压水反应堆

压水反应堆（Pressurized Water Reactor，缩写为PWR）是美国贝蒂斯原子能实验室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。

美国核能管理委员会压水反应堆容器顶盖的图片

压水反应堆电站与冷却塔的动画

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。俄罗斯水-水高能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。

概要

压水反应堆原理示意图

压水反应堆的圧力容器

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%。[1]

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，推动渦輪發動機运转。在传热管中释放热能的一回路水以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(濃縮度)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。

事故

三哩島核泄漏事故：主要涉及人為的操作疏失及機械故障。

参考

. 原子能出版社. 2002年. ISBN 750222453X.

參考文獻

Duderstadt, James J.; Hamilton, Louis J. . Wiley. 1976. ISBN 978-0471223634.
Glasstone, Samuel; Sesonkse, Alexander. . Chapman and Hall. 1994. ISBN 978-0412985218.
Mosey, David. . Nuclear Engineering International Special Publications. 1990: 92–94. ISBN 978-0408061988.
Tong, L.S. . Hemisphere. 1988. ISBN 978-0891164166.

参见

外部链接

香港天文台网站《现时用作商业运行的反应堆》（简体中文）（繁體中文）（英文）
中国科普博览——核能博物馆

Nuclear Science and Engineering at MIT OpenCourseWare.
Document archives at the website of the United States Nuclear Regulatory Commission.
Operating Principles of a Pressurized Water Reactor (YouTube video).
Fuel Consumption of a Pressurized Water Reactor.

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[1] . 原子能出版社. 2002年. ISBN 750222453X.