下载掌阅APP，畅读海量书库
立即打开
不同的核电站可能采用不同的技术路线，核岛部分有较大区别，对于最常采用的压水堆核电站（如图2 -2所示），通常采用两个回路，以屏蔽放射性物质。典型的核岛包括蒸汽生成、供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统。其中，蒸汽供应系统内由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及与一回路相连接的系统所组成。一回路的主要设备包括反应堆堆芯、反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。一回路中冷却剂的主要作用是将反应堆堆芯产生的热量携带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽。稳压器则用以维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水（如管道破裂事故）时，安全注射系统就作为安全给水系统启动。它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。核反应堆停堆后，燃料元件因裂变产物的衰变而继续发热，余热冷却系统用来带走这部分热量，用于停堆、更换燃料及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量，冷却堆芯。安全壳喷淋系统由两条独立的管线组成，当反应堆发生失水事故时，一回路中高温高压的水漏到安全壳中，由于安全壳是密封的，安全壳里的压力和温度都会升高。安全壳喷淋系统的主要作用就是喷淋冷水降低安全壳的温度，使水蒸气凝结成水，从而降低安全壳内的压力。辅助系统通常包括以下几个子系统：①设备冷却水系统，为核岛中的热交换器提供去除离子的冷却水；②反应堆腔室和废燃料冷却系统；③辅助给水系统，当蒸汽发生器的主给水系统完全失去作用时投入运行；④通风和空调系统，用于维持室内的温度和湿度，减少向大气中排放放射性物质；⑤压缩空气系统，为调节器、气动阀和安全阀等设备提供压缩空气；⑥放射性废物处理系统。
图2-2 压水堆核电站系统示意图
核电站的核岛部分相当于常规火电厂的锅炉系统；常规岛部分则和常规火电厂的汽轮发电机组类似，主要功能是把核蒸汽供应系统提供的热能在汽轮机中转变成机械能，再带动发电机转动而转变成电能。目前，核电站的汽轮发电机组通常采用中温中压、饱和蒸汽并带有中间汽水分离再热器的汽轮机作原动机。这种汽轮机的特点是：一般采用低速汽轮机，汽轮机为单轴，一般有1个高压缸和3~4个低压缸，而无中压缸；由于蒸汽流量大，一般都把高压缸做成双流，以降低高压缸叶片的高度；在高压缸和低压缸之间的连接管道上装设汽水分离再热器。
核电站的技术特点往往取决于采用的慢化剂和冷却剂。如前所述，慢化剂（moderator）的作用是使裂变中产生的快中子有效地慢化为热中子。核反应堆常用的慢化剂有石墨（C）、重水（D 2 O）和轻水（H 2 O）。重水（D 2 O）是氘和氧的化合物，沸点为101.43℃，冰点为3.81℃，天然水中含有0.015%左右的重水。
冷却剂（coolant）的作用是将反应堆中产生的大量热能有效地载出，使得反应堆的燃料元件和堆芯结构能够得到正常的冷却。核反应堆中常用的冷却剂有轻水、重水、二氧化碳、氦气、金属钠等。