迪亚布罗峡谷核电站：维基教科书/轻水堆

无泵轻水堆

轻水堆 (LWR) 是一种热堆，使用普通水作为其冷却剂和中子慢化剂。热堆是最常见的 [[核反应堆类型，而轻水堆是最常见的热堆类型。轻水堆有三种类型：压水堆 (PWR)、沸水堆 (BWR) 和 (大多数设计) 超临界水堆 (SCWR)。

概述

由两个 压水堆 组成，并用 铀 燃料的 科贝格 核电站。

被称为轻水堆 (LWR) 的核反应堆系列，使用普通水进行冷却和慢化，其建造过程往往比其他类型的核反应堆更简单、成本更低；由于这些因素，截至 2009 年，它们在全世界服役的民用核反应堆和海军推进反应堆中占据绝大多数。LWR 可以细分为三类 - 压水堆 (PWR)、沸水堆 (BWR) 和超临界水堆 (SWR)。美国|美国联邦政府的各个机构负责 PWR 和 BWR 的最初开发。二战结束后，美国海军立即开始努力，由（当时）海军上校海曼·里科弗领导，在 20 世纪 50 年代初开发了第一批压水堆，建造了第一艘核潜艇（模板：USS），而研究员塞缪尔·恩特迈尔二世在称为 BORAX 实验的一系列测试中，领导了在 美国国家反应堆试验站（现在的爱达荷国家实验室）开发 BWR 的工作。前苏联也在 20 世纪 50 年代后期独立开发了他们自己的 PWR 版本，被称为 VVER；因此，俄罗斯设计的 PWR 在西方被称为 VVER，以表示其独立起源，以及与西方 PWR 在某些国家设计上的区别。截至 2009 年，SWR 仍然是假设性的；它是一种第四代设计，仍然是轻水堆，但它只部分由轻水慢化，并表现出快中子反应堆的某些特征。

在 PWR 方面拥有国家经验的领导者，提供出口反应堆，是美国|美国（提供被动安全的 AP1000，西屋电气公司|西屋设计，以及一些更小、模块化、被动安全的 PWR，如巴布科克和威尔科克斯 B&W mPower|MPower，以及 NuScale MASLWR），俄罗斯联邦（提供 VVER-1000 和 VVER-1200 出口），法国共和国（提供 AREVA 演化型电力反应堆|EPR 出口），以及日本（提供三菱先进压水堆出口）；此外，中华人民共和国和韩国共和国都被认为正在迅速晋升为 PWR 建设国家的前列，中国正在进行大规模的核电扩建计划，而韩国目前正在设计和建造第二代本土设计。在 BWR 方面拥有国家经验的领导者，提供出口反应堆，是美国|美国和日本，通用电气（美国）和日立（日本）的联盟，提供 ABWR|先进沸水堆 (ABWR) 和 ESBWR|经济简化沸水堆 (ESBWR) 用于建造和出口，此外，东芝也为日本提供 ABWR 变体用于建造。虽然德意志联邦共和国曾经是 BWR 的主要参与者，但该国已经转向其他追求，比如大规模扩建煤电|燃煤电站。其他用于发电的核反应堆类型是重水慢化反应堆，由加拿大（CANDU）和印度共和国（AHWR）建造，先进气冷堆 (AGCR)，由英国建造，液态金属冷却反应堆 (LMFBR)，由俄罗斯联邦、法国共和国和日本建造，以及 RBMK|石墨慢化、水冷反应堆 (RBMK)，仅存在于俄罗斯联邦和前苏联国家。

虽然所有这些类型的反应堆的发电能力相当，但由于上述特点以及 LWR 操作的广泛经验，它在绝大多数新建核电站中受到青睐，尽管 CANDU/AHWR 拥有相对较小（但相当专注的）追随者。 此外，轻水堆构成了为 核海军推进|海军核动力船提供动力的绝大多数反应堆。拥有核海军推进能力的五大强国中的四国完全使用轻水堆：大不列颠及北爱尔兰联合王国|英国皇家海军、中华人民共和国|中国人民解放军海军、法国共和国|法国海军、以及美利坚合众国|美国美国海军|海军。只有俄罗斯联邦|俄罗斯联邦的俄罗斯海军|海军在生产船只中使用了少量液态金属冷却反应堆|液态金属冷却反应堆，特别是阿尔法级潜艇，它使用铅铋共晶体作为反应堆慢化剂和冷却剂，但大多数俄罗斯核动力艇和船只完全使用轻水堆。在核动力海军舰艇上几乎完全使用 LWR 的原因是这些类型的反应堆中内置的固有安全性。由于轻水在这种反应堆中既用作冷却剂又用作中子慢化剂，因此，如果其中一个反应堆因军事行动而受到损坏，导致反应堆堆芯完整性受损，那么产生的轻水慢化剂释放将有助于停止核反应并使反应堆关闭。这种能力被称为空隙系数|负空隙系数。

