PWR

✍ dations ◷ 2025-06-05 19:05:20 #PWR
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。所有的压水反应堆利用普通水作为冷却剂和中子慢化剂。压水堆原本设计用作核潜艇的核能船舶用推进,并被用于在码头市核电站(Shippingport Atomic Power Station)第二个商业核电厂原始设计中。目前在美国运行的压水反应堆被认为是第二代核反应堆。俄式压水反应堆类似于美国压水反应堆。法国运行的许多压水反应堆生产法国的大部分电力。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%。压水反应堆利用轻水(普通水H2O)作为冷却剂和中子慢化剂。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,回路内压力保持在150个大气压左右,在此压力下可将一回路水加热至约343℃而不沸腾。一回路水在二回路蒸汽发生器的传热管中将压力约为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,推动涡轮发动机运转。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(浓缩度)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/升),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。

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