什么是轻水堆和重水堆？
亲亲[开心]，很高兴为您解答哦[心]。轻水堆，又叫轻水反应堆，是以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆，是和平利用核能的一种方式。轻水堆就堆内载出核lie变热能的方式可分为压水堆和沸水堆两种，是目前国际上多数核电站所采用的两种堆型。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，重水堆分压力壳式和压力管式两类。[鲜花]【摘要】
什么是轻水堆和重水堆？【提问】
亲亲[开心]，很高兴为您解答哦[心]。轻水堆，又叫轻水反应堆，是以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆，是和平利用核能的一种方式。轻水堆就堆内载出核lie变热能的方式可分为压水堆和沸水堆两种，是目前国际上多数核电站所采用的两种堆型。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，重水堆分压力壳式和压力管式两类。[鲜花]【回答】
亲亲[开心]，很高兴为您解答哦[心]。轻水堆、重水堆是以冷却剂的名称来命名的。秦山第三核电有限公司总工程师钱剑秋:因为燃料烧到一定程度它要更换,就像蜂窝煤炉子它都要换,压水堆它就是这样子,每年要1到2个月的时间轻水和重水都可以作为核反应的冷却剂和减速剂，因此也就有了不同的热中子反应堆，轻水堆和重水堆。重水和普通水一样，也是由氢和氧化合而成的液体沸水堆只有一个回路，省去了蒸汽发生器，相对比较简单，有时候和压水堆核电站一起被称作“轻水堆”;而重水堆是以重水作慢化剂的反应堆。[大红花]【回答】
重水堆,压水堆,沸水堆三者谁更有优势
1.个人认为，压水堆更有优势。
2.本人压水堆操纵员一枚。
3.重水堆的成熟的只有CANDU堆型，在我国秦山三期有两台，不过运行业绩非常一般，曾经有过一年停n次的时候，你懂得。
4.其最主要的优势在于不停堆换料，不用浓缩铀，不过现在来讲意义不大。
5.不停堆换料，但是一样得跟压水堆一样得停堆大修。
6.天然铀的话，对于没有铀浓缩能力的国家来说是好的，但是对我们国家来说意义不大。
7.沸水堆不的优势在于少了一个环路，但是福岛事故几乎快判它死刑了，至少在我国没大考虑过这东西。
8.小日本据说现在推出了ABWR，就是先进沸水堆，不过也是换汤不换药。
9.它的劣势，比如，控制棒是往上插的，不像压水堆一样，有失电落棒的这种固有安全性。
10.压水堆就不用多说了，我国除了秦山三期，其他商用堆全是。
11.技术成熟，运行经验丰富。
12.在我国M310及其衍生堆型居多。
13.但是新一代的也有AP1000和EPR。
14.EPR系统有些过于庞大，当然功率也大。
15.AP1000代表了一种新的理念，其正常生产所用的系统，和二代堆差距不大，但安全相关系统为非能动设计，个人认为AP1000代表了当下主流的一种发展方向。
16.当然也有能动和非能动的折中方案，比如华龙一号。
17.不知道回答了你的问题没有。
沸水堆的具体原理
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。 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。 总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。 从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。 以沸水堆为动力源的核电厂。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点；它们都须使用低浓铀，且须停堆换料。截至1996年底为止，全世界已运行的沸水堆有94座，总功率78285MW，占全世界已运行核电厂反应堆总数的21.7%和总功率的22.7%，仅次于压水堆；在建的沸水堆有6座，总功率7320MW，占全世界在建核电厂反应堆总数的9.5%和总功率的14.1%。
楼主可以比较一下不同反应堆：
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。
沸水堆的简介
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。 沸水堆由压力容器、燃料元件、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、防止水滴进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆与压水堆不同之处在于冷却剂水通过堆芯变成约285℃左右的蒸汽，被直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了蒸汽发生器。轻水堆核电站相对于重水堆等其他堆型，优点是结构和运行都相对比较简单，尺寸较小，造价低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。截至1996年底为止，全世界已运行的沸水堆有94座，总功率78285MW，占全世界已运行核电厂反应堆总数的21.7%和总功率的22.7%。
BW是什么意思？
答：骑自行车上班，霸王，口袋妖怪，哔哩哔哩嘉年华。BW有以下几个意思：1、为口袋妖怪游戏《口袋妖怪黑白》的缩写口袋妖怪黑白，是2010年秋季发行的两款NDS掌机游戏，是口袋妖怪的第五世代正统续作，新作以脱胎换骨的革新性内容引人瞩目，包括游戏内容以及全部精灵以及游戏性都得到了极大的提升；2、是文献中常用的缩写，即bodyweight，意为体重；3、为霸王的缩写；4、为BilibiliWorld的缩写，是b站每年都会举办的大型活动。
bw是什么意思？
01 BW有以下几个意思:1、为口袋妖怪游戏《口袋妖怪黑白》的缩写;2、是文献中常用的缩写，即bodyweight，意为体重;3、为霸王的缩写;4、为Bilibili World的缩写，是b站每年都会举办的大型活动。 很多人听到别人说BW，却不知道是什么意思，BW有以下几个意思，分别代表不同的含义，下面具体介绍一下。 BW有以下几个意思: 1、为口袋妖怪游戏《口袋妖怪黑白》的缩写，口袋妖怪黑白，是2010年秋季发行的两款NDS掌机游戏，是口袋妖怪的第五世代正统续作，新作以脱胎换骨的革新性内容引人瞩目，包括游戏内容以及全部精灵以及游戏性都得到了极大的提升。 2、是文献中常用的缩写，即bodyweight，意为体重。 3、为霸王的缩写。 4、为Bilibili World的缩写，是b站每年都会举办的大型活动。会有大量的up主参加，因此每年都人气爆棚。
