沸水堆與壓水堆比較

有：①主系統(tǒng)（包括反應(yīng)堆）；②蒸汽-給水系統(tǒng)；③反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)，其中包括應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)；④放射性廢物處理系統(tǒng)；⑤檢測和控制系統(tǒng)；⑥廠用電系統(tǒng)。其中蒸汽-給水系統(tǒng)、放射性廢物處理系統(tǒng)、廠用電系統(tǒng)以及反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)中的設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、廠用水系統(tǒng)等都與壓水堆核電廠有關(guān)系統(tǒng)類似。

沸水堆反應(yīng)堆堆芯與壓水堆有相似之處，也用由細(xì)長形燃料棒組成的正方形燃料組件，但沸水堆組件為有盒組件。在每盒組件中若干選定的燃料棒芯塊內(nèi)加Gd203可燃毒物，以展平組件內(nèi)中子通量密度分布并補(bǔ)償燃耗反應(yīng)性虧損。組件內(nèi)除燃料棒外有拉緊棒（結(jié)構(gòu)需要）和水棒（棒內(nèi)無芯塊，充水以增加局部區(qū)域的慢化劑）。燃料棒包殼材料為Zr-2合金，組件盒材料為Zr-4合金，換料時(shí)組件盒可復(fù)用。

沸水堆用十字形控制棒，插在四個(gè)相鄰燃料組件間的水隙中。十字形的每個(gè)翼中排列有18根不銹鋼細(xì)管，管內(nèi)裝有壓實(shí)的B4C細(xì)粉。

與壓水堆不同，沸水堆的源量程、中間量程和功率量程中子探測器都設(shè)置在堆芯內(nèi)，但前兩者在功率運(yùn)行時(shí)用驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)抽出堆芯，后者則固定裝設(shè)在堆芯內(nèi)，并用可移動(dòng)電離室定期進(jìn)行檢定，中子探測器也由堆底引入。

沸水堆反應(yīng)堆壓力容器雖與壓水堆的類似，但由于堆功率密度低，堆芯大，容器內(nèi)尚有噴射泵、汽水分離器和干燥器，故體積較后者大得多。

應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)用于在堆芯失水時(shí)直接向堆內(nèi)注入冷卻水以防止堆芯熔化。系統(tǒng)又分為四個(gè)分系統(tǒng)：①自動(dòng)卸壓系統(tǒng)：由若干安全-卸壓閥和大容量抑壓水池組成。大容量抑壓水池是沸水堆核電廠設(shè)計(jì)中的一大特點(diǎn)，位于安全殼內(nèi)，容量約4000m³，其作用是在主系統(tǒng)發(fā)生破裂時(shí)使汽水混合物直接經(jīng)排汽管進(jìn)入水池而被迅速冷凝，從而防止反應(yīng)堆廠房超壓；或在系統(tǒng)超壓時(shí)使蒸汽經(jīng)安全-卸壓閥排入水池，從而防止主系統(tǒng)壓力邊界受損。設(shè)置大容量抑壓水池也是滯留放射性物質(zhì)的有效手段，在發(fā)生失水事故時(shí)可減少放射性物質(zhì)對(duì)環(huán)境的釋放。此系統(tǒng)雖然不直接向堆內(nèi)注水，但可使反應(yīng)堆迅速卸壓，以利于其他分系統(tǒng)的注水。②高壓堆芯噴淋系統(tǒng)：在發(fā)生失水事故時(shí)，該系統(tǒng)通過噴淋環(huán)管直接向堆芯噴淋注水。它能在整個(gè)運(yùn)行壓力區(qū)間工作。此系統(tǒng)先從冷凝水箱取水，水用完后再從抑壓水池取水。除正常電源外，此系統(tǒng)尚有單獨(dú)的柴油發(fā)電機(jī)供電。③低壓堆芯噴淋系統(tǒng)：此系統(tǒng)是在堆壓力降低而其他系統(tǒng)不足以保持反應(yīng)堆容器內(nèi)水位時(shí)投入工作，也通過環(huán)管向堆芯直接噴淋注水，防止堆芯裸露。系統(tǒng)從抑壓水池取水。④低壓冷卻劑注入系統(tǒng)：這是余熱排出系統(tǒng)的一種運(yùn)行方式，用于在失水事故時(shí)向反應(yīng)堆容器內(nèi)環(huán)形空間注水，使堆芯浸沒而不外露。

液體毒物注入系統(tǒng)用于在控制棒失效時(shí)使反應(yīng)堆從滿功率下降到冷停堆狀態(tài)。此系統(tǒng)由運(yùn)行人員在控制室內(nèi)手動(dòng)操作。毒物為硼酸鈉溶液。

