[科普中國]-沸水堆

沸水堆（Boiling Water Reactor）：全稱“沸騰水反應(yīng)堆”。是輕水堆的一種，以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸氣的動力核反應(yīng)堆。

簡介沸水堆（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(yīng)堆，其工作原理為：冷卻水從反應(yīng)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。1

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(jié)構(gòu)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(yīng)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(shè)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(yīng)堆總數(shù)的21.7%和總功率的22.7%。

工作原理及主要特點來自汽輪機系統(tǒng)的給水進入反應(yīng)堆壓力容器后，沿堆芯圍筒與容器內(nèi)壁之間的環(huán)形空間下降，在噴射泵的作用下進入堆下腔室，再折而向上流過堆芯，受熱并部分汽化。汽水混合物經(jīng)汽水分離器分離后，水分沿環(huán)形空間下降，與給水混合；蒸汽則經(jīng)干燥器后出堆，通往汽輪發(fā)電機，做功發(fā)電。蒸汽壓力約為7MPa，干度不小于99.75%。汽輪機乏汽冷凝后經(jīng)凈化、加熱再由給水泵送入反應(yīng)堆壓力容器，形成一閉合循環(huán)。再循環(huán)泵的作用是使堆內(nèi)形成強迫循環(huán)，其進水取自環(huán)形空間底部，升壓后再送入反應(yīng)堆容器內(nèi)，成為噴射泵的驅(qū)動流。某些沸水堆用堆內(nèi)循環(huán)泵取代再循環(huán)泵和噴射泵。

沸水堆的控制棒從堆底引入，原因是：①沸水堆堆芯上部蒸汽含量較多，造成堆芯上部中子慢化不足，這樣，堆芯熱中子通量分布不均勻，其峰值下移。控制棒由堆芯底部引入有助于展平中子通量密度。②可以空出堆芯上方空間以安裝汽水分離器和干燥器。但控制棒自堆底引入后就不能在控制動力源喪失后靠重力自動插進堆芯，因此沸水堆的控制棒驅(qū)動機構(gòu)需非?？煽浚ǔ６疾捎靡簤候?qū)動，也有采用機械/液壓或電氣/液壓驅(qū)動。在后兩種設(shè)計中，機械或電氣驅(qū)動用于正?？刂啤？焖倬o急停堆則都用液壓驅(qū)動，且每個機構(gòu)或每兩個機構(gòu)配有一單獨的蓄壓器。

反應(yīng)堆的功率調(diào)節(jié)除用控制棒外，還可用改變再循環(huán)流量來實現(xiàn)。再循環(huán)流量提高，汽泡帶出率就提高，堆芯空泡減少，使反應(yīng)性增加，功率上升，汽泡增多，直至達到新的平衡。這種功率調(diào)節(jié)比單獨用控制棒更方便靈活。僅用再循環(huán)流量調(diào)節(jié)就可使功率改變25%滿功率而不需控制棒任何運動。

沸水堆蒸汽直接由堆內(nèi)產(chǎn)生，故不可避地要挾帶出由水中O-16原子核經(jīng)快中子（n，p）反應(yīng)所產(chǎn)生的N-16。N-16有很強的輻射，因此汽輪機系統(tǒng)在正常運行時都帶有強放射性，運行人員不能接近，還需有適當?shù)钠帘危玁-16的半衰期僅7.13s，故停機后不久就可基本完全衰變，不影響設(shè)備檢修。

典型性能參數(shù)冷卻劑壓力為7MPa，進、出口溫度分別為180℃和285.8℃，汽輪機新汽壓力為6.75MPa，新汽溫度為 283℃，比燃耗約為27500兆瓦日/噸鈾，平均燃料比功率為22.1kW/kg，平均功率密度為50.6kW/L，與之配套的核電站循環(huán)熱效率可達33% 左右。

電廠系統(tǒng)有：①主系統(tǒng)（包括反應(yīng)堆）；②蒸汽-給水系統(tǒng)；③反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)，其中包括應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)；④放射性廢物處理系統(tǒng)；⑤檢測和控制系統(tǒng)；⑥廠用電系統(tǒng)。其中蒸汽-給水系統(tǒng)、放射性廢物處理系統(tǒng)、廠用電系統(tǒng)以及反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)中的設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、廠用水系統(tǒng)等都與壓水堆核電廠有關(guān)系統(tǒng)類似。

沸水堆反應(yīng)堆堆芯與壓水堆有相似之處，也用由細長形燃料棒組成的正方形燃料組件，但沸水堆組件為有盒組件。在每盒組件中若干選定的燃料棒芯塊內(nèi)加Gd203可燃毒物，以展平組件內(nèi)中子通量密度分布并補償燃耗反應(yīng)性虧損。組件內(nèi)除燃料棒外有拉緊棒（結(jié)構(gòu)需要）和水棒（棒內(nèi)無芯塊，充水以增加局部區(qū)域的慢化劑）。燃料棒包殼材料為Zr-2合金，組件盒材料為Zr-4合金，換料時組件盒可復(fù)用。