目前提供的 LWR 包括：:

• ABWR
• AP1000
• ESBWR
• 欧洲压水堆
• VVER

轻水堆统计

来自国际原子能机构的数据。

运行中的反应堆。	359
正在建设的反应堆。	27
拥有 LWR 的国家数量。	27
发电能力（吉瓦）	328.4

反应堆设计

轻水堆通过受控核裂变产生热量。核反应堆堆芯是核反应堆中发生核反应的部分。它主要由核燃料和控制棒|控制元件组成。铅笔般细长的核燃料棒，每根长约 12 英尺 (3.7 米)，成百上千地分组在一起，形成燃料组件。在每个燃料棒内部，铀芯块，或更常见的氧化铀芯块，首尾相接地堆叠在一起。控制元件，称为控制棒，装满了铪或镉等物质的芯块，这些物质很容易俘获中子。当控制棒降入堆芯时，它们会吸收中子，因此中子无法参与链式反应。相反，当控制棒被提升出来时，更多中子会撞击附近燃料棒中可裂变的铀-235 或钚-239 原子核，链式反应就会加强。所有这一切都封闭在一个装满水的钢制压力容器中，称为反应堆压力容器。

在沸水反应堆中，裂变产生的热量将水转化为蒸汽，蒸汽直接驱动发电涡轮机。但在压水反应堆中，裂变产生的热量通过热交换器传递到一个辅助回路。辅助回路中产生蒸汽，并驱动发电涡轮机。无论哪种情况，蒸汽在流经涡轮机后都会在冷凝器中重新变回水。^[2]

压水反应堆动画示意图

沸水反应堆动画示意图

冷却冷凝器所需的水来自附近的河流或海洋。然后，这些水被泵回河流或海洋，此时温度已经升高。热量也可以通过冷却塔散发到大气中。美国使用轻水反应堆发电，而加拿大则使用重水反应堆。^[3]

控制

压水反应堆堆芯，顶部可见控制棒喷嘴。

控制棒通常组合成控制棒组件 - 通常商业压水反应堆组件有 20 根控制棒 - 并插入到燃料元件内的导向管中。控制棒从核反应堆堆芯 | 核反应堆的中心堆芯中移除或插入，以控制将分裂更多铀原子的中子数量。这反过来会影响反应堆的热功率、产生的蒸汽量，进而影响发电量。控制棒部分从堆芯中移除，以允许链式反应发生。插入的控制棒数量以及插入的距离都可以改变，以控制反应堆的反应性。

通常还有其他控制反应性的方法。在 PWR 设计中，通常将可溶性中子吸收剂（通常是硼酸）添加到反应堆冷却剂中，允许在稳态功率运行期间完全取出控制棒，确保整个堆芯的功率和通量分布均匀。BWR 设计的操作员使用流经堆芯的冷却剂流量来控制反应性，方法是改变反应堆再循环泵的速度。增加流经堆芯的冷却剂流量可以改善蒸汽气泡的去除，从而增加冷却剂/慢化剂的密度，从而提高功率。

冷却剂

轻水反应堆也使用普通水来保持反应堆冷却。冷却源，轻水，在反应堆堆芯周围循环，吸收其产生的热量。热量从反应堆中带走，然后用于产生蒸汽。大多数反应堆系统采用与用于涡轮机产生加压蒸汽的水物理分离的冷却系统，例如压水反应堆。但在一些反应堆中，用于蒸汽涡轮机的水是直接由反应堆堆芯沸腾产生的，例如沸水反应堆。

许多其他反应堆也是轻水冷却的，特别是 RBMK 和一些军事钚生产反应堆。这些不属于 LWR，因为它们是由石墨慢化的，因此它们的核特性非常不同。尽管商业 PWR 中的冷却剂流量是恒定的，但在美国海军舰艇上使用的核反应堆中则不是这样。

燃料

核燃料颗粒。

准备完成燃料组件的核燃料颗粒。

使用普通水需要对铀燃料进行一定程度的富集，才能维持反应堆的临界性。轻水反应堆使用铀 235 作为燃料，富集度约为 3%。虽然这是其主要燃料，但铀 238 原子也通过转化为钚 239 参与裂变过程；其中约有一半在反应堆中消耗。轻水反应堆通常每 12 到 18 个月补充一次燃料，在此期间，大约 25% 的燃料被更换。