冷卻劑壓力為7MPa，進(jìn)、出口溫度分別為180℃和285.8℃，汽輪機(jī)新汽壓力為6.75MPa，新汽溫度為 283℃，比燃耗約為27500兆瓦日/噸鈾，平均燃料比功率為22.1kW/kg，平均功率密度為50.6kW/L，與之配套的核電站循環(huán)熱效率可達(dá)33% 左右。

來自汽輪機(jī)系統(tǒng)的給水進(jìn)入反應(yīng)堆壓力容器后，沿堆芯圍筒與容器內(nèi)壁之間的環(huán)形空間下降，在噴射泵的作用下進(jìn)入堆下腔室，再折而向上流過堆芯，受熱并部分汽化。汽水混合物經(jīng)汽水分離器分離后，水分沿環(huán)形空間下降，與給水混合；蒸汽則經(jīng)干燥器后出堆，通往汽輪發(fā)電機(jī)，做功發(fā)電。蒸汽壓力約為7MPa，干度不小于99.75%。汽輪機(jī)乏汽冷凝后經(jīng)凈化、加熱再由給水泵送入反應(yīng)堆壓力容器，形成一閉合循環(huán)。再循環(huán)泵的作用是使堆內(nèi)形成強(qiáng)迫循環(huán)，其進(jìn)水取自環(huán)形空間底部，升壓后再送入反應(yīng)堆容器內(nèi)，成為噴射泵的驅(qū)動(dòng)流。某些沸水堆用堆內(nèi)循環(huán)泵取代再循環(huán)泵和噴射泵。

沸水堆的控制棒從堆底引入，原因是：①沸水堆堆芯上部蒸汽含量較多，造成堆芯上部中子慢化不足，這樣，堆芯熱中子通量分布不均勻，其峰值下移?？刂瓢粲啥研镜撞恳胗兄谡蛊街凶油棵芏取＂诳梢钥粘龆研旧戏娇臻g以安裝汽水分離器和干燥器。但控制棒自堆底引入后就不能在控制動(dòng)力源喪失后靠重力自動(dòng)插進(jìn)堆芯，因此沸水堆的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)需非?？煽浚ǔ６疾捎靡簤候?qū)動(dòng)，也有采用機(jī)械/液壓或電氣/液壓驅(qū)動(dòng)。在后兩種設(shè)計(jì)中，機(jī)械或電氣驅(qū)動(dòng)用于正?？刂??？焖倬o急停堆則都用液壓驅(qū)動(dòng)，且每個(gè)機(jī)構(gòu)或每兩個(gè)機(jī)構(gòu)配有一單獨(dú)的蓄壓器。

反應(yīng)堆的功率調(diào)節(jié)除用控制棒外，還可用改變?cè)傺h(huán)流量來實(shí)現(xiàn)。再循環(huán)流量提高，汽泡帶出率就提高，堆芯空泡減少，使反應(yīng)性增加，功率上升，汽泡增多，直至達(dá)到新的平衡。這種功率調(diào)節(jié)比單獨(dú)用控制棒更方便靈活。僅用再循環(huán)流量調(diào)節(jié)就可使功率改變25%滿功率而不需控制棒任何運(yùn)動(dòng)。

沸水堆蒸汽直接由堆內(nèi)產(chǎn)生，故不可避地要挾帶出由水中O-16原子核經(jīng)快中子（n，p）反應(yīng)所產(chǎn)生的N-16。N-16有很強(qiáng)的輻射，因此汽輪機(jī)系統(tǒng)在正常運(yùn)行時(shí)都帶有強(qiáng)放射性，運(yùn)行人員不能接近，還需有適當(dāng)?shù)钠帘?，但N-16的半衰期僅7.13s，故停機(jī)后不久就可基本完全衰變，不影響設(shè)備檢修。

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是采用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應(yīng)堆，其工作原理為：冷卻水從反應(yīng)堆底部流進(jìn)堆芯，對(duì)燃料棒進(jìn)行冷卻，帶走裂變產(chǎn)生的熱能，冷卻水溫度升高并逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經(jīng)過汽水分離器和蒸汽干燥器，利用分離出的蒸汽推動(dòng)汽輪進(jìn)行發(fā)電。福島核電站建于20世紀(jì)70年代，屬于沸水堆。

沸水堆由壓力容器、燃料元件、控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水滴進(jìn)入汽輪機(jī)，造成汽輪機(jī)葉片損壞。

沸水堆與壓水堆不同之處在于冷卻劑水通過堆芯變成約285℃左右的蒸汽，被直接被引入汽輪機(jī)。所以，沸水堆只有一個(gè)回路，省去了蒸汽發(fā)生器。

輕水堆核電站相對(duì)于重水堆等其他堆型，優(yōu)點(diǎn)是結(jié)構(gòu)和運(yùn)行都相對(duì)比較簡單，尺寸較小，造價(jià)低廉，燃料也比較經(jīng)濟(jì)，具有良好的安全性、可靠性與經(jīng)濟(jì)性。缺點(diǎn)是必須使用低濃鈾，目前采用輕水堆的國家，在核燃料供應(yīng)上大多依賴美國和獨(dú)聯(lián)體。此外，輕水堆對(duì)天然鈾的利用率低。如果系列地發(fā)展輕水堆要比系列地發(fā)展重水堆多用天然鈾50%以上。

