OTT沸水寶

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是采用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應堆，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(chǎn)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(jīng)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(fā)電。福島核電站建于20世紀70年代，屬于沸水堆。

沸水堆由壓力容器、燃料元件、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、防止水滴進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。

沸水堆與壓水堆不同之處在于冷卻劑水通過堆芯變成約285℃左右的蒸汽，被直接被引入汽輪機。所以，沸水堆只有一個回路，省去了蒸汽發(fā)生器。

輕水堆核電站相對于重水堆等其他堆型，優(yōu)點是結構和運行都相對比較簡單，尺寸較小，造價低廉，燃料也比較經(jīng)濟，具有良好的安全性、可靠性與經(jīng)濟性。缺點是必須使用低濃鈾，目前采用輕水堆的國家，在核燃料供應上大多依賴美國和獨聯(lián)體。此外，輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發(fā)展輕水堆要比系列地發(fā)展重水堆多用天然鈾50%以上。

從維修來看，壓水堆因為一回路和蒸汽系統(tǒng)分開，汽輪機未受放射性的沾污，所以，容易維修。而沸水堆是堆內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽直接進入汽輪機，這樣，汽輪機會受到放射性的沾污，所以在這方面的設計與維修都比壓水堆要麻煩一些。

截至1996年底為止，全世界已運行的沸水堆有94座，總功率78285MW，占全世界已運行核電廠反應堆總數(shù)的21.7%和總功率的22.7%。

沸水反應堆以輕水（普通水H2O）作為冷卻劑和中子慢化劑。反應堆冷卻系統(tǒng)內(nèi)壓強保持在70個大氣壓。在這里，來自汽輪機的給水進入壓力容器后，在280℃左右沸騰。汽水混合物經(jīng)過堆芯上方的汽水分離器和蒸汽干燥器過濾掉液態(tài)水后直接送到汽輪機。離開汽輪機的蒸汽經(jīng)過冷凝器凝結為液態(tài)水（給水）后，回流至反應堆，完成一個循環(huán)。

因沸水堆中一次蒸汽直接通往汽輪機，故該系統(tǒng)被稱為直接循環(huán)系統(tǒng)。由于此時堆芯的傳熱速度直接由系統(tǒng)中水的循環(huán)速度所決定，因此大型的沸水堆的堆芯圍筒（core shroud）外均裝有噴射泵（jet pump），以加快循環(huán)速度。

與壓水反應堆相比，沸水反應堆的構造更為簡單，且大大降低了反應堆的工作壓力和堆芯溫度，因此顯著提高了反應堆的安全性，降低了造價。但由于沸水堆的循環(huán)系統(tǒng)直接連接了堆芯和汽輪機，因此可能造成汽輪機受到放射性污染，給設計和維修帶來麻煩。

①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都有結構緊湊、安全可靠、建造費低、負荷跟隨能力強等優(yōu)點，其發(fā)電成本已可與常規(guī)火電廠競爭。兩者都須使用低濃鈾燃料，并使用飽和汽輪機。

②沸水堆系統(tǒng)比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發(fā)生器這一壓水堆的薄弱環(huán)節(jié)，減少了一大故障源。沸水堆的再循環(huán)管道比壓水堆的環(huán)路管道細得多，故管道斷裂事故的嚴重性遠不如后者。某些沸水堆還用堆內(nèi)再循環(huán)泵取代堆外再循環(huán)泵和噴射泵，取消了堆外再循環(huán)管道，使事故概率進一步降低。

③沸水堆的失水事故處理比壓水堆簡單，這是因為沸水堆正常工作于沸騰狀態(tài)，事故工況與正常工況有類似之外，而壓水堆則正常工作于過冷狀態(tài)，失水事故時發(fā)生體積沸騰，與正常工況差別較大。其次是沸水堆的應急堆芯冷 卻系統(tǒng)中有兩個分系統(tǒng)都從堆芯上方直接噴淋注水，而壓水堆的應急注水一般都要通過環(huán)路管道才能從堆芯底部注入冷卻水。

④沸水堆的流量功率調(diào)節(jié)比壓水堆的有更大的靈活性。

⑤沸水堆直接產(chǎn)生蒸汽，除了直接接觸堆芯的高溫蒸汽的放射性問題外，還有燃料棒破損時的氣體和揮發(fā)性裂變產(chǎn)物都會直接污染汽輪機系統(tǒng)，故燃料棒的質(zhì)量要求比壓水堆的更高。

⑥沸水堆由于其燃耗深度（約28000MW·d/t）比壓水堆的低，雖然燃料的富集度也低，但相同發(fā)電量的天然鈾需要量比壓水堆的大。

⑦沸水堆壓力容器底部除有為數(shù)眾多的控制棒開孔外，尚有中子探測器開孔，增加了小失水事故的可能性?？刂瓢趄寗訖C構較復雜，可靠性要求高，增加維修困難。

⑧沸水堆控制棒自堆底引入，因此發(fā)生"未能應急停堆預計瞬態(tài)"的可能性比壓水堆的大。

"未能應急停堆預計瞬態(tài)"指發(fā)生某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入。

針對BWR在技術上和安全性能上的不足之處，美國GE公司聯(lián)合日本日立和東芝公司在BWR的基礎上開發(fā)設計了比BWR更先進、更安全、更經(jīng)濟、更簡化的先進沸水堆ABWR。ABWR的最終設計已獲得美國核管會（NRC）的批準。世界上首臺ABWR，日本的柏崎刈羽6號機組于1991年開工、1996年正式投入商業(yè)運行。 2100433B