本页使用了标题或全文手工转换

压水反应堆

维基百科,自由的百科全书
跳转至: 导航搜索
压水反应堆原理示意图
压水反应堆內爐

压水反应堆Pressurized Water Reactor,缩写为PWR)是美国贝蒂斯原子能实验室英语Bettis Atomic Power Laboratory开发成功的一种轻水核反应堆

概要[编辑]

目前全世界核电站核潜艇和核动力航空母舰等使用的反应堆中均以压水堆为主,截至2000年底,全世界有258座运行中的反应堆,占总数的64.6%。[1]

压水反应堆利用轻水(普通水H2O)作为冷却剂中子慢化剂。其冷却系统由两个循环回路组成。一回路连接着堆芯和二回路中的蒸汽发生器,回路内压强保持在150个大气压左右,在此压强下可将冷却水加热至约343℃而不沸腾。冷却水在二回路蒸汽发生器的传热管中将压强约为70个大气压左右的二回路水加热至沸腾(温度约260℃),形成的水蒸气(过滤掉混杂的液态水后)再通过二回路送至汽轮机,推动渦輪發動機运转。在传热管中释放了热能的一回路水以290℃左右的温度回流至堆芯,完成一回路循环。从汽轮机流出的二回路水经冷凝器凝结为液态水后,回流至蒸汽发生器,完成二回路循环。

反应堆堆芯位于压力壳内,由排列为方形的燃料组件组成。燃料一般是富集程度在2%~4.4%的烧结二氧化铀。 和沸水反应堆相比,压水堆堆芯体积更小,堆芯的功率密度较大(大型压水堆的堆芯功率密度可达100千瓦/),压水堆的发电效率约为33%;但由于堆芯中的工作压力和温度都较沸水堆高,因此对反应堆材料性能的要求也较沸水堆更高。

事故[编辑]

参见[编辑]

参考[编辑]

  1. ^ 原子能工业. 原子能出版社. 2002年. ISBN 750222453X. 

外部链接[编辑]