一、原子和核能
 
    核能是原子核粒子重新組合和排列時(shí)所產(chǎn)生的能量,又稱原子能。核能實(shí)質(zhì)上是一種質(zhì)量和能量轉(zhuǎn)...核能的主要特點(diǎn)是：①能量高度集中。1t鈾-235全部裂變產(chǎn)生的能量約等于240萬(wàn)t標(biāo)準(zhǔn)煤燃燒時(shí)放出能量能量。
 

     鏈?zhǔn)椒磻?yīng)示意圖
 
    二、核電站的工作原理
 
    目前商業(yè)運(yùn)轉(zhuǎn)中的核能發(fā)電廠都是利用核分裂反應(yīng)而發(fā)電。
 
    核電站一般分為兩部分：利用原子核裂變生產(chǎn)蒸汽的核島（包括反應(yīng)堆裝置和一回路系統(tǒng)）和利用蒸汽發(fā)電的常規(guī)島（包括汽輪發(fā)電機(jī)系統(tǒng)）。核電站使用的燃料一般是放射性重金屬：鈾、钚。
   
    現(xiàn)在使用最普遍的民用核電站大都是壓水反應(yīng)堆核電站，它的工作原理是：用鈾制成的核燃料在反應(yīng)堆內(nèi)進(jìn)行裂變并釋放出大量熱能；高壓下的循環(huán)冷卻水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)生成蒸汽，推動(dòng)發(fā)電機(jī)旋轉(zhuǎn)，從而產(chǎn)生電能。

    三、核電站的工作設(shè)備
 
    1、主泵
 
    如果把反應(yīng)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(jìn)堆內(nèi)，然后流過(guò)蒸汽發(fā)生器，以保證裂變反應(yīng)產(chǎn)生的熱量及時(shí)傳遞出來(lái)。
 
    2、穩(wěn)壓器
 
    又稱壓力平衡器，是用來(lái)控制反應(yīng)堆系統(tǒng)壓力變化的設(shè)備。在正常運(yùn)行時(shí)，起保持壓力的作用；在發(fā)生事故時(shí)，提供超壓保護(hù)。穩(wěn)壓器里設(shè)有加熱器和噴淋系統(tǒng)，當(dāng)反應(yīng)堆里壓力過(guò)高時(shí)，噴灑冷水降壓；當(dāng)堆內(nèi)壓力太低時(shí)，加熱器自動(dòng)通電加熱使水蒸發(fā)以增加壓力。
 
    3、蒸汽發(fā)生器
 
    它的作用是把通過(guò)反應(yīng)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(fā)電機(jī)的汽缸作功。
 
    4、安全殼
 
    用來(lái)控制和限制放射性物質(zhì)從反應(yīng)堆擴(kuò)散出去，以保護(hù)公眾免遭放射性物質(zhì)的傷害。萬(wàn)一發(fā)生罕見的反應(yīng)堆一回路水外逸的失水事故時(shí)，安全殼是防止裂變產(chǎn)物釋放到周圍的最后一道屏障。安全殼一般是內(nèi)襯鋼板的預(yù)應(yīng)力混凝土厚壁容器。
 
    5、汽輪機(jī)
 
    核電站用的汽輪發(fā)電機(jī)在構(gòu)造上與常規(guī)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(jī)組的汽輪機(jī)體積比常規(guī)火電站的大。
 
    6、危急冷卻系統(tǒng)
 
    為了應(yīng)付核電站一回路主管道破裂的極端失水事故的發(fā)生，近代核電站都設(shè)有危急冷卻系統(tǒng)。它是由注射系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)組成。一旦接到極端失水事故的信號(hào)后，安全注射系統(tǒng)向反應(yīng)堆內(nèi)注射高壓含硼水，噴淋系統(tǒng)向安全殼噴水和化學(xué)藥劑。便可緩解事故后果，限制事故蔓延。
 

 
    四、核反應(yīng)堆
 
    核電站的內(nèi)部它通常由一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)組成。
 
    反應(yīng)堆是核電站的核心。反應(yīng)堆工作時(shí)放出的熱能，由一回路系統(tǒng)的冷卻劑帶出，用以產(chǎn)生蒸汽。因此，整個(gè)一回路系統(tǒng)被稱為“核供汽系統(tǒng)”，它相當(dāng)于火電廠的鍋爐系統(tǒng)。為了確保安全，整個(gè)一回路系統(tǒng)裝在一個(gè)被稱為安全殼的密閉廠房?jī)?nèi)，這樣，無(wú)論在正常運(yùn)行或發(fā)生事故時(shí)都不會(huì)影響安全。由蒸汽驅(qū)動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組進(jìn)行發(fā)電的二回路系統(tǒng)，與火電廠的汽輪發(fā)電機(jī)系統(tǒng)基本相同。
 

