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來源：互聯網

沸水堆（沸騰 H?O Reactor，BWR），是一種用于發電的輕水核反應堆。沸水堆其工作原理為：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，冷卻水溫度升高并逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽干燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發電。

沸水堆是由美國阿貢國家實驗室和通用電氣(GE) 在20世紀50年代中期開發的。目前的主要制造商是GE日立制作所核能公司，專門從事此類反應堆的設計和建造。沸水堆經歷了六次重大改進和發展。按照冷卻劑的種類來分，壓水堆和沸水堆都屬于輕水堆，都需使用低富集作燃料，使用普通水作為冷卻劑和慢化劑的核反應堆。

沸水堆核電站系統由：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等組成。福島第一核電廠建于20世紀70年代，屬于沸水堆。

概念

沸水堆（沸騰 H?O Reactor，BWR），是一種用于發電的輕水核反應堆。與壓水堆（PWR）一樣采用低富集度二氧化鈾作核燃料，輕水作中子慢化劑和冷卻劑，但是允許冷卻水在堆芯內發生沸騰，并在反應堆上部經過汽水分離，將產生的蒸汽直接送汽輪發電機組發電。沸水堆只有一個回路，省去了容易發生泄漏的蒸汽發生器，因而顯得很簡單。

沸水堆是由美國阿貢國家實驗室和通用電氣(GE) 在20世紀50年代中期開發的。自從1960年世界上第一座示范性沸水堆核電站德累斯頓1投入運行以來，沸水堆經歷了六次重大改進和發展。在經濟性方面，增大單堆容量，加深燃料燃耗，提高發電效率和功率密度:在安全性方面，不斷改進燃料特性，降低堆芯功率峰值，增強堆內自然循環能力，提高反應堆的安全可靠性。

按照冷卻劑的種類來分，壓水堆和沸水堆都屬于輕水堆，輕水堆就是使用普通水作為冷卻劑和慢化劑的核反應堆。沸水堆核電站系統由：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等組成。

工作原理

沸水堆其工作原理為：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，冷卻水溫度升高并逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽干燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發電。

核電歷史

核電作為技術成熟的清潔能源，與火電相比，不排放二氧化硫、煙塵、氮氧化物和二氧化碳等物質，具有資源消耗少、環境影響小和能源保障力強等優點，在滿足能源需求快速增長的同時，兼顧生態環境保護。核電技術起步于上世紀中期，迄今已發展至第四代核電技術。

核電站技術主要可劃分四代核電技術。其中，第一代是實驗性的核電站，已經基本全部退役；第二代是以壓水堆/沸水堆為主標準化、系列化和批量化建設的商業堆，是在運機組的主力；第三代是安全性更高的核電站，是在建機組的主力，處于加速推廣期；第四代仍處于在研發階段。

世界主流核電站皆采用第二代或第三代核電技術。其中，第二代和第三代的主要核電堆型包括壓水堆和沸水堆等，在安全性和經濟性上較前一代都有提升。第四代核電技術以在安全性、經濟性、核廢物處理、防止核擴散上更為出色，代表堆型包括鈉冷快堆、鉛冷快堆、氣冷快堆、超高溫氣冷堆等，高溫氣冷堆也被稱為“不會熔毀的反應堆”。

參考資料：

基本構造

沸水堆核電站是以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等。

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，從燃料棒那里得到了熱量，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干燥器，將分離出的蒸汽來推動汽輪發電機組發電。

結構特征

典型的沸水堆核電站的外形是一個呈鐘罩形的壓力容器，上蓋用螺栓與殼體連接，換料時可以打開，殼體與底部支承焊接固定，反應堆殼體內裝有堆芯、堆內支承結構、汽水分離器、蒸汽干燥器和噴射泵等設備。

沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形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、防止水進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。

沸水堆與壓水堆不同之處在于冷卻水保持在較低的壓力（約為70個大氣壓）下，水通過堆芯變成約285℃的蒸汽，并直接被引入汽輪機。所以，沸水堆只有一個回路，省去了容易發生泄漏的蒸汽發生器，因而顯得很簡單。

主系統

堆芯

主要由燃料組件、控制棒組件等組成。沸水堆燃料組件為正方形有盒組件。組件盒內燃料棒排列成7×7或8×8柵陣。棒外徑約12.3毫米，高約4.1米，其中活性段高約3.8米。燃料芯塊為不同富集度的UO2，平均富集度為2%～3%。堆芯使用3～4種富集度燃料，在若干芯塊中加入氧化Gd2O3可燃毒物，用以展平組件內中子注量率分布并補償燃耗反應性虧損。燃料棒包殼材料和組件盒材料均為鋯2合金。堆芯由800個左右燃料組件排列而成。

控制棒

原理

沸水堆控制棒呈十字形，插在四個方盒組件之間，中子吸收材料為碳化硼粉末，裝在細不銹鋼管內，每根控制棒內裝有幾十根含碳化硼的不銹鋼管，從堆底引入。

作用

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，堆芯熱中子注量率分布不均勻，其峰值下移。由堆芯底部引入有助于展平中子注量率。

2、可以空出堆芯上方空間用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靠重力自動插進堆芯，因此，沸水堆控制棒驅動機構需非常可靠，通常采用液壓驅動，也有采用機械液壓或電氣液壓驅動。機械或電氣驅動用于正常控制。快速緊急停堆用液壓驅動，并配置有一個單獨的蓄壓器。

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。這種功率調節就可使功率改變而不需控制棒進行任何動作。

蒸汽-給水系統

沸水反應堆最顯著的特征是，允許冷卻劑水在堆芯內沸騰．離開堆芯的蒸汽必須經過去濕，這個過程在反應堆容器上部進行。蒸汽要經過汽水分離器(在旋流葉片中，作用于蒸汽流的離心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器，然后被傳輸到汽輪機，再驅動發電機產生電力。蒸汽在給水廠房冷凝后，形成凝結水，經過再加熱后返回反應堆容器。

反應堆輔助系統

輔助區是電站的配套設施區域，該區域的主要作用是為核電站的生產和生活提供必要的支持和保障。

沸水堆與壓水堆

沸水堆和壓水堆都是屬于輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，采用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構成；燃料放置于壓力容器當中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發電部分功能也都一樣。