壓水反應堆
壓水反應堆（Pressurized Water Reactor，縮寫為PWR）是美國貝蒂斯原子動力研究所開發成功的一種輕水核反應堆。所有的壓水反應堆利用普通水作為冷卻劑和中子慢化劑。
壓水堆原本設計用作核潛艇的核能船舶用推進，並被用於在碼頭市核電站（Shippingport Atomic Power Station）第二個商業核電廠原始設計中。
壓水反應堆技術自第一代至第三代反應堆中被廣泛應用，目前商轉的第三代核反應堆中除日本的先進沸水堆外所有其餘四種技術均為壓水堆（中國的ACPR-1000(+)乃至華龍一號、韓國的APR-1400以及俄羅斯的水-水高能反應堆），而商轉的五種三代半反應堆中四種為（輕水）壓水堆，另外一種為重水壓水堆。目前在美國運行的壓水反應堆被認為是第二代核反應堆。俄羅斯水-水高能反應堆類似於美國壓水反應堆[來源請求]。法國運行的許多壓水反應堆生產法國的大部分電力。
概要
目前全世界核電站、核潛艇和核動力航空母艦等使用的反應堆中均以壓水堆為主，截至2000年底，全世界有258座運行中的反應堆，佔總數的64.6%。[1]
壓水反應堆利用輕水（普通水H2O）作為冷卻劑和中子慢化劑。其冷卻系統由兩個循環迴路組成。一迴路連接着爐心和二迴路中的蒸汽發生器，迴路內壓力保持在150個大氣壓左右，在此壓力下可將一迴路水加熱至約343℃而不沸騰。一迴路水在二迴路蒸汽發生器的傳熱管中將壓力約為70個大氣壓左右的二迴路水加熱至沸騰（溫度約260℃），形成的水蒸氣（過濾掉混雜的液態水後）再通過二迴路送至汽輪機，推動渦輪發動機運轉。在傳熱管中釋放熱能的一迴路水以290℃左右的溫度回流至爐心，完成一迴路循環。從汽輪機流出的二迴路水經冷凝器凝結為液態水後，回流至蒸汽發生器，完成二迴路循環。
反應堆爐心位於壓力殼內，由排列為方形的燃料組件組成。燃料一般是富集程度(濃縮度)在2%～4.4%的燒結二氧化鈾。 和沸水反應堆相比，壓水堆爐心體積更小，爐心的功率密度較大（大型壓水堆的爐心功率密度可達100千瓦/升），壓水堆的發電效率約為33%；但由於爐心中的工作壓力和溫度都較沸水堆高，因此對反應堆材料性能的要求也較沸水堆更高。
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。
參考
- ^ 原子能工业. 原子能出版社. 2002年. ISBN 750222453X.
參考文獻
- Duderstadt, James J.; Hamilton, Louis J. Nuclear Reactor Analysis. Wiley. 1976. ISBN 978-0471223634.
- Glasstone, Samuel; Sesonkse, Alexander. Nuclear Reactor Engineering. Chapman and Hall. 1994. ISBN 978-0412985218.
- Mosey, David. Reactor Accidents. Nuclear Engineering International Special Publications. 1990: 92–94. ISBN 978-0408061988.
- Tong, L.S. Principles of Design Improvement for Light Water Reactors. Hemisphere. 1988. ISBN 978-0891164166.
參見
外部連結
- 香港天文台網站《現時用作商業運行的反應堆》 （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館） （簡體中文） （繁體中文） （英文）
- 中國科普博覽——核能博物館 （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）
- Nuclear Science and Engineering （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館） at MIT OpenCourseWare.
- Document archives （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館） at the website of the United States Nuclear Regulatory Commission.
- Operating Principles of a Pressurized Water Reactor （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館） (YouTube video).
- Fuel Consumption of a Pressurized Water Reactor （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）.