核反应堆简介
核能发电内部结构

核能发电内部结构核能发电是一种高效、环保的能源利用方式,其内部结构包括核反应堆、蒸汽发生器、循环泵和冷凝器、涡轮机和发电机、控制系统以及辅助系统等部分。
下面将分别介绍这些组成部分。
一、核反应堆核反应堆是核电站的核心部分,其主要作用是利用核裂变产生大量热能。
在反应堆内,核燃料通过链式反应产生能量,同时释放出中子和射线等放射性物质。
这些放射性物质可以进一步引发其他核材料的裂变反应,从而实现持续的能量输出。
反应堆中的控制棒可以调节反应速度,以控制整个核反应过程。
二、蒸汽发生器蒸汽发生器是核电站的重要设备之一,其作用是将反应堆产生的热能转化为蒸汽。
在蒸汽发生器中,一回路的高温高压水通过热交换器将热量传递给二回路的普通水,使普通水沸腾变成蒸汽。
这些蒸汽可以驱动涡轮机发电。
三、循环泵和冷凝器循环泵和冷凝器是核电站中的重要辅助设备。
循环泵的作用是推动一回路的水循环,确保热量能够均匀传递到蒸汽发生器中的热交换器。
冷凝器的作用是将蒸汽转化为水,以便循环使用。
在冷凝器中,蒸汽通过散热片降温凝结成水,同时释放出潜热。
四、涡轮机和发电机涡轮机是核电站中的重要设备之一,其作用是将蒸汽的热能转化为机械能。
涡轮机的工作原理是通过高速旋转的叶片将蒸汽的热能转化为机械能,从而驱动发电机发电。
发电机的作用是将机械能转化为电能,供用户使用。
五、控制系统控制系统是核电站中的重要组成部分,其作用是监测和控制核反应堆的运行状态,确保其安全、稳定地运行。
控制系统包括各种传感器、控制阀和计算机等设备,可以监测反应堆的温度、压力、水位等参数,并自动调整控制棒的位置和冷却水的流量等参数,以保持反应堆的稳定运行。
六、辅助系统辅助系统是核电站中的重要组成部分,包括给水系统、润滑油系统、废液处理系统等。
这些系统的作用是保障核电站的正常运行,确保其安全性和可靠性。
例如,给水系统的作用是为蒸汽发生器和涡轮机提供必要的水量;润滑油系统的作用是为各种机械设备提供润滑和冷却;废液处理系统的作用是对核电站运行过程中产生的废液进行处理和净化,确保其符合环保标准。
核反应堆安全分析

核反应堆安全法规体系
核反应堆安全评估
对核反应堆安全性进行综合评估
全面评估
核安全管理的重要组成部分
重要组成部分
确保核反应堆的安全运行
确保安全性
维护核反应堆的安全性
维护安全
核反应堆运营许可
核安全管理的法定要求
法定要求
确保核反应堆的安全运行
确保安全运行
符合核反应堆安全标准
符合标准
持证经营核反应堆
持证经营
04
第四章 核反应堆安全监测与维护
Chapter
核反应堆安全监测系统
用于监测核反应堆各项参数的变化
传感器
01
03
一旦监测到异常情况发出警报
报警装置
02
根据传感器数据实时控制核反应堆运行状态
控制系统
维修工作
修补设备故障
调整操作参数
保养措施
清洁设备表面
检查冷却系统
安全审查
定期安全检查
保障设备运行
核辐射安全法
结语
核反应堆安全分析是核能行业的重要领域,制定合理的法规标准、进行全面的安全评估、落实运营许可和进行应急演练是确保核反应堆安全的关键。只有不断加强安全意识,提升管理水平,才能在核能发展中确保人类的生命财产安全。
06
第六章 总结与展望
Chapter
不足
安全意识不够
监管不严格
设备设施老化
对事故后果进行系统评估
后果评估
01
03
制定事故防范策略
事故防范
02
分析事故带来的风险
风险分析
福岛核事故
事故原因
事故后果
Lessons Learned
其他事故案例
核聚变反应堆的简介

核聚变反应堆的简介
核聚变反应堆是一种利用轻核素(例如氢和氦)在高温高压下发生核融合反应,并释放大量能量的设备。
与核裂变反应堆不同的是,核聚变反应堆不会产生高放射性废物,也不会造成核泄漏或融毁等类似事故。
核聚变反应堆的主要部件包括等离子体炉、磁约束系统、加热系统、燃料循环系统、辐射屏蔽系统等。
其中,等离子体炉是核聚变反应堆的核心组成部分,是实现高温高压等离子体状态的设备。
磁约束系统则用于控制等离子体的位置和稳定性,避免等离子体与反应堆壁产生接触。
加热系统则是用来提供等离子体热能的,通常使用的是强大的激光束或微波束。
燃料循环系统的主要作用是将反应堆中产生的氦等废物移除,以及为反应提供新的燃料。
辐射屏蔽系统则用于防止反应堆放出的辐射对人和环境造成伤害。
目前,核聚变反应堆仍处于研究和发展的阶段,但其潜在的能源贡献和环境效益都十分巨大,值得我们继续努力发展和完善。
- 1 -。
核潜艇核反应堆工作原理

核潜艇核反应堆工作原理
核潜艇的的核反应堆是核动力系统的关键部分,它使用核裂变反应产生大量的热能,并将其转化为电能,以供潜艇的一切需要使用的设备。
核潜艇的核反应堆通常采用铀或钚等可裂变的重核素作为燃料。
通过核反应堆的控制棒调节反应堆的裂变速率,以维持反应堆处于临界状态。
当核反应堆处于临界状态时,裂变链式反应会持续进行,产生大量的中子和热能。
这些中子会与燃料中的核裂变物质相互作用,导致原子核的裂变,释放出更多的中子和大量的热能。
