压水堆（pressurized water reactor）：全称“加压水慢化冷却反应堆”。以加压的、未发生沸腾的轻水(即普通水)作为慢化剂和冷却剂的反应堆。由燃料组件、慢化剂(兼作冷却剂)、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件、堆芯吊篮和压力壳等组成。是属于核电站中应用数量较多、容量较大的堆型。
发展史
压水堆是世界上在运行的
核电站中采用的主要堆型，装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60%以上。最早用作
核潜艇的军用反应堆。1957年，美国建成世界上第一座商用
压水堆核电站。压水堆由压力容器、堆芯、
堆内构件及
控制棒组件等构成。压力容器的寿命期为40年。堆芯装
核燃料组件。
秦山核电站就采用了国外现行压水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作。
2024年8月19日，国务院常务会议决定核准江苏徐圩核能供热发电厂的全球首个将高温气冷堆与压水堆耦合的核能综合利用项目。该项目一期工程拟建设2台华龙一号压水堆核能发电机组和1台高温气冷堆核能发电机组。
基本结构
各种类型的
动力反应堆中，压水堆由于具有结构紧凑、体积小、
功率密度高、平均
燃耗较深，放射性
裂变产物不易外逸，良好的功率自稳
自调特性、比较安全可靠等优点，获得了广泛的应用。舰船压水堆与核电厂
压水堆本体结构基本类似，图1为典型核电厂压水堆
堆芯的
基本结构，其主要组成包括：
1-吊装耳环；2-封头；3-上支撑板；4-内部支撑
凸缘；5-堆芯吊篮；6-上支撑柱；7-进口接管；8-堆芯上栅格板；9-围板：10-进出孔；11-堆芯下栅格板；12-径向支撑件：13-底部支撑板：14-仪表管；15-堆芯支撑柱；16-流量混合板；17-热屏蔽；18-
燃料组件；19-
压力容器；20-围板径向支撑；21-出口接管；22-
控制棒束；23-控制棒驱动杆；24-
控制棒导向管；25-
定位销；26-夹紧弹簧；27-控制棒套管；28-隔热套筒；29-仪表引线管：30-
控制棒驱动机构。
（1）燃料组件。燃料组件是反应堆活性区的核心部件，提供全寿期足够的
核裂变反应材料，由
燃料芯块、
燃料包壳（
锆合金）、结构件等组成。
（2）
控制棒及其
驱动机构。控制棒由强中子
吸收材料（如铪、
碳化硼、银-铟-镉）制成，通过驱动机构在堆内上下移动，控制反应堆内用于核裂变反应的中子数量，从而控制
反应堆功率。
（3）主冷却剂。压水堆用水作为冷却剂，将堆芯
核反应产生的热量带出；同时水又是
慢化剂，用来降低裂变生成的中子动能，使之更容易与铀-235发生
裂变反应。
（4）吊篮。用于安放燃料组件、控制棒、
中子源等部件。
（5）
反应堆压力容器。压力容器内部安装堆芯组件，顶盖上安装控制棒驱动机构；与
一回路系统共同形成密封空间。
（6）
反应堆屏蔽。为了防止反应堆产生α、β、γ及
中子对运行人员、设备的
辐射损伤，堆芯压力容器外周围设置了屏蔽水箱、铅和
聚乙烯等
屏蔽体。
压水堆的结构形式多种多样，其结构特性要满足
物理设计和热工设计的基本要求，既要保证可控的
裂变链式反应可靠地进行，又要把裂变产生的热量及时地带出。虽说不同类型的压水堆都有各自的特点，但一般来讲它主要由反应堆压力容器、堆芯、堆芯支撑结构、控制棒驱动机构等组成。
工作原理
反应堆的外壳称为压力容器，它是反应堆的一个很重要的部件，运行在很高的压力下，容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。压力容器上带有若干个接口
管嘴，作为冷却剂的进出口接管，整个容器重量由出口管嘴下部钢衬与
混凝土基座支撑。可移动的上封头用螺栓与简体固定，简体与上封头之间由两道O形
密封圈密封。上封头有几十个贯穿件，用于布置控制棒驱动机构、堆内
热电偶出口和
排气口等。
堆芯支撑结构由上部支撑结构和下部支撑结构组成。吊篮以悬挂方式吊在压力容器l部的支撑凸缘上，吊篮与压力容器之间形成一个
环形腔，称为下降段。冷却剂从入口管嘴进入反应堆，沿下降段流到压力容器下腔室，然后折返向上通过堆芯，在堆芯
