核電站原理，福島核電站，核電站工作原理，核電站發電原理
核電站是實現核裂變能轉變為電能的裝置。它與火電站zui主要的不同是蒸汽供應系統。核電站利用核能產生蒸汽的系統稱為“核蒸汽供應系統”，這個系統通過核燃料的核裂變能加熱外回路的水來產生蒸汽。從原理上講，核電站實現了核能－熱能－電能的能量轉換。從設備方面講，核電站的反應堆和蒸汽發生器起到了相當于火電站的化石燃料和鍋爐的作用。
核電站中的能量轉換借助于三個回路來實現。反應堆冷卻劑在主泵的驅動下進入反應堆，流經堆芯后從反應堆容器的出口管流出，進入蒸汽發生器，然后回到主泵，這就是反應堆冷卻劑的循環流程（亦稱一回路流程）。在循環流動過程中，反應堆冷卻劑從堆芯帶走核反應產生的熱量，并且在蒸汽發生器中，在實體隔離的條件下將熱量傳遞給二回路的水。二回路水被加熱，生成蒸汽，蒸汽再去驅動汽輪機，帶動與汽輪機同軸的發電機發電。作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷卻水（三回路水）冷凝為水，再補充到蒸汽發生器中。以海水為介質的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝為水，同時帶走電站的棄熱。
反應堆是核電站的心臟，它是使原子核裂變的鏈式反應能夠有控制地持續進行的裝置，是利用核能的一種zui重要的大型設備。反應堆中有控制棒，它是操縱反應堆、保證其安全的重要部件，它是由能強烈吸收中子的材料制成的，主要材料有硼和鎘。
反應堆的類型很多，根據不同的標準，可以有多種分類。下面介紹三種分類。
“快堆”和“慢堆”（亦稱“熱堆”）。當前世界上絕大多數反應堆均為熱中子反應堆（簡稱“熱堆”或“慢堆”）。“快堆”即“快中子反應堆”，它與“慢堆”的根本區別在于，引起核裂變的“炮彈”是高能的快中子。
“壓水堆”和“沸水堆”。在正常運行條件下，壓水反應堆內的水由于受到很高的壓力，始終處于“液態”。我國已建成的秦山核電站（一期）和大亞灣核電站以及正在建設的秦山二期、嶺澳和田灣核電站均采用壓水堆。沸水反應堆內的水則處于氣、液兩相的狀態。
“輕水堆”和“重水堆”。自然界的氫有三種同位素：氕（1H）、氘（2H）、氚（3H）。普通水中的氫原子是“氕”，這種水我們稱為“輕水”；若水中的氫原子是“氘”，則稱為“重水”。“輕水堆”和“重水堆”的區別在于反應堆的冷卻劑、慢化劑是“輕水”還是“重水”。秦山三期核電工程采用的是重水堆。
發展核電是可持續發展戰略的重要組成部分。目前，除燃燒化石燃料和水力發電外，只有核電是現實可行、技術成熟、具有大規模工業應用成功經驗的能源?；痣?、水電、核電是電能生產的三大支柱。核電從其誕生之日起，就顯示了強大的生命力。1954年，前蘇聯建成世界*座實驗核電站，功率為5000千瓦（5MWe）；1957年世界上*座商用核電站——美國希平港60MWe核電站并網發電。目前，世界上有436臺運行的核電機組，總裝機容量為351718MWe（2000年3月）。法國是核電占總發電量份額zui大的國家，達到75％，美國是核電凈裝機容量zui多的國家，有104臺核電機組在運行，裝機總容量超過100000MWe。人們正在加緊開發利用快中子增殖反應堆發電，把占天然鈾99％以上的鈾－238同位素利用起來，現有的核燃料資源的利用率就會增加60～70倍?，F在的核電站都是利用核裂變能發電，如果實現了可控核聚變，人類就可以用氘來發電。1升海水可提取0．03克氘，這些氘通過核聚變能釋放相當于300升汽油所提供的能量。到那時，人類能源問題將獲得*解決。
核電站工作原理
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）。
2 熱中子反應堆，它是用慢化劑把快中子速度降低，使之成為熱中子（或稱慢中子），再利用熱中子來進行鏈式反應的一種裝置。由于熱中子更容易引起鈾-235等裂變，這樣，用少量裂變物質就可獲得鏈式裂變反應。
3.慢化劑是一些含輕元素而又吸收中子少的物質，如重水、鈹、石墨、水等。熱中子堆一般都是把燃料元件有規則地排列在慢化劑中，組成堆芯。鏈式反應就是在堆芯中進行的。
