福岛事故之后：印度角核电站何去何从？/轻水堆
轻水堆（LWR）是一种热堆，使用普通水作为冷却剂和中子慢化剂。热堆是最常见的[[核反应堆类型，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）。
轻水堆（LWR）家族是使用普通水进行冷却和慢化的核反应堆，它们比其他类型的核反应堆更简单、更便宜；由于这些因素，截至 2009 年，它们构成了世界上大多数民用核反应堆和海军推进反应堆。轻水堆可以细分为三类——压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）和超临界水堆（SWR）。美国|美国联邦政府|联邦政府的各个机构负责 PWR 和 BWR 的最初研发。二战结束后，美国海军立即开始了一项由（当时）海军上校海曼·里科弗领导的努力，在 20 世纪 50 年代初研制了第一批压水堆，建造了第一艘核潜艇（Template:USS），而研究员塞缪尔·昂特迈尔二世领导了在 US 国家反应堆试验站（现为爱达荷国家实验室）开发 BWR 的工作，在一系列名为 BORAX 实验的测试中。前苏联也在 20 世纪 50 年代后期独立研制了自己的 PWR 版本，并将其称为 VVER；因此，俄罗斯设计的 PWR 在西方被称为 VVER，以表明其独立起源，以及与西方 PWR 的某些国家设计差异。截至 2009 年，SWR 仍然是假设的；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，并表现出快中子堆的某些特征。
在 PWR 方面拥有国家经验的领先者，提供出口反应堆，是美国|美国（提供被动安全的 AP1000，这是西屋电气公司|西屋的设计，以及一些更小、更模块化、被动安全的 PWR，例如巴布科克和威尔科克斯 B&W mPower|MPower 和 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）和日本（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是快速跻身 PWR 建设国家前列的国家，中国正在进行大规模的核电扩张计划，韩国目前正在设计和建造第二代国产设计。在 BWR 方面拥有国家经验的领先者，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）进行建造和出口，此外，东芝也提供 ABWR 变体在日本进行建造。虽然联邦德国曾经是 BWR 的主要参与者，但该国已转向其他领域，例如他们大规模扩展煤电|燃煤电厂。其他用于发电的核反应堆类型是重水慢化堆，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|石墨慢化水冷堆（RBMK），仅在俄罗斯联邦和前苏联国家发现。
尽管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 运行的丰富经验，它在绝大多数新建核电站中占据主导地位，尽管 CANDU/AHWR 拥有相对较小的（但非常忠诚）追随者。[需要引用] 此外，轻水堆构成了大多数为核船舶推进|海军核动力船舶提供动力的反应堆。拥有核海军推进能力的五个大国中的四个只使用轻水堆：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|法国海军和美利坚合众国|美国 U.S. 海军|海军。只有俄罗斯联邦|俄罗斯联邦的俄罗斯海军|海军在生产船舶中使用了一些液态金属冷却堆|液态金属冷却堆，特别是阿尔法级潜艇，该潜艇使用铅铋共晶作为反应堆慢化剂和冷却剂，但大多数俄罗斯核动力船只只使用轻水堆。在核海军舰艇上几乎只使用 LWR 的原因是这些类型的反应堆中固有的安全级别。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，如果这些反应堆由于军事行动而受到损坏，导致反应堆堆芯完整性受到损害，那么由此产生的轻水慢化剂释放将有助于停止核反应并关闭反应堆。这种能力被称为空隙系数|负空隙系数。
目前提供的 LWR 包括以下:
- ABWR
- AP1000
- ESBWR
- 欧洲压水堆
- VVER
数据来自国际原子能机构。[1]
| 正在运行的反应堆。 | 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 |
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。铅笔状的核燃料棒，每根长约 12 英尺（3.7 米），成百上千地分组在一起，称为燃料组件。在每根燃料棒内部，铀或更常见的氧化铀颗粒首尾相接地堆叠在一起。控制元件，称为控制棒，装满了诸如铪或镉之类的物质的颗粒，这些物质很容易捕获中子。当控制棒降低到堆芯中时，它们会吸收中子，因此中子无法参与链式反应。相反，当控制棒被提起时，更多的中子会撞击附近燃料棒中的可裂变铀-235 或钚-239 核，链式反应加剧。所有这一切都封闭在一个充满水的钢制压力容器中，称为反应堆压力容器。
在沸水堆中，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。但在压水堆中，裂变产生的热量通过热交换器传递到第二个回路。蒸汽在第二个回路中产生，第二个回路驱动发电涡轮机。无论哪种情况，蒸汽流经涡轮机后，都会在冷凝器中重新变成水。[2]
冷却冷凝器所需的水来自附近的河流或海洋。然后，它被泵回河流或海洋，处于温热状态。热量也可以通过冷却塔散发到大气中。与加拿大使用的重水堆相比，美国使用 LWR 反应堆进行电力生产。[3]
图像：反应堆压力容器头部.jpg|thumb|250px|带控制棒的压水堆反应堆头部。控制棒通常组合成控制棒组件——通常商业压水堆组件为 20 根控制棒——并插入燃料元件内的导向管。将控制棒从核反应堆堆芯 | 核反应堆中心部分中抽出或插入，以控制会分裂更多铀原子的中子数量。这反过来又会影响反应堆的热功率、产生的蒸汽量，以及由此产生的电力。部分抽出控制棒以使链式反应发生。插入的控制棒数量及其插入的距离可以改变，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，可溶性中子吸收剂（通常为硼酸）被添加到反应堆冷却剂中，允许在稳定功率运行期间完全抽出控制棒，以确保整个堆芯的功率和通量分布均匀。BWR 设计的操作员通过改变反应堆再循环泵的速度，利用流经堆芯的冷却剂流量来控制反应性。流经堆芯的冷却剂流量增加会改善蒸汽泡的去除，从而增加冷却剂/慢化剂的密度，最终导致功率增加。
