核電站是指通過適當的裝置將核能轉變成電能的設施。核電站以核反應堆來代替火電站的鍋爐，以核燃料在核反應堆中發生特殊形式的“燃燒”產生熱量，使核能轉變成熱能來加熱水產生蒸汽。核電站的系統和設備通常由兩大部分組成：核的系統和設備，又稱為核島；常規的系統和設備，又稱為常規島。
基本介紹
- 中文名：核電站
- 外文名：nuclear power plant
- 原理：原子核裂變釋放核能產電
- 特點：消耗的燃料少等
- 類型：氣冷堆型核電站等
- 學科：電力
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簡述
利用核能進行發電的電站稱為核電站，當今世界上只能利用裂變的鏈式反應產生的能量來發電。
核電站就是利用一座或若干座動力反應堆所產生的熱能來發電，或發電兼供熱的動力設施。反應堆是核電站的關鍵設備，鏈式裂變反應就在其中進行。將原子核裂變釋放的核能轉換成熱能，再轉變為電能的系統和設施，通常稱為核電站。
世界上核電站常用的反應堆有輕水堆、重水堆和改進型氣冷堆及快堆等，但使用最廣泛的是輕水堆。按產生蒸汽的過程不同，輕水堆可分成沸水堆核電站和壓水堆核電站兩類。壓水堆是以普通水作冷卻劑和慢化劑，它是從軍用堆基礎上發展起來的最成熟、最成功的動力堆堆型。壓水堆核電站占全世界核電總容量的60%以上。
核電站用的燃料是鈾。用鈾製成的核燃料在“反應堆”的設備內發生裂變而產生大量熱能，再用處於高壓下的水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發電機一起旋轉，電就源源不斷地產生出來，並通過電網送到四面八方。
發展
核電站自20世紀50年代開始，根據其工作原理和安全性能的差異，可將其分為四代。
第一代核電站
核電站的開發和建設開始於20世紀50年代。1951年，美國最先建成世界上第一座實驗性核電站。1954年蘇聯也建成發電功率為5 000千瓦的實驗性核電站。1957年，美國建成發電功率為9萬千瓦的原型核電站。這些成就證明了利用核能發電的技術可行性。上述實驗性的原型核電機組被稱為第一代核電站。
第二代核電站
20世紀60年代後期，在實驗性和原型核電站機組的基礎上，陸續建成發電功率為幾十萬千瓦或幾百萬千瓦，並採用不同工作原理的所謂“壓水堆””沸水堆”“重水堆””石墨水冷堆”等核反應堆技術的核發電機組。它們在進一步證明核能發電技術可行性的同時，使核電的經濟性也得以證明。如今，世界上商業運行的四百多座核電機組絕大部分是在這一時期建成的，習慣上稱其為第二代核電站。
第三代核電站
20世紀90年代，為了消除美國三里島和前蘇聯車諾比核電站事故的負面影響，世界核電業界集中力量對嚴重事故的預防和緩解進行了研究和攻關，美國和歐洲先後出台了《先進輕水堆用戶要求檔案》（URD檔案）、《歐洲用戶對輕水堆核電站的要求》（EUR檔案），進一步明確了預防與緩解嚴重事故，提高安全可靠性的要求。於是，國際上通常把滿足URD檔案或EUR史件的核電機組稱為第三代核電機組。第三代核電機組有許多設計方案，其中比較有代表的設計就是美國西屋公司的AP100和法國阿海琺公司開發的EPR技術。這兩項技術在理論上都有很高的安全性。這些設計理論上很好，但實踐起來卻困難重重。由於某些方面的技術還不夠成熟，以致在世界各國使用三代核電技術的裝機數寥寥無幾。在這方面我國走在了世界的前列，浙江三門和山東海陽就採用了美國西屋公司的AP100技術；廣東台山則採用法國阿海琺公司的EPR技術，它們的建成，將成為世界第三代核電站的先行者。
第四代核電站
2000年1月，在美國能源部的倡議下，美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷這10個有意發展核能的國家，聯合組成了“第四代國際核能論壇”，並於2001年7月簽署了契約，約定共同合作研究開發第四代核能技術：期攀進一步降低電站的建造成本，更有效地保證它的安全性，使核廢料的產生最少化和防止核擴散。但遺憾的是，迄今還沒有建成一個符合這些要求的第四代核電站。
