运行业绩非常一般，曾经有过一年停n次的时候，你懂得。

4.其最主要的优势在于不停堆换料，不用浓缩铀，不过现在来讲意义不大。

5.不停堆换料，但是一样得跟压水堆一样得停堆大修。

6.天然铀的话，对于没有铀浓缩能力的国家来说是好的，但是对我们国家来说意义不大。

7.沸水堆不的优势在于少了一个环路，但是福岛事故几乎快判它死刑了，至少在我国没大考虑过这东西。

8.小日本据说现在推出了ABWR，就是先进沸水堆，不过也是换汤不换药。

9.它的劣势，比如，控制棒是往上插的，不像压水堆一样，有失电落棒的这种固有安全性。

10.压水堆就不用多说了，我国除了秦山三期，其他商用堆全是。

11.技术成熟，运行经验丰富。

12.在我国M310及其衍生堆型居多。

13.但是新一代的也有AP1000和EPR。

14.EPR系统有些过于庞大，当然功率也大。

15.AP1000代表了一种新的理念，其正常生产所用的系统，和二代堆差距不大，但安全相关系统为非能动设计，个人认为AP1000代表了当下主流的一种发展方向。

16.当然也有能动和非能动的折中方案，比如华龙一号。

17.不知道回答了你的问题没有。

重水堆，压水堆，沸水堆有何区别？

核电站重水堆、压水堆、沸水堆的主要区别：

重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。

压水堆使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。

沸水堆又叫轻水堆，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。

重水堆核电站

重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。

压水堆核电站

压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统（即一回路系统）、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。

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(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)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。

沸水堆核电站

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，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。

沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。

沸水堆的介绍就聊到这里吧，感谢你花时间阅读本站内容，更多关于沸水堆核燃料形态为什么陶瓷芯块、沸水堆的信息别忘了在本站进行查找喔。


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