核电站工作原理

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目前商业运转中的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,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,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%。

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