我國核電站的建設始於20世紀80年代中期。首台核電機的組裝在秦山核電站進行，1985年開工，1994年商業運行，電功率為300MW，為我國自行設計建造和運行的原型核電機組。使我國成為繼美國、英國、法國、蘇聯、加拿大和瑞典後，全球第7個能自行設計建造核電機組的國家。截至2013年2月，我國大陸已建成並投入商業運行的核電站有7個，分別為浙江秦山核電站一期、二期、三期，廣東大亞灣核電站和嶺澳核電站一期、二期，江蘇田灣核電站，共15台機組，還有28台機組處於建設中。
特點
核電站的優勢：
與傳統的火力發電站相比，核電站具有十分明顯的優勢：
(1)核能發電不像化石燃料發電那樣排放巨量的污染物質到大氣中，因此核能發電不會造成空氣污染；
(2)核能發電無碳排放，不會加重地球溫室效應；
(3)核能發電所使用的鈾燃料，除了發電外，暫時沒有其他的用途；
(4)核燃料的能量密度比起化石燃料高上幾百萬倍，故核能電廠所使用的燃料體積小，運輸與儲存都很方便，一座1000萬千瓦的核能電廠一年只需30噸的鈾燃料，一航次的飛機就可以完成運送；
(5)核能發電的成本中，燃料贊用所占的比例較低，核能發電的成本不易受到國際經濟形勢的影響，固發電成本較為穩定。
核電站的缺點
核電站也存在一些明顯的缺點：
(1)核電廠會產生高低階放射性廢料，或者是使用過的核燃料，雖然所占體積不大，但因其具有放射性，必須慎重處理；
(2)核電廠熱效率較低，因而比一般的化石燃料電廠排放出更多的廢熱，故核電站對環境的熱污染較嚴重；
(3)核電站的投資成本太大，電力公司的財務風險較高；
(4)核電較不適宜滿負荷運轉，也不適宜低於標準負荷運轉；
(5)興建核電站常易引發政治歧見的紛爭；
(6)核電站的反應器內有大量的放射性物質，如果在事故中釋放到外界環境，會對生態及民眾造成傷害。
原理
核電站是利用原子核裂變反應釋放出能量，經能量轉化而發電的。現以壓水堆核電站（見圖1）為例，說明其工作原理。
圖1
圖1在壓水堆內，由核燃料
原子核自持鏈式裂變反應產生大量熱量，冷卻劑（又稱載熱體）將反應堆中的熱量帶入蒸汽發生器，並將熱量傳給其工作介質——水，然後主循環泵把冷卻劑輸送回反應堆，循環使用，由此組成一個迴路，稱為第一迴路。這一過程也就是核裂變能轉換為熱能的能量轉換過程。
蒸汽發生器U型管外二次側的工作介質受熱蒸發形成蒸汽，蒸汽進入汽輪機內膨脹做功，將蒸汽焓降放出的熱能轉換成汽輪機的轉子轉動的機械能，這一過程稱為熱能轉換為機械能的能量轉換過程。做了功的蒸汽在凝汽器內冷凝成凝結水，重新返回蒸汽發生器，組成另一個循環迴路，稱為第二迴路，這一過程稱為熱能轉換為機械能的能量轉換過程。汽輪機的旋轉轉子直接帶動發電機的轉子旋轉，使發電機發出電能，這是由機械能轉換為電能的能量轉換過程。
類型
核電站按反應堆類型分類，可分為氣冷堆型核電站、改進型氣冷堆型核電站、輕水堆型核電站、重水堆型核電站、快中子增殖型核電站。
(2)改進型氣冷堆型核電站，反應堆所用慢化劑和冷卻劑與上述氣冷堆型相同，只是燃料採用2.5%～3%的低濃縮鈾，因此一次裝入的燃料只有天然鈾的1/5～1/4（按質量計），從而反應堆體積大大縮小，更換燃料也較簡單，並可在較高溫度下運行，熱效率較高。美國、德國曾採用此種堆型。
(3)輕水堆型核電站，反應堆採用2%～3%低濃縮鈾作燃料，用水作慢化劑和冷卻劑。此種反應堆的體積小，造價低，技術也較容易掌握，世界上85%以上的核電站均採用此種堆型，我國全部採用此種堆型。
輕水堆型核電站又可分為沸水堆型和壓水堆型兩種。
沸水堆型核電站，這種核電站中的水在反應堆內直接沸騰。它只有一個迴路，水在反應堆內受熱變為蒸汽，直接用來推動汽輪機、帶動發電機發電。沸水堆型的迴路設備少，且幾乎不會發生失水事故，較之壓水堆型更為經濟，更能適應外界負荷變化的需要。但其帶放射性沾染的水蒸氣直接進入汽輪機組，使機組維修困難，檢修時停堆時間長，從而影響核電站的有效運行；此外，水沸騰後，密度降低，慢化作用減弱，因此所需核燃料比同功率的壓水堆型多，其堆芯體積和外殼直徑相應增大。加上氣泡密度在堆內變化，容易引起功率不穩定，使控制複雜化。由此種種因素，沸水堆型核電站的建造數量減少。