内吸收核裂变产生的热量，再经由上栅格板、上腔室，经出口管嘴流出。从反应堆流i的冷却剂通过
蒸汽发生器将
热量传递给
二回路侧的水。经冷却的水从蒸汽发生器出来后，经南
主泵唧送回堆芯，以此往复循环。
在
反应堆堆芯内，冷却剂流量的主要部分用于冷却燃料元件，其巾有一小部分
旁通流量用来冷却上腔室、上封头和控制棒导向管，使这些地方的水温接近冷却剂
入口温度，防止上封头内产生蒸汽。反应堆堆芯是放置
核燃料、实现持续的受控
链式反应，从而释放出能量的关键部分、因此堆芯结构性能的好坏对
核动力的安全性、
经济性和
先进性有很大的影响：一般来说，它应满足下述基本要求：
①
堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯有最大的
功率输出；
②尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性；
④有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；
⑤堆芯结构紧凑，换料操作简便。
通常使用
二氧化铀作燃料，其浓缩度一般为2～3%或略高。
燃料棒直径为6～10mm。
裂变中子经水慢化后成为
热中子，裂变反应所释放的热量则由
冷却水导出堆芯。近代压水堆的典型性能参数如下：压力15.8MPa，进口温度 290℃左右，
出口温度为330℃左右，
比燃耗约为32500兆瓦日/吨铀，平均
燃料比功率为37.8kW/kg，平均
功率密度为104kW/L，与之配套的核电站
循环热效率可达33.7%左右。尽管现有压水堆的热工参数尚欠高，但因堆芯结构紧凑、体积小、功率密度高、建造周期较短、安全性好，且已实现了标准化和系列化，故为当前最受重视的堆型。广泛应用于核电站。
安全系统
由于运行中的反应堆存在着潜在风险，在反应堆、核电厂的设计、建造和运行过程中 ，必须坚持和确保安全第一的原则， 核电厂运行史上三哩岛和
切尔诺贝利两次重大事故发生后 ，人们针对反应堆安全性提出了更高的要求。通常，反应堆安全存在四种安全性要素。
（1）自然的安全性：指反应堆内在的负
反应性温度系数、燃料的
多普勒效应和控制棒借助重力落人堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。
（2）非能动的安全性：指建立在
惯性原则（如泵的惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现无需依赖外来的动力。
（3）能动的安全性：指必须依靠能动设备（
有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。
（4）后备的安全性：指由
冗余系统的
可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。
国际核能界认为现有核电厂系统过于复杂，必须着力解决设计上的
薄弱环节，提出应以
固有安全概念贯穿于反应堆和核电厂设计安全的新论点。其定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或
外部设备的强制性干预，只是由反应堆自然的安全性和非能动的安全性即可控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行或安全停闭。具有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性、非能动的安全性和
后备反应性的反应堆体系称为固有安全堆。
为确保反应堆的安全，反应堆所有的
安全设施，应发挥以下特定的安全功能。
（1）有效的反应性控制。在反应堆运行过程中，由于核燃料的不断消耗和裂变产物的不断积累 ，反应堆内的反应性会不断减少；此外，反应堆功率的变化也会引起反应性变化。所以，
核反应堆的初始燃料装载扯必须比维持临界所需的撮多得多，使堆芯寿命初 期具有足够的剩余反应性，以便在反应堆运行过程中补偿上述效应所引起的反应性损失。
（2）确保
堆芯冷却。为了避免由于过热而引起燃料元件损坏，任何情况下都必须确保对堆芯的冷却，导出核燃料所释放的能蜇。