4.反應堆必須用冷卻劑把裂變能帶出堆芯。冷卻劑也是吸收中子很少的物質。熱中子堆zui常用的冷卻劑是輕水（普通水）、重水、二氧化碳和氦氣。 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。 輕水堆――壓水堆電站 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。
壓水堆核電站 壓水堆核電站的一回路系統與二回路系統*隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，并進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二回路水，使水沸騰產生蒸汽;冷卻劑流經蒸汽發生器后，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出并轉換產生蒸汽。從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱后送回蒸汽發生器。這就是二回路循環系統。 壓水堆由壓力容器和堆芯兩部分組成。壓力容器是一個密封的、又厚又重的、高達數十米的圓筒形大鋼殼，所用的鋼材耐高溫高壓、耐腐蝕，用來推動汽輪機轉動的高溫高壓蒸汽就在這里產生的。在容器的頂部設置有控制棒驅動機構，用以驅動控制棒在堆芯內上下移動。 堆芯是反應堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣，燃料芯塊是核電站“原子鍋爐”燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的，含有2～4%的鈾-235，呈小圓柱形，直徑為9.3毫米。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中，成為一根長約4米、直徑約10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，組成燃料組件。每個堆芯一般由121個到193個組件組成。這樣，一座壓水堆所需燃料棒幾萬根，二氧化鈾芯塊1千多萬塊堆芯。此外，這種反應堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水（冷卻劑）?？刂瓢粲勉y銦鎘材料制成，外面套有不銹鋼包殼，可以吸收反應堆中的中子，它的粗細與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型，用來控制反應堆核反應的快慢。如果反應堆發生故障，立即把足夠多的控制棒插入堆芯，在很短時間內反應堆就會停止工作，這就保證了反應堆運行的安全。 輕水堆――沸水堆電站 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zui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。 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zui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。 （1） 重水慢化，重水冷卻堆核電站 這種反應堆的反應堆容器不承受壓力。重水慢化劑充滿反應堆容器，有許多容器管貫穿反應堆容器，并與其成為一體。在容器管中，放有鋯合金制的壓力管。用天然二氧化鈾制成的芯塊，被裝到燃料棒的鋯合金包殼管中，然后再組成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在壓力管中，它借助支承墊可在水平的壓力管中來回滑動。在反應堆的兩端，各設置有一座遙控定位的裝卸料機，可在反應堆運行期間連續地裝卸燃料元件。 這種核電站的發電原理是：既作慢化劑又作冷卻劑的重水，在壓力管中流動，冷卻燃料。