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核能最全面!核電站的工作結構及其工作與原理*

一、原子和核能

核能是原子核粒子重新組合和排列時所產生的能量,又稱原子能。核能實質上是一種質量和能量轉...核能的主要特點是:能量高度集中。1t鈾-235全部裂變產生的能量約等于240萬t標準煤燃燒時放出能量。

二、核電站的工作原理

目前商業運轉中的核能發電廠都是利用核分裂反應而發電。

核電站一般分為兩部分:利用原子核裂變生產蒸汽的核島(包括反應堆裝置和一回路系統)和利用蒸汽發電的常規島(包括汽輪發電機系統)。核電站使用的燃料一般是放射性重金屬:鈾、钚。

現在使用最普遍的民用核電站大都是壓水反應堆核電站,它的工作原理是:用鈾制成的核燃料在反應堆內進行裂變并釋放出大量熱能;高壓下的循環冷卻水把熱能帶出,在蒸汽發生器內生成蒸汽,推動發電機旋轉,從而產生電能。

三、核電站的工作設備

  • 主泵:如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話,那主泵則是心臟。它的功用是把冷卻劑送進堆內,然后流過蒸汽發生器,以保證裂變反應產生的熱量及時傳遞出來。
  • 穩壓器:又稱壓力平衡器,是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時,起保持壓力的作用;在發生事故時,提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統,當反應堆里壓力過高時,噴灑冷水降壓;當堆內壓力太低時,加熱器自動通電加熱使水蒸發以增加壓力。
  • 蒸汽發生器:它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次回路水,并使之變成蒸汽,再通入汽輪發電機的汽缸作功。
  • 安全殼:用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去,以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生罕見的反應堆一回路水外逸的失水事故時,安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最后一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。
  • 汽輪機:核電站用的汽輪發電機在構造上與常規火電站用的大同小異,所不同的是由于蒸汽壓力和溫度都較低,所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電站的大。
  • 危急冷卻系統:為了應付核電站一回路主管道破裂的極端失水事故的發生,近代核電站都設有危急冷卻系統。它是由注射系統和安全殼噴淋系統組成。一旦接到極端失水事故的信號后,安全注射系統向反應堆內注射高壓含硼水,噴淋系統向安全殼噴水和化學藥劑。便可緩解事故后果,限制事故蔓延。

四、核反應堆

核電站的內部它通常由一回路系統和二回路系統組成。反應堆是核電站的核心。反應堆工作時放出的熱能,由一回路系統的冷卻劑帶出,用以產生蒸汽。因此,整個一回路系統被稱為“核供汽系統”,它相當于火電廠的鍋爐系統。為了確保安全,整個一回路系統裝在一個被稱為安全殼的密閉廠房內,這樣,無論在正常運行或發生事故時都不會影響安全。由蒸汽驅動汽輪發電機組進行發電的二回路系統,與火電廠的汽輪發電機系統基本相同。

一、熱堆的概念

中子打入鈾-235的原于核以后,原子核就變得不穩定,會分裂成兩個較小質量的新原子核,這是核的裂變反應,放出的能量叫裂變能;產生巨大能量的同時,還會放出2至3個中子和其它射線。這些中子再打入別的鈾-235核,引起新的核裂變,新的裂變又產生新的中子和裂變能,如此不斷持續下去,就形成了鏈式反應。利用原子核反應原理建造的反應堆需將裂變時釋放出的中子減速后,再引起新的核裂變,由于中子的運動速度與分子的熱運動達到平衡狀態,這種中子被稱為熱中子。堆內主要由熱中子引起裂變的反應堆叫做熱中子反應堆(簡稱熱堆)。熱中子反應堆,它是用慢化劑把快中子速度降低。

二、發電堆的種類

自從核電站問世以來,在工業上成熟的發電堆主要有以下三種:輕水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它們相應地被用到三種不同的核電站中,形成了現代核發電的主體。目前,熱中子堆中的大多數是用輕水慢化和冷卻的所謂輕水堆。輕水堆又分為壓水堆和沸水堆。`

沸水堆核電站工作流程是:冷卻劑(水)從堆芯下部流進,在沿堆芯上升的過程中,從燃料棒那里得到了熱量,使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物,經過汽水分離器和蒸汽干燥器,將分離出的蒸汽來推動汽輪發電機組發電。沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部,它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水進入汽輪機,造成汽輪機葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。沸水堆與壓水堆不同之處在于冷卻水保持在較低的壓力(約為70個大氣壓)下,水通過堆芯變成約285℃的蒸汽,并直接被引入汽輪機。所以,沸水堆只有一個回路,省去了容易發生泄漏的蒸汽發生器,因而顯得很簡單。總之,輕水堆核電站的最大優點是結構和運行都比較簡單,尺寸較小,造價也低廉,燃料也比較經濟,具有良好的安全性、可靠性與經濟性。它的缺點是必須使用低濃鈾,目前采用輕水堆的國家,在核燃料供應上大多依賴美國和獨聯體。此外,輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發展輕水堆要比系列地發展重水堆多用天然鈾50%以上。從維修來看,壓水堆因為一回路和蒸汽系統分開,汽輪機未受放射性的沾污,所以,容易維修。而沸水堆是堆內產生的蒸汽直接進入汽輪機,這樣,汽輪機會受到放射性的沾污,所以在這方面的設計與維修都比壓水堆要麻煩一些。

重水堆按其結構型式可分為壓力殼式和壓力管式兩種。壓力殼式的冷卻劑只用重水,它的內部結構材料比壓力管式少,但中子經濟性好,生成新燃料钚-239的凈產量比較高。這種堆一般用天然鈾作燃料,結構類似壓水堆,但因柵格節距大,壓力殼比同樣功率的壓水堆要大得多,因此單堆功率最大只能做到30萬千瓦。因為管式重水堆的冷卻劑不受限制,可用重水、輕水、氣體或有機化合物。它的尺寸也不受限制,雖然壓力管帶來了伴生吸收中子損失,但由于堆芯大,可使中子的泄漏損失減小。此外,這種堆便于實行不停堆裝卸和連續換料,可省去補償燃耗的控制棒。壓力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷卻和重水慢化、沸騰輕水冷卻兩種反應堆。這兩種堆的結構大致相同。

快堆核電站

由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料,又生產新裂變材料,而且所產可多于所耗,能實現核裂變材料的增殖。

目前,世界上已商業運行的核電站堆型,如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型,主要利用核裂變燃料,即使再利用轉換出來的钚-239等易裂變材料,它對鈾資源的利用率也只有1%至2%,但在快堆中,鈾-238原則上都能轉換成钚-239而得以使用,但考慮到各種損耗,快堆可將鈾資源的利用率提高到60%至70%。

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