①正常
运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内冷却；蒸汽发生器的二回路侧由
主给水系统或
辅助给水系统供应给水。 蒸汽发生器生产的蒸汽推动
汽轮机做功，当
汽轮机甩负荷时，蒸汽通过蒸汽
旁路系统排放到
凝汽器或排向大气。
②反应堆停闭时，堆芯内
链式裂变反应虽被中止，但燃料元件中裂变产物的衰变继续放出热批，即剩余释热。为了避免损坏燃料元件包壳，应通过蒸汽发生器或
余热排出系统，继续导出热量。
（3）包容放射性产物。 为了避免放射性产物扩散到环境中，在核燃料和环境之间设置了多道屏障。 运行时，必须严密监视这些屏障的密封性，确保公众与环境免受放射性辐照的危害。
为了在
设计基准事故工况下确保反应堆停闭， 排出堆芯余热和保持
安全壳的完整性 ，避免在任何情况下放射性物质的失控排放，减少设备损失，保护公众和核电厂工作人员的安全，核电厂设置了专设安全设施，包括
安全注射系统 、安全壳、
安全壳喷淋系统 、安全壳隔离系统 、
安全壳消氢系统 、辅助给水系统和应急电源。 这些设施的作用是在核电 厂发生事故时 ，向堆芯注入应急冷却水， 防止
堆芯熔化 ； 对安全壳气空间冷却降压， 防止 放射性物质向大气释放；限制安全壳内氢气浓集；向蒸汽发生器应急供水。
为使专设安全设施发挥其功能，设计中应遵循下述原则。
（1）设备高度可靠。 即使在发生假想的最严重地震事故（
安全停堆地震）的情况下，专设安全设施仍能发挥其应有的功能。
（2）系统具有
多重性。一般设置两套或两套以上执行同一功能的系统，并且最好两套系统采用不同的原理设计，这样即使单个设备发生故障也不影响系统正常功能的发挥。
（3）系统相互独立。 各系统间原则上不希望共用 其他设备或设施。重要的能动设备必须进行
实体隔离，以防止一台
设备故障殃及其他
设备失效。
（4）系统能
定期检验。能对系统及设备的性能进行试验，使其始终保持应有的功能。
（5）系统具备可靠
动力源。在发生断电事故时，
柴油发电机应在
规定时间内达到其
额定功率。柴油发电机应具有多重性 、独立性和试验
可用性的特点。
（6）系统具有足够的水源。在发生
失水事故后，始终都满足使堆芯冷却和安全壳冷却所需的水拯，蒸汽发生器的辅助给水系统还设有备用水源。
事故分析
根据对
核电厂运行工况所做的分析，1970 年，
美国标准学会按
反应堆事故出现的预计概率和对广大居民可能带来的
放射性后果，把核电厂运行工况分为4类。
工况I——正常运行和运行瞬变。
（2）带有
允许偏差的极限运行，如发生
燃料元件包壳泄涌 、一回路冷却剂放射性水平升高 、
蒸汽发生器传热管有泄漏等，但未超过规定的最大
允许值。
（3）运行瞬变，如核电厂的升温、升压或冷却卸压，以及在允许范围内的负荷变化等。
这类工况出现较频繁，所以要求整个过程中无需停堆，只要依靠控制系统在
反应堆设计
裕量范围内进行调节 ， 即可把反应堆调节到所要求的状态， 重新
稳定运行。
工况Il——中等频率事件，或称预期运行事件。指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程。 由于设计时已采取适当的措施，工况II只可能迫使反应堆停闭，不会造成燃料元件损坏或
一回路 、
二回路系统超压，不会导致
事故工况。
工况IlI——稀有事故。在核电厂寿期内，这类事故一般极少出现，它的发生频率约为10-4-3x10-2次/（堆年）。处理这类事故时，为了防止或限制对环境的辐射危害，需要
专设安全设施投入工作。
工况Ⅳ——极限事故。这类事故的发生概率约为10-6
-10-4次/（堆年），因此也称作假想事故。它一旦发生，就会释放出大量
放射性物质，所以在核电厂设计中必须加以考虑。
核电厂安全设计的基本要求：在常见故障时，对居民不产生或只产生极少的放射性危害；在发生极限事故时，专设安全设施的作用应保证一回路压力边界的结构完整、
反应堆安全停闭，并可对事故的后果加以控制。为了确保核电厂的安全，规定在安全
分析报告中要对工况 Ⅱ 、工况Ⅲ 、工况Ⅳ的事故进行详细的分析计算，给出定掀的结果并评定其是否满足目前的规范和标准。