    反應(yīng)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(wěn)定，會(huì)分裂成兩個(gè)較小質(zhì)量的新原子核，這是核的裂變反應(yīng)，放出的能量叫裂變能；產(chǎn)生巨大能量的同時(shí)，還會(huì)放出2～3個(gè)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(chǎn)生新的中子和裂變能，如此不斷持續(xù)下去，就形成了鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。利用原子核反應(yīng)原理建造的反應(yīng)堆需將裂變時(shí)釋放出的中子減速后，再引起新的核裂變，由于中子的運(yùn)動(dòng)速度與分子的熱運(yùn)動(dòng)達(dá)到平衡狀態(tài)，這種中子被稱為熱中子。堆內(nèi)主要由熱中子引起裂變的反應(yīng)堆叫做熱中子反應(yīng)堆（簡(jiǎn)稱熱堆）。熱中子反應(yīng)堆，它是用慢化劑把快中子速度降低.
   
    2、發(fā)電堆的種類
 
    自從核電站問世以來(lái)，在工業(yè)上成熟的發(fā)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(yīng)地被用到三種不同的核電站中，形成了現(xiàn)代核發(fā)電的主體。目前，熱中子堆中的大多數(shù)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(jìn)，在沿堆芯上升的過(guò)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(jīng)過(guò)汽水分離器和蒸汽干燥器，將分離出的蒸汽來(lái)推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)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(jìn)入汽輪機(jī)，造成汽輪機(jī)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(gè)大氣壓）下，水通過(guò)堆芯變成約285℃的蒸汽，并直接被引入汽輪機(jī)。所以，沸水堆只有一個(gè)回路，省去了容易發(fā)生泄漏的蒸汽發(fā)生器，因而顯得很簡(jiǎn)單。總之，輕水堆核電站的最大優(yōu)點(diǎn)是結(jié)構(gòu)和運(yùn)行都比較簡(jiǎn)單，尺寸較小，造價(jià)也低廉，燃料也比較經(jīng)濟(jì)，具有良好的安全性、可靠性與經(jīng)濟(jì)性。它的缺點(diǎn)是必須使用低濃鈾，目前采用輕水堆的國(guó)家，在核燃料供應(yīng)上大多依賴美國(guó)和獨(dú)聯(lián)體。此外，輕水堆對(duì)天然鈾的利用率低。如果系列地發(fā)展輕水堆要比系列地發(fā)展重水堆多用天然鈾50%以上。從維修來(lái)看，壓水堆因?yàn)橐换芈泛驼羝到y(tǒng)分開，汽輪機(jī)未受放射性的沾污，所以，容易維修。而沸水堆是堆內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽直接進(jìn)入汽輪機(jī)，這樣，汽輪機(jī)會(huì)受到放射性的沾污，所以在這方面的設(shè)計(jì)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(jié)構(gòu)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(nèi)部結(jié)構(gòu)材料比壓力管式少，但中子經(jīng)濟(jì)性好，生成新燃料钚－239的凈產(chǎn)量比較高。這種堆一般用天然鈾作燃料，結(jié)構(gòu)類似壓水堆，但因柵格節(jié)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(wàn)千瓦。因?yàn)楣苁街厮训睦鋮s劑不受限制，可用重水、輕水、氣體或有機(jī)化合物。它的尺寸也不受限制，雖然壓力管帶來(lái)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(shí)行不停堆裝卸和連續(xù)換料，可省去補(bǔ)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(yīng)堆。這兩種堆的結(jié)構(gòu)大致相同。
 
    2.3快堆核電站
 
    由快中子引起鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所釋放出來(lái)的熱能轉(zhuǎn)換為電能的核電站。快堆在運(yùn)行中既消耗裂變材料，又生產(chǎn)新裂變材料，而且所產(chǎn)可多于所耗，能實(shí)現(xiàn)核裂變材料的增殖。

    目前，世界上已商業(yè)運(yùn)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?nèi)剂?，即使再利用轉(zhuǎn)換出來(lái)的钚-239等易裂變材料，它對(duì)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(zhuǎn)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％。