核电站的原理是什么？“核”是什么？电是怎样发出来的

基本工作原理是：在核电站中，反应堆进行核裂变，将核能转化为水的热能。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型管外侧的水，使其变为饱和蒸汽。核电站利用核能发电，核心设备是核反应堆。核反应堆加热水产生蒸汽，将原子核裂变能转化为热能；蒸汽压力推动汽轮机旋转，热能转化为机械能；然后汽轮机带动发电机旋转，将机械能转变成电能。扩展资料：目前世界上的核电站60%以上都是压水堆核电站，其主要由反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、发电机及有关系统设备组成。由四个主要设备中实现：1、反应堆—将核能转变为水的热能；2、蒸汽发生器—将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的水，使其变成饱和蒸汽；3、汽轮机—将饱和蒸汽的热能转变为汽轮机转子高速旋转的机械能；4、发电机—将汽轮机传来的机械能转变为电能。

核电站的工作原理：利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。核电站中最关键的点在于反应堆，是进行核裂变的装置，目前核电站多使用压水堆，我们就以压水堆为例。在反应堆内用铀作为核燃料，水作为冷却剂，进行核裂变反应释放出大量能量。而水在这个过程中会吸收核裂变所释放的能量，变成高温高压的水，即核能转化为水的热能，然后这部分“热水”沿着管道进入蒸汽发生器，变成水蒸气，然后利用水蒸气推动涡轮机旋转，进而再带动发电机进行发电。核电站的优势：1、核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染。2、核能发电无碳排放，不会加重地球温室效应。3、核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，暂时没有其他的用途。4、核燃料的能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000万千瓦的核能电厂一年只需30吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。

1、核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。 2、在压水堆内，由核燃料235u原子核自持链式裂变反应产生大量热量，冷却剂将反应堆中的热量带入蒸汽发生器，并将热量传给其工作介质水，然后主循环泵把冷却剂输送回反应堆，循环使用，由此组成一个回路，称为第一回路。 3、这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。蒸汽发生器U型管外二次侧的工作介质受热蒸发形成蒸汽，蒸汽进入汽轮机内膨胀做功，将蒸汽焓降放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机械能，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。

核电站的工作原理：核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。能量转化情况：1、第一回路：这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。2、第二回路：这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。核电站是指通过适当的装置将核能转变成电能的设施。核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。核电站的系统和设备通常由两大部分组成：核的系统和设备，又称为核岛；常规的系统和设备，又称为常规岛。扩展资料：中国核能利用：核电站只需消耗很少的核燃料，就可以产生大量的电能，每千瓦时电能的成本比火电站要低20%以上。核电站还可以大大减少燃料的运输量。例如，一座100万千瓦的火电站每年耗煤三四百万吨，而相同功率的核电站每年仅需铀燃料三四十吨。核电的另一个优势是干净、无污染，几乎是零排放，对于发展迅速环境压力较大的中国来说，再合适不过。中国正在加大能源结构调整力度。积极发展核电、风电、水电等清洁优质能源已刻不容缓。中国能源结构仍以煤炭为主体，清洁优质能源的比重偏低。参考资料来源：百度百科——核电站