從維修來看，壓水堆因?yàn)橐换芈泛驼羝到y(tǒng)分開，汽輪機(jī)未受放射性的沾污，所以，容易維修。而沸水堆是堆內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽直接進(jìn)入汽輪機(jī)，這樣，汽輪機(jī)會(huì)受到放射性的沾污，所以在這方面的設(shè)計(jì)與維修都比壓水堆要麻煩一些。

截至1996年底為止，全世界已運(yùn)行的沸水堆有94座，總功率78285MW，占全世界已運(yùn)行核電廠反應(yīng)堆總數(shù)的21.7%和總功率的22.7%。

沸水堆廠房的特點(diǎn)是在安全殼內(nèi)設(shè)一干井，反應(yīng)堆即安裝在此井內(nèi)。

干井的作用是：①承受失水事故瞬態(tài)壓力，并通過排汽管將汽水混合物導(dǎo)入抑壓水池；②提供屏蔽，使運(yùn)行維修人員能在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)進(jìn)入安全殼內(nèi)干井以外地區(qū)；③對(duì)失水事故時(shí)可能發(fā)生的甩管、水流沖擊和飛射物提供防護(hù)，以保護(hù)安全殼。干井頂部有一鋼制密封頂，但可拆卸以便進(jìn)行換料檢修。

沸水堆的安全殼與壓水堆的類似，但其底部設(shè)有抑壓水池。緊靠反應(yīng)堆廠房設(shè)置燃料廠房和輔助廠房。

①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費(fèi)低、負(fù)荷跟隨能力強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn)，其發(fā)電成本已可與常規(guī)火電廠競爭。兩者都須使用低濃鈾燃料，并使用飽和汽輪機(jī)。

②沸水堆系統(tǒng)比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發(fā)生器這一壓水堆的薄弱環(huán)節(jié)，減少了一大故障源。沸水堆的再循環(huán)管道比壓水堆的環(huán)路管道細(xì)得多，故管道斷裂事故的嚴(yán)重性遠(yuǎn)不如后者。某些沸水堆還用堆內(nèi)再循環(huán)泵取代堆外再循環(huán)泵和噴射泵，取消了堆外再循環(huán)管道，使事故概率進(jìn)一步降低。

③沸水堆的失水事故處理比壓水堆簡單，這是因?yàn)榉兴颜９ぷ饔诜序v狀態(tài)，事故工況與正常工況有類似之外，而壓水堆則正常工作于過冷狀態(tài)，失水事故時(shí)發(fā)生體積沸騰，與正常工況差別較大。其次是沸水堆的應(yīng)急堆芯冷 卻系統(tǒng)中有兩個(gè)分系統(tǒng)都從堆芯上方直接噴淋注水，而壓水堆的應(yīng)急注水一般都要通過環(huán)路管道才能從堆芯底部注入冷卻水。

④沸水堆的流量功率調(diào)節(jié)比壓水堆的有更大的靈活性。

⑤沸水堆直接產(chǎn)生蒸汽，除了直接接觸堆芯的高溫蒸汽的放射性問題外，還有燃料棒破損時(shí)的氣體和揮發(fā)性裂變產(chǎn)物都會(huì)直接污染汽輪機(jī)系統(tǒng)，故燃料棒的質(zhì)量要求比壓水堆的更高。

⑥沸水堆由于其燃耗深度（約28000MW·d/t）比壓水堆的低，雖然燃料的富集度也低，但相同發(fā)電量的天然鈾需要量比壓水堆的大。

⑦沸水堆壓力容器底部除有為數(shù)眾多的控制棒開孔外，尚有中子探測器開孔，增加了小失水事故的可能性?？刂瓢趄?qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)較復(fù)雜，可靠性要求高，增加維修困難。

⑧沸水堆控制棒自堆底引入，因此發(fā)生"未能應(yīng)急停堆預(yù)計(jì)瞬態(tài)"的可能性比壓水堆的大。

"未能應(yīng)急停堆預(yù)計(jì)瞬態(tài)"指發(fā)生某些事故時(shí)控制棒應(yīng)插入堆芯而因機(jī)構(gòu)故障未能插入。

