氢原子百科 
沸水堆（Boiling Water Reactor，BWR），是一种用于发电的轻水核反应堆。[注1]沸水堆其工作原理为：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。[1]
沸水堆是由美国阿贡国家实验室和通用电气(GE) 在20世纪50年代中期开发的。目前的主要制造商是GE日立核能公司，专门从事此类反应堆的设计和建造。沸水堆经历了六次重大改进和发展。[2][5][6]按照冷却剂的种类来分，压水堆和沸水堆都属于轻水堆，都需使用低富集铀作燃料，[3][1]使用普通水作为冷却剂和慢化剂的核反应堆。[4]
沸水堆核电站系统由：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等组成。[3][7]福岛第一核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。[1]
概念
沸水堆（Boiling Water Reactor，BWR），是一种用于发电的轻水核反应堆。[注1]与压水堆（PWR）一样采用低富集度二氧化铀作核燃料，轻水[注2]作中子慢化剂和冷却剂，但是允许冷却水在堆芯内发生沸腾，并在反应堆上部经过汽水分离，将产生的蒸汽直接送汽轮发电机组发电。沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。[3][1][9][10]
沸水堆是由美国阿贡国家实验室和通用电气(GE) 在20世纪50年代中期开发的。自从1960年世界上第一座示范性沸水堆核电厂德累斯顿-1投入运行以来，沸水堆经历了六次重大改进和发展。在经济性方面，增大单堆容量，加深燃料燃耗，提高发电效率和功率密度:在安全性方面，不断改进燃料特性，降低堆芯功率峰值，增强堆内自然循环能力，提高反应堆的安全可靠性。[2][5][6][10]
按照冷却剂的种类来分，压水堆和沸水堆都属于轻水堆，轻水堆就是使用普通水作为冷却剂和慢化剂的核反应堆。[4]沸水堆核电站系统由：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等组成。[3][7]
工作原理
沸水堆其工作原理为：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。[1]
核电历史
核电作为技术成熟的清洁能源，与火电相比，不排放二氧化硫、烟尘、氮氧化物和二氧化碳等物质，具有资源消耗少、环境影响小和能源保障力强等优点，在满足能源需求快速增长的同时，兼顾生态环境保护。核电技术起步于上世纪中期，迄今已发展至第四代核电技术。[11][12]
核电站技术主要可划分四代核电技术。其中，第一代是实验性的核电站，已经基本全部退役；第二代是以压水堆/沸水堆为主标准化、系列化和批量化建设的商业堆，是在运机组的主力；第三代是安全性更高的核电站，是在建机组的主力，处于加速推广期；第四代仍处于在研发阶段。[11]
世界主流核电站皆采用第二代或第三代核电技术。其中，第二代和第三代的主要核电堆型包括压水堆和沸水堆等，在安全性和经济性上较前一代都有提升。第四代核电技术以在安全性、经济性、核废物处理、防止核扩散上更为出色，代表堆型包括钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超高温气冷堆等，高温气冷堆也被称为“不会熔毁的反应堆”。[11][12][13]
| 技术类别 | 起始时间 | 主要特点 | 主要堆型 |
|---|---|---|---|
| 第一代 核电技术 | 20世纪50年代至60年代中期 | 多为早期原型机,使用天然铀燃料和石墨慢化剂。证明了能发电的技术可行性,具有研究探索的试验原型堆性质。设计上比较粗糙,结构松散,尽管机组发电容量不大,一般在30万千瓦之内但体积较大。且在设计中没有系统、规范、科学的安全标准作为指导和准则,存在许多安全隐患,发电成本也较高 | 美国希平港核电站、德累斯顿核电站、英国卡德霍尔生产发电两用的石墨气冷堆核电厂、前苏联APS-1压力管式石墨水冷堆核电站、加拿大NPD天然铀重水堆核电站等 |
| 第二代 核电技术 | 20世纪60年代至90年代 | 是较为成熟的商业化反应堆,使用浓缩铀燃料,以水作为冷却剂和慢化剂,其堆芯熔化概率和大规模释放放射性物质概率分别为10-4和10-5量级。反应堆寿命约40年。在第一代核技术的基础上,它实现了商业化、标准化等,单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高,达到百万千瓦级。目前全世界在运核电机组大多数使用第二代技术或其改进型 | 压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、加压重水堆(PHWR)、石墨气冷堆(GCR)、及石墨水冷堆(LWGR)等 |
| 第三代 核电技术 | 20世纪90年代至今 | 第三代核电技术指满足美国"先进轻水堆型用户要求"(URRD)和"欧洲用户对轻水堆型核电站的要求"(EUR)的压7K堆型技术核电机组,是具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。其堆芯熔化概率和大规模释放放射性物质概率分别为107和10-8量级。反应堆寿命约60年 | 先进沸水堆(ABWR)、非能动先进压水堆(AP600/AP1000)、欧洲压水堆(EPR)及华龙一号等 |
