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沸水堆的具体原理
沸水堆又叫轻水堆，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。 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。 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。 总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。 从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。 以沸水堆为动力源的核电厂。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；它们都须使用低浓铀，且须停堆换料。截至1996年底为止，全世界已运行的沸水堆有94座，总功率78285MW，占全世界已运行核电厂反应堆总数的21.7%和总功率的22.7%，仅次于压水堆；在建的沸水堆有6座，总功率7320MW，占全世界在建核电厂反应堆总数的9.5%和总功率的14.1%。
楼主可以比较一下不同反应堆：
重水堆
是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。
压水堆
使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
沸水堆
又叫轻水堆，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。
重水堆，压水堆，沸水堆有何区别？
核电站重水堆、压水堆、沸水堆的主要区别：
重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。
压水堆使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
沸水堆又叫轻水堆，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。
重水堆核电站
重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。
压水堆核电站
压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统（即一回路系统）、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。
目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。
沸水堆核电站
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。
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。
压水堆核电站的压水堆与沸水堆区别
一. 沸水堆与压水堆工作原理
沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，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。福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。（图2 ）
压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，位于山东荣成的华能石岛湾采用高温气冷堆，其余均为压水堆，
二. 沸水堆与压水堆共同点
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。
三. 沸水堆与压水堆的主要区别
沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；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；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。
四. 压水堆相对沸水堆的优势
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；而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。
沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，则会导致带有放射性的气体进入大气，同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却；压水堆冷却动力丧失时，可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现局部沸腾，依靠一二回路的温差实现自然循环，让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系，拥有类似水塔性质的蓄水，至于安全壳上层，可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却；另外堆芯有排气管道开放外界，压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系，所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动，在柴油发电机无法启动的情况下，导致温度失控。
沸水堆与压水堆不同之处在于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。
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。
沸水堆讲的是什么？
从反应堆内部的过程来看，沸水堆最大的特点就是在堆芯内出现了蒸汽。这些夹在水流中的小汽泡，对链式核反应究竟会产生什么影响呢?这是首先必须解决的问题。
沸水堆与压水堆相似，也用普通水作为冷却剂和慢化剂。当堆芯中一部分水被汽泡所代替时，堆芯内的慢化剂减少了，因此会使反应性有所下降。然而另一方面，普通水在堆芯内会吸收掉一些中子。当它被汽泡排挤出堆芯时，中子的损失减少了，因此又可使反应性有所提高。汽泡对反应性的这种正负两方面的影响，叫做“空泡效应”。在沸水堆的设计中，要尽量使空泡效应为负值，即当堆芯内含汽量增多时反应性下降，使功率的增长能自动地受到抑制。这种“自稳”的能力，可以增加反应堆运行的安全性。
堆芯内的大量汽泡不仅产生空泡效应，它们还处于不断的变化和运动之中。汽泡在堆芯内不断地产生出来，并与水一起流动，这个过程是非常复杂的。人们曾担心，混乱的沸腾过程和汽水流动中的不稳定现象，会不会造成反应堆失控?经过对汽水流动的深入研究，专家们发现汽泡并不像原来想象的那样不可捉摸，对它们的运动规律可进行定量计算，从而能防止汽水流动进入不稳定的状态。因此，可以允许堆芯内出现沸腾现象，沸水堆的运行是可靠的。
最早致力于沸水堆研究工作的是美国通用电气公司。1957年10月24日，第一座沸水堆核电站——瓦莱雪脱斯核电站，在美国加利福尼亚州投入运行。其发电功率为5000千瓦。它实际上是一个试验装置，为建造大型的沸水堆核电站提供经验。
1960年8月，在芝加哥西南80千米处建成了当时世界上功率最大的核电站——德累斯顿沸水堆核电站，其电功率为18万千瓦。它以十分优异的运行记录，不仅确立了这种堆型在核电事业中的地位，而且立即吸引了国外市场。一时之间，意大利、联邦德国、荷兰、印度、日本、西班牙、瑞士、瑞典等国家纷纷提出订货，沸水堆一时名声大振，红得发紫，并迅速地向更大的功率挺进。1969年，牡蛎湾核电站的功率达67万千瓦；1973年，勃朗斯·费莱核电站的功率已达106.5万千瓦，与当今大型压水堆的单堆功率不相上下。
沸水堆由包容堆芯的钢制容器及与其相连的许多辅助系统所组成。水由下向上通过堆芯，然后在堆芯外围与钢容器内壁间的环形腔内下降，不断地进行再循环。堆芯中产生的蒸汽，与再循环水分离后，在容器顶部进行干燥，那里设有高效率的汽水分离装置。在环形腔内，还布置有好多个喷射器，它们的作用是提高冷却剂再循环的能力。喷射器的动力来自两台离心泵，它们从容器中吸取三分之一的堆芯流量，然后以更高的压力使它流过喷射器的喷嘴。喷嘴出口的高速水流带动环腔内的水流，一起进入堆芯进行再循环。现代沸水堆的核燃料，采用低浓二氧化铀，铀-235的浓度约为2％。燃料在高温高压下烧结成芯块，芯块放在锆合金管内组成燃料棒。很多根燃料棒按6×6、7×7或8×8排列成正方形的燃料组件。很多个燃料组件放在一起成为堆芯。这种构造和压水堆有很多相似之处，所不同的是沸水堆燃料元件之间的间距较大，可使汽水混合物流动畅通。
沸水堆的控制棒用碳化硼制成，具有十字形的断面。由于反应堆顶部已被汽水分离装置占有，因此，十字形断面的控制棒，都由容器的底部自下而上，插到四个燃料组件之间的间隙中，这也是区分压水堆和沸水堆的标志之一。调整插入的深度，即可控制堆芯的反应性，从而调整反应堆的功率。除了利用控制棒以外，沸水堆还可依靠改变堆芯内冷却剂的流动速度来控制反应性。流动速度的变化，可引起堆芯含汽量的变化，用这种方法可使反应堆的运行功率改变25％左右。
沸水堆运行时的最大特点，是蒸汽中含有放射性。当冷却剂流过堆芯时，水分子中的元素氧-16，吸收中子后会放出质子而转变成氮-16。氮-16的半衰期只有7.35秒，在衰变时放出高能的γ射线，因此具有很强的放射性。这个现象在压水堆核电站中也存在，但氮-16只限于在一回路内循环流动。而在沸水堆核电站中，它随着蒸汽进入汽轮机装置的汽水回路，得采取措施，把汽水回路屏蔽起来，还要对所有可能从汽水系统排出的蒸汽，加以凝结和回收。
目前已运行的核电站中，沸水堆的数量仅次于压水堆，占第二位。它在热效率、单堆功率、运行的安全可靠性方面，都与压水堆不相上下。在各种堆型的剧烈竞争中，它显然是向压水堆冠军地位挑战的最强劲的对手。