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沸水堆
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沸水堆(Boiling Water Reactor)是轻水堆的一种，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，用分离出的[[高温蒸汽]]来推动汽轮发电机组发电。
== 简介 ==
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。
沸水堆由[[压力容器]]、燃料元件、[[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、防止水滴进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。
沸水堆与压水堆不同之处在于冷却剂水通过堆芯变成约285℃左右的蒸汽，被直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了蒸汽发生器。
轻水堆核电站相对于重水堆等其他堆型，优点是结构和运行都相对比较简单，尺寸较小，造价低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。
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。
截至1996年底为止，全世界已运行的沸水堆有94座，总功率78285MW，占全世界已运行核电厂反应堆总数的21.7%和总功率的22.7%。
== 电厂系统 ==
有: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。
沸水堆反应堆堆芯与压水堆有相似之处，也用由细长形燃料棒组成的正方形燃料组件，但沸水堆组件为有盒组件。在每盒组件中若干选定的燃料棒芯块内加Gd203可燃毒物，以展平组件内中子通量密度分布并补偿燃耗反应性亏损。组件内除燃料棒外有拉紧棒(结构需要)和水棒(棒内无芯块，充水以增加局部区域的慢化剂)。燃料棒包壳材料为Zr-2合金，组件盒材料为Zr-4合金，换料时组件盒可复用。
沸水堆用十字形控制棒，插在四个相邻燃料组件间的水隙中。十字形的每个翼中排列有18根不锈钢细管，管内装有压实的B4C细粉。
与压水堆不同，沸水堆的源量程、中间量程和功率量程中子探测器都设置在堆芯内，但前两者在功率运行时用驱动机构抽出堆芯，后者则固定装设在堆芯内，并用可移动电离室定期进行检定，中子探测器也由堆底引入。
沸水堆反应堆压力容器虽与压水堆的类似，但由于堆功率密度低，堆芯大，容器内尚有喷射泵、汽水分离器和干燥器，故体积较后者大得多。
应急堆芯冷却系统用于在堆芯失水时直接向堆内注入冷却水以防止堆芯熔化。系统又分为四个分系统:①自动卸压系统:由若干安全-卸压阀和大容量抑压水池组成。大容量抑压水池是沸水堆核电厂设计中的一大特点，位于安全壳内，容量约4000m3，其作用是在主系统发生破裂时使汽水混合物直接经排汽管进入水池而被迅速冷凝，从而防止反应堆厂房超压;或在系统超压时使蒸汽经安全-卸压阀排入水池，从而防止主系统压力边界受损。设置大容量抑压水池也是滞留放射性物质的有效手段，在发生失水事故时可减少放射性物质对环境的释放。此系统虽然不直接向堆内注水，但可使反应堆迅速卸压，以利于其他分系统的注水。②高压堆芯喷淋系统:在发生失水事故时，该系统通过[[喷淋环管]]直接向堆芯喷淋注水。它能在整个运行压力区间工作。此系统先从[[冷凝水箱]]取水，水用完后再从抑压水池取水。除正常电源外，此系统尚有单独的柴油[[发电机]]供电。③低压堆芯喷淋系统:此系统是在堆压力降低而其他系统不足以保持反应堆容器内水位时投入工作，也通过环管向堆芯直接喷淋注水，防止堆芯裸露。系统从[[抑压水池]]取水。④低压冷却剂注入系统:这是余热排出系统的一种运行方式，用于在失水事故时向反应堆容器内环形空间注水，使堆芯浸没而不外露。
液体毒物注入系统用于在控制棒失效时使反应堆从满功率下降到冷停堆状态。此系统由运行人员在控制室内手动操作。毒物为[[硼酸钠溶液]]
== 典型性能参数 ==
冷却剂压力为7MPa，进、出口温度分别为180℃和285.8℃，汽轮机新汽压力为6.75MPa，新汽温度为 283℃，比燃耗约为27500兆瓦日/吨铀，平均燃料比功率为22.1kW/kg，平均功率密度为50.6kW/L，与之配套的核电站循环热效率可达33% 左右。
== 工作原理 ==
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。
