目錄前言 1
1 沸水堆簡介 2
1.1 概況 2
1.2 沸水堆的發展 3
1.3 沸水堆的基本原理 5
1.4 沸水堆與壓水堆的比較 5
2 福島第一核電廠簡介 10
2.1 概況 10
2.2 沸水堆結構 11
2.2.1 反應堆 12
2.2.2 一次安全殼 13
2.2.3 二次安全殼 14
2.2.4 乏燃料水池 14
2.3 堆芯應急冷卻系統（eccs） 15
2.3.1 隔離冷凝器系統（1號機組） 16
2.3.2 堆芯隔離冷卻系統（2~5號機組） 16
2.3.3 高壓安注系統（1~5號機組） 17
2.3.4 自動卸壓系統（1~5號機組） 18
2.3.5 堆芯噴淋系統（1~5號機組） 19
2.3.6 低壓安注系統 19
3 福島核事故 22
3.1 福島核事故大事記 22
3.2 **、海嘯與全廠斷電 24
3.3 停堆與衰變餘熱 27
3.4 氫爆事故 27
3.4.1 堆芯應急冷卻系統的響應與失效 27
3.4.2 氫氣的產生 28
3.4.3 氫氣的排放與氫爆 28
3.5 乏燃料水池事故 29
3.6 放射性洩漏 30
4 福島核電廠反應堆現狀 32
4.1 反應堆水位 32
4.2 反應堆溫度 32
4.3 反應堆壓力 33
4.4 安全殼壓力 34
5 參考文獻彙總 35
2023年3月11日，日本東海岸發生黎克特制9.0級特大**，由此引發福島第一核電站的核事故。福島核事故導致大量核洩漏，造成廣泛的核汙染，對復興中的世界核電事也產生了深遠影響。
本報告簡要介紹了沸水堆，介紹了迄今為止福島核事故的發展以及事故分析，旨在幫助更好地了解沸水堆和福島核事故。
根據國際原子能機構（iaea）的統計，目前世界上在役核電機組共443臺，**機容量約3.75億千瓦，發電量約佔世界總發電量的17%。
核反應堆主要有6種，即壓水堆（pwr）、沸水堆（bwr）、重水堆（phwr）、輕水冷卻石墨慢化堆（lwgr）、氣冷堆（gcr）和快中子增值堆（fbr）。其中，壓水堆、沸水堆和重水堆是主力堆型。在役核電機組中，壓水堆、沸水堆和重水堆機組各為270臺、92臺和47臺，**機容量分別約為2.
49億千瓦、8288萬千瓦和2304萬千瓦，佔核電**機容量的比重分別為66.26%、22.35%和6.
14%。如表1.1所示。
表1.1 世界各型別反應堆裝機情況
沸水堆主要分布在日本、美國、德國和瑞典。中國大陸沒有沸水堆機組，已投運的核電機組中，除秦山三期核電廠從加拿大引進的兩台重水堆機組以外，其他的均為壓水堆機組。中國台灣有4臺沸水堆機組。
日本核電以沸水堆為主。日本在役核電機組共55臺，**機容量4912.7萬千瓦，其中沸水堆有30臺，裝機容量佔核電**機容量的58.
2%。美國、德國和瑞典的沸水堆的比重分別為33.8%、31.
3%和60.1%。如表1.
