压水堆（压水堆核电站）-产业地网

什么是压水反应堆？

将轻水堆核电厂一回路冷却水在高压（15×106~16×106Pa）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做燃料，净化的核纯轻水做冷却剂和慢化剂。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%，以锆合金做包壳，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。

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。

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。

压水堆讲的是什么？

在核能发电中有一种已被广泛使用的动力反应堆——压水堆。这种反应堆也是我国核电发展规划中已经选定的主要堆型。我国己建成的秦山核电站，还有刚建成的大亚湾核电站以及正在设计中的其他核电站，都是用这种反应堆来发电的。压水堆的发展要追溯到第二次世界大战期间。当时，美国海军就曾想利用反应堆作为动力，来建造核潜艇。

战争结束后不久，美国海军部派出一个技术小组，去橡树岭实验室学习反应堆技术，带队的是一名上校，名叫里科维。回来后，他被任命为海军舰船局核动力处的领导人，兼原子能委员会下属海军反应堆处的处长。他以非凡的勇气和大胆的部署，进行了卓有成效的组织工作。1954年底建成了美国第一艘核潜艇“舡鱼”号，从而揭开了海军发展史中极为重要的一页。

在“舡鱼”号核潜艇中，利用压水堆作为动力源，它既安全，又可靠。由于核动力工作时不需要氧气，因此潜艇可以长时间潜航，穿过北极辽阔的冰层，进行环球航行。

1953年，美国决定建造大型核动力装置，原子能委员会把这个任务交给了里科维少将，并由西屋电气公司负责反应堆装置的建造。

1954年9月6日，压水堆核电站在宾夕法尼亚州的希平港正式破土。经过大量的考核，1957年12月2日，希平港反应堆首次达到临界。经过16天，能量源源不断地送出。

希平港核电站的主要用途，是研究压水堆的工艺。在这第一代装置中，实际上已体现出压水堆的所有基本特点。它用加压的普通水作为冷却剂、慢化剂和反射层。整个堆芯放置在一个钢制的厚壁容器内，它能承受很高的压力，足以保证冷却剂在堆内不发生沸腾现象。

通过改进燃料组件，压水堆逐步实现了更新换代。压水堆燃料组件的改进过程是这样的：从以不锈钢为包壳的核燃料棒，发展成高功率的以锆合金为包壳的燃料棒束组件；取消了燃料盒而改用定位架，以增强冷却剂的导热效果；用控制棒束代替十字形断面的控制棒，并采用液态中子吸收剂——含硼水。随着反应堆功率的增大，还减小了燃料棒的直径，改进了燃料元件的制造工艺。这些改进措施，使压水堆堆芯的平均功率密度从58千瓦／升提高到100千瓦／升。这些数字说明，在压水堆中每单位体积的堆芯所放出的核能，要比石墨气冷堆高出40倍左右。由此可以想到，压水堆是一种多么紧凑的反应堆装置。也正是由于这个原因，使它能用在空间极为紧凑的核潜艇内。目前典型的压水堆核燃料，是由低浓度的二氧化铀芯块制成的。圆柱形芯块的尺寸，相当于一节手指的大小。它们挨个放在壁厚约为0.6毫米的锆合金管子内，然后密封起来，组成一根长为3～4米的燃料棒。锆合金管用来防止燃料与冷却剂发生相互作用，同时把产生的放射性裂变产物保存在锆管内部。锆本身是一种极为优秀的堆芯结构材料，因为它几乎不吸收中子。用定位架将约200根燃料棒，按正方形的栅距排列起来，组装成15×15或17×17的棒束，称为燃料组件。将上百个燃料组件安装在一起，组成一个近似圆柱形的堆芯。把它架在钢制的厚壁容器的中央，就是一个压水堆。冷却剂自下而上流过堆芯，带出裂变的能量。

由银—铟—镉制成的控制棒，通过容器的顶盖插入燃料组件之中。改变控制棒插入堆芯的深度，就可调节中子的数量，从而控制反应堆的功率。

在燃料组件不断改进的同时，压水堆核电站的系统和设备也逐渐完善，并进入了标准化的阶段。目前最大的压水堆核电站，其单堆发电能力已达130万千瓦。它以反应堆为中心，有四个环路，每个环路有一台蒸汽发生器和一台立式的主循环泵。高压下的水由主泵驱动，经过堆芯吸取热量，然后沿着环路进入蒸汽发生器，在那里放出热量，以后又流回主泵的入口。冷却剂不断地循环流动，完成输送热量的任务。在蒸汽发生器内，二回路的水接受热量后变成蒸汽，进入汽轮发电机组作功发电。

压水堆中的冷却剂、慢化剂和反射层都利用普通水。这不仅是因为普通水价廉易得，还因为它在常规的火电技术中已利用了200多年，人们对它已积累了丰富的操作经验，研制了能在高温高压汽水条件下使用的各种材料和设备。压水堆实际上最大程度地沿用了常规的发电技术，因此既经济、又可靠。目前已建成的核电站，一半以上都是压水堆核电站。将来，这个比例很可能会继续增长。

从长期运行的角度来看，压水堆核电站也有一个薄弱环节，那就是蒸汽发生器。它的传热管壁厚不到1.5毫米，却担负着将放射性的一回路冷却剂，与非放射性的二回路汽水介质相隔绝的重任。在长年累月的热交换过程中，这些管子是否能够不受腐蚀而保持严密，仍然是一个令人担心的问题。已有一些蒸汽发生器发生了泄漏，电站不得不停下来对它进行修理和更换。很多材料工程师和水化学专家，正在从管子材料和水的品质两个方面进行努力，希望尽量延长传热管的使用寿命。

有些核动力专家提出一种更为痛快的办法，那就是干脆取消蒸汽发生器，把反应堆的运行压力降低一些，让流过堆芯的水沸腾起来，直接产生蒸汽，这种带有一些放射性的蒸汽，同样可以送往汽轮发电机组作功发电。这就是下面要介绍的另一种主要核电站——沸水堆核电站的特点。