核电站原理介绍以及应用

目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电，下面我们一起来看看核电站原理介绍以及应用。

    核电站原理介绍以及应用

    1“铀”发裂变

    如果除去核反应堆，核电站和火电站除了生成蒸汽的热源不同外，差异很少。

    而建造一个核反应堆需要一种特别的铀。 铀是地球上一种相当普通的元素，在地球形成时就存在于这个行星中了。而最有价值的，是铀-235。

    虽然，铀-235占据了所有铀存量中的0.7%，但它有一个奇特的特性，那就是：它是少数能够诱发裂变的物质之一。它既可以用于核能发电，也可以用于制造核弹。

    除了铀-235之外，核电站的另一种燃料就是：钚-239。钚-239可以使用中子轰击铀-238而得到———这是核反应堆中时时刻刻发生着的事。

    铀-235原子捕捉一个正在穿过的中子的概率非常高。

    在正常工作的核反应堆中（称为临界状态），每次裂变释放出的中子都会导致另一次裂变的发生。而，铀-235原子捕捉中子并发生分解的过程非常迅速，单位以皮秒计算（1皮秒=一万亿分之一秒）。

    当单个原子分解时，会有巨大的能量通过热和伽马辐射的形式释放出来。

    所有核电站反应堆的基本原理都是利用核裂变反应，对水进行加热并将其转化为蒸汽。再用蒸汽推动蒸汽轮机，而蒸汽轮机则带动发电机来发电。

    2密闭结构里的反应

    通常，铀被制作成直径相当于一枚硬币大小、长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒又被组装成燃料组件。

    燃料组件通常被浸泡在压力容器中，容器中的水起冷却作用。

    为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。这意味着，如果没有其他设备，铀最终将会过热并熔化。

    为防止这种情况出现，由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中，操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。

    当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控制棒从铀燃料组件中升起。要使热量减少，则降低控制棒以插入到铀燃料组件中。在发生事故或者更换燃料时，控制棒还能被完全插入铀燃料组件中以关闭核反应堆。

    铀燃料组件是一个能够产生极高能量的热源，它加热水并将其转化为蒸汽。蒸汽推动蒸汽轮机，而汽轮机则带动发电机来发电。

    在某些反应堆中，反应堆产生的蒸汽通过二级中介热交换装置，将另一个回路的水加热为蒸汽来转动汽轮机。这种设计的好处是：放射性的水或者水蒸气不会接触到汽轮机。

    同样，在某些反应堆中，与反应堆堆芯接触的冷却流体是气体（如二氧化碳）或者液态金属（如钠或钾），这种类型的反应堆允许堆芯在更高的温度下工作。 反应堆的压力容器通常被放置在一个用作辐射防护的混凝土衬里内。

    这个衬里被安装在一个更大的钢制密闭容器中，这个容器中有反应堆堆芯以及供工作人员维护反应堆的硬件设施（吊车等），容器的作用是防止放射性气体或液体泄漏。

    最后，这个密闭容器被外部的混凝土建筑保护，它的强度能够承受喷气式飞机的撞击。这些二级密闭结构对防范如在三里岛事故中那样的辐射或放射性蒸汽的泄漏是必要的。

    前苏联的核电站中由于没有二级密闭结构，最终导致了切尔诺贝利核电站事故。

    当今的技术

    现今正在运营的核反应堆可依裂变的方式区分为两大类，各类中又可依控制裂变的手段区分为数个子类别：

    核裂变反应堆通过受控制的核裂变来获取核能，所获核能以热量为形式从核燃料中释出。现行核电站所用的全为核裂变反应堆，这也是本段的主述内容。核裂变反应堆的输出功率为可调。核裂变反应堆也可依世代分类，比如说第一、第二和第三代核反应堆。现在的标准核反应堆都为压水式核反应堆（PWR）。

    快中子式核反应堆和热中子式核反应堆的区别会在稍后讲到。总体来说，快中子式反应堆产生的核废料较少，其核废料的半衰期也大大短于其它型式反应堆所产生的核废料，但这种反应堆很难建造，运营成本也高。快中子式反应堆也可以当作增殖型核反应堆，而热中子式核反应堆一般不能为此。

    A. 压水反应堆（PWR）

    这种反应堆完全以高压水来冷却并使中子减速（即使在温度极高时也是这样）。大部分正在运行的反应堆都属于这一类。尽管在三哩岛出事的反应堆就是这一种，一般仍认为这类反应堆最为安全可靠。这是一种热中子式核反应堆。中国大陆秦山核电站一期工程、大亚湾核电站和台湾核三厂的反应堆为此型。

    B. 沸水反应堆（BWR）

    这些反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂，但水压较前一种稍低。正因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。其缺点为，沸水会升高水压，因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。台湾核一厂和核二厂两座发电厂的反应堆为此型。

    C. 压重水式核反应堆（PHWR）

    这是由加拿大设计出来的一种反应堆，（也叫做CANDU），这种反应堆使用高压重水来进行冷却和减速。这种反应堆的核燃料不是装在单一压力舱中，而是装在几百个压力管道中。这种反应堆使用天然铀为核燃料，是一种热中子式核反应堆。这种反应堆可以在输出功率开到最大时添加核燃料，因此能高效利用核燃料（因为可作精确控制），并节省浓缩铀的成本；只是重水很贵。大部分压重水式反应堆都位于加拿大，有一些出售到阿根廷、中国、印度（未加入防止核武器扩散条约）、巴基斯坦（未加入防止核武器扩散条约）、罗马尼亚和南韩。印度也在它的第一次核试爆后运行了一些压重水式核反应堆（一般被称为“CANDU的变种”）。中国大陆秦山核电站三期工程的反应堆为此型。

    D.石墨轻水型核反应堆（RBMK）

    这是一种苏联的设计，它在输出电力的同时还产生钚。这种反应堆用水来冷却并用石墨来减速。RBMK型与压重水型在某些方面具有相同之处，即可以在运行中补充核燃料，并且使用的都是压力管。但是与压重水型不同的是，这种反应堆不稳定，并且体积太大，无法装置在外罩安全壳的建筑物里，这点很危险。RBMK型还有一些很重大的安全缺陷，尽管其中一些在切尔诺贝利核事故后被改正了。一般认为RBMK型是最危险的核反应堆型号之一。切尔诺贝利核电站拥有四台RBMK型反应堆。

    E.气冷式反应堆（GCR）和高级气冷式反应堆（AGCR）

    这种反应堆使用石墨作为减速剂，并用二氧化碳作为冷却剂。其工作温度较压水式反应堆更高，因此热效率也更高。一部分正在运行的反应堆属于这一类，大部分位于英国。老式的核电站（也就是Magnox式）已经或即将关闭。但高级气冷式核反应堆还会继续运行10至20年。这是一种热中子式核反应堆。关闭这种核电站的费用很高，因其反应炉核心很大。

    F. 液态金属式快速增殖核反应堆（LMFBR）

    这种反应堆使用液态金属作为冷却剂，而完全不用减速剂，并且在发电的同时生产出比消耗量更多的核燃料。这种反应堆在效率上很接近压水式反应堆，而且工作压力不需太高，因为液态金属即使在极高温下也不需加压。法国的超级凤凰核电站和美国的费米-I核电站用的都是这种反应堆。1995年，日本的“文殊”实验反应炉发生液态钠泄漏，预计将会在2008年重新开始运行。这三个核电站都用到了液态钠。这是一种快速中子式反应堆而不是热中子式反应堆。