这些热能会被反应堆中的冷却剂(如水、钠液)吸收,并使其温度升高。
通过核反应堆的换热系统,冷却剂将热能传递给锅炉或蒸汽发生器中的水。
水在高温和高压下被加热并转化为蒸汽,蒸汽进一步驱动涡轮机转动,驱动发电机产生电能。
除了发电,核反应堆还提供热量给潜艇的其他系统,如推进系统和生活支持系统。
推进系统利用这些热能产生蒸汽或者推进剂,驱动潜艇前行。
生活支持系统也借助这些热能提供船员所需的热水和空调等。
值得注意的是,核潜艇的反应堆是闭环系统,核燃料在核反应过程中产生的废热和放射性废料都需在反应堆中得到控制和处理,以确保潜艇运作的安全性和环境友好性。
核电站一般知识简介

核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式,可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同,裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同,又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP(配套设施)组成。
2.核电站厂房布置:反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成:它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统,只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
核反应堆压水堆控制绪论课件PPT

核反应
在一定条件下,一个原子核与另 一个原子核发生相互作用,导致 原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中,一个中子在裂 变过程中释放出多个中子,这些 中子又继续引发其他原子核裂变 ,形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反 应堆。
工作原理
在压水堆中,燃料棒在高温高压下发 生裂变反应,释放出能量,同时产生 中子。中子与下一个燃料棒发生链式 反应,维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论 课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子 核释放的能量,具有清洁、 高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、 研究等领域,具有广泛的 应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时,需要引入中子源,使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时,可以引入控制棒或化学抑制剂, 吸收中子,使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分,它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器,内部装有核燃料组件和控制组件。它承 受着高温高压的反应堆冷却剂,并保持其密封性,以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器 和执行机构等组成,用于监测和控制 反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、 控制反应性、稳定反应堆运行等,以 确保核反应堆安全、经济和高效地运 行。
奥克洛核反应堆

事实真相
奥克洛核反应堆关于“奥克洛核反应堆”有不少关于史前文明的说法,这些都是有缺陷的推论,真相是: 1972年,法国从非洲加蓬共和国进口一些铀矿石,准备用于核工业。这些铀矿石产于奥克洛地区,但是,经过同 位素分析后发现,U235的平均浓度竟然只有0.717% ,比U235的正常浓度0.72%低得多。当今所有天然铀含有 0.720%的铀-235。无论你从地壳、月球岩石还是陨石中提取铀,都会发现情况如此 。为了研究这一特殊现象, 科学家们到分布为带状的奥克洛铀矿区的各点取样,然后做同位素分析,又发现了浓度低于0.3%的贫化铀(U235 浓度小于其天然浓度0.72%的铀)。通过认真的科学研究后发现,在20亿年前,由于地质的变迁,有水渗入到奥 克洛铀矿区,从而引发了奥克洛铀矿中的铀进行了天然的自持链式核裂变反应,使得奥克洛铀矿区U235的浓度值 严重低于正常值。这是人们发现的一例天然(并非人造)核反应堆,被称之为奥克洛现象。