== 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、安全可靠、建造费低、负荷跟随能力强等优点，其发电成本已可与常规火电厂竞争。两者都须使用低浓铀燃料，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(Boiling Water Reactor)是轻水堆的一种，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，用分离出的[[高温蒸汽]]来推动汽轮发电机组发电。
== 简介 ==
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。
沸水堆由[[压力容器]]、燃料元件、[[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、防止水滴进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。
沸水堆与压水堆不同之处在于冷却剂水通过堆芯变成约285℃左右的蒸汽，被直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了蒸汽发生器。
轻水堆核电站相对于重水堆等其他堆型，优点是结构和运行都相对比较简单，尺寸较小，造价低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。
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。
截至1996年底为止，全世界已运行的沸水堆有94座，总功率78285MW，占全世界已运行核电厂反应堆总数的21.7%和总功率的22.7%。
== 电厂系统 ==
有: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。
沸水堆反应堆堆芯与压水堆有相似之处，也用由细长形燃料棒组成的正方形燃料组件，但沸水堆组件为有盒组件。在每盒组件中若干选定的燃料棒芯块内加Gd203可燃毒物，以展平组件内中子通量密度分布并补偿燃耗反应性亏损。组件内除燃料棒外有拉紧棒(结构需要)和水棒(棒内无芯块，充水以增加局部区域的慢化剂)。燃料棒包壳材料为Zr-2合金，组件盒材料为Zr-4合金，换料时组件盒可复用。
沸水堆用十字形控制棒，插在四个相邻燃料组件间的水隙中。十字形的每个翼中排列有18根不锈钢细管，管内装有压实的B4C细粉。
与压水堆不同，沸水堆的源量程、中间量程和功率量程中子探测器都设置在堆芯内，但前两者在功率运行时用驱动机构抽出堆芯，后者则固定装设在堆芯内，并用可移动电离室定期进行检定，中子探测器也由堆底引入。
沸水堆反应堆压力容器虽与压水堆的类似，但由于堆功率密度低，堆芯大，容器内尚有喷射泵、汽水分离器和干燥器，故体积较后者大得多。
应急堆芯冷却系统用于在堆芯失水时直接向堆内注入冷却水以防止堆芯熔化。系统又分为四个分系统:①自动卸压系统:由若干安全-卸压阀和大容量抑压水池组成。大容量抑压水池是沸水堆核电厂设计中的一大特点，位于安全壳内，容量约4000m3，其作用是在主系统发生破裂时使汽水混合物直接经排汽管进入水池而被迅速冷凝，从而防止反应堆厂房超压;或在系统超压时使蒸汽经安全-卸压阀排入水池，从而防止主系统压力边界受损。设置大容量抑压水池也是滞留放射性物质的有效手段，在发生失水事故时可减少放射性物质对环境的释放。此系统虽然不直接向堆内注水，但可使反应堆迅速卸压，以利于其他分系统的注水。②高压堆芯喷淋系统:在发生失水事故时，该系统通过[[喷淋环管]]直接向堆芯喷淋注水。它能在整个运行压力区间工作。此系统先从[[冷凝水箱]]取水，水用完后再从抑压水池取水。除正常电源外，此系统尚有单独的柴油[[发电机]]供电。③低压堆芯喷淋系统:此系统是在堆压力降低而其他系统不足以保持反应堆容器内水位时投入工作，也通过环管向堆芯直接喷淋注水，防止堆芯裸露。系统从[[抑压水池]]取水。④低压冷却剂注入系统:这是余热排出系统的一种运行方式，用于在失水事故时向反应堆容器内环形空间注水，使堆芯浸没而不外露。
液体毒物注入系统用于在控制棒失效时使反应堆从满功率下降到冷停堆状态。此系统由运行人员在控制室内手动操作。毒物为[[硼酸钠溶液]]
== 典型性能参数 ==
冷却剂压力为7MPa，进、出口温度分别为180℃和285.8℃，汽轮机新汽压力为6.75MPa，新汽温度为 283℃，比燃耗约为27500兆瓦日/吨铀，平均燃料比功率为22.1kW/kg，平均功率密度为50.6kW/L，与之配套的核电站循环热效率可达33% 左右。
== 工作原理 ==
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。
== 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、安全可靠、建造费低、负荷跟随能力强等优点，其发电成本已可与常规火电厂竞争。两者都须使用低浓铀燃料，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。