2所示。
表1.2 主要國家沸水堆裝機情況
沸水堆是美國ge公司開發的核反應堆，2023年建成容量為5mwe的vallecitos原型電廠。vallecitos電廠成功發電，證實了沸水堆設計概念的可行性。2023年建成首座大容量商業沸水堆核電機組——dresedn 1號機組，標誌著沸水堆正式投入商業應用。
此後，沸水堆的設計朝著「簡化」的方向發展，以提高經濟性和安全性。
沸水堆的設計理念主要是在反應堆系統和安全殼兩個方面不斷進行簡化。在反應堆系統方面，逐漸形成了bwr-1~bwr-6型沸水堆、先進沸水堆（abwr）以及近年來正在開發的經濟型簡化沸水堆（esbwr）等堆型。安全殼逐漸發展出了mark-1~mark-3型安全殼以及abwr、esbwr安全殼。
最早的bwr-1型沸水堆實際上並不是真正意義上的沸水堆，雖然蒸汽也是在反應堆內產生，但不是直接進入汽輪機，而是先進入乙個汽包，然後進入二迴路的蒸發器，蒸發器內產生的蒸汽才進入汽輪機做功，這個過程被稱為「雙重式迴圈」，與現在的壓水堆的標準設計類似。直到反應堆內建式汽水分離器和蒸汽乾燥器的出現，沸水堆才真正實現了直接迴圈，反應堆內產生的蒸汽直接進入汽輪機做工，這在bwr-2沸水堆中開始採用。此後，隨著在反應堆迴圈幫浦、反應堆應急冷卻系統（eccs）等方面的設計上的簡化和優化，逐漸發展出bwr-3/4/5/6型沸水堆、abwr、esbwr等堆型。
如表1.3和圖1.1所示。
表1.3 ge沸水堆的發展
圖1.1 沸水堆反應堆系統設計的發展
早期的沸水堆採用球形乾式安全殼，與現在的壓水堆所採用的乾式安全殼相類似（壓水堆安全殼的標準設計為圓柱形），但很快就轉向了「抑壓型濕式安全殼」設計。與乾式安全殼相比，這種安全殼降低了安全殼的設計壓力，減少了外部迴圈系統，布置更緊湊，體積更小。
mark-1型安全殼是沸水堆第乙個抑壓型濕式安全殼，它由乾井和溼井兩部分組成。在mark-1安全殼基礎上發展而來的mark-2型安全殼的呈錐形，布置更為簡化，主要特徵是增大了溼井空間。mark-3型呈直圓柱形，比mark-1和mark-2型安全殼更容易建造，並為檢修作業提供了更大的空間，mark-3型安全殼在bwr-5/6沸水堆中被廣泛採用。
abwr的安全殼在mark-3型安全殼基礎上發展而來，布置更緊湊。esbwr的安全殼與abwr類似，體積略大。沸水堆的安全殼設計發展如圖1.
2所示。
圖1.2 沸水堆安全殼設計的發展
沸水堆是輕水堆的一種，即利用輕水作為反應堆的慢化劑和冷卻劑。反應堆堆芯的核燃料發生自持式核裂變反應，產生熱量。冷卻水進入反應堆，吸收裂變熱後生成蒸汽。
蒸汽經過布置在反應堆上部的汽水分離器和乾燥器，其中的水分被去除，成為**度飽和蒸汽，直接進入汽輪機，驅動汽輪發電機組發電。蒸汽做功後凝結成水，凝結水經過凝結水系統、給水回熱系統，由主給水幫浦唧送到反應堆，由此形成熱力迴圈過程。如圖1.
3所示。
圖1.3 沸水堆基本原理圖
沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，二者有相似之處，在許多方面有所不同，以下簡要介紹二者幾個主要方面的異同。
（1） 反應堆物理和堆芯熱工水力的基本原理
沸水堆和壓水堆的反應堆堆物理是非常相似的，都採用了2%~3%富集度的uo2芯塊燃料。都採用非均勻堆芯設計概念，並都以水為慢化劑和冷卻劑。主要區別是，沸水堆堆芯內允許沸騰，形成空泡，直接影響著中子的慢化和堆芯的反應性以及堆芯熱傳導；壓水堆堆芯內不允許沸騰和產生空泡。
談談日本此次核電事故原因以及沸水堆和壓水堆的區別
bwr 沸水堆，pwr 壓水堆。沸水堆核電站工作流程是 冷卻劑 水 從堆芯下部流進，在沿堆芯上公升的過程中，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。由於冷卻劑會沸騰成為蒸汽去推動汽輪機，因此堆芯內冷卻劑不斷的被消耗，...
日本福島核電站產生事故的主要原因
1 發生超設計基準的外部事件。9級 引發浪高10公尺的海嘯屬於超萬年一遇極限事故疊加，已遠超出福島核電站的設計基準。9級 導致了外部電網的損毀。根據設計，發生後福島核電站的應急柴油機緊急啟動，保持反應堆冷卻系統繼續工作，然而由 引起的海嘯，淹沒了柴油機廠房，造成電源的徹底喪失，致使全廠斷電，冷卻系統...
日本福島第一核電站每天至少300噸汙水入海
龍源期刊網 日本福島第一核電站每天至少300噸汙水入海作者 中國機械 2013年第17期日本 原子能災害對策本部8月7日宣布，目前福島第一核電站每天至少約有300噸汙水流入海中。2011年日本福島第一核電站發生核事故後，東京電力公司曾因為汙水處理設施捉襟見肘而人為向大海排放低放射性汙水，以便騰出空間...