重水堆，压水堆，沸水堆有何区别？
核电站重水堆、压水堆、沸水堆的主要区别：
重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。
压水堆使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
沸水堆又叫轻水堆，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
重水堆核电站
重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率**只能做到30万千瓦。
压水堆核电站
压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统百科（即一回路系统）、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。
目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。
沸水堆核电站
沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。
汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。
沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。
压水堆核电站的压水堆与沸水堆区别
一. 沸水堆与压水堆工作原理 沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。
（图2 ）压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽;一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环;二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。
**建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，位于山东荣成的华能石岛湾采用高温气冷堆，其余均为压水堆，二. 沸水堆与压水堆共同点沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器;燃料都是以组件的形式在堆芯排布，组件由栅格排布的燃料栅元组成，燃料栅元由燃料芯块、包壳构成;燃料放置于压力容器当中，外面有安全壳，具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障;沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。三. 沸水堆与压水堆的主要区别沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路;沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯;沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。四. 压水堆相对沸水堆的优势沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生;而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。另外，对于控制棒向上引入的反应堆，其堆芯上部的功率高于底部，当反应堆丧失冷却后，会导致产生热量大的地方带走热量少，上部的燃料发生熔毁的概率增加。
沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，则会导致带有放射性的气体进入大气，同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却;压水堆冷却动力丧失时，可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现局部沸腾，依靠一二回路的温差实现自然循环，让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系，拥有类似水塔性质的蓄水，至于安全壳上层，可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却;另外堆芯有排气管道开放外界，压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系，所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动，在柴油发电机无法启动的情况下，导致温度失控。
沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。沸水堆压力远低于压水堆压力，因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。
压水堆由于压力高，且多了蒸汽发生器、稳压器等设备，技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开，因此安全性高于沸水堆。
压水堆核电站和沸水堆核电站的具体区别？
具体区别是：压水堆核电站有三个回路，反应堆产生的热量由一回路冷却剂（水或重水）通过蒸汽发生器传递给二回路的水，二回路水汽化后生成蒸汽推动汽轮发电机组发电，做功后的乏气通过凝汽器传递给三回路，然后三回路把剩余的热量传递给大海。 沸水堆核电站只有两个回路，即省去了压水堆的二回路，由一回路的水直接汽化成水蒸气推动汽轮发电机组发电，三回路同压水堆。
压水堆的好处是：整体设备体积较小，由于多了二回路，防止了一回路中的放射性直接进入常规的的汽轮机组。
因此检修时的放射性计量小。安全性高 沸水堆的好处是：由于少了一个回路，设备投入较少，热经济性好**绝大多数堆型都是压水堆，日本绝大多数堆型是沸水堆。
与压水堆核电厂相比，沸水堆核电厂有哪些特点？
图1-4给出了沸水堆核电厂示意图。沸水堆与压水堆同属于轻水堆，采用相同的燃料、慢化剂和冷却剂等，注定了沸水堆也有热效率低等缺点。
但与压水堆核电厂相比，沸水堆核电厂还有以下几个不同的特点：
**，直接循环：
反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机，推动汽轮发电机组发电。
这是沸水堆核电厂与压水堆核电厂的**区别。沸水堆核电厂少了一个回路，因而不再需要昂贵的、压水堆核电厂中易出事故的蒸汽发生器和稳压器，减少了大量回路设备。
第二，堆芯工作压力可以降低：
冷却水在堆芯沸腾，直接推动蒸汽轮机的技术方案可以有效降低堆芯工作压力。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆堆芯只需加压到约7兆帕左右，降到了压水堆堆芯工作压力的一半，使系统得到极大地简化，投资显著地降低。
第三，堆芯出现空泡：
与压水堆相比，沸水堆**的特点是堆内有气泡，堆芯处于两相流状态。在任何工况下慢化剂反应性空泡系数均为负值，可以使反应堆运行更稳定，自动展平径向功率分布，具有较好的控制调节性能。
第四，功率密度低：
水沸腾后密度降低，慢化能力减弱，因此沸水堆需要的核燃料比相同功率的压水堆多，堆芯及压力壳体积都比相同功率的压水堆大。
如属于第三代核能系统的改进型沸水堆核电机（ABWR）、经济简化沸水堆核电机组（ESBWR）的压力壳内径都达到了7.1米，几乎是相同功率压水堆压力壳内径（3.99米）的一倍，导致功率密度比压水堆小。这是沸水堆核电厂的主要缺点之一。
第五，辐射防护和废物处理较复杂。
压水堆安全还是沸水堆
当然是压水堆更安全一些。压水堆相对沸水堆，可用的安全手段更多，自然也就更安全。
而我国商业化的核电站都是压水堆电站。
压水堆和沸水堆核电厂都采用水做冷却剂和慢化剂，区水不沸腾而后者的水沸腾，前者两个回路后者一个。失去原本的供电系统后，压水堆也就比沸水堆能多争取几个小时去找外部电源。压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，控制棒是自上往下插入，如果出现机械或者电气故障，可以手动将抓取器打开，让棒依靠重力落下，一插到底，消除堆内的反应性。即使控制棒因为导向管变形卡在半路，在下插过程中，燃料组件的反应性主要集中在燃料棒下部，因此一般下部的温度会较高。
核压水反应堆工作原理
压水堆是核潜艇使用最多的堆型，原理是：由核反应堆中的铀—235核燃料进行链式核反应并产生高温，高温把核反应堆内密闭循环的纯净水“煮开”变为蒸汽后，经喷嘴加速变为蒸汽流推动汽轮机运转。汽轮机的转速经过减速齿轮减速后带动螺旋桨。
能量转换全过程大致为：核能→热能→机械能→动能。
核能产生于核反应堆中的铀原子核裂变，当铀原子核连续裂变时（称“链式反应”），会产生巨大的热能。核反应堆的作用就好比是我们都很熟悉的锅炉，不过锅炉里的水一般是用火加热的，而核反应堆里的水是用核燃料“加热”的，所以过去也把核反应堆俗称为“原子锅炉”。核动力装置通常由一回路和二回路组成，它们都是密闭的循环回路。一回路由主冷却剂系统和各种辅助系统组成，主冷却剂系统包括核反应堆、主冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器等设备。
一回路里的高温高压纯净水被核燃料加热后，由主冷却剂泵推动，经蒸汽发生器把热量传导给二回路水，使之变为蒸汽，然后一回路里被冷却的水再次返回核反应堆里，继续把核燃料产生的热量带出来，并慢化中子参与链式核反应。所以一回路里的水被称为冷却剂和慢化剂。核燃料释放的热量多少，是由控制棒来调节的。
二回路里，前半部分流动的是被一回路加热后的蒸汽，后半部分流动的是被冷凝器冷却后的水。一二回路的交会处是蒸汽发生器，二回路的水在蒸汽发生器里被加热后变成饱和蒸汽用来驱动汽轮发电机，提供电源。