壓水堆和廢水堆區別
❶ 壓水堆優缺點
7月24日 22:13 目前潛艇用的反應堆只有兩種：壓水型反應堆和鈉冷卻金屬堆。
世界上絕大多數潛艇是用的壓水堆，因為人們對水的性能比較了解，容易控制。而金屬堆傳熱好，效率較高，但最大的問題是對系統材料的腐蝕難以解決，經常泄漏。所以用得較少，只有俄羅斯用。
高溫氣冷反應堆是由普通的石墨氣冷堆發展而來的反應堆。工作原理是：用石墨做為慢化劑，用氣體氦作為冷卻劑（這就是「氣冷」），氦氣的溫度高達800度左右（這就是「高溫」）
具體過程是：當反應堆內的核燃料進行核反應時，放出中子，速度太快的中子經過石墨碰撞便慢下來（因為在此堆里只有慢中子才能與鈾燃料發生有效反應），以維持核反應。核反應時要釋放出大量的熱量，如果不把熱量帶走，就會燒毀反應堆，所以用氣體（氦）流經堆芯，把熱量帶到熱交換器，再由另一路冷卻劑把氦氣冷卻，降溫後的氦氣又回到堆芯繼續冷卻反應堆，形成閉式循環迴路。
這就是高溫氣冷堆的最簡單原理。目前世界上使用最多的是壓水堆，特別是核潛艇上基本都是壓水堆，目前各國（包括我國）核潛艇上絕對沒有高溫氣冷堆，它的體積太大。
聚變反應堆就更談不上了，理由樓上「香煙的辛辣」已闡述，不再贅述。
❷ 原子能反應堆,清水堆與壓水堆有什麼區別
沒有清水堆這個說法，用作動力堆的一般有壓水堆，沸水堆，重水堆，快中子堆等等。
❸ 壓水堆核電站和沸水堆核電站有什麼區別
一. 沸水堆與壓水堆工作原理
沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是採用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：冷卻水從反應堆底部流進堆芯，對燃料棒進行冷卻，帶走裂變產生的熱能，冷卻水溫度升高並逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發電。福島核電站建於20世紀70年代，屬於沸水堆。
壓水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是採用高壓水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：主泵將120～160個大氣壓的一迴路冷卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而後進入蒸汽發生器，通過傳熱管把熱量傳給二迴路水，使其沸騰並產生蒸汽；一迴路冷卻水溫度下降，進入堆芯，完成一迴路水循環；二迴路產生的高壓蒸汽推動汽輪機發電，再經過冷凝器和預熱器進入蒸汽發生器，完成二迴路水循環。中國建成和在建共有13台核電機組，除秦山三期採用CANDU堆技術，山東榮成採用高溫氣冷堆，其餘均為壓水堆，
二. 沸水堆與壓水堆共同點
沸水堆和壓水堆都是屬於輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，採用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構成；燃料放置於壓力容器當中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發電部分功能也都一樣。
三. 沸水堆與壓水堆的主要區別
沸水堆採用一個迴路，壓水堆有兩個迴路；沸水堆由於堆芯頂部要安裝汽水分離器等設備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進入堆芯；沸水堆具有較低的運行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內以汽液形式存在，壓水堆一迴路壓力通常達150個大氣壓，冷卻水不產生沸騰。
四. 壓水堆相對沸水堆的優勢
沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發生「在某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入」的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導致臨界事故發生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現機械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈式反應。另外，對於控制棒向上引入的反應堆，其堆芯上部的功率高於底部，當反應堆喪失冷卻後，會導致產生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發生熔毀的概率增加。
沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，迴路壓力增加，必須進行釋壓處理，則會導致帶有放射性的氣體進入大氣，同時還需要起用備用電源進行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應急水泵對蒸汽發生器進行噴淋，並調節穩壓器壓力，保證一迴路不出現局部沸騰，依靠一二迴路的溫差實現自然循環，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質的蓄水，至於安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實現冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆後要依靠柴油發電機發電啟動，在柴油發電機無法啟動的情況下，導致溫度失控。
