沸水堆与压水堆技术比较.pptVIP

* * * * * * * * * 由于空泡形成就使得BWR的堆芯热工水力相对复杂一些。但是负的空泡系数会使BWR的固有安全性相对高一些。无论是在正常运行工况下还是在瞬态工况以及事故工况下。这就使得BWR更容易操作一些。（负的空泡系数意味着：当功率上升，会产生更多空泡。这样会使热中子产生率减少，从而减缓功率上升。这就是反应堆动态特征的固有安全性。） * BWR内蒸汽的直接循环产生方式大大简化了设计、设备以及部件的构造，同时增加了安全性、可靠性和可操作性。BWR的汽轮机设计中考虑了屏蔽以减少放射性照射。在ABWR中采取了适当措施诸如控制水化学、改进选材，从而进一步减少了放射性照射量。 * * 核蒸汽供应系统设备包括核岛设备及那些与汽轮，机相联设备。与PWR不同，由于BWR的蒸汽直接产于反应堆压力容器中，故BWR无蒸汽发生器和稳压器。因此BWR的核蒸汽系统比PWR要简单的多。 * BWR和PWR的堆芯和燃料设计原理的相似的。PWR的主要问题是其较高的功率密度和靠近压力容器处的高中子通量。 (＊这与不同BWR类型反应堆和堆芯设计有关。根据燃料循环周期长度和燃料设计，BWR的燃耗或许更高一些。） * 对于反应性控制方式，BWR和PWR非常相似。但在BWR中，反应性的控制方法较为简单。非常值得注意的一点是，BWR的堆芯流量控制是控制反应性即功率水平的一个非常有效方法，而PWR对此是办不到的。 ABWR具有多样化的反应性控制方式，含有硼的液体伺服控制系统可用于反应堆停堆。 ? * * * * 如下面比较可知，由于BWR的设计简单化，BWR的反应堆保护系统停堆信号的输入也较PWR简单。BWR的停堆机理是更多地“基于症状”。这就使得对于电厂异常工况进电厂更易于操作以及利用更容易的操作步骤。这种“基于症状”保护方式使得操作者更加容易地应变事故。仅仅要求操作者具有消除这种症状的能力即可。而无需其做更深的分析或探其究竟。 * * BWR和PWR安全壳设计的主要区别是BWR的安全壳采用抑压的概念，其带有抑压池即湿井。另一方面PWR则需要更大的安全壳以便贮热和贮压。BWR以其更加紧凑的湿安全壳设计可以提供同等或更好的压力抑制功能，因此其用材更少 * 所有这些特征使得BWR更紧凑，在抑压和贮热方面更高效，以及在事故时有可能吸收裂变产物。另外BWR安全壳内水池可作为很好的短期热阱。 * 目前正在运行中的BWR产生的废物多于PWR，在改进型的设计中，无论是BWR还是PWR都采用了非常相似的降低废物技术。ABWR就大大地减少了废物的产生量 * * * * * 先进型沸水堆(ABWR)和先进型压水堆(如system 80+)都具有减轻严重事故的影响和减少放射性裂变物质释放到环境的能力。由于设计特点不同，ABWR减少严重事故下堆芯熔化机率的能力比诸如象 system 80+这样的PWR要强。 * 尽管目前BWR的职业照射量要比PWR高，但对于将来两种先进型的堆型而言预测的年剂量是基本相似的。 第三节：沸水堆与压水堆 沸水堆与压水堆同属于轻水堆家族，在设计上它们有许多相同点，比如用轻水做冷却剂和慢化剂，用富集度为3—4%的U235做燃料，堆芯在一个压力壳内，裂变能转化为热能，产生蒸汽推动汽轮机发电， 但是由冷却剂在压水堆中为单相流，在沸水堆中为两相流，使沸水堆的设计又在许多地方与压水堆不同：空泡负反应性，蒸汽直接循环，内置式再循环泵及下部插入的精密控制棒驱动。 沸水堆与压水堆? 沸水堆芯内空泡的存在使得中子慢化能力下降，要保证功率密度必须增大快中子在慢化剂中的慢化距离才能保证中子通量及功率密度。 流动为两相流，与压水堆中的单相流相比，两相流的压降要高，为了减少流动阻力，也需要把冷却剂流道的水力学直径加大。 因此，沸水堆的堆芯直径比压水堆要大许多。 沸水堆与压水堆? 堆芯直径大，必然要求压力壳的直径大 同时由于沸水堆需要把堆芯出口蒸汽，水进行分离及对蒸汽进行干燥，在堆芯出口设置汽水分离器及蒸汽干燥器，又使压力壳的高度大大幅度提高。 但是沸水堆运行压力及温度都较低，使得沸水堆压力壳的壁厚需要薄些。沸水堆由于省去了蒸发器，稳压器及相应的管道，使得安全壳的体积比压水堆大大减小。 沸水堆与压水堆? 沸水堆的发展经历了四个主要阶段。50—60年代采用带蒸汽包和蒸汽分离器的双重式循环；70年代取消蒸汽发生器采用直接循环；80年代采用堆内型喷射泵；90年代采用堆内型再循环泵。 在沸水堆的发展中经历了三次标准的改进，第一次在76—77年，第二次在78—80年，第三次在81—85年。三次改进后沸水堆的设计，安全性发生了较大的变化，成为了我们目前所研究的先进沸水堆。 沸水堆与压水堆? 先进沸水堆设计减少放射性射体及废物的泄漏。 精密控制棒驱动系统维修率低