核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。核能发电的能量来自核反应堆中可裂变材料（核燃料）进行裂变反应所释放的裂变能。裂变反应指铀-235、钚-239、铀-233等重元素在中子作用下分裂为两个碎片，同时放出中子和大量能量的过程。反应中，可裂变物的原子核吸收一个中子后发生裂变并放出两三个中子。若这些中子除 去消耗，至少有一个中子能引起另一个原子核裂变，使裂变自持地进行，则这种反应称为链式裂变反应。实现链式反应是核能发电的前提。优势世界上有比较丰富的核资源，核燃料有铀、钍氘、锂、硼等等，世界上铀的储量约为417万吨。地球上可供开发的核燃料资源，可提供的能量是矿石燃料的十多万倍。核能应用作为缓和世界能源危机的一种经济有效的措施有许多的优点：其一核燃料具有许多优点，如体积小而能量大，核能比化学能大几百万倍；1000克铀释放的能量相当于2400吨标准煤释放的能量；一座100万千瓦的大型烧煤电站，每年需原煤300～400万吨，运这些煤需要2760列火车，相当于每天8列火车，还要运走4000万吨灰渣。其二是污染少。火电站不断地向大气里排放二氧化硫和氧化氮等有害物质，同时煤里的少量铀、钛和镭等放射性物质，也会随着烟尘飘落到火电站的周围，污染环境。而核电站设置了层层屏障，基本上不排放污染环境的物质，就是放射性污染也比烧煤电站少得多。其三是安全性强。从第一座核电站建成以来，全世界投入运行的核电站达400多座，30多年来基本上是安全正常的。虽然有1979年美国三里岛压水堆核电站事故和1986年苏联切尔诺贝利石墨沸水堆核电站事故，但这两次事故都是由于人为因素造成的。随着压水堆的进一步改进，核电站有可能会变得更加安全。扩展资料实施纵深设防原则即在设计时就分三个层次进行安全设防：第一，通过设计逾度、质量管理、运行人员培训等措施提高可靠性，尽量减少事故。第二，设置安全系统，一旦事故发生，防止堆心损坏。第三，在发生概率极低的堆心损坏事故后，安全系统将尽量限制放射性物质向环境释放。设计基准事故（DBA)用于设计核电站工程安全设施的一些假设事故。不同类型的核电站其DBA不同。轻水堆的DBA包括：冷却剂丧失事故、弹棒事故、蒸汽管破裂事故等。它们中后果最严重的是失水事故。在压水堆中假设为主管道的双端断裂，也称为最大可信事故。参考资料来源：百度百科——核能发电

中国大陆的第一个商业核电站是秦山核电站。秦山核电站一期工程于1985年开始建设，这可能比本文的大多数读者大几岁。它花了六年时间完成，并已并网超过30年。今天，商业核电站主要分布在沿海地区。对于许多人来说，核电站仍然是一个谜。让我用尽可能简单的语言来解释核电站的原理。核电站本质上是一个发电站，它生产单一产品，即电能，这需要一个发电机。因此，每个核电站都有一个发电机，这与普通电站的原理相同，也就是电磁感应定律。核电是一种可再生的能源。轻核的聚变和重核的分裂都可以释放能量，分别称为核聚变能和核裂变能。在聚变或裂变过程中，会释放出大量的热量。这些能量被转化为核能、机械能和电能，可称为核电。核电站是一种新型的发电站，利用原子核内所含的能量来发电。核电站大致可分为两部分，一部分是利用核能产生蒸汽的岛，包括反应堆设备和一次回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括涡轮发电机系统。核电站使用铀作为燃料。铀是一种重金属。由铀制成的核燃料在一个被称为反应堆的装置中分裂，产生大量的热量，这些热量由高压下的水进行，蒸汽在蒸汽发生器中产生，用发电机转动涡轮机，电力不断产生并通过电网向各个方向输送。这就是最常见的压水式反应堆核电站的工作方式。核能来自两种核反应原理：核聚变或核裂变，但世界各地的核反应堆主要使用核裂变反应原理，主要是因为核裂变是可控的，而核聚变则难以控制。自1951年12月美国的EXPERIMENTAL增殖反应堆1号。使用核电以来，世界上的核电已经有70多年的历史。根据计算，1公斤铀235完全裂变产生的能量相当于2500吨标准煤燃烧释放的热量。核裂变原理：质量如铀、钍和钚的较大原子核吸收一个中子后在质量上会分裂成两个或多个较小的原子核，同时发出两个或三个中子和大量能量，并使其他核裂变发生，然后继续进行，这个过程称为连锁反应。当核裂变发生时，原子核释放出巨大的能量，这被称为原子核能量。核电装置利用所产生的热量，产生蒸汽来驱动涡轮发电机组，产生电力。

原理：利用物理上的核反应，将原子内部的巨大的能量释放出来转化为热能，再转化为电能。“核”：这里的核主要是指用于核反应放热的铀238，钚239，钍233。随着科学技术的发展以后有可能利用核聚变产生的能量来发电，这时候的“核”主要指氘和氚，聚合成氦。发电原理：第一步将核反应放出的热，传导给第一回路的水（高温，高压，高辐射），第一回路的高温水通过蒸汽发生器后，将高温传导给第二回路的水，使二回路的水气化成为蒸汽，高速的蒸汽，送入大型汽轮机后冲击使汽轮机转动，带动发电机工作，产生电能。楼主有兴趣的话可以看看一些书的详细介绍，这里面的东西还很复杂。

核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量。核电站用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，就会产生电，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。核反应堆的原理是，当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核+热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。

