輕水堆

　　用輕水慢化和冷卻的核反應爐。水在反應堆內不沸騰的稱為壓水堆；水在反應堆內沸騰的稱為沸水堆。輕水堆是目前最主要的堆型。輕水是相對重水(分子式D₂O)而言，即通常的普通水（分子式H₂O）。當然，輕水堆所用的水須經化學水處理，去除對金屬材料有腐蝕危害的金屬和非金屬離子，通常稱為去離子水。

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　　輕水堆的特點　輕水的特點直接關系輕水堆。輕水與氣體相比，密度較大，導熱較好。因此，它不僅是良好的慢化劑，也是良好的冷卻劑。由於水的慢化和載熱能力較好，所以輕水堆的結構緊湊，堆心體積小，堆心功率密度（堆心單位體積的功率）大。因此，在相同體積下輕水堆功率最高。功率相同時，輕水堆的體積最小。這是輕水堆的主要優點。

　　輕水堆的主要弱點有二：①水的沸點低，在一個標準大氣壓下，水在100 ℃沸騰。為瞭提高反應堆冷卻劑（冷卻水）的出口溫度，提高熱效率，就必須提高壓力。為瞭提高壓力就要有承受高壓的壓力容器(壓力殼)。②輕水的熱中子吸收截面(吸收熱中子的幾率)比石墨和重水大。為瞭維持自持鏈式裂變反應，輕水堆無法以天然鈾作為核燃料，必須使用經過濃縮的核燃料(一般要求U-235的含量為2～3％，而天然鈾的U-235濃度為0.714％)。

　　目前，已建、在建和計劃建造的核電站中，輕水堆占85％以上。輕水堆中，壓水堆又占絕對優勢。

　　沸水堆　冷卻水在堆心沸騰而產生的蒸汽直接推動汽輪發電機組，這既降低反應堆和系統的工作壓力，又省去壓水堆中較復雜的蒸汽發生器，減少大量回路設備。此外，沸水堆幾乎不可能發生失水事故，比壓水堆更能適應外界負荷變化的需要。因此，在核電站發展的初期，壓水堆和沸水堆同樣吸引著用戶，兩種堆型的建造數量幾乎相近。但是，沸水堆中帶放射性的蒸汽直接進入汽輪機組，使汽輪機組維修困難，檢修時反應堆停堆時間長，從而影響核電站的可利用率。此外，水沸騰後，密度降低，慢化能力減弱，因此所需核燃料比同功率壓水堆多，堆心功密度較小，堆心體積及壓力殼直徑較大。氣泡密度在堆心內變化，容易引起功率不穩定，控制較復雜。到1983年，沸水堆裝機容量不及壓水堆的44％，在建的沸水堆隻有壓水堆的25％，訂貨中的隻占壓水堆的13％。