轻水堆也使用普通水来冷却反应堆。冷却源（轻水）在反应堆堆芯周围循环，以吸收反应堆产生的热量。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将被沸腾以产生用于涡轮机的加压蒸汽的水物理分离的冷却系统，例如压水堆。但在某些反应堆中，用于蒸汽涡轮机的汽水由反应堆堆芯直接沸腾，例如沸水堆。
许多其他反应堆也是轻水冷却的，特别是 RBMK 和一些军用钚生产反应堆。这些不被认为是 LWR，因为它们是石墨慢化的，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，但在美国海军船舶上使用的核反应堆中则不是。
图像：燃料颗粒.jpg|thumb|250px|核燃料颗粒。图像：颗粒棒.jpg|thumb|250px|准备用于燃料组件完成的核燃料颗粒。使用普通水需要对铀燃料进行一定程度的浓缩，才能保持反应堆所需的临界性。轻水堆使用铀 235 作为燃料，浓缩到约 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。轻水堆通常每 12 到 18 个月重新加注燃料，届时约 25% 的燃料会被更换。
浓缩的 UF6 被转化为二氧化铀粉末，然后被加工成颗粒状。然后将这些颗粒在高温烧结炉中烧结，形成坚硬的浓缩铀陶瓷颗粒。然后对圆柱形颗粒进行研磨，以获得均匀的颗粒尺寸。在将二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，因为水分会导致腐蚀和氢脆。根据每个核堆芯的设计规范，将颗粒堆叠在耐腐蚀金属合金管中。这些管子被密封以容纳燃料颗粒：这些管子称为燃料棒。
完成的燃料棒被分组在特殊的燃料组件中，然后用于构建动力堆的核燃料堆芯。用于管子的金属取决于反应堆的设计——过去使用不锈钢，但大多数反应堆现在使用锆合金。对于最常见的反应堆类型，这些管子被组装成束，管子之间的间距保持精确的距离。然后，这些束被赋予一个唯一的识别号，这使它们可以从制造到使用再到处置的过程中进行跟踪。
压水堆燃料由圆柱形棒组成，这些棒被放入束中。氧化铀陶瓷被制成颗粒并插入锆合金管中，这些管子被捆绑在一起。锆合金管的直径约为 1 厘米，燃料包壳间隙充满氦气，以提高热量从燃料到包壳的传导。每个燃料束约有 179-264 根燃料棒，约有 121 到 193 个燃料束被装入反应堆堆芯。通常，燃料束由 14x14 到 17x17 束燃料棒组成。PWR 燃料束的长度约为 4 米。锆合金管充满氦气加压，以尽量减少颗粒与包壳的相互作用，因为这会导致燃料棒在长时间内失效。
在沸水堆中，燃料与 PWR 燃料类似，除了这些束是“罐装”的；也就是说，每个束周围都有一个薄管。这主要用于防止局部密度变化影响核堆芯的整体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。368 个组件（用于最小规模的堆芯）到 800 个组件（用于美国最大的 BWR）构成了反应堆堆芯。每个 BWR 燃料棒都用氦气回填至约 3 个大气压（300 kPa）。
中子慢化剂是一种介质，可以降低快中子的速度，从而将其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原子核的物质，这些原子核不易吸收中子。中子撞击原子核并反弹。经过足够的撞击后，中子的速度将与原子核的热速度相当；此时中子被称为热中子。
轻水堆使用普通水（也称为轻水）作为其中子慢化剂。轻水吸收的中子太多，无法与未浓缩的天然铀一起使用，因此需要进行铀浓缩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。这与重水堆不同，重水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，但对于大多数应用来说，这些分子不足以起作用。实际上，所有 LWR 也是水冷的。在压水堆中，冷却水通过让中子与水中轻氢原子发生多次碰撞来用作慢化剂，从而降低速度。当水密度更高时，中子的慢化会更频繁发生，因为会发生更多碰撞。
使用水作为慢化剂是 PWR 的一个重要安全特性，因为任何温度升高都会导致水膨胀并变得密度更低；从而降低中子减速的程度，从而降低反应堆的反应性。因此，如果反应性超出正常范围，中子的慢化程度降低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 PWR 反应堆非常稳定。在发生冷却剂泄漏事故的情况下，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，称为“衰变热”。这 5% 的“衰变热”将持续 1 到 3 年，然后最终达到“完全冷停堆”。“衰变热”虽然危险，而且强度足以熔化堆芯，但远没有主动裂变反应那么危险。在此“衰变热”停堆后阶段，反应堆需要用水泵冷却，否则反应堆将过热至超过 2200 摄氏度，此时热量会将冷却水分解成其组成部分氢气和氧气，这会导致氢气爆炸，从而威胁到结构的损坏，甚至可能导致存储在周围核燃料储存池中的高放射性存储燃料棒暴露（每年补充约 15 吨燃料以维持 PWR 的正常运行）。这种衰变热是 LWR 安全记录中主要的风险因素。
PIUS 代表 _Process Inherent Ultimate Safety_，是瑞典对轻水堆系统的一种设计概念。[4] 它依赖于被动措施，不需要操作员的操作或外部能量供应，以确保安全运行。从未建造过任何单位。
- ↑ "IAEA - LWR". Retrieved 2009-01-18.
- ↑ "欧洲核学会 - 轻水反应堆". 检索于 2009-01-18.
- ↑ "轻水反应堆". 检索于 2009-01-18.
- ↑ 美国国家研究委员会（NRC）。未来核能委员会，《核能：未来的技术和制度选择》，国家科学院出版社，1992年，ISBN 0309043956 第122页