PWR

✍ dations ◷ 2025-08-28 01:10:20 #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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