沸水堆核电厂

来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后(见图1)，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。改进型沸水堆取消了主系统管路和喷射泵，而在堆内装有数台内装式再循环泵。自汽水分离器和汽轮机凝汽器流回的给水由这些泵唧送回到堆芯去再循环，从而增加了堆芯循环倍率。

堆芯主要由核燃料组件、控制棒及中子测量器等组成。沸水堆燃料组件为正方形有盒组件。组件盒内燃料棒排列成7×7或8×8栅阵。棒外径约12.3mm，高约4.1m，其中活性段约3.8m。燃料芯块为不同富集度的UO₂，平均富集度为2.0%~3%，堆芯使用3~4种富集度燃料，在若干芯块中加入Gd₂O₃可燃毒物，以展平组件内中子注量率分布并补偿燃耗反应性亏损。燃料棒包壳材料和组件盒材料均为Zr-4合金。堆芯将由800个左右燃料组件排列而成。

沸水堆的控制棒呈十字形，插在四个方盒组件之间，中子吸收材料为碳化硼粉末，装在细的不锈钢管内，每根控制棒内装有几十支含碳化硼的不锈钢管。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，堆芯热中子注量率分布不均匀，其峰值下移。控制棒由堆芯底部引入有助于展平中子注量率。②可以空出堆芯上方空间用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，通常采用液压驱动，也有采用机械/液压或电气/液压驱动。机械或电气驱动用于正常控制。快速紧急停堆用液压驱动，并配置有一单独的蓄压器。

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。这种功率调节就可使功率改变25%满功率而不需控制棒任何动作。

沸水堆不用化学补偿反应性。燃耗反应性亏损除用控制棒外，还用燃料棒内加Gd₂O₃可燃毒物进行补偿。

沸水堆蒸汽直接在反应堆内产生，故不可避免地要挟带出由水中O经快中子(n，p)反应所产生的N。N有很强的γ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的半衰期仅7.13s，故停机后不久就可完全衰变，不影响设备检修。

包括：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。

反应堆厂房：沸水堆厂房的特点是在安全壳内还设一干井，反应堆即安装在此井内，见图2。干井的作用是：①承受失水事故瞬态压力，并通过排汽管将汽水混合物导入抑压水池；②提供屏蔽，使运行维修人员能在反应堆运行时进入安全壳内干井以外地区；③对失水事故时可能发生甩管、水流冲击和飞射物提供防护，以保护安全壳。干井顶部有一钢制密封顶，但可拆卸以便进行换料检修。

①沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、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。两者都须使用低富集铀燃料，并使用饱和汽轮机。②沸水堆的系统比压水堆的简单，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。③沸水堆的失水事故处理比压水堆的简单，应急堆芯冷却系统有两个分系统都从堆芯上方直接喷淋注水，而压水堆应急注水一般要通过环路管道才能进入堆芯。④沸水堆的流量功率调节比压水堆有更大的灵活性。⑤沸水堆直接产生蒸汽，除了N的放射性问题外，还有燃料棒破损时的裂变气体和挥发性裂变产物会直接污染汽轮机系统。⑥沸水堆由于其燃耗深度比压水堆的低，虽然燃料富集度低，但天然铀需要量比压水堆的大。⑦沸水堆压力容器底部设有为数众多的控制棒和中子探测器孔，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，维修困难。⑧沸水堆压力容器虽与压水堆的类似，但设计压力为压水堆的一半，而由于堆功率密度低，堆芯大，容器内还有再循环泵、汽水分离器和干燥器，故体积较后者大得多。如电功率为1100MW核电厂的反应堆容器高23m，直径6.4m，壁厚178mm，重达800t以上。⑨沸水堆控制棒自堆底引入，因此发生“未能紧急停堆的预计瞬变”的可能性比压水堆的大^[1]  。

沸水堆最先于20世纪50年代中由美国通用电气公司(GE)开发研制，其反应堆系统经历了从BWR-1到BWR-6不同阶段的发展。表中示出典型沸水堆核电厂参数。BWR-1以德累斯顿1号为代表，1960年投入运行，功率为200MW。采用了堆外汽水分离器，仍保留蒸汽发生器。BWR-2首次采用了直接循环，取消了蒸汽发生器，并开始采用流量功率调节和堆内中子注量率监测。BWR-3首次采用堆内喷射泵。BWR-4功率首次突破1000MW。BWR-5开始采用高压堆芯喷淋系统。BWR-6燃料组件从7×7改为8×8，安全壳采用Mark-Ⅲ。80年代开始，GE公司与日本东芝、日立公司合作开发先进沸水堆(ABWR)。主要改进有:①采用堆内再循环泵，取消喷射泵。②正常运行时用精密电机驱动控制棒，紧急停堆仍用液压驱动。③燃料棒内壁用纯锆衬里，以减少芯块-包壳相互作用，提高负荷跟踪能力。④采用先进检测控制系统，如数控、数字仪表、光纤多路传输、保护系统软件逻辑等。首座ABWR-1356MW机组已于1997年在日本柏崎·刈羽核电厂正式投入运行。

表1 典型沸水堆核电厂参数表