沸水堆用十字形控制棒，插在四個相鄰燃料組件間的水隙中。十字形的每個翼中排列有18根不銹鋼細管，管內(nèi)裝有壓實的B4C細粉。

與壓水堆不同，沸水堆的源量程、中間量程和功率量程中子探測器都設(shè)置在堆芯內(nèi)，但前兩者在功率運行時用驅(qū)動機構(gòu)抽出堆芯，后者則固定裝設(shè)在堆芯內(nèi)，并用可移動電離室定期進行檢定，中子探測器也由堆底引入。

沸水堆反應(yīng)堆壓力容器雖與壓水堆的類似，但由于堆功率密度低，堆芯大，容器內(nèi)尚有噴射泵、汽水分離器和干燥器，故體積較后者大得多。

應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)用于在堆芯失水時直接向堆內(nèi)注入冷卻水以防止堆芯熔化。系統(tǒng)又分為四個分系統(tǒng)：①自動卸壓系統(tǒng)：由若干安全-卸壓閥和大容量抑壓水池組成。大容量抑壓水池是沸水堆核電廠設(shè)計中的一大特點，位于安全殼內(nèi)，容量約4000m3，其作用是在主系統(tǒng)發(fā)生破裂時使汽水混合物直接經(jīng)排汽管進入水池而被迅速冷凝，從而防止反應(yīng)堆廠房超壓；或在系統(tǒng)超壓時使蒸汽經(jīng)安全-卸壓閥排入水池，從而防止主系統(tǒng)壓力邊界受損。設(shè)置大容量抑壓水池也是滯留放射性物質(zhì)的有效手段，在發(fā)生失水事故時可減少放射性物質(zhì)對環(huán)境的釋放。此系統(tǒng)雖然不直接向堆內(nèi)注水，但可使反應(yīng)堆迅速卸壓，以利于其他分系統(tǒng)的注水。②高壓堆芯噴淋系統(tǒng)：在發(fā)生失水事故時，該系統(tǒng)通過噴淋環(huán)管直接向堆芯噴淋注水。它能在整個運行壓力區(qū)間工作。此系統(tǒng)先從冷凝水箱取水，水用完后再從抑壓水池取水。除正常電源外，此系統(tǒng)尚有單獨的柴油發(fā)電機供電。③低壓堆芯噴淋系統(tǒng)：此系統(tǒng)是在堆壓力降低而其他系統(tǒng)不足以保持反應(yīng)堆容器內(nèi)水位時投入工作，也通過環(huán)管向堆芯直接噴淋注水，防止堆芯裸露。系統(tǒng)從抑壓水池取水。④低壓冷卻劑注入系統(tǒng)：這是余熱排出系統(tǒng)的一種運行方式，用于在失水事故時向反應(yīng)堆容器內(nèi)環(huán)形空間注水，使堆芯浸沒而不外露。

液體毒物注入系統(tǒng)用于在控制棒失效時使反應(yīng)堆從滿功率下降到冷停堆狀態(tài)。此系統(tǒng)由運行人員在控制室內(nèi)手動操作。毒物為硼酸鈉溶液。

反應(yīng)堆廠房沸水堆廠房的特點是在安全殼內(nèi)設(shè)一干井，反應(yīng)堆即安裝在此井內(nèi)。

干井的作用是：①承受失水事故瞬態(tài)壓力，并通過排汽管將汽水混合物導(dǎo)入抑壓水池；②提供屏蔽，使運行維修人員能在反應(yīng)堆運行時進入安全殼內(nèi)干井以外地區(qū)；③對失水事故時可能發(fā)生的甩管、水流沖擊和飛射物提供防護，以保護安全殼。干井頂部有一鋼制密封頂，但可拆卸以便進行換料檢修。

沸水堆的安全殼與壓水堆的類似，但其底部設(shè)有抑壓水池。緊靠反應(yīng)堆廠房設(shè)置燃料廠房和輔助廠房。

與壓水堆的比較①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都有結(jié)構(gòu)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(yīng)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(yīng)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?qū)動機構(gòu)較復(fù)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(yīng)急停堆預(yù)計瞬態(tài)"的可能性比壓水堆的大。

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

針對BWR在技術(shù)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(chǔ)上開發(fā)設(shè)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(shè)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。2

本詞條內(nèi)容貢獻者為:

賈愛芬 - 高級工程師/國家注冊核安全工程師 - 中核二三設(shè)計院