很多人对核电站都是比较好奇的，因为大家也不知道核电站到底是怎么工作的，所以在这里就给大家做一个具体的介绍。核电站是利用原子能发展的，核电站的核心设备就是核反应堆。一、核电站是怎么工作的呢？虽然大多数的人都知道核反应堆的作用非常大，但是大家对于核反应堆的原理可能并不是特别的了解。所以小编在这里就给大家做一个具体的分析，而且大家也都知道中国是有核电站的，并且在很多城市都设立了这样的核电站，核电站是利用原子能发展的，而且核电站的核心设备就是核反应堆，核反应堆通过加热制造出水蒸气，然后原子能进行裂变，因此转化为一种热能。所以就可以把机械能转变为一种电能，原子的结构就像太阳系一样，所以原子的中心就是原子核。二、具体的介绍在这里也给大家做一个具体的介绍，很多人都不知道核电站到底是怎么工作的，而且也不知道核电站的工作原理是什么，其实核电站的工作原理是非常简单的，但是还是很少有人知道。核电站就是利用原子能发展起来的，所以大家也可以在网络上查看一些视频和信息，而且有关人员已经做出了专业的解释了，所以大家也不用感觉非常的好奇。如果你对相关的信息感兴趣，你自己也可以在网络上查找。虽然核电站的工作原理简单，可是核电站的重要性还是很大的，并且也可以发挥出特别大的作用。大家也必须要重视核电站的重要性，而且也必须要对核电站有一个理性的认知，因为有很多人都觉得中国没有必要设立太多核电站，但是小编觉得还是有必要性的。

不同类型反应堆的核电站，其动力回路也不同。压水堆核电站动力装置主要由反应堆、一次冷却水回路（简称一回路）、二次汽、水回路（又称二回路）及其辅助回路系统组成。一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备所组成。高温高压的冷却水由主循环泵唧送流经反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器再将热量传递给在管外流动的二回路给水，使它变成蒸汽，此后，再由主循环泵将冷却剂重新唧送至反应堆内。如此循环往复，构成一个密闭的循环回路。二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置。它由汽水分离器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器、除氧器等设备组成。二回路给水吸收了一回路的热量后成为蒸汽、然后进入汽轮机作功，带动发电机发电。作功后的乏汽排入冷凝器内、凝结成水，然后由凝结水泵送入加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，构成二回路的密闭循环。核电站的二回路系统与普通火电站的动力回路相似。核电站一般由一回路厂房、二回路厂房、一回路辅助厂房，输配电厂房、循环水泵房及三废处理厂房组成。@韩栋文(本文共计1页)

　　核电站是用于发电和供热的设备。核电站是一种将核能转化为热能和电能的动力设备，现今核电站已发展为第四代。核电站的工作原理是将原子核裂变产生的能量通过水和汽轮机层层转化后变为电能，与传统火电站相比，核电站具有十分明显的优势与缺点。 　　什么是核电站 　　核电站是一种将核能转化为热能和电能的动力设备，具有发电和供热的作用。核电站于上世纪五十年代开始开发建设，利用核反应堆取代了传统火力发电站的锅炉，距今已发展为第四代核电站。每一代核电站的工作原理都有差异，但在安全性能方面都取得了层层进步。 　　核电站从核反应堆类型上可分为气冷堆型核电站、改进型气冷堆型核电站、轻水堆型核电站、重水堆型核电站、快中子增殖型核电站这五种，其中以轻水堆型核电站使用的最为广泛，轻水堆型核电站的工作原理是将原子核裂变产生的能量通过水和汽轮机层层转化为电能。 　　于传统的火力发电站相比，核电站具有无空气污染、不会加重温室效应、消耗燃料较少、发电成本比较稳定等多方面的优势，但也存在会产生具有放射性的核废料、对环境的热污染比较严重、投资成本高、运转相对不灵活、可能引发政治纠纷等明显的问题。

热堆的概念 中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。 这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应 利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。 热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。 反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。 核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站 自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。 目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。 压水堆核电站 压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。 压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。 堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。 轻水堆――沸水堆电站 沸水堆核电站 沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。 沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。 总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。 从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。 重水堆核电站 重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。 因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。 压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷却堆核电站 这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。 这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。 （2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站 这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和

