1.核电站发电原理

核电站利用核子反应所放出的能量来发电的设施，通常由核岛和常规岛两部分组成。

核岛部分包括反应堆装置和一回路系统，主要作用为进行核裂变反应和产生蒸汽。水作为冷却剂在反应堆中吸收核裂变产生的热能，成为高温高压的水，然后沿管道进入蒸汽发生器的 U 型管内，将热量传给 U 型管外侧的汽轮机工质(水)，使其变为饱和蒸汽。被冷却后的冷却剂再由主泵打回到反应堆内重新加热，如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，这个循环回路称为一回路系统。

常规岛部分包括汽轮发电机系统和二回路系统，主要作用为利用蒸汽推动汽轮机组发电。汽轮机工质(水)在蒸汽发生器中被加热成蒸汽后进入汽轮机(图中所示高压缸和低压缸)膨胀作功，将蒸汽焓降放出的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。汽轮机转子与发电机转子两轴刚性相连，因此汽轮机直接带动发电机发电，把机械能转换为电能。作完功后的蒸汽(乏汽)被排入冷凝器，由循环冷却水(如海水)进行冷却，凝结成水，然后由凝结水泵送入加热器预加热，再由给水泵将其输入蒸汽发生器，从而完成了汽轮机工质的封闭循环，此回路称为二回路。

2.常见核电站类型

(1)压水堆核电站

最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。使用水(轻水)作为慢化剂和冷却剂。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆最显著的特点是结构紧凑，堆型的功率密度大。同时与其他核电堆型比，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜。三里岛核事故中发生堆芯损坏的为压水堆。目前我国已运行和在建的核电机组大部分为压水堆。

(2)快中子堆核电站

是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。快堆中没有慢化剂，主要的冷却剂是液态金属钠或氦气。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。

(3)石墨堆核电站

以石墨作慢化剂材料，以水(轻水)作为冷却剂。切尔诺贝利事故后，即废止此堆型的建设。

(4)沸水堆核电站

使用水(轻水)作为慢化剂和冷却剂。沸水堆只有一个回路。水通过反应堆堆芯，转化为蒸汽后直接到汽轮机厂房做功。因此，沸水堆具有直接循环、工作压力低、堆型出现空泡安全系数高等特点。

(5)重水堆核电站

用重水(D2O)作为慢化剂的反应堆。目前重水堆主要以加拿大CANDU为代表。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆的主要优点是可以利用天然铀作为核燃料，同时实现不停堆换料。但基础投资比重大、堆芯体积大。

(6)高温气冷堆核电站

一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆核电站。目前高温气冷堆有直接循环、间接循环和特高温冷堆三种形式。高温气冷堆具有选址灵活且热效率高、高转化比、安全性高、对环境污染小、有综合利用的广阔前景等优点。在燃料制造、工艺技术和后处理等方面存在困难。

3.我国核电站分布

截至2022年7月，我国所有在运的核电机组共54台，装机容量约52150兆瓦，在建核电机组共21台，总装机容量约23511兆瓦。其中，21台在建机组中有10台采用的是华龙一号。目前国内在运及在建核电机组均位于沿海地区。

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