核电站工作

更新时间:2023-04-19 07:14:06 阅读：评论：0

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2023年4月19日发(作者：账账相符)最全面！核电站的工作结构溶解度的概念及其工作与原理
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一、原子和核能
核能是原子核粒子重新组合和排列时所产生的能量,又称原子能。
核能实质上是一种质量和能量转...核能的主要特点是：能量高度集中。
1t铀-235全部裂变产生的能量约等于240万t标准煤燃烧时放出能
量。
二、核电站的工作原理
目前商业运转中的为爱放手核能发电厂都是利用核分裂反应而发电。
核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括
反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电
机系统）。核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工

作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；
高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发
电机旋转，从而产生电能。

三、核电站的工作设备
•
主泵：如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是
心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证
裂变反应产生的热量及时传递出来。
•
稳压器：又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设
备。在正常运行时，小学生名言名句起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保
护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒
冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加
压力。
•
蒸汽发生器：它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次
回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。
•
安全壳：用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护
公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的
失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安
全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。
•
汽轮机：核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同
小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的
汽轮机体积比常规火电站的大。
•
危急冷却系统：为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事
故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全
壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向
反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可
缓解事故后果，限制事故蔓延。

四、核反应堆

核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是
核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带
出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，
它相当于火电厂的锅炉系鲍鱼的图片统。为了确保安全，整个一回路系统装在一
个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时
都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，
与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。

一、热堆的概念

中子打入铀-235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成
两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；
产生巨大能量的同时，还会放出古书籍 2至3个中子和其它射线。这些中子
再打入别的铀-235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和
裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式爱国诗歌反应。利用原子核反应原
理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，
由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为
热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简
称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低。
二、发电堆的种类
自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：
轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们养生广告相应地被用到三种不同的核电站
中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水
慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。`
沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，法利赛人下载在沿
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。
重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式
的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性
好，生成新燃料钚-239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，
结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大
得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。因为管式重水堆的冷却
剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受
限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中
子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，
可省去补偿燃耗的控制棒。压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水
冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相
同。
快堆核电站
由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电
站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可
多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重
水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再
利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％
至2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，
但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％至70％。
（本文部分内容摘自中国核电信息网，所用图片源自网络。如涉
及版权，请联系删除！）

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