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    一、原子和核能
 
    核能是原子核粒子重新組合和排列時所產生的能量,又稱原子能。核能實質上是一種質量和能量轉...核能的主要特點是：①能量高度集中。1t鈾-235全部裂變產生的能量約等于240萬t標準煤燃燒時放出能量能量。
 

     鏈式反應示意圖
 
    二、核電站的工作原理
 
    目前商業運轉中的核能發電廠都是利用核分裂反應而發電。
 
    核電站一般分為兩部分：利用原子核裂變生產蒸汽的核島（包括反應堆裝置和一回路系統）和利用蒸汽發電的常規島（包括汽輪發電機系統）。核電站使用的燃料一般是放射性重金屬：鈾、钚。
   
    現在使用最普遍的民用核電站大都是壓水反應堆核電站，它的工作原理是：用鈾制成的核燃料在反應堆內進行裂變并釋放出大量熱能；高壓下的循環冷卻水把熱能帶出，在蒸汽發生器內生成蒸汽，推動發電機旋轉，從而產生電能。

    三、核電站的工作設備
 
    1、主泵
 
    如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是把冷卻劑送進堆內，然后流過蒸汽發生器，以保證裂變反應產生的熱量及時傳遞出來。
 
    2、穩壓器
 
    又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發以增加壓力。
 
    3、蒸汽發生器
 
    它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次回路水，并使之變成蒸汽，再通入汽輪發電機的汽缸作功。
 
    4、安全殼
 
    用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生罕見的反應堆一回路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最后一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。
 
    5、汽輪機
 
    核電站用的汽輪發電機在構造上與常規火電站用的大同小異，所不同的是由于蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電站的大。
 
    6、危急冷卻系統
 
    為了應付核電站一回路主管道破裂的極端失水事故的發生，近代核電站都設有危急冷卻系統。它是由注射系統和安全殼噴淋系統組成。一旦接到極端失水事故的信號后，安全注射系統向反應堆內注射高壓含硼水，噴淋系統向安全殼噴水和化學藥劑。便可緩解事故后果，限制事故蔓延。
 

 
    四、核反應堆
 
    核電站的內部它通常由一回路系統和二回路系統組成。
 
    反應堆是核電站的核心。反應堆工作時放出的熱能，由一回路系統的冷卻劑帶出，用以產生蒸汽。因此，整個一回路系統被稱為“核供汽系統”，它相當于火電廠的鍋爐系統。為了確保安全，整個一回路系統裝在一個被稱為安全殼的密閉廠房內，這樣，無論在正常運行或發生事故時都不會影響安全。由蒸汽驅動汽輪發電機組進行發電的二回路系統，與火電廠的汽輪發電機系統基本相同。
 

    反應堆示意圖
 
    1、熱堆的概念
 
    中子打入鈾－235的原于核以后，原子核就變得不穩定，會分裂成兩個較小質量的新原子核，這是核的裂變反應，放出的能量叫裂變能；產生巨大能量的同時，還會放出2～3個中子和其它射線。這些中子再打入別的鈾－235核，引起新的核裂變，新的裂變又產生新的中子和裂變能，如此不斷持續下去，就形成了鏈式反應。利用原子核反應原理建造的反應堆需將裂變時釋放出的中子減速后，再引起新的核裂變，由于中子的運動速度與分子的熱運動達到平衡狀態，這種中子被稱為熱中子。堆內主要由熱中子引起裂變的反應堆叫做熱中子反應堆（簡稱熱堆）。熱中子反應堆，它是用慢化劑把快中子速度降低.
   
    2、發電堆的種類
 
    自從核電站問世以來，在工業上成熟的發電堆主要有以下三種：輕水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它們相應地被用到三種不同的核電站中，形成了現代核發電的主體。目前，熱中子堆中的大多數是用輕水慢化和冷卻的所謂輕水堆。輕水堆又分為壓水堆和沸水堆。`
 
    2.1沸水堆核電站
 
    沸水堆核電站工作流程是：冷卻劑（水）從堆芯下部流進，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒那里得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽干燥器，將分離出的蒸汽來推動汽輪發電機組發電。沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。沸水堆與壓水堆不同之處在于冷卻水保持在較低的壓力（約為70個大氣壓）下，水通過堆芯變成約285℃的蒸汽，并直接被引入汽輪機。所以，沸水堆只有一個回路，省去了容易發生泄漏的蒸汽發生器，因而顯得很簡單。總之，輕水堆核電站的最大優點是結構和運行都比較簡單，尺寸較小，造價也低廉，燃料也比較經濟，具有良好的安全性、可靠性與經濟性。它的缺點是必須使用低濃鈾，目前采用輕水堆的國家，在核燃料供應上大多依賴美國和獨聯體。此外，輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發展輕水堆要比系列地發展重水堆多用天然鈾50%以上。從維修來看，壓水堆因為一回路和蒸汽系統分開，汽輪機未受放射性的沾污，所以，容易維修。而沸水堆是堆內產生的蒸汽直接進入汽輪機，這樣，汽輪機會受到放射性的沾污，所以在這方面的設計與維修都比壓水堆要麻煩一些。
 
    2.2重水堆核電站
 
    重水堆按其結構型式可分為壓力殼式和壓力管式兩種。壓力殼式的冷卻劑只用重水，它的內部結構材料比壓力管式少，但中子經濟性好，生成新燃料钚－239的凈產量比較高。這種堆一般用天然鈾作燃料，結構類似壓水堆，但因柵格節距大，壓力殼比同樣功率的壓水堆要大得多，因此單堆功率最大只能做到30萬千瓦。因為管式重水堆的冷卻劑不受限制，可用重水、輕水、氣體或有機化合物。它的尺寸也不受限制，雖然壓力管帶來了伴生吸收中子損失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏損失減小。此外，這種堆便于實行不停堆裝卸和連續換料，可省去補償燃耗的控制棒。壓力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷卻和重水慢化、沸騰輕水冷卻兩種反應堆。這兩種堆的結構大致相同。
 
    2.3快堆核電站
 
    由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多于所耗，能實現核裂變材料的增殖。

    目前，世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的钚-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60％—70％。