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核电厂电气技术与设备管理
Electrical Technology and Equipment Management of Nuclear Power Plant

厂参数。BWR-1以德累斯顿1号为代表，1960年投入运行，功率为200MW。采用
了堆外汽水分离器，仍保留蒸汽发生器。BWR-2首次采用了直接循环，取消了
蒸汽发生器，并开始采用流量功率调节和堆内中子注量率监测。BWR-3首次采

用堆内喷射泵。BWR-4功率首次突破1000MW。BWR-5开始采用高压堆芯喷淋
系统。BWR-6燃料组件从7×7改为8×8，安全壳采用Mark-Ⅲ。20世纪80年代开
始，GE公司与日本东芝、日立公司合作开发先进沸水堆（ABWR）。主要改进
有：采用堆内再循环泵，取消喷射泵。正常运行时用精密电机驱动控制棒，紧急

停堆仍用液压驱动。燃料棒内壁用纯锆衬里，以减少芯块—包壳相互作用，提高
负荷跟踪能力。采用先进检测控制系统，如数控、数字仪表、光纤多路传输、保
护系统软件逻辑等。首座ABWR-1356MW机组已于1997年在日本柏崎c刈羽核
电厂正式投入运行。

（二）沸水堆核电厂的工作原理及特点
来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后，沿堆芯围筒与容器内壁之
间的环形空间下降，在喷射泵的作用下进入堆下腔室，再折而向上流过堆芯，
受热并部分汽化。汽水混合物经汽水分离器分离后，水分沿环形空间下降，与给

水混合；蒸汽则经干燥器后出堆，通往汽轮发电机，做功发电。蒸汽压力约为
7MPa，干度不小于99.75%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热，再由给水泵送入
反应堆压力容器，形成一个闭合循环。再循环泵的作用是使堆内形成强迫循环，
其进水取自环形空间底部，升压后再送入反应堆容器内，成为喷射泵的驱动流。

改进型沸水堆取消了主系统管路和喷射泵，而在堆内装有数台内装式再循环泵。
自汽水分离器和汽轮机凝汽器流回的给水由这些泵唧送回到堆芯去再循环，从而
增加了堆芯循环倍率。
堆芯主要由核燃料组件、控制棒及中子测量器等组成。沸水堆燃料组件为

正方形有盒组件。组件盒内燃料棒排列成7×7或8×8栅阵。棒外径约12.3mm，
高约4.1m，其中活性段约3.8m。燃料芯块为不同富集度的UO2，平均富集度为
2.0%~3%，堆芯使用3~4种富集度燃料，在若干芯块中加入Gd2O3可燃毒物，以
展平组件内中子注量率分布并补偿燃耗反应性亏损。燃料棒包壳材料和组件盒材

料均为Zr-4合金。堆芯将由800个左右燃料组件排列而成。
沸水堆的控制棒呈十字形，插在四个方盒组件之间，中子吸收材料为碳化硼
粉末，装在细的不锈钢管内，每根控制棒内装有几十支含碳化硼的不锈钢管。沸

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