沸水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。
沸水堆壓力遠低於壓水堆壓力，因此在系統設備、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低於壓水堆。壓水堆由於壓力高，且多了蒸汽發生器、穩壓器等設備，技術性能要求及造價都要高許多。但正是由於壓水堆一、二迴路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高於沸水堆。
五. 壓水堆的發展趨勢
壓水堆核電廠因其功率密度高、結構緊湊、安全易控、技術成熟、造價和發電成本相對較低等特點，成為目前國際上最廣泛採用的商用核電堆型，占輕水堆核電機組總數的3/4。我國核電站以及潛艇基本都採用了先進的壓水堆核電機組，安全性比福島高很多。
20世紀90年代，美國和歐洲核電先進國家對今後建設的核電廠的安全、技術、經濟性確定了一系列具體的奮斗目標。各國也著手研發同時滿足這些要求的第三代壓水堆。其中有代表的有法、德合作開發的歐洲動力堆EPR和美國西屋公司研發的AP1000。EPR提出在未來壓水堆設計中採用共同的安全方法，通過降低堆芯熔化和嚴重事故概率和提高安全殼能力來提高安全性，從放射性保護、廢物處理、維修改進、減少人為失誤等方面根本改善運行條件；AP1000則以全非能動安全系統、簡化設計和布置以及模塊化建造為主要特色。
安全可靠是核電站發展的基石，中國也始終把核電安全放在第一位。我們有理由相信，隨著經驗的積累以及技術的進步，核電站的安全性能將逐步得到進一步提高，將要發展的第三代反應堆和未來的第四代反應堆會為我們安全利用核能營造新的環境。
❹ 壓水堆和高溫氣冷堆的區別
反應堆的兩種冷卻方法。
壓水堆，使用循環水進行冷卻反應堆
高溫氣冷堆，採用高壓氣體作為冷卻介質冷卻反應堆
❺ 核電站壓水堆和沸水堆的區別其中先進技術是什麼在建核電站中哪些是AP1000技術其他採用什麼技術
沸水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。
沸水堆與壓水堆的詳細比較：①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，並使用飽和汽輪機。②沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器。③對於失水事故的處理，沸水堆的應急堆芯冷卻系統中有兩個分系統都從堆芯上方直接噴淋注水，壓水堆的應急注水通過環路管道從堆芯底部注入冷卻水。④沸水堆直接產生蒸汽，有N16的放射性問題，還有燃料棒破損時的氣體和揮發性裂變產物都會直接污染汽輪機系統。⑤沸水堆壓力容器底部除有為數眾多的控制棒開孔外，尚有中子探測器開孔，增加了小失水事故的可能性。⑥控制棒驅動機構較復雜，可靠性要求高。⑦沸水堆控制棒自堆底引入，發生"未能應急停堆預計瞬態"的可能性比壓水堆的大。"未能應急停堆預計瞬態"指發生某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入。而且壓水堆內水壓很高，達到大氣壓的150倍，水在堆內溫度升高的很快但不沸騰，流到蒸汽發生器來為另一個循環中的水來加熱。而沸水堆則允許水在堆內沸騰，產生蒸汽，並把蒸汽直接輸送倒搜用之處。
山東海陽、浙江三門、湖南桃花江、湖北咸寧都是採用AP1000技術，遼寧紅沿河、廣東陽江、廣西防城港、福建寧德都是中廣核的CPR1000+技術，福建福清採用M310加改進堆型、海南昌江採用CNP600技術。
❻ 重水堆,壓水堆,沸水堆三者誰更有優勢
1，重水堆的成熟的只有CANDU堆型，在我國秦山三期有兩台，不過運行業績非常一般，其最主要的優勢在於不停堆換料，不用濃縮鈾，不過現在來講意義不大。不停堆換料，但是一樣得跟壓水堆一樣得停堆大修。
2，沸水堆,的優勢在於少了一個環路，但是福島事故幾乎快判它死刑了，至少在我國沒大考慮過這東西。它的劣勢，比如，控制棒是往上插的，不像壓水堆一樣，有失電落棒的這種固有安全性問題。
3，壓水堆，我國除了秦山三期，其他商用堆全是。技術成熟，運行經驗豐富。在我國M310及其衍生堆型居多。但是新一代的也有AP1000和EPR。EPR系統有些過於龐大，當然功率也大。AP1000代表了一種新的理念，其正常生產所用的系統，和二代堆差距不大，但安全相關系統為非能動設計，個人認為AP1000代表了當下主流的一種發展方向。
❼ 高溫氣冷堆和壓水堆的區別是什麼
中 國 的 核 動 力 研 究 院 ( 成 都 ) 正 在 開 發 AC-600 型 先 進 壓 水 堆， 它 將 采 用 非 能 動 安 全 系 統 導 出 熱 量。
