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沸水堆(Boiling Water Reactor)是輕水堆的一種，沸水堆核電站工作流程是:冷卻劑(水)從堆芯下部流進，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒那裡得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，用分離出的高溫蒸汽來推動汽輪發電機組發電。

簡介

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是採用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：冷卻水從反應堆底部流進堆芯，對燃料棒進行冷卻，帶走裂變產生的熱能，冷卻水溫度升高並逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發電。福島核電站建於20世紀70年代，屬於沸水堆。 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、防止水滴進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。 沸水堆與壓水堆不同之處在於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。所以，沸水堆只有一個迴路，省去了蒸汽發生器。 輕水堆核電站相對於重水堆等其他堆型，優點是結構和運行都相對比較簡單，尺寸較小，造價低廉，燃料也比較經濟，具有良好的安全性、可靠性與經濟性。缺點是必須使用低濃鈾，目前採用輕水堆的國家，在核燃料供應上大多依賴美國和獨聯體。此外，輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發展輕水堆要比系列地發展重水堆多用天然鈾50%以上。 從維修來看，壓水堆因為一迴路和蒸汽系統分開，汽輪機未受放射性的沾污，所以，容易維修。而沸水堆是堆內產生的蒸汽直接進入汽輪機，這樣，汽輪機會受到放射性的沾污，所以在這方面的設計與維修都比壓水堆要麻煩一些。 截至1996年底為止，全世界已運行的沸水堆有94座，總功率78285MW，占全世界已運行核電廠反應堆總數的21.7%和總功率的22.7%。

電廠系統

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

沸水堆反應堆堆芯與壓水堆有相似之處，也用由細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加Gd203可燃毒物，以展平組件內中子通量密度分布並補償燃耗反應性虧損。組件內除燃料棒外有拉緊棒(結構需要)和水棒(棒內無芯塊，充水以增加局部區域的慢化劑)。燃料棒包殼材料為Zr-2合金，組件盒材料為Zr-4合金，換料時組件盒可復用。

沸水堆用十字形控制棒，插在四個相鄰燃料組件間的水隙中。十字形的每個翼中排列有18根不鏽鋼細管，管內裝有壓實的B4C細粉。

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置在堆芯內，但前兩者在功率運行時用驅動機構抽出堆芯，後者則固定裝設在堆芯內，並用可移動電離室定期進行檢定，中子探測器也由堆底引入。

沸水堆反應堆壓力容器雖與壓水堆的類似，但由於堆功率密度低，堆芯大，容器內尚有噴射泵、汽水分離器和乾燥器，故體積較後者大得多。

應急堆芯冷卻系統用於在堆芯失水時直接向堆內注入冷卻水以防止堆芯熔化。系統又分為四個分系統:①自動卸壓系統: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計中的一大特點，位於安全殼內，容量約4000m3，其作用是在主系統發生破裂時使汽水混合物直接經排汽管進入水池而被迅速冷凝，從而防止反應堆廠房超壓;或在系統超壓時使蒸汽經安全-卸壓閥排入水池，從而防止主系統壓力邊界受損。設置大容量抑壓水池也是滯留放射性物質的有效手段，在發生失水事故時可減少放射性物質對環境的釋放。此系統雖然不直接向堆內注水，但可使反應堆迅速卸壓，以利於其他分系統的注水。②高壓堆芯噴淋系統:在發生失水事故時，該系統通過噴淋環管直接向堆芯噴淋注水。它能在整個運行壓力區間工作。此系統先從冷凝水箱取水，水用完後再從抑壓水池取水。除正常電源外，此系統尚有單獨的柴油發電機供電。③低壓堆芯噴淋系統:此系統是在堆壓力降低而其他系統不足以保持反應堆容器內水位時投入工作，也通過環管向堆芯直接噴淋注水，防止堆芯裸露。系統從抑壓水池取水。④低壓冷卻劑注入系統:這是餘熱排出系統的一種運行方式，用於在失水事故時向反應堆容器內環形空間注水，使堆芯浸沒而不外露。

液體毒物注入系統用於在控制棒失效時使反應堆從滿功率下降到冷停堆狀態。此系統由運行人員在控制室內手動操作。毒物為硼酸鈉溶液

典型性能參數

冷卻劑壓力為7MPa，進、出口溫度分別為180℃和285.8℃，汽輪機新汽壓力為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熱效率可達33% 左右。

