二、核能发电

核能发电的核心装置是核反应堆。核反应堆按引起裂变的中子能量分为热中子反应堆和快中子反应堆。

快中子是指裂变反应释放的中子。热中子则是快中子慢化后的中子。目前，大量运行的是热中子反应堆，其中需要慢化剂，通过它的原子核与快中子弹性碰撞将快中子慢化成热中子。热中子堆使用的燃料主要是天然铀（铀—235 含量 0．7％）和稍加浓缩铀（铀—235 含量 3％左右）。根据慢化剂、冷堆剂和燃料不同，热中子反应堆分为轻水堆（包括压水堆和沸水堆）、重水堆、石墨气冷堆和石墨水冷堆。目前已运行的核电站以轻水堆居多，我国已选定压水堆作为第一代核电站。

核反应堆的起动、停堆和功率控制依靠控制棒，它由强吸收中子能力的材料（如硼、镉）做成。为保证核反应堆安全，停堆用的安全棒也是由强吸收中子材料做成。

下面简要介绍压水堆和快中子堆核电站。1．压水堆

压水堆是指用高压水作冷却剂，堆中的水在高压下通过蒸发器将二次回路的水加热变成蒸汽的反应堆。这种反应堆慢化剂也是水，用 2％～ 3％的低浓缩铀作燃料，用传热效率较高的水作介质，因此反应堆体积小，造价低，技术上比较容易掌握。其原理流程如图 4—1 所示。

整个一次回路系统被称为核蒸汽供应系统，也称为核岛，它相当于常规火电厂的锅炉系统。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二次回路系统，与常规的火电厂汽轮机发电机基本相同，称为常规岛。

2．快中子增殖堆——核燃料的增殖

热中子反应堆主要利用天然铀内的少量铀—235，以及在反应堆生成的少量钚—239。因此，热中子堆仅能利用天然铀中 2％左右的铀。由快中子来产生和维持链式裂变反应的反应堆——快中子反应堆，有可能实现核燃料的增殖。快中子堆以钚—239 为裂变燃料，以铀—238 为增殖原料（不裂变）。钚—239 裂变反应应用的是快中子，而不是热中子。裂变产生的中子即是快中子，因此快中子堆中不需要慢化剂。用快中子轰击钚—239 原子核产生裂变；一个钚—239 原子核裂变放出的中子数平均值比一个铀—235 核裂变放出的中子数多，因此钚—239 裂变产生的中子数除维持反应堆的链式反应外，多余的中子被铀—238 俘获后可产生新的钚

—239，而且新生的钚—239 比堆芯内消耗的钚—239 还多，这样就实现了核燃料的增殖。

快中子增殖堆的结构以钚—239 为核燃料组成堆芯，铀—238 为增殖原料，安放在堆芯周围形成增殖层（再生区）。冷却剂用液态钠，以大大减少中子的吸收损失。快中子增殖核电站原理流程如图 4—2 所示。

1951 年，美国按上述原理建成世界上第一座快中子增殖堆。到 70 年代末，快中子示范电站功率已达 3 万 kW，开始进入实用阶段。目前， 已建成商业规模的示范堆。快中子增殖堆理论上可利用全部铀资源，实际上由于各种损失，估计可利用铀资源 60％以上，它被认为是最有前途的发电用反应堆。