壓水堆型核電站，這種核電站中的水在反應堆內不沸騰。它有兩個迴路，其中一迴路的水流經反應堆，將堆內的熱量帶往蒸氣發生器，與通過蒸氣發生器的二迴路中的水交換熱能，使二迴路中的水加熱為高壓蒸氣，推動汽輪機運轉，帶動發電機發電。我國的核電站建設方針，確定近期以建造壓水堆型為主。已建成的秦山核電站和大亞灣核電站，均為壓水堆型。
(5)快中子增殖型核電站，反應堆不用慢化劑。反應堆內絕大部分是快中子，容易被反應堆周圍的鈾238所吸收，使鈾238變為可裂變的鈽239。此種反應堆可在10年左右使核燃料鈽239比初裝入量增殖20%以上，但其初期投資費用高。
組成
核電站由核島、常規島、核電站配套設施、核電站的安全防護措施組成。
常規島指由蒸氣發生器的二次側、汽輪發電機組、凝汽器、給水泵及相應的管道、閥門等組成的二迴路系統。
核電站配套設施，指圍繞確保核電站安全及環境保護而設定的一些設施，主要包括：
(1)反應堆控制系統核緊停堆系統，
(2)堆芯應急冷卻系統；
(3)安全殼頂部設定的冷水噴淋系統；
(4)容積控制系統，它主要調節主冷卻劑水的含硼量及容積變化；
(5)化學控制系統，它主要用於控制一迴路冷卻劑水的含氧量和pH值，抑制有關設備和材料的腐蝕；
(6)其他系統，像餘熱導出系統、冷卻劑淨化系統、三廢（廢氣、廢液、廢渣）處理系統等。
核電站的安全防護措施，用來確保核電站安全及環境保護，防止放射性物質逸出。核電站對核燃料及有關部分設定了三道嚴密可靠的屏障，堆芯為第一道屏障，作為燃料包殼，包殼為鋯合金管或不鏽鋼管制成，核燃料芯密封於包殼內。它的第二道屏障為壓力殼，這是反應堆冷卻劑壓力邊界，由一迴路和反應堆壓力容器組成。殼體是一層厚合金鋼板（通常功率為30萬kW的壓水堆，壓力殼壁厚為160mm；90萬kW的壓水堆，壓力殼壁厚超過200mm），其功用是燃料包殼密封萬一損壞，放射性物質泄漏到水中，也仍然處在密封的一迴路中，受到壓力殼的屏障。它的第三道屏障為安全殼，或稱反應堆廠房。它是一座頂部呈球面的預應力鋼筋混凝土建築物，其壁厚約lm，內襯6～7mm厚鋼板。一迴路的設備都安裝在安全殼內，具有良好的密封性能，即使在嚴重事故情況下，如一迴路管道損壞或地震等，也能確保放射性物質不致外泄，防止核電站周圍環境受到核放射污染。
技術要求
世界核電發展和公眾對新一代核電技術性能的要求有以下幾方面。
(1)追求更好的安全性 對核電站發生堆芯熔化事故和大量放射性釋放的機率分別由
和
降低為
和
，從核電機組的固有安全概念擴展為包括整個核燃料循環體系的自然安全概念。
(2)不斷改善核電的經濟性核能要大規模發展，必須提高經濟競爭能力，也就是要求更加經濟的核能技術，更低造價，更低的發電成本。
(3)要滿足環境生態可持續發展 核能的固有優點是不排放污染環境的二氧化硫等廢物和溫室氣體二氧化碳，具有常規能源所沒有的優勢。但要產生長壽命的放射性核素並將不斷地積累，要將它燒掉，以滿足環境生態可持續發展要求。
(4)要滿足資源利用可持續發展的要求 核反應堆發電技術只能利用天然鈾資源蘊藏能量的1%左右。發展新的核電技術採用閉合燃料循環，實現裂變物質增殖，使有限的核能發展為大規模的核能。
(5)滿足防核擴散的要求最重要是嚴格控制分離鈽的生產，研究新的燃料循環工藝。實行核電站與後處理一體化，採用高溫冶金法後處理工藝。
放射性影響
核電站的放射性是公眾最擔心的問題。其實人們在生活中，每時每刻不知不覺地在接受來源於天然放射性的本底和各種人工放射性輻照。據法國資料，人體每年受到的放射性輻照的劑量約為1.3mSv，其中包括：
(1)宇宙射線，0.4～1mSv，它取決於海拔高度。
(2)地球輻射，0.3～1.3mSv，它取決於土壤的性質。
(3)人體，約0.25mSv。
(4)放射性醫療，約0.5mSv。
(5)電視，約0.1mSv。
(6)夜光錶盤，約0.02mSv。
(7)燒油電站，約0.02mSv。
(8)燒煤電站，約1mSv。
(9)核電站，約0.01mSv。
此外，飲食、吸菸、乘飛機都會使人們受到輻照的影響。從以上資料看核電站對居民輻照是毫不足道的，比起燃煤電站要小得多，因為煤中含鐳，其輻照甚強。