像壓水堆那樣，為了不使重水沸騰，必須保持在高壓（約90大氣壓）狀態下。這樣，流過壓力管的高溫（約300℃）高壓的重水，把裂變產生的熱量帶出堆芯，在蒸汽發生器內傳給二回路的輕水，以產生蒸汽，帶動汽輪發電機組發電。 （2）重水慢化、沸騰輕水冷卻堆核電站 這種堆是英國在壩杜堆（重水慢化、重水冷卻堆）的基礎上發展起來的。加拿大所設計的重水慢化重水冷卻反應堆的容器和壓力管都是水平布置的。而重水慢化沸騰輕水冷卻反應堆都是垂直布置的。它的燃料管道內流動的輕水冷卻劑，在堆芯內上升的過程中，引起沸騰，所產生的蒸汽直接送進汽輪機，并帶動發電機。 因為輕水比重水吸收中子多，堆芯用天然鈾作燃料就很難維持穩定的核反應，所以，大多數設計都在燃料中加入了低濃度的鈾-235或钚-239。 重水堆的突出優點是能zui有效地利用天然鈾。由于重水慢化性能好，吸收中子少，這不僅可直接用天然鈾作燃料，而且燃料燒得比較透。重水堆比輕水堆消耗天然鈾的量要少，如果采用低濃度鈾，可節省天然鈾38%。在各種熱中子堆中，重水堆需要的天然鈾量zui小。此外，重水堆對燃料的適應性強，能很容易地改用另一種核燃料。它的主要缺點是，體積比輕水堆大。建造費用高，重水昂貴，發電成本也比較高。 石墨氣冷堆核電站 所謂石墨氣冷堆就是以氣體（二氧化碳或氦氣）作為冷卻劑的反應堆。這種堆經歷了三個發展階段，產生了三種堆型：天然鈾石墨氣冷堆、改進型氣冷堆和高溫氣冷堆。 （1）天然鈾石墨氣冷堆核電站 天然鈾石墨氣冷堆實際上是天然鈾作燃料，石墨作慢化劑，二氧化碳作冷卻劑的反應堆。這種反應堆是英、法兩國為商用發電建造的堆型之一，是在軍用钚生產堆的基礎上發展起來的，早在1956年英國就建造了凈功率為45兆瓦的核電站。因為它是用鎂合金作燃料包殼的，英國人又把它稱為鎂諾克斯堆。 該堆的堆芯大致為圓柱形，是由很多正六角形棱柱的石墨塊堆砌而成。在石墨砌體中有許多裝有燃料元件的孔道。以便使冷卻劑流過將熱量帶出去。從堆芯出來的熱氣體，在蒸汽發生器中將熱量傳給二回路的水，從而產生蒸汽。這些冷卻氣體借助循環回路回到堆芯。蒸汽發生器產生的蒸汽被送到汽輪機，帶動汽輪發電機組發電。這就是天然鈾石墨氣冷堆核電站的簡單工作原理。 這種堆的主要優點是用天然鈾作燃料，其缺點是功率密度小、體積大、裝料多、造價高，天然鈾消耗量遠遠大于其他堆?，F在英、法兩國都停止建造這種堆型的核電站。 （2）改進型氣冷堆核電站 改進型氣冷堆是在天然鈾石墨氣冷堆的基礎上發展起來的。設計的目的是改進蒸汽條件，提高氣體冷卻劑的zui大允許溫度。這種堆，石墨仍然為慢化劑，二氧化碳為冷卻劑，核燃料用的是低濃度鈾（鈾-235的濃度為2-3%），出口溫度可達670℃。它的蒸汽條件達到了新型火電站的標準，其熱效率也可與之相比。 這種堆被稱為第二代氣冷堆，英國建造了這種堆，由于存在不少工程技術問題，對其經濟性多年來爭論不休，得不出定論，所以前途暗淡。 （3）高溫氣冷堆 高溫氣冷堆被稱為第三代氣冷堆，它是石墨作為慢化劑，氦氣作為冷卻劑的堆。 這里所說的高溫是指氣體的溫度達到了較高的程度。因為在這種反應堆中，采用了陶瓷燃料和耐高溫的石墨結構材料，并用了惰性的氦氣作冷卻劑，這樣，就把氣體的溫度提高到750℃以上。同時，由于結構材料石墨吸收中子少，從而加深了燃耗。另外，由于顆粒狀燃料的表面積大、氦氣的傳熱性好和堆芯材料耐高溫，所以改善了傳熱性能，提高了功率密度。這樣，高溫氣冷堆成為一種高溫、深燃耗和高功率密度的堆型。 它的簡單工作過程是，氦氣冷卻劑流過燃料體之間，變成了高溫氣體;高溫氣體通過蒸汽發生器產生蒸汽，蒸汽帶動汽輪發電機發電。 高溫氣冷堆有特殊的優點：由于氦氣是惰性氣體，因而它不能被活化，在高溫下也不腐蝕設備和管道;由于石墨的熱容量大，所以發生事故時不會引起溫度的迅速增加;由于用混凝土做成壓力殼，這樣，反應堆沒有突然破裂的危險，大大增加了安全性;由于熱效率達到40%以上，這樣高的熱效率減少了熱污染。 高溫氣冷堆有可能為鋼鐵、燃料、化工等工業部門提供高溫熱能，實現氫還原煉鐵、石油和天然氣裂解、煤的氣化等新工藝，開辟綜合利用核能的新途徑。但是高溫氣冷堆技術較復雜。
