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核电站是利用核燃料裂变反应释放出的热能将水加热为蒸汽推动汽轮发电机组发电的电站，一般使用的核燃料为U 235 的同位素，在天然铀中其含量约为0.714%。用于核电站发电的U 235 的低浓度为2%~3%。
U 235 原子核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，而且捕捉中子并发生分解的过程非常迅速，单位为ps（10 -12 s）。中子轰击U 235 原子核时，使原子核裂变并产生2~3个中子，这些中子又轰击其他的U 235 原子核产生更多的中子，称为链式反应，使核裂变得以保持，并有巨大的能量通过热和伽马辐射的形式释放出来。例如，用于核动力船舰的1kg高浓度铀的能量约等于38×10 5 L汽油提供的能量。
核反应堆是核电站最为重要的设备，在核反应堆中需要对核裂变的强度进行控制，使之与发电功率相平衡。当前核电站所采用的核反应堆大多为热中子反应堆（即慢中子反应堆），须要进行的控制为：①将核裂变产生的快中子减速为慢中子；②控制慢中子的浓度，以控制核裂变的强度；③控制传热工质的流量，将反应堆中的热量带出。传递核反应堆热量的工质对核反应堆的冷却至关重要，因此，通常将其称为核反应堆的冷却剂。
按减速剂和冷却剂的不同，当前采用的核反应堆分为轻水反应堆和石墨反应堆两类。前者减速剂和冷却剂均为带压力的普通水；后者减速剂为石墨，冷却剂为普通水。目前的核电站中大多采用提高了压力的轻水作减速剂和冷却剂，称为压水堆。
图1.3示出核电站的热力循环过程。由图1.3可见，核电站有两个热力循环系统：
（1）一回路系统
一回路系统，即冷却剂循环系统。它由核反应堆1、稳压器2、蒸汽发生器3和主循环泵4等设备组成。核燃料在核反应堆1中裂变释放出热能。冷却剂在主循环泵的驱动下使轻水进入核反应堆被加热为高温水，然后进入蒸汽发生器时将热量转交给二回路系统；同时，冷却剂中加入可溶化学物质，这些化学物质流过反应堆时使中子减速。
目前，大多数压水堆的压力约为15MPa，冷却剂在核反应堆进口的温度为280~300℃，与之对应的出口的温度为310~330℃，即进出口温差为10~50℃。
稳压器的作用是调节一回路系统冷却剂的压力与温度，将其保持在正常范围内：当发电负荷突然减小，冷却剂的温度与压力升高时，通过喷水降温、减压；当发电负荷突然增大，冷却剂的压力与温度降低时，通过电加热器升温、加压。
为了保证安全，一回路系统的全部设备都安装在由钢筋混凝土建造的安全壳内，它的强度能够承受喷气式飞机的撞击，图1.4示出1000MW的核电机组一回路安全壳及其内部设备的布置概况。
图1.3 核电站的热力循环示意图
1—核反应堆；2—稳压器；3—蒸汽发生器；4—主循环泵；5—汽轮机；6—凝汽器；7—给水泵
图1.4 核电站一回路设备布置示意图
1—主循环泵；2—核反应堆；3—蒸汽发生器；4—稳压器；5—通风室；6—吊车；7—安全壳
为了提高核反应堆的安全，还采取了以下措施：
①主循环泵装有很大的飞轮，增加其转动惯量，在主循环泵突然断电时，能短时间保持冷却剂的流量，保证安全停堆。
②蒸汽发生器的位置高于反应堆位置，以便使冷却剂有足够的自然循环能力。
③循环系统由多个并联的支路组成，减小冷却剂循环全停的概率，但稳压器不必增加。
表1.1列出了几个核电站的冷却剂循环系统的支路参数。
表1.1 冷却剂循环系统的支路参数
核反应堆中有数十根控制棒，由插入核燃料堆中的深度控制和调节核反应的强度，图1.4中核反应堆上部即为控制与调节机构的位置。
控制棒分为两种：
1）黑棒
黑棒材料为银铟镉合金（Ag含量为80%、In含量为15%、Cd含量为5%），是一种强力的中子吸收剂，主要用于保证安全。
2）灰棒
灰棒材料为不锈钢，是一种较弱的中子吸收剂，主要用于调节。
在控制棒调节的同时，相应有冷却剂流量和二回路中的给水流量的调节，在三者很好的协调配合下，才能保证反应堆的安全，并使蒸汽发生器输出的参数和流量满足发电要求。显然，这需要一个很完善的自动化系统，如果采用人工手动调节，需要十分丰富的经验来考虑各个设备的调节特性、参数变化的时间常数等因素，可能存在很大的风险。