但是,质疑这种论点的也大有人在。有人认为,地下水毕竟不是重水,用来做核反应堆的慢化剂有点勉强, 还有,奥克洛矿区的结构相当合理,保存得也相当完整,似乎并非自然形成,而是有目的地建造而成的。比如, 目前的研究结果表明,这个核反应堆有几千米,如此巨大的一个核反应堆,对周围环境的热干扰却局限在反应区 周围40千米之内。更让人吃惊的是,核反应所产生的废物,并没有扩散,而是局限在矿区周围。与这个20亿年前 的大型核反应堆相比,今天人类所能建造的最大的核反应堆,也显得黯然失色。
相关结论
对于20亿年前的U235的浓度来说,实在是太容易了,要求的条件也非常简单。首先是U235的浓度一般至少要 超过1%。因为正常情况下,一般动力核反应堆使用的核燃料都是浓度超过1%、一般不超过5%的低浓度U235。现在 U235的正常浓度是0.72%,而U235的半衰期大约为7亿年,也就是说,每往前推7亿年,其浓度就应该是现在浓度 的一倍,那么20亿年前的U235正常浓度就远高于3%。
关注核、关注机器人——核电站反应堆的主要堆型简介

毫啊 蠢 Sei eot l pc l pr aR s
臻骥 疑爨鞣 蓼 箨鬻辫 臻 辚 雾
作 二 回路 。包 括汽 轮机 、发 电机 、冷凝 器 、给水 泵 在 内的常规发 电部分 ,俗 称常规 岛,参见 图3 的右侧
部分 。 三 回路 使用海 水 或淡水 ,其 作用 是将冷 凝器 中
压水堆 核 电站 的另一 个特 点是经 济上 基建 费用 低 、建 设周 期短 。压 水堆 核 电站结 构紧 凑 ,堆 芯功 率 密度 大 ,即体 积相 同 时压 水 堆功率 最 高 ,或 者在 相 同功 率下 压水 堆 比其他堆 型 的体积 小 ,加上 轻水
的价格 便宜 , 导致压 水堆 在经 济上基 建 费用低 和建
后 ,1 5 年 确 定 首 先 重 点发 展 压 水 堆 。 90
除 国内建造外 ,还 向国内外大量 出 口, 曾垄断了反应堆 的国际市场 。所 以压水 堆 目前在核反应堆 中占据统 治地位 。在
图 3压水堆 的核 岛和 常规岛示意图
图4 压水反应堆堆本体
路 和二 回路 的关 键设 备 ,在蒸 汽 发生器 里 ,一 回路 与 二 回路 的水 互不 交混 ,通过 管 壁发 生 了热交 换 。 从 蒸汽 发 生器产 生 的高温 蒸汽 ,流过汽 轮 机 ,推 动 发 电机 发 电 ,然 后进 入冷 凝器 ,冷 却成 液 态水后 通 过 给 水泵送 回蒸汽 发 生器 ,这样 的汽 水循 环系 统称 Байду номын сангаас
采 用高 压 的压力 容器 。这 是 由于水 的沸 点低 ,在一
个 大气压下 ,水达到 i 0 0 ℃就会沸 腾 。压水 堆核 电站 为 了提 高热 效率 ,就 必须在 不 沸腾 的前提 下提 高 反 应 堆冷 却剂 的 出 口温 度 ,因此 就必须 提 高压力 。为 了提高压力 ,就要有承受高压 的压力容 器 。这就导致 了压力容器 的制作难度和 制 作费用 的提高 。第二 ,必须采用有一 定富集度 的核燃料 。轻水吸收热 中子 的 几 率 比重水和石墨大 ,所 以轻水慢化 的 核 反应 堆无法 以天然铀作燃料来维持链 式反应 。因此轻水堆要求将天然铀浓缩 到富集度 3 左右 ,因而压水堆核 电站要 % 付 出较 高的燃料 费用。 美 国 通 过 多 种 堆 型 的 比 较 分 析
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2)重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站:这种堆是英国在坝杜堆(重水慢化、重水冷却堆)的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂,在堆芯内上升的过程中,引起沸腾,所产生的蒸汽直接送进汽轮机,并带动发电机。
除了235U等裂变可以放出核能外,氢的同位素,如氚(3H)的原子核在一定条件下也可以聚合成氦(He)原子核,同时放出能量,这也是核能的一种形式。我们通常将核裂变反应放出的核能称为“裂变能”,而核聚变反应放出的核能称为“聚变能”。
由于受当今技术发展的限制,国际上还没有掌握对核聚变反应进行有效的控制方法,所以除用于军事之外,利用核聚变原理进行核能发电的技术远未达到应用水平,而目前利用重核裂变原理进行发电的技术已经获得了广泛应用。
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。
2.2.3 重水堆
以重水作慢化剂的核反应堆堆型。冷却剂可以是重水、 轻水或二氧化碳。重水是氘氧化合物(D2O),它是热中子反应堆最理想的慢化剂,由于价格昂贵,重水系统的密闭性要求高,还需对外泄的重水进行回收、提纯,以提高核电站的经济性和安全性,主要堆型是加拿大研制的CANDU型。
核反应堆简介
【摘要】本文介绍了核能的概念、核能发电原理、核电站反应堆堆型及其优缺点
【关键词】核能 中子 链式反应 核电站热堆和快堆
1 前言
众所周知,从人类学会利用火的时候,人类已经开始主动利用能源,自那时起,能源的使用已经变成人类进步不可或缺的基本要素和人类文明程度的一种标志。