| 第四代 核电技术 | 21世纪 | 目前尚处于可行性研究阶段,目标是满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。预计将有封闭的核燃料产业链,提高核燃料使用效率,或将使用锕元素作为燃料,显著降低核废料半衰期,提高核能使用的安全性 | 钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超高温气冷堆等，中国华能石岛湾核电站示范工程1号反应堆 |
参考资料：[11][14][13]
基本构造
沸水堆核电站是以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。[3]沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。[3]
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。[9]
结构特征
典型的沸水堆核电站的外形是一个呈钟罩形的压力容器，上盖用螺栓与壳体连接，换料时可以打开，壳体与底部支承焊接固定，反应堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等设备。[10]
沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。[9]
沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。[9]
堆芯
主要由燃料组件、控制棒组件等组成。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12.3毫米，高约4.1米，其中活性段高约3.8米。燃料芯块为不同富集度的UO2，平均富集度为2%～3%。堆芯使用3～4种富集度燃料，在若干芯块中加入氧化钆Gd2O3可燃毒物，用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-2合金。堆芯由800个左右燃料组件排列而成。[10]
原理
沸水堆控制棒呈十字形，插在四个方盒组件之间，中子吸收材料为碳化硼粉末，装在细不锈钢管内，每根控制棒内装有几十根含碳化硼的不锈钢管，从堆底引入。[10]
作用
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。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，并配置有一个单独的蓄压器。[10]
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而不需控制棒进行任何动作。[10]
蒸汽-给水系统
沸水反应堆最显著的特征是，允许冷却剂水在堆芯内沸腾．离开堆芯的蒸汽必须经过去湿，这个过程在反应堆容器上部进行。蒸汽要经过汽水分离器(在旋流叶片中，作用于蒸汽流的离心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器，然后被传输到汽轮机，再驱动发电机产生电力。蒸汽在给水厂房冷凝后，形成凝结水，经过再加热后返回反应堆容器。[15]
反应堆辅助系统
辅助区是电站的配套设施区域，该区域的主要作用是为核电站的生产和生活提供必要的支持和保障。[16]
沸水堆与压水堆
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。[1]
| - | 沸水堆（BWR） | 压水堆(PWR) |
|---|---|---|
| 蒸汽发生器 | 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 |
| 回路 | 沸水堆采用一个回路 | 压水堆有两个回路 |
| 控制棒 插入方式 | 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 |
| 回路压力 | 回路压力约为70个大气压 | 回路压力通常达150个大气压 |
| 冷却水 | 冷却水在堆内以汽液形式存在 | 冷却水不产生沸腾 |
| 安全性 | 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。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。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 |
参考资料：[1]
相关事故
参考资料 19
- 浅谈沸水堆与压水堆 — 中国科学院
- 轻水反应堆技术开发 - 阿贡国家实验室设计/建造的核反应堆 — 阿贡国家实验室
- 核电站 — 国家原子能机构
- [核电]核电站的类型都一样吗 — 国家核安全局
- 国际核能发电历史沿革 — 国家能源局
- 日本东芝/三菱/日立暗示将全面整合核电业务 — 人民网
- 什么是沸水堆核电站 — 国家原子能机构
- 什么是沸水反应堆 — 国际新能源网
- 核能博物馆 — 中国科普博览
- 参考 10
- 四代核电技术 — 国家能源局
- 核电行业研究报告：四代核电蓄势待发，细分领域百舸争流 — 电力网
- 四代核电全球首堆并网发电 — 人民网
- 全球首座第四代核电机组 华能石岛湾高温气冷堆示范工程并网发电 — 新华网
- 沸水堆反应堆设计 — 中国核电信息网
- 参考 16
- 一年后反思：日本福岛核事故发生的主要原因有哪些 — 国家能源局
- 日本政府拟将百万吨核废水排入大海 福岛核事故要全世界买单 — 吴忠市青铜峡监察委员会
- 起底日本东京电力公司处理核事故“黑历史” — 百家号
注释
- 压水堆和沸水堆都属于轻水堆，轻水堆就是使用普通水作为冷却剂和慢化剂的核反应堆。[4]
- 轻水：是指经净化的普通水[8]