工作原理

來自汽輪機系統的給水進入反應堆壓力容器後，沿堆芯圍筒與容器內壁之間的環形空間下降，在噴射泵的作用下進入堆下腔室，再折而向上流過堆芯，受熱並部分汽化。汽水混合物經汽水分離器分離後，水分沿環形空間下降，與給水混合;蒸汽則經乾燥器後出堆，通往汽輪發電機，做功發電。蒸汽壓力約為7MPa，干度不小於99.75%。汽輪機乏汽冷凝後經淨化、加熱再由給水泵送入反應堆壓力容器，形成一閉合循環。再循環泵的作用是使堆內形成強迫循環，其進水取自環形空間底部，升壓後再送入反應堆容器內，成為噴射泵的驅動流。某些沸水堆用堆內循環泵取代再循環泵和噴射泵。

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。控制棒由堆芯底部引入有助於展平中子通量密度。②可以空出堆芯上方空間以安裝汽水分離器和乾燥器。但控制棒自堆底引入後就不能在控制動力源喪失後靠重力自動插進堆芯，因此沸水堆的控制棒驅動機構需非常可靠，通常都採用液壓驅動，也有採用機械/液壓或電氣/液壓驅動。在後兩種設計中，機械或電氣驅動用於正常控制。快速緊急停堆則都用液壓驅動，且每個機構或每兩個機構配有一單獨的蓄壓器。

反應堆的功率調節除用控制棒外，還可用改變再循環流量來實現。再循環流量提高，汽泡帶出率就提高，堆芯空泡減少，使反應性增加，功率上升，汽泡增多，直至達到新的平衡。這種功率調節比單獨用控制棒更方便靈活。僅用再循環流量調節就可使功率改變25%滿功率而不需控制棒任何運動。

沸水堆蒸汽直接由堆內產生，故不可避地要挾帶出由水中O-16原子核經快中子(n，p)反應所產生的N-16。N-16有很強的輻射，因此汽輪機系統在正常運行時都帶有強放射性，運行人員不能接近，還需有適當的屏蔽，但N-16的半衰期僅7.13s，故停機後不久就可基本完全衰變，不影響設備檢修。

與壓水堆的比較

①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都有結構緊湊、安全可靠、建造費低、負荷跟隨能力強等優點，其發電成本已可與常規火電廠競爭。兩者都須使用低濃鈾燃料，並使用飽和汽輪機。 ②沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器這一壓水堆的薄弱環節，減少了一大故障源。沸水堆的再循環管道比壓水堆的環路管道細得多，故管道斷裂事故的嚴重性遠不如後者。某些沸水堆還用堆內再循環泵取代堆外再循環泵和噴射泵，取消了堆外再循環管道，使事故概率進一步降低。 ③沸水堆的失水事故處理比壓水堆簡單，這是因為沸水堆正常工作於沸騰狀態，事故工況與正常工況有類似之外，而壓水堆則正常工作於過冷狀態，失水事故時發生體積沸騰，與正常工況差別較大。其次是沸水堆的應急堆芯冷 卻系統中有兩個分系統都從堆芯上方直接噴淋注水，而壓水堆的應急注水一般都要通過環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節比壓水堆的有更大的靈活性。 ⑤沸水堆直接產生蒸汽，除了直接接觸堆芯的高溫蒸汽的放射性問題外，還有燃料棒破損時的氣體和揮發性裂變產物都會直接污染汽輪機系統，故燃料棒的質量要求比壓水堆的更高。 ⑥沸水堆由於其燃耗深度（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。控制棒驅動機構較複雜，可靠性要求高，增加維修困難。 ⑧沸水堆控制棒自堆底引入，因此發生"未能應急停堆預計瞬態"的可能性比壓水堆的大。 "未能應急停堆預計瞬態"指發生某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入。 針對BWR在技術上和安全性能上的不足之處，美國GE公司聯合日本日立和東芝公司在BWR的基礎上開發設計了比BWR更先進、更安全、更經濟、更簡化的先進沸水堆ABWR。ABWR的最終設計已獲得美國核管會（NRC）的批准。世界上首台ABWR，日本的柏崎刈羽6號機組於1991年開工、1996年正式投入商業運行。