深刻理解规程、制度，严格遵守规程、制度是保证核电机组安全运行的关键。20世纪80年代发生的切尔诺贝利核电站事故与违章相关，加之采用人工手动调节不当导致反应堆失控而致使核反应堆熔化、爆炸，是世界上最为严重的一次核电站事件，这一事件是罕见的，如果严格按规程办事，原本是可以避免的。
图1.5 核电站的总平面示意图
1—燃料站房；2—核反应堆；3—辅助站房；4—主控制室；5—汽轮机站房；6—升压变电站
（2）二回路系统
二回路系统由蒸汽发生器、汽轮机、凝汽器和给水泵等设备组成。二回路系统中的蒸汽发生器相当于常规火电站的锅炉，其余部分与火电站的蒸汽动力循环系统几乎相同，因而，二回路系统所在地又称为常规岛。不同之处是核电站的蒸汽压力较低，一般为5~7MPa，汽耗率约比火电站的汽轮机高一倍，多数级工作在湿气区，因此，汽轮机的结构也有特殊的考虑。
一回路系统与二回路系统在蒸汽锅中没有直接的联系。在设备布置上两个循环系统的设备也不在一起，一回路系统设备所在地称为核岛，二回路系统设备所在地称为常规岛。
图1.5为核电站的总平面示意图。
世界上核电站的发展概况如下：
1954年，苏联建成功率为5000kW的实验性核电机组；1957年，美国建成功率为9×10 4 kW的希平港原型核电机组。这些机组称为第一代核电机组。
20世纪60年代后期以来，国外陆续建成电功率在300MW以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，进一步证明了核能发电技术可行性，也使核电可与火电、水电相竞争的经济性得以证明。20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机，促进了核电的发展，目前世界上商业运行的400多台核电机组大部分是在这段时期建成的，被称为第二代核电机组。
在发生切尔诺贝利核电站事故之后，核电发展进入长达20多年的低潮，提高核电站的可靠性引起了更大的关注。尽管如此，由于核电站不燃烧有机燃料，因此不向大气排放硫和氮的氧化物以及碳酸气，从而降低了可能导致全球气候变化的环境污染。由于环境保护的需求，从人类生态环境考虑，减少火电、发展核电仍然是电力工业的发展方向。
历经20年的研究，美国西屋电气公司设计的AP1000（Advanced Passive PWR）技术问世，它是一种非能动的压水堆核电站，是第三代核电机组。2009年4月19日全球首座发电功率为1250MW的AP1000核电机组（浙江三门核电站1号机）主体工程开工。
AP1000考虑了多种严重事故，提高了系统的安全，其设计特点如下：
①主要安全系统（如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等）均采用不依赖交流电源的非能动式冷却，显著提高安全壳的可靠性。堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10 -7 /堆年和5.9×10 -8 /堆年，远小于第二代的1×10 -5 /堆年和1×10 -6 /堆年的水平。
②通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。采用将水注入压力容器外壁和其保温层之间，保证压力容器不被熔穿，将堆芯熔融物保持在压力容器之内。
③简化的非能动设计，大幅度减少了安全系统的设备和部件，经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kW·h，具备和天然气发电竞争的能力。
限制核电站单元容量的主要因素是考虑其核反应堆事故时的安全性。
由于核电站生产工艺上的要求，目前此类电站在电力系统中承担基荷，设备年利用时间在6500h以上。由于核电站不燃烧有机燃料，因此不向大气排放硫和氮的氧化物以及碳酸气，从而降低了可能导致全球气候变化的环境污染。
发展核电站是我国电力工业的前景之一，目前我国正在沿海地区高速发展核电站。一些国家核电站生产的电能已超过总电量的一半，其中法国大约为75%。
极少数核电站的事故教训提醒设计者必须进一步提高核电站的安全性，不应将其建立在人口稠密地区和地震活动地区。尽管如此，从人类生态环境考虑，核电站仍应为电站发展的方向。