压水堆

重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。 压水堆使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。 沸水堆又叫轻水堆，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，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

不一样。我国和德国的高温气冷堆用的是燃料球，日本和美国的高温气冷堆用的是燃料棒，外面包覆碳和碳化硅陶瓷耐高温材料。而压水堆用的燃料棒外壳是套在金属（锆合金）管内。使用锆合金外壳的燃料棒，正常工作温度300-400度。而新型耐高温材料则可达1600度，冷却剂出口温度800-900度，极大地提高了发电效率。当然里头的东西都是粉末烧结的UO2芯块。可以说正是燃料球（棒）外壳的技术革新（在更高温度下，能够保证抗腐蚀能力和较低的热中子吸收截面），才会使用惰性气体冷却技术（提高冷却剂出口温度以提高能源利用效率）。因此，高温气冷堆和压水堆最大的技术区别就在于燃料棒（球）的外壳覆层。也正是这种耐高温的特性，也使得高温气冷堆的安全性得以提升（因事故导致堆芯温度过高，出现燃料棒外壳融化的可能性降低）。

燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障；把这些小的铀块重叠在高3米，外径9.5毫米，厚0.57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障；从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。扩展资料目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。参考资料来源：百度百科——压水堆核电站

1 核反应堆根据燃料类型分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆； 根据中子能量分为快中子堆和热中子堆； 根据冷却剂(载热剂)材料分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆； 根据慢化剂(减速剂)分 为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆 根据中子通量分为高通量堆和一般能量堆； 根据热工状态分为沸腾堆、非沸腾堆、压水堆； 根据运行方式分为脉冲堆和稳态堆，等等。 核反应堆概念上可有900多种设计，但现实能由理论到实际的是很少的。2压水堆 使用加压轻水（h2o）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为加浓铀。 当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。 一、用循环水带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。 导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。高温高压水将热能带到蒸汽发生器，产生的水蒸汽推动叶片，让发电机发电。 核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。 p s：铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作 哈哈 顺便复习一下哈！

反应堆通过核反应产生大量的热，将热量传递给高压水（15.5MPa）使其升温（310度），这个水有在蒸汽发生器里将热量释放，加热另一个管道的水变为蒸汽，蒸汽到汽轮机做功使汽机转动并带动发电机发电。这是个很复杂的过程，只能简单这样说，这样说的很不准确。其实和火电厂差不多，都是产生热量加热水变为汽，再推动汽轮机做功。不同的是火电厂用煤产生热，核电厂用核反应产生热量。视频：http://www.tudou.com/programs/view/Is58aqqntbg/?fr=1

压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。　　压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。　　堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。　　以下内容来自：《教学参考资料》初中物理第二册　　压水堆是目前比较广泛采用的核反应堆。其特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须保持在高压状态。图9－10是压水堆核电站的流程示意图。燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。把这些小的铀块重叠在高3米，外径9．5毫米，厚0．57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。每200多根铀棒，排列成横17排，纵17排的燃料元件。如果堆内有100多个这样的燃料元件，即可成为90万千瓦的压水堆核电站。整个堆芯放在内径为4米，高为13米，厚为0．2米的压力壳内。壳内压强为155个大气压。可把水加热到330℃以上。温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。

一. 沸水堆与压水堆工作原理沸水堆（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。压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，其余均为压水堆，二. 沸水堆与压水堆共同点沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器；燃料都是以组件的形式在堆芯排布，组件由栅格排布的燃料栅元组成，燃料栅元由燃料芯块、包壳构成；燃料放置于压力容器当中，外面有安全壳，具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障；沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。三. 沸水堆与压水堆的主要区别沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。四. 压水堆相对沸水堆的优势沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生；而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。另外，对于控制棒向上引入的反应堆，其堆芯上部的功率高于底部，当反应堆丧失冷却后，会导致产生热量大的地方带走热量少，上部的燃料发生熔毁的概率增加。沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，则会导致带有放射性的气体进入大气，同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却；压水堆冷却动力丧失时，可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现局部沸腾，依靠一二回路的温差实现自然循环，让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系，拥有类似水塔性质的蓄水，至于安全壳上层，可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却；另外堆芯有排气管道开放外界，压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系，所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动，在柴油发电机无法启动的情况下，导致温度失控。沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。沸水堆压力远低于压水堆压力，因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。压水堆由于压力高，且多了蒸汽发生器、稳压器等设备，技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开，因此安全性高于沸水堆。五. 压水堆的发展趋势压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。我国核电站以及潜艇基本都采用了先进的压水堆核电机组，安全性比福岛高很多。20世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求的第三代压水堆。其中有代表的有法、德合作开发的欧洲动力堆EPR和美国西屋公司研发的AP1000。EPR提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件；AP1000则以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色。安全可靠是核电站发展的基石，中国也始终把核电安全放在第一位。我们有理由相信，随着经验的积累以及技术的进步，核电站的安全性能将逐步得到进一步提高，将要发展的第三代反应堆和未来的第四代反应堆会为我们安全利用核能营造新的环境。

核电厂用核燃料释放出的裂变能加热蒸发器的水产生蒸汽。压水堆和沸水堆都用轻水做冷却剂和慢化剂。正常运行时，压水堆冷却堆芯的水工作在高温高压的单相水状态，不直接产生蒸汽，而是将堆芯的核裂变能载到蒸发器，然后通过传热的方式将蒸发器两侧的冷却剂加热并产生蒸汽。

你好！现在有的堆型有重水堆、压水堆、沸水堆、高温气冷堆、快中子堆等等。压水堆核电站的工作原理是通过U-235的裂变反应将核能释放出来，经过堆芯的高温高压水将堆芯的热量带到蒸汽发生器，产生的蒸汽推动汽轮机发电。打字不易，采纳哦！

不同类型反应堆的核电站，其动力回路也不同。压水堆核电站动力装置主要由反应堆、一次冷却水回路（简称一回路）、二次汽、水回路（又称二回路）及其辅助回路系统组成。一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备所组成。高温高压的冷却水由主循环泵唧送流经反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器再将热量传递给在管外流动的二回路给水，使它变成蒸汽，此后，再由主循环泵将冷却剂重新唧送至反应堆内。如此循环往复，构成一个密闭的循环回路。二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置。它由汽水分离器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器、除氧器等设备组成。二回路给水吸收了一回路的热量后成为蒸汽、然后进入汽轮机作功，带动发电机发电。作功后的乏汽排入冷凝器内、凝结成水，然后由凝结水泵送入加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，构成二回路的密闭循环。核电站的二回路系统与普通火电站的动力回路相似。核电站一般由一回路厂房、二回路厂房、一回路辅助厂房，输配电厂房、循环水泵房及三废处理厂房组成。@韩栋文(本文共计1页)