重 水 冷 卻 反 應 堆 (HWR)。 除 輕 水 冷 卻 反 應 堆 外，HWR 技 術 也 已 經 證 明 是 經 濟、 安 全 和 可 靠 的。 在 現 今 正 在 運 行 的 所 有 反 應 堆 中，HWR 約 占 7%。 有 幾 個 國 家 已 經 建 立 了 成 熟 的 基礎 設 施 和 監 管 基礎， 尤 其 是 加 拿 大， 它 是 開 發 HWR 概 念 的 先 驅。 已 經 開 發 出 了 兩 種 類 型 的 商 用 H WR， 即 壓 力 管 式 和 壓 力 容 器 式 的 HWR， 兩 者 都 已 非 常 成 熟。HWR 的 輸 出 功 率 范 圍 從 幾 百 MWe 到 接 近 900 MWe。 采 用 重 水 慢 化 能 獲 得 很 好 的 中 子 經 濟 性， 使 得 能 夠 用 天 然 鈾 作 燃 料 從 而 使 燃 料 費 用 比 LWR 的 低。 但 是， 堆 內 的 易 裂 變 材 料 數 量 相 當 少， 因 此 壓 力 管 型 設 計 采 用 不 停 堆 換 料， 以 便 獲 得 反 應 堆 運 行 所 需 的 足 夠 大 的 反 應 性。 這 種 不 停 堆 換 料 方 式 的 有 效 性 已 經 成 功 地 得 到 證 實； 而 且 多 數 壓 力 管 式 HWR 的 年 度 負 荷 因 子 和 壽 期 負 荷 因 子 一 直 名 列 所 有 商 用 反 應 堆 類 型 的 前 茅。 安 全 實 績 也 已 證 明 非 常 好。
❽ 壓水堆核電站和沸水堆核電站的具體區別
沸水堆與壓水堆共同點
沸水堆和壓水堆都是屬於輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，採用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構成；燃料放置於壓力容器當中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發電部分功能也都一樣。
沸水堆與壓水堆的主要區別
沸水堆採用一個迴路，壓水堆有兩個迴路；沸水堆由於堆芯頂部要安裝汽水分離器等設備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進入堆芯；沸水堆具有較低的運行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內以汽液形式存在，壓水堆一迴路壓力通常達150個大氣壓，冷卻水不產生沸騰。
壓水堆相對沸水堆的優勢
沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發生「在某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入」的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導致臨界事故發生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現機械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈式反應。另外，對於控制棒向上引入的反應堆，其堆芯上部的功率高於底部，當反應堆喪失冷卻後，會導致產生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發生熔毀的概率增加。
沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，迴路壓力增加，必須進行釋壓處理，則會導致帶有放射性的氣體進入大氣，同時還需要起用備用電源進行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應急水泵對蒸汽發生器進行噴淋，並調節穩壓器壓力，保證一迴路不出現局部沸騰，依靠一二迴路的溫差實現自然循環，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質的蓄水，至於安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實現冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆後要依靠柴油發電機發電啟動，在柴油發電機無法啟動的情況下，導致溫度失控。
水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。
沸水堆壓力遠低於壓水堆壓力，因此在系統設備、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低於壓水堆。壓水堆由於壓力高，且多了蒸汽發生器、穩壓器等設備，技術性能要求及造價都要高許多。但正是由於壓水堆一、二迴路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高於沸水堆。
❾ 重水堆、壓水堆、沸水堆有什麼區別
核電站重水堆、壓水堆、沸水堆的主要區別：
重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。
壓水堆使用加壓輕水（即普通水）作冷卻劑和慢化劑，且水在堆內不沸騰的核反應堆。
沸水堆又叫輕水堆，沸水堆核電站工作流程是：冷卻劑（水）從堆芯下部流進，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒那裡得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，將分離出的蒸汽來推動汽輪發電機組發電。