1 核电站好火电站原理一致的是：核电站从二次循环开始，与火电站一样都是利用高温高压蒸汽驱动汽轮机，从而带动发电机发电；2 不同的是蒸汽产生部分及核电站的一次循环好核岛部分。火电站是燃料在锅炉中燃烧从而产生高温高压蒸汽，而核电站是核岛里原子裂变产生的能量加热了一次循环里的液相介质，此介质通过热交换器将热量传递给二次循环系统，在其中产生蒸汽，去驱动汽轮机

你好！现在有的堆型有重水堆、压水堆、沸水堆、高温气冷堆、快中子堆等等。压水堆核电站的工作原理是通过U-235的裂变反应将核能释放出来，经过堆芯的高温高压水将堆芯的热量带到蒸汽发生器，产生的蒸汽推动汽轮机发电。打字不易，采纳哦！

原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。

　　1. 什么是核电站 　　核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施.反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行.目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等.但用的最广泛的是压水反应堆.压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型. 　　2. 核电站工作原理 　　核电厂用的燃料是铀.用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方. 　　3. 压水堆核电站 　　以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统,其形式与常规火电厂类似. 　　4. 沸水堆核电站 　　以沸水堆为热源的核电站.沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆.沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点.它们都需使用低富集铀作燃料. 　　沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等. 　　5. 重水堆核电站 　　以重水堆为热源的核电站.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.重水堆可用轻水或重水作冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类. 　　重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站. 　　6. 快堆核电站 　　由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. 　　目前,世界上已商业运行的核电站堆型,如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型,主要利用核裂变燃料,即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料,它对铀资源的利用率也只有1％—2％,但在快堆中,铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用,但考虑到各种损耗,快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％. 　　7. 世界上目前建造核电站情况 　　核电自50年代中期问世以来,目前已取得长足的发展.到1999年中期,世界上共有436座发电用核反应堆在运行,总装机容量为350676兆瓦.正在建造的发电反应堆有30座,总装机容量为21642兆瓦. 　　目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电,核发电量占世界总发电量的17％,其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一,有的国家超过70％.据资料估计,到2005年核电厂装机容量将达到388567兆瓦. 　　8.核能是清洁的能源 　　目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的,化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等,由二氧化碳等有害气体造成的“温室效应”,将使地球气温升高,会造成气候异常,加速土地沙漠化过程,给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响,核电站并不排放这些有害物质,不会造成“温室效应”,与火电厂相比,它能大大改善环境质量,保护人类赖以生存的生态环境等. 　　在国外核电站的周围有人居住、游泳、放牧牛羊、钓鱼,有的核电站位于大城市附近,有的位于游览区.核电站是安全、经济、干净的能源,与火电站相比,更有利于保护环境. 　　核电厂和火电厂对环境影响的比较（电功率100兆瓦） ——核电站对周围环境无污染 　　居民受到的辐射剂量 氧化硫排放量（吨/年） 烟灰和殊物质（吨/年）氧化氮排放量 （吨/年） 采矿面积 （亩/年） 危害健康的 　　相对指数 　　燃煤发电厂 0.048 46000-127500350026250-300001210SO：32000 NOx：4530 烟灰：1100 　　压水堆核电站：0.018 0 00 30-42氪氙 1磷 20 　　9．核电站废物严格遵照国家标准,对人民生活不会产生有害影响 　　核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计,同时施工,同时投产,其原则是尽量回收,把排放量减至最小,核电厂的固体废物完全不向环境排放,放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附,过滤后向高空排放. 　　核电厂废物排放严格遵照国家标准,而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值.所以,核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响. 　　10．核电站是经济的能源 　　世界上有核电国家的多年统计资料表明,虽然核电站的比投资高于燃煤电厂,但是,由于核燃料成本显著地低于燃煤成本,以及燃料是长期起作用的因素,这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂. 　　11．核能是可持续发展的能源 　　世界上已探明的铀储量约490万吨,钍储量约275万吨.这些裂变燃料足够使用到聚变能时代.聚变燃料主要是氘和锂,海水中氘的含量为0.034克/升,据估计地球上总的水量约为138亿亿立方米,其中氘的储量约40万亿吨,地球上的锂储量有2000多亿吨,锂可用来制造氚,足够人类在聚变能时代使用.按目前世界能源消费的水平,地球上可供原子核聚变的氘和氚,能供人类使用上千亿年.因此,有些能源专家认为,只要解决了核聚变技术,人类就将从根本上解决了能源问题.

