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沸水反应堆

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滨冈核电站沸水反应堆于1975年兴建时的空照图(日本国土交通省国土航空摄影)
滨冈核电站沸水反应堆于1975年兴建时的空照图(日本国土交通省国土航空摄影)

沸水反应堆(英语:boiling water reactor, BWR)是一种用来发电的轻水反应堆。沸水反应堆是第二常见的核能发电反应堆型式,在五十年代中期由爱达荷国家实验室Idaho National Laboratory)与通用电气公司共同研发成功。现在主要制造厂商是专门设计与建造这类反应堆的GE日立核能(GE Hitachi Nuclear Energy)。

概述

沸水反应堆工作原理示意图:   反应堆压力容器 核燃料棒 控制棒 循环泵 控制棒电动机 蒸汽 饲水 高压涡轮机 低压涡轮机 发电机 激磁机 冷凝器 冷却剂 预热器 给水泵 冷水泵 混凝土围阻体 连接至电网
沸水反应堆工作原理示意图:
  1. 反应堆压力容器
  2. 核燃料棒
  3. 控制棒
  4. 循环泵
  5. 控制棒电动机
  6. 蒸汽
  7. 饲水
  8. 高压涡轮机
  9. 低压涡轮机
  10. 发电机
  11. 激磁机
  12. 冷凝器
  13. 冷却剂
  14. 预热器
  15. 给水泵
  16. 冷水泵
  17. 混凝土围阻体
  18. 连接至电网

沸水反应堆以去离子水作为冷却剂coolant)和中子减速剂。反应堆堆芯进行的核裂变会产生热能,使得已冷却的水沸腾,变为高压蒸汽,从而驱动涡轮机,然后通过发电机转换为电能。离开涡轮机的蒸汽,经过冷凝器凝结为液态水(给水)后,回流至反应堆堆芯,完成一个循环。在堆芯里,已冷却的水保持在75个大气压,这会促使它在285℃左右沸腾

稍加比较,在压水反应堆堆芯内,由于维持高压强(大约158个大气压),不会出现大量的沸腾。但沸水反应堆构造简单,且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度,因此显著提高了反应堆的安全性,降低了造价。但由于沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和涡轮机,因此可能造成涡轮机受到放射性污染,给设计和维修带来麻烦。

BWR构成要素

  • 燃料 : 低浓缩铀
  • 冷却材・减速材 : 轻水

沸水式反应堆的沿革

量产第一系列(BWR/1–BWR/6)

  • 第一代 BWR: BWR/1 搭配 Mark I 围阻体
  • 第二代 BWR: BWR/2, BWR/3, 与部分 BWR/4,搭配 Mark I 围阻体,其他 BWR/4, BWR/5,搭配 Mark II 围阻体
  • 第三代 BWR: BWR/6 搭配 Mark III 围阻体

先进沸水反应堆 (ABWR)

进步型沸水式反应堆(ABWR),是一款符合第三代反应器规范的沸水反应堆。目前由奇异日立核能(GEH)和东芝合作生产。

简化沸水反应堆 (SBWR)

经济简化沸水反应堆 (ESBWR)

经济简化沸水反应堆 (Economic Simplified Boiling Water Reactor, ESBWR) 是第3+代的核能反应堆设计,始于90年代后期,GE工程师提出把简化沸水反应堆特点的被动安全设计,与先进沸水反应堆设计结合,另加大功率到1600MWe (4500 MWth)的方案。这个设计已送交美国核能管理委员会审核,并已到最后设计复审阶段。

参见

参考文献

外部链接


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