在核能被发现和得到利用前,人类所利用的主要能源方式是化学能和水能等。十九世纪末到二十世纪初,物理学又得到了一次极大的发展,人类对物质结构的认识开始深入到原子甚至更微观的粒子水平,这客观上为人类利用核能奠定了基础。
1939年,德国科学家奥托·哈恩发现了元素铀的同位素235U原子核在中子的轰击下可以发生核裂变并同时放出能量(见图1),很多重核同位素,如233U,239Pu等,都能产生核裂变反应。而核裂变反应放出的能量比化学反应大的多,这预示了核能利用的前景。
图1235U裂变反应示意图
如图1所示,235U原子核在裂变后生成裂变碎片并同时放出2~3个中子,如果新产生的中子能够轰击其它的235U原子核并导致新的核裂变,裂变反应就可以不断持续下去,我们将这个过程形象地称作“链式反应”见图2。在不断的链式反应下,核能被源源不断地释放出来。
堆芯是反应堆的心脏,装在压力容器中间。它是由燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样,燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的,含有2~4%的235U,呈小圆柱形,直径为9.30mm。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中,成为一根长约4m、直径约10mm的燃料元件棒。燃料棒通常按17×17正方形排列,用定位格架固定,组成燃料组件。此外,这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水(冷却剂)。控制棒用银铟镉材料制成,外面套有不锈钢包壳,可以吸收反应堆中的中子,它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型,用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障,立即把足够多的控制棒插入堆芯,在很短时间内反应堆就会停止工作,这就保证了反应堆运行的安全。
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239Pu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KW。
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。
2.2.4 石墨气冷堆核
所谓石墨气冷堆就是以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆。这种堆经历了三个发展阶段,产生了三种堆型:天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。
1)天然铀石墨气冷堆
天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料,石墨作慢化剂,二氧化碳作冷却剂的反应堆。这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一,是在军用钚生产堆的基础上发展起来的,早在1956年英国就建造了净功率为45MW的核电站。因为它是用镁合金作燃料包壳的,英国人又把它称为镁诺克斯堆。
2.2.2 沸水堆
沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆)、蒸汽/给水系统;反应堆辅助系统等。其工作流程是:冷却剂(水)从堆芯下部流进,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,将分离出的蒸汽用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。
反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和石墨汽冷堆以及快堆等,其中前四种堆型属热堆范畴。
2.2
2.2.1 压水堆
压水堆核电站主要由核岛和常规岛组成,核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯,系统设备主要有压水堆本体、一回路系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似。
因为轻水比重水吸收中子多,堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应,所以,大多数设计都在燃料中加入了低浓度的235U或239Pu。
重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好,吸收中子少,这不仅可直接用天然铀作燃料,而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少,如果采用低浓度铀,可节省天然铀38%。在各种热中子堆中,重水堆需要的天然铀量最小。此外,重水堆对燃料的适应性强,能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是,体积比轻水堆大。建造费用高,重水昂贵,发电成本也比较高。