中进行可控自持链式裂变反应以产生热能的装置。裂变反应堆利用可裂变的重元素（如铀-235、铀-233和钚-239），在中子的作用下，形成可控自持链式裂变反应，释放能量。典型的反应方程式如下：[323-01]　世界上第一座裂变反应堆于1942年12月 2日在芝加哥大学达到临界。那是一座以天然铀为燃料、石墨为慢化剂的实验性反应堆。第一座原型生产堆于1943年11月建成并投入运行。1954年6月27日,苏联建成世界上第一座核电站,采用天然铀石墨慢化压力管式水冷反应堆,电功率为5000千瓦。1961年7月,美国建成世界上第一座商用压水堆核电站，电功率为28.5万千瓦（初期设计值）。到80年代，裂变反应堆已成为世界上最重要的替代能源。　核反应堆按用途可分为：舰船推进、发电、供热的动力堆，生产裂变材料钚或氚的生产堆，做材料和燃料辐照试验用的试验堆等；按结构可分为：均匀堆、半均匀堆、非均匀堆、固体燃料堆、液体燃料堆、游泳池式堆、壳式加压型反应堆、压力管式加压型反应堆等；按中心能谱可分为：热中子堆、快中子堆、中能中子堆和谱移堆;按冷却剂可以分为:轻水堆、重水堆、压水（重水）堆、沸水（重水）堆、气冷堆、液态金属冷却堆等；按慢化剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨堆等；按燃料增殖性可分为：增殖堆和非增殖堆。核电站应用最普遍的是压水堆。　裂变反应堆系统的一般组成是：核燃料元件、控制棒及其驱动机构、慢化剂、冷却剂以及堆内结构部件构成的堆心堆心连同包容它的反应堆容器称为反应堆(见图[反应堆示意]）。通常所说的反应堆实际多指反应堆系统或反应堆装置。反应堆系统还包括主冷却回路管道、主冷却泵（或鼓风机）、蒸发器（或热交换器）以及进一步冷却或利用热能的二次回路。　核燃料　在反应堆中受中子作用产生核裂变反应并释放中子和热量的一种材料。作为燃料“烧掉”的是 3种可裂变核素铀-233、铀-235和钚-239中的一种或其混合物。直到80年代，广泛使用的核燃料是铀。天然铀中含铀-235只有0.71％，需通过扩散、离心、激光等方法将天然铀中的铀-235和铀-238分离，提供铀-235含量比天然铀比例更高的浓缩的铀燃料。另两种可裂变核素是在反应堆中人工生产的。核燃料的应用形式有作为固体燃料的纯金属、合金、化合物（特别是钠的氧化物和碳化物）以及作为液体燃料的水溶液、液态金属溶液和悬浮物。对固体燃料来说，为了包容裂变产物和防止核燃料的氧化和腐蚀，采用金属或石墨包壳将燃料包覆起来。这种燃料称为芯体。一组用合金包覆的燃料元件（形式可为棒状、片状和环状）可装配成组件，元件之间的定位部件称为定位架。目前运行的压水堆、沸水堆、重水堆都采用这种燃料组件。用石墨包覆的核燃料颗粒与石墨混合，压制成球形或棱柱形燃料元件，可用于高温气冷堆。锆与金属铀的合金经氢化，形成铀氢锆元件，用不锈钢管包覆，可作为一种特殊试验堆（TRCA，实际是半均匀堆）的燃料元件。　慢化剂　核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为中子或中能中子的物质。选择慢化剂要考虑许多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和尽可能低的中子俘获截面；其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂，既使不是，在设计中两者也是紧密相关的。应用最多的固体慢化剂是石墨，其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能，小的中子俘获截面和价廉。石墨是迄今发现的可以采用天然铀为燃料的两种慢化剂之一；另一种是重水。其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看，重水是更好的慢化剂，并且因其是液体，可兼做冷却剂，主要缺点是价格较贵，系统设计需有严格的密封要求。轻水是应用最广泛的慢化剂，虽然它的慢化性能不如重水，但价格便宜。重水和轻水有共同的缺点,即产生辐照分解,出现氢、氧的积累和复合。　控制棒　在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料（如铪、镝等）在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和尺寸变化（肿胀）。银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。　压水堆中采用棒束控制，控制材料制成棒状，每个棒束由24根控制棒组成，均匀分布在17×17的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的反应性，紧急情况下则利用控制棒停堆（这时，控制棒材料大量吸收热中子，使自持链式反应无法维持而中止）。　冷却剂　由主循环泵驱动，在一回路中循环，从堆心带走热量并传给二回路中的工质，使蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆心中工作又在堆外工作的一种反应堆成分，这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。　理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。液态钠(主要用于快中子堆)和钠钾合金（主要用于空间动力堆）具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点，但是它的热特性不好。重水是好的冷却剂和慢化剂，但价格昂贵。气体冷却剂（如二氧化碳、氦）具有许多优点，但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率，系统密封性要求也较高。有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低，这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低，主要缺点是辐照分解率较大。应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。　屏蔽　为防护中子、γ射线和热辐射，必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。　对γ射线屏蔽，通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好，但价格较高；铅的优点是密度高，因此铅屏蔽厚度较小；混凝土比金属便宜，但密度较小，因而屏蔽层厚度比其他的都大。　来自反应堆的γ射线强度很高，被屏蔽体吸收后会发热，因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆心和压力壳之间设有热屏蔽，以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。　中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料，通常含硼,有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线，因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下，常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。

