
【化】 pressurized water reactor(PWR)
【醫】 compression; prelum
Adam's ale; Adam's wine; liquid; water
【化】 water
【醫】 a.; Aq.; aqua; aquae; eau; hydr-; hydro-; hydrogen monoxide; water
【經】 water
reactor
【醫】 reactor
加壓水反應堆(Pressurized Water Reactor,PWR)是核能發電系統中應用最廣泛的熱中子反應堆類型,其核心原理是通過高壓維持液态水在反應堆冷卻劑系統中的非沸騰狀态。該系統包含三個獨立的水循環回路,其中一回路直接接觸核燃料棒,在15-16 MPa高壓下将熱量傳遞至蒸汽發生器。
在工程結構上,PWR包含以下關鍵組件:
根據國際原子能機構(IAEA)技術報告,現代PWR機組熱效率可達33-36%,燃料利用率較沸水堆提高12-15%。美國核管理委員會(NRC)認證文件顯示,AP1000型PWR采用非能動安全系統,将堆芯熔毀概率降至5×10⁻⁷/堆年量級。中國核能行業協會統計數據顯示,截至2023年末,全球在運PWR機組占商用反應堆總數的68%,其中中國自主設計的華龍一號機組設計壽命達60年。
在核安全領域,PWR的縱深防禦體系包含燃料芯塊锆合金包殼、一回路壓力邊界和鋼制安全殼三重物理屏障。世界核協會(WNA)運營數據顯示,PWR機組平均能力因子長期穩定在92%以上,放射性廢氣排放量低于0.1%法定限值。
壓水反應堆(Pressurized Water Reactor,PWR)是一種以加壓輕水(普通水)作為慢化劑和冷卻劑的核反應堆,是目前核電站中應用最廣泛的堆型之一。以下是其核心要點:
壓水堆通過加壓使冷卻水在高溫下保持液态,避免沸騰。其核心原理是利用核燃料(如低濃鈾)的裂變反應釋放熱量,通過兩個獨立循環回路傳遞能量。
壓水堆技術由美國貝蒂斯實驗室開發,現為核能利用的主流堆型。典型代表包括中國“華龍一號”和法國EPR機組。
如需進一步了解技術參數或曆史發展,可參考核電站工程文獻或權威機構報告。
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