拼音检词语
压水反应堆
拼音：yā shuǐ fǎn yìng duī
基本解释
压水反应堆 - 概述
压水反应堆(Pressurized Water Reactor，缩写为PWR)是美国贝蒂斯原子能实验室(Bettis Atomic Power Laboratory)开发成功的一种轻水核反应堆。
目前全世界核电站、核潜艇和核动力航空母舰等使用的反应堆中均以压水堆为主，截至2000底，全世界有258座运行中的反应堆，占总数的64.6%。中国目前已建成的秦山核电站一二期工程、大亚湾核电站、田湾核电站、岭澳核电站均采用压水反应堆。到2014年预计中国将新建大连红岩河核电站、山东海阳核电站、三门核电站、福清核电站、宁德核电站、阳江核电站。
压水反应堆利用轻水(普通水H2O)作为冷却剂和中子慢化剂。其冷却系统由两个循环回路组成。一回路连接着堆芯和二回路中的蒸汽发生器，回路内压强保持在150个大气压左右，在此压强下可将冷却水加热至约343℃而不沸腾。冷却水在二回路蒸汽发生器的传热管中将压强约为70个大气压左右的二回路水加热至沸腾(温度约260℃)，形成的水蒸气(过滤掉混杂的液态水后)再通过二回路送至汽轮机，推动涡轮发动机运转。在传热管中释放了热能的一回路水以290℃左右的温度回流至堆芯，完成一回路循环。从汽轮机流出的二回路水经冷凝器凝结为液态水后，回流至蒸汽发生器，完成二回路循环。
反应堆堆芯位于压力壳内，由排列为方形的燃料组件组成。燃料一般是富集程度在2%～4.4%的烧结二氧化铀。 和沸水反应堆相比，压水堆堆芯体积更小，堆芯的功率密度较大(大型压水堆的堆芯功率密度可达100千瓦/升)，压水堆的发电效率约为33%;但由于堆芯中的工作压力和温度都较沸水堆高，因此对反应堆材料性能的要求也较沸水堆更高。
事故
史上著名的三哩岛核泄漏事故就是压水反应堆，主因为当年的科技并未全面电脑化，很多人为操纵的过程中出现疏失，而刚好数个疏失同时发生。