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
中国绝大多数堆型都是压水堆，日本绝大多数堆型是沸水堆。福岛和切尔诺贝利都是沸水堆！
核电站 压水反应堆与沸水反应堆的优缺点
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。
沸水反应堆以轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。反应堆冷却系统内压强保持在70个大气压。在这里，来自汽轮机的给水进入压力容器后，在280℃左右沸腾。汽水混合物经过堆芯上方的汽水分离器和蒸汽干燥器过滤掉液态水后直接送到汽轮机。离开汽轮机的蒸汽经过冷凝器凝结为液态水（给水）后，回流至反应堆，完成一个循环。 因沸水堆中一次蒸汽直接通往汽轮机，故该系统被称为直接循环系统。由于此时堆芯的传热速度直接由系统中水的循环速度所决定，因此大型的沸水堆的堆芯围筒（core shroud）外均装有喷射泵（jet pump），以加快循环速度。
与压水反应堆相比，沸水反应堆的构造更为简单，且大大降低了反应堆的工作压力低和堆芯温度，因此显著提高了反应堆的安全性，降低了造价。但由于沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和汽轮机，因此可能造成汽轮机受到放射性污染，给设计和维修带来麻烦。
日本福岛核电站是什么类型的核电站
日本福岛核电站是沸水堆类型的核电站。福岛核电站（FukushimaNuclearPowerPlant）是世界上最大的核电站，总装机容量7965MW，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。
福岛核电站发生的爆炸属于化学爆炸，是由泄漏到反应堆厂房里的氢气和空气反应发生的爆炸。福岛核电站使用MOX燃料，燃料棒外壳为锆合金。由于地震和海啸导致应急冷却系统故障，反应堆内冷却水平面一度下降，并导致堆芯裸露。冷却不足使燃料棒外壳温度超过锆-水反应极限温度，从而发生锆-水反应生成大量氢气。
日本福岛核电站是什么堆型
沸水堆
位于日本福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共有10台机组，均为沸水堆，总输出功率净／毛值为 8814/9096兆瓦，两站总容量超过原世界最大核电站加拿大布鲁斯核电站（6786／7226兆瓦）。福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年 3月投入商业运行，输出电功率净／毛值为439/460兆瓦，负荷因子为49.9％。2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行。
什么是核电站的“沸水堆”和“压水堆”
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。
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。中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，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。
五. 压水堆的发展趋势
压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。我国核电站以及潜艇基本都采用了先进的压水堆核电机组，安全性比福岛高很多。
20世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求的第三代压水堆。其中有代表的有法、德合作开发的欧洲动力堆EPR和美国西屋公司研发的AP1000。EPR提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件；AP1000则以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色。
安全可靠是核电站发展的基石，中国也始终把核电安全放在第一位。我们有理由相信，随着经验的积累以及技术的进步，核电站的安全性能将逐步得到进一步提高，将要发展的第三代反应堆和未来的第四代反应堆会为我们安全利用核能营造新的环境。
http://www.cas.cn/zt/sszt/kxjdrbqz/qwjd/201103/t20110322_3091738.html
核反应堆的工作原理是怎样的？
核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的：原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2～3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量和一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。
什么是核反应堆?
核反应堆,又称为原子反应堆或反应堆,是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置.
核）反应堆 (nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置.
指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构,使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程.
注释：更广泛的意义上讲,反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆,但一般情况下仅指裂变堆.
核反应堆,又称为原子反应堆或反应堆,是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置.