富集的 UF₆ 被转化为二氧化铀粉末，然后被加工成颗粒状。然后，这些颗粒在高温烧结炉中烧结，形成坚硬的富集铀陶瓷颗粒。然后，圆柱形颗粒经过研磨过程，以获得均匀的颗粒尺寸。在将氧化铀插入管子之前，对其进行干燥，以尽量消除陶瓷燃料中的水分，水分会导致腐蚀和氢脆。根据每个核堆芯的设计规格，将颗粒堆叠到耐腐蚀金属合金管中。管子被密封以容纳燃料颗粒：这些管子被称为燃料棒。

完成的燃料棒被分组到特殊的燃料组件中，然后用于构建动力反应堆的核燃料堆芯。用于管子的金属取决于反应堆的设计 - 过去使用过不锈钢，但现在大多数反应堆使用锆合金。对于最常见的反应堆类型，管子被组装成束，管子之间的间距精确。然后，这些束被赋予一个唯一的识别号，以便能够从制造到使用，再到处置都能追踪到。

压水反应堆燃料由插入束中的圆柱形棒组成。氧化铀陶瓷被制成颗粒，然后插入锆合金管中，这些管子被捆绑在一起。锆合金管的直径约为 1 厘米，燃料包壳间隙中填充有氦气，以改善热量从燃料到包壳的传导。每个燃料束约有 179-264 根燃料棒，约 121 到 193 个燃料束被装入反应堆堆芯。一般来说，燃料束由 14x14 到 17x17 的燃料棒捆绑而成。PWR 燃料束约 4 米长。锆合金管被氦气加压，以尽量减少颗粒包壳相互作用，这种相互作用会导致燃料棒在长时间内发生故障。

在沸水反应堆中，燃料与 PWR 燃料类似，只是束是“罐装”的；也就是说，每个束周围都有一个薄管。这样做主要是为了防止局部密度变化在全局范围内影响核堆芯的中子学和热工水力学。在现代 BWR 燃料束中，每个组件有 91、92 或 96 根燃料棒，具体取决于制造商。美国最小的 BWR 有 368 个组件，最大的 BWR 有 800 个组件，它们构成了反应堆堆芯。每个 BWR 燃料棒都用氦气回填到大约三个大气压（300 kPa）的压力。

慢化剂

中子慢化剂是一种介质，它可以降低快中子的速度，从而将它们转化为能够维持涉及铀 235 的核链式反应的热中子。好的中子慢化剂是一种充满轻核原子的物质，这些原子不容易吸收中子。中子撞击原子核并反弹。经过足够多次碰撞后，中子的速度将与原子核的热速度相当；此时该中子被称为热中子。

轻水反应堆使用普通水，也称为轻水，作为其中子慢化剂。轻水吸收的中子太多，无法与未富集的天然铀一起使用，因此需要进行铀富集或核燃料后处理才能运行此类反应堆，从而增加了总体成本。这与重水反应堆不同，重水反应堆使用重水作为中子慢化剂。虽然普通水中含有一些重水分子，但其含量不足以在大多数应用中发挥重要作用。实际上，所有 LWR 也都是水冷却的。在压水反应堆中，冷却剂水通过让中子与水中轻氢原子发生多次碰撞，在过程中降低速度，从而用作慢化剂。当水密度更高时，中子的慢化频率会更高，因为碰撞会更频繁。

水作为慢化剂的使用是压水堆的重要安全特性，因为任何温度升高都会导致水膨胀，密度降低；从而减少中子减速的程度，进而降低反应堆的反应性。因此，如果反应性超过正常水平，中子减速的减少会导致链式反应减缓，产生更少的热量。这种特性被称为反应性的负温度系数，使压水堆反应堆非常稳定。在发生冷却剂丧失事故的情况下，慢化剂也会丢失，主动裂变反应将停止，只留下 5% 的功率水平持续 1 到 3 年，被称为“衰变热”。这 5% 的“衰变热”将在停堆后持续 1 到 3 年，之后最终达到“完全冷停堆”。“衰变热”虽然危险，强度足以熔化堆芯，但远没有主动裂变反应危险。在此“衰变热”停堆后期间，反应堆需要水泵冷却，否则反应堆将过热到超过 2200 摄氏度，届时热量会将冷却水分解成其组成部分氢气和氧气，从而可能导致氢气爆炸，威胁结构损伤，甚至可能导致周围核储库中储存的待用高放射性燃料棒暴露（每年补充约 15 吨燃料以维持压水堆正常运行）。这种衰变热是轻水堆安全记录中最大的风险因素。

PIUS 反应堆

PIUS 是过程固有终极安全的缩写，是瑞典设计的一种轻水堆系统概念。^[4] 它依赖于被动措施，不需要操作员的操作或外部能源供应来确保安全运行。从未建造过任何机组。

外部链接

• 轻水堆可持续性 (LWRS) 计划