沸水堆核动力装置

沸水堆核动力装置与压水堆同属于轻水堆，与压水堆不同的是沸水堆的堆芯内产生的蒸汽直接进入汽轮机做功。沸水堆首先由美国GE公司发展起来。沸水堆研制起步较晚，但由于没有蒸汽发生器，采用蒸汽直接循环，因此更接近常规蒸汽动力装置。在当今动力反应堆中，沸水堆大约占23%。

沸水堆核动力装置沸水堆与压水堆不同点

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蒸汽并直接引入汽轮机，所以沸水堆一回路的冷却剂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。

在沸水堆中，燃料产生的热量大部分使水汽化，冷却剂一次流过堆芯吸收的热量多，因此，对于同样的热功率，通过沸水堆堆芯的冷却剂流量小于压水堆内冷却剂流量 。

下图为沸水堆原理图

《核动力装置用泵》根据核动力装置用泵的特点和种类，有选择、有侧重地编著了本书。在详细介绍离心泵基本理论的基础上，介绍了核动力装置用的一回路主冷却剂泵、二回路给水泵、凝结水泵和循环水泵，并简要介绍了离心泵之外的其他类型泵的结构和工作原理。

《核动力装置用泵》可作为高等院校核工程专业本科生的教材，也可供从事核动力工作的人员使用和参考。

高璞珍，自1992年起在哈尔滨工程大学工作，从事核动力装置方面的教学和科研。1992年毕业于哈尔滨船舶工程学院工程热物理专业，获硕士学位。2000年获轮机工程专业工学博士学位。2000年—2001年去法国Grenoble的INPG大学LEGI实验室，进行微通道内流动与传热特性研究。2002年—2003年去香港理工大学进行火灾安全工程合作研究。多年来主要参加核动力装置热工水力特性方面的理论研究和实验研究。获省部级科技进步三等奖4项，发表了50余篇论文，SCI索引6篇、EI索引19篇。取得专利1项。目前负责国防预研项目1项，973项目1项，作为技术负责人承担国家自然科学基金项目2项，负责省级教改项目1项。"十五"期间负责完成了省和国家部委的多项研究项目。主持省级精品课程1门，指导硕士生25人（其中毕业14人），博士生5人，外国硕士留学生2人（其中毕业1人）。全省教育系统师德建设先进个人。负责国际原子能机构合作项目1项。主编教材《核动力装置用泵》。