針對(duì)BWR在技術(shù)上和安全性能上的不足之處，美國GE公司聯(lián)合日本日立和東芝公司在BWR的基礎(chǔ)上開發(fā)設(shè)計(jì)了比BWR更先進(jìn)、更安全、更經(jīng)濟(jì)、更簡化的先進(jìn)沸水堆ABWR。ABWR的最終設(shè)計(jì)已獲得美國核管會(huì)（NRC）的批準(zhǔn)。世界上首臺(tái)ABWR，日本的柏崎刈羽6號(hào)機(jī)組于1991年開工、1996年正式投入商業(yè)運(yùn)行。 2100433B

沸水堆核動(dòng)力裝置與壓水堆同屬于輕水堆，與壓水堆不同的是沸水堆的堆芯內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽直接進(jìn)入汽輪機(jī)做功。沸水堆首先由美國GE公司發(fā)展起來。沸水堆研制起步較晚，但由于沒有蒸汽發(fā)生器，采用蒸汽直接循環(huán)，因此更接近常規(guī)蒸汽動(dòng)力裝置。在當(dāng)今動(dòng)力反應(yīng)堆中，沸水堆大約占23%。

沸水堆核動(dòng)力裝置沸水堆與壓水堆不同點(diǎn)

沸水堆與壓水堆不同之處在于沸水堆沒有蒸汽發(fā)生器，一回路水通過堆芯加熱變成蒸汽并直接引入汽輪機(jī)，所以沸水堆一回路的冷卻劑管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一回路和蒸汽系統(tǒng)通過蒸汽發(fā)生器分隔開，而且蒸汽發(fā)生器安置在安全殼內(nèi)，只要蒸汽發(fā)生器完整，放射性物質(zhì)不會(huì)釋放到環(huán)境中，即使蒸汽發(fā)生器故障破損，利用安全殼貫穿件關(guān)閉，放射性物質(zhì)也不會(huì)釋放到環(huán)境中。

在沸水堆中，燃料產(chǎn)生的熱量大部分使水汽化，冷卻劑一次流過堆芯吸收的熱量多，因此，對(duì)于同樣的熱功率，通過沸水堆堆芯的冷卻劑流量小于壓水堆內(nèi)冷卻劑流量 。

下圖為沸水堆原理圖

沸水堆主要是通過再循環(huán)流量的控制來調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率。沸水堆是按壓力不變、流量可變的方式運(yùn)行的。設(shè)置再循環(huán)回路起到了利用汽泡所產(chǎn)生的負(fù)反應(yīng)性來調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率的作用。

當(dāng)核電廠操縱員發(fā)出提升功率的信號(hào)時(shí)，該信號(hào)使再循環(huán)流量控制器重新定值，增加再循環(huán)流量。較高流速的流體通過堆芯時(shí)以較快的速度帶走汽泡，這就減少了堆芯內(nèi)的空穴，導(dǎo)致反應(yīng)性增加，反應(yīng)堆的功率上升，汽泡增加，一直達(dá)到新的平衡功率為止。產(chǎn)生的蒸汽增多，引起反應(yīng)堆容器內(nèi)的壓力上升，壓力控制器向汽輪機(jī)的調(diào)節(jié)閥控制系統(tǒng)發(fā)出信號(hào)，增大調(diào)節(jié)閥開度，汽輪機(jī)出力增加，堆內(nèi)壓力又恢復(fù)到控制點(diǎn)。要降低功率時(shí)，按照相同的程序，但以相反的方向進(jìn)行。

當(dāng)電網(wǎng)負(fù)荷增加時(shí)，汽輪機(jī)速度降低，調(diào)節(jié)閥開度增加，蒸汽壓力下降，反應(yīng)堆容器內(nèi)的蒸汽儲(chǔ)能用來增加蒸汽流量，滿足負(fù)荷要求；同時(shí)控制再循環(huán)流量，增加堆芯流量，使反應(yīng)堆功率上升，并與電網(wǎng)負(fù)荷匹配。電網(wǎng)負(fù)荷降低時(shí)，類似的過程按相反方向進(jìn)行。

為了減少功率調(diào)節(jié)的響應(yīng)時(shí)間，在再循環(huán)流量控制器收到信號(hào)的同時(shí)，將壓力控制器壓力整定點(diǎn)指示暫時(shí)停在稍低的壓力下。這樣，反應(yīng)堆內(nèi)的水快速蒸發(fā)，使較多的蒸汽幾乎立即供給汽輪機(jī)，當(dāng)反應(yīng)堆的功率水平上升到所要求的負(fù)荷時(shí)，壓力再調(diào)節(jié)回到正常值。

反應(yīng)堆功率水平的控制是由再循環(huán)流量和控制棒相互配合來實(shí)現(xiàn)的。控制棒和再循環(huán)流量能自動(dòng)地控制或手動(dòng)地控制。通過再循環(huán)流量的控制，可以在額定功率的65%到100%之間調(diào)整反應(yīng)堆功率。在65%以下可采用控制棒進(jìn)行功率調(diào)節(jié)。

圖1中給出沸水堆控制系統(tǒng)。2100433B