壓水堆核電站和沸水堆核電站有什么區(qū)別？

【專家解說(shuō)】：一. 沸水堆與壓水堆工作原理 沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來(lái)看就是采用沸騰的水來(lái)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(jìn)堆芯，對(duì)燃料棒進(jìn)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(guò)汽水分離器和蒸汽干燥器，利用分離出的蒸汽推動(dòng)汽輪進(jìn)行發(fā)電。福島核電站建于20世紀(jì)70年代，屬于沸水堆。 壓水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高壓水來(lái)冷卻核燃料的一種反應(yīng)堆，其工作原理為：主泵將120～160個(gè)大氣壓的一回路冷卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而后進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，通過(guò)傳熱管把熱量傳給二回路水，使其沸騰并產(chǎn)生蒸汽；一回路冷卻水溫度下降，進(jìn)入堆芯，完成一回路水循環(huán)；二回路產(chǎn)生的高壓蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電，再經(jīng)過(guò)冷凝器和預(yù)熱器進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，完成二回路水循環(huán)。中國(guó)建成和在建共有13臺(tái)核電機(jī)組，除秦山三期采用CANDU堆技術(shù)，山東榮成采用高溫氣冷堆，其余均為壓水堆， 二. 沸水堆與壓水堆共同點(diǎn) 沸水堆和壓水堆都是屬于輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，采用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統(tǒng)比壓水堆簡(jiǎn)單，特別是省去了蒸汽發(fā)生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構(gòu)成；燃料放置于壓力容器當(dāng)中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發(fā)電部分功能也都一樣。 三. 沸水堆與壓水堆的主要區(qū)別 沸水堆采用一個(gè)回路，壓水堆有兩個(gè)回路；沸水堆由于堆芯頂部要安裝汽水分離器等設(shè)備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進(jìn)入堆芯；沸水堆具有較低的運(yùn)行壓力（約為70個(gè)大氣壓），冷卻水在堆內(nèi)以汽液形式存在，壓水堆一回路壓力通常達(dá)150個(gè)大氣壓，冷卻水不產(chǎn)生沸騰。 四. 壓水堆相對(duì)沸水堆的優(yōu)勢(shì) 沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發(fā)生“在某些事故時(shí)控制棒應(yīng)插入堆芯而因機(jī)構(gòu)故障未能插入”的可能性比壓水堆大，即在停堆過(guò)程中一旦喪失動(dòng)力，就會(huì)停在中間某處，最終可能導(dǎo)致臨界事故發(fā)生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現(xiàn)機(jī)械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。另外，對(duì)于控制棒向上引入的反應(yīng)堆，其堆芯上部的功率高于底部，當(dāng)反應(yīng)堆喪失冷卻后，會(huì)導(dǎo)致產(chǎn)生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發(fā)生熔毀的概率增加。 沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動(dòng)力喪失時(shí)，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，回路壓力增加，必須進(jìn)行釋壓處理，則會(huì)導(dǎo)致帶有放射性的氣體進(jìn)入大氣，同時(shí)還需要起用備用電源進(jìn)行主動(dòng)地注水冷卻；壓水堆冷卻動(dòng)力喪失時(shí)，可以用應(yīng)急水泵對(duì)蒸汽發(fā)生器進(jìn)行噴淋，并調(diào)節(jié)穩(wěn)壓器壓力，保證一回路不出現(xiàn)局部沸騰，依靠一二回路的溫差實(shí)現(xiàn)自然循環(huán)，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設(shè)計(jì)上擁有非能動(dòng)性或稱自主能動(dòng)性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質(zhì)的蓄水，至于安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實(shí)現(xiàn)冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動(dòng)能動(dòng)型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆后要依靠柴油發(fā)電機(jī)發(fā)電啟動(dòng)，在柴油發(fā)電機(jī)無(wú)法啟動(dòng)的情況下，導(dǎo)致溫度失控。 沸水堆與壓水堆不同之處在于沸水堆沒有蒸汽發(fā)生器，一回路水通過(guò)堆芯加熱變成約285℃的蒸汽并直接引入汽輪機(jī)，因此常規(guī)島布置有一回路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一回路和蒸汽系統(tǒng)通過(guò)蒸汽發(fā)生器分隔開，而且蒸汽發(fā)生器安置在安全殼內(nèi)，只要蒸汽發(fā)生器完整，放射性物質(zhì)不會(huì)釋放到環(huán)境中，即使蒸汽發(fā)生器故障破損，利用安全殼貫穿件關(guān)閉，放射性物質(zhì)也不會(huì)釋放到環(huán)境中。 沸水堆壓力遠(yuǎn)低于壓水堆壓力，因此在系統(tǒng)設(shè)備、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低于壓水堆。壓水堆由于壓力高，且多了蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器等設(shè)備，技術(shù)性能要求及造價(jià)都要高許多。但正是由于壓水堆一、二回路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高于沸水堆。 五. 壓水堆的發(fā)展趨勢(shì) 壓水堆核電廠因其功率密度高、結(jié)構(gòu)緊湊、安全易控、技術(shù)成熟、造價(jià)和發(fā)電成本相對(duì)較低等特點(diǎn)，成為目前國(guó)際上最廣泛采用的商用核電堆型，占輕水堆核電機(jī)組總數(shù)的3/4。我國(guó)核電站以及潛艇基本都采用了先進(jìn)的壓水堆核電機(jī)組，安全性比福島高很多。 20世紀(jì)90年代，美國(guó)和歐洲核電先進(jìn)國(guó)家對(duì)今后建設(shè)的核電廠的安全、技術(shù)、經(jīng)濟(jì)性確定了一系列具體的奮斗目標(biāo)。各國(guó)也著手研發(fā)同時(shí)滿足這些要求的第三代壓水堆。其中有代表的有法、德合作開發(fā)的歐洲動(dòng)力堆EPR和美國(guó)西屋公司研發(fā)的AP1000。EPR提出在未來(lái)壓水堆設(shè)計(jì)中采用共同的安全方法，通過(guò)降低堆芯熔化和嚴(yán)重事故概率和提高安全殼能力來(lái)提高安全性，從放射性保護(hù)、廢物處理、維修改進(jìn)、減少人為失誤等方面根本改善運(yùn)行條件；AP1000則以全非能動(dòng)安全系統(tǒng)、簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)和布置以及模塊化建造為主要特色。 安全可靠是核電站發(fā)展的基石，中國(guó)也始終把核電安全放在第一位。我們有理由相信，隨著經(jīng)驗(yàn)的積累以及技術(shù)的進(jìn)步，核電站的安全性能將逐步得到進(jìn)一步提高，將要發(fā)展的第三代反應(yīng)堆和未來(lái)的第四代反應(yīng)堆會(huì)為我們安全利用核能營(yíng)造新的環(huán)境。