图2链式反应示意图
但要真正实现链式反应并不是件很容易的事。天然铀由丰度为0.7%的235U和丰度为99.3%的238U组成,其中235U用任何能量的中子轰击都可能发生裂变,故称为“易裂变元素”;而238U则只能用能量大于1.5MeV的中子进行轰击才可能发生裂变,大多数中子在此时被俘获或发生非弹性散射。
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施,用铀制成的核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能,除沸水堆外,其他类型的动力堆都是一回路的冷却剂通过堆芯把热能带出,在蒸汽发生器中将热量传给二回路或三回路的水,然后产生蒸汽推动汽轮机带动发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。
压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开,它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为:主泵将高压冷却剂送入反应堆,一般冷却剂的工作压力约为15.5MPa。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆,并进入蒸汽发生器,通过数以千计的传热管,把热量传给管外的二回路水,使水沸腾产生蒸汽;冷却剂流经蒸汽发生器后,再由主泵送入反应堆,这样来回循环,不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽,推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水,再由凝结给水泵送入加热器,重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。
在中子的能量低于0.1MeV时,其裂变概率大于俘获。但裂变时产生的中子的平均能量约为2MeV,这使得在天然铀中直接维持链式反应变得不可能。所以,若要维持链式反应,有两条途径可以实现:1)利用慢化剂使中子的能量降低到热平衡状态附近,此时的中子最可能的能量约为0.025eV,这时天然铀可以利用;2)加浓核燃料中235U的含量。前者导致了“热”堆的发展,而后者导致了“快”堆的发展。之所以如此称呼,是因为前者是由低能的“热”中子引起的裂变反应,而后者是由高能的“快”中子引起的裂变反应。
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。
1)重水慢化、重水冷却堆核电站:这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器,有许多容器管贯穿反应堆容器,并与其成为一体。在容器管中,放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块,被装到燃料棒的锆合金包壳管中,然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中,它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端,各设置有一座遥控定位的装卸料机,可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。
这种堆的主要优点是用天然铀作燃料,其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高,天然铀消耗量远远大于其他堆。现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。
压水堆本体由堆芯、堆内构件和压力容器组成。压力容器是包容堆芯、控制棒组件、堆内构件及反应堆冷却剂的圆筒形重型设备,有筒体和可拆卸的顶盖构成,
图3压水堆(PWR)机组示意图
两者用法兰和螺栓密封相连,压力容器用低合金钢作母材,内壁堆焊一层奥氏体不锈钢。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构,用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。
世界的能源目前仍以化石燃料为主,这存在两方面的问题:1)化石燃料只能使用有限时间,如煤大约还可以用200年,石油只能用大约60年;2)在化石燃料的开采、运输和使用过程中破坏、污染了人类赖以生存的环境。相对而言,核能是一种可以大规模应用的“洁净”能源。