发电部分原理没有区别的，一般都是锅炉产生高压蒸汽，用蒸汽带动汽轮机发电。楼主应该是问产能原理吧。核电站主要的原料为铀235，天然铀中主要由三种成分组成，其中能够产生核能的铀235只占其中的0.72%，所以要经过提纯才能使用。铀的裂变过程如下：用高速中子轰击铀的原子核，核俘获一个中子之后，核内会立刻骚动不安，由球形变成椭圆形，又由椭圆形变成哑铃形，最后它像一颗大水珠分裂成两粒小水珠那样，一个核分裂成两个核，同时释放出大量的能量，奇妙的是，那个铀核在分裂成两个别的原子核的时候，又放出2至3个中子，这两三个中子飞射出去，分别击中别的两三个铀核，使这两三个铀核又发生裂变而放出大量能量……原子核这种连续的分裂现象，叫做链式反应。铀裂变的发现找到了盘旋原子能的途径，就是可以通过链式反应，不断供给核分裂所需要的大量中子。原子弹就是根据重核链式反应的原理做成的。由于核电站的反应堆需要能够控制产能速度所以反应堆中都加装有吸收中子的控制棒，以达到加快或停止反应堆工作的目的。

.什么是核电站核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。2.核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。3.压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。4.沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。5.重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。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。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。6.快堆核电站由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。目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。7.世界上目前建造核电站情况核电自50年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999年中期，世界上共有436座发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676兆瓦。正在建造的发电反应堆有30座，总装机容量为21642兆瓦。目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70％。据资料估计，到2005年核电厂装机容量将达到388567兆瓦。8.核电站在设计上所采取的安全措施为了确保压水反应堆核电厂的安全，从设计上采取了所能想到的最严密的纵深防御措施。四重屏障：为防止放射性物质外逸设置了四道屏障：1.裂变产生的放射性物质90％滞留于燃料芯块中；2.密封的燃料包壳；3.坚固的压力容器和密闭的回路系统；4.能承受内压的安全壳。多重保护：在出现可能危及设备和人身的情况时，1.进行正常停堆；2.因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；3.如任何原因控制棒未能插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。9.核电厂在管理方面采取的安全措施核电厂有着严密的质量保证体系，对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲。另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况和是否起到应有的作用。另外对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。领取操纵员执照，然后才能上岗，还要进行定期考核，不合格者将被取消上岗资格。10.核电厂发生自然灾害时，它能安全停闭在核电厂设计中，始终把安全放在第一位，在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,即使发生了最严重的自然灾害,反应堆也能安全停闭，不会对当地居民和自然环境造成危害。在核电厂设计中甚至还考虑了厂区附近的堤坝坍塌、飞机附毁、交通事故和化工厂事故之类的事件，例如一架喷气式飞机在厂区上空坠毁，而且碰巧落到反应堆建筑物上，设计要求这时反应堆还是安全的。11.核电站的纵深防御措施核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。纵深防御包括以下五道防线：第一道防线：精心设计，精心施工，确保核电站的设备精良。有严格的质量保证系统，建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培训，使人人关心安全，人人注意安全，防止发生故障。第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。第三道防线：设计提供的多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故。第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大。第五道防线：厂内外应急响应计划，努力减轻事故对居民的影响。有了以上互相依赖相互支持的各道防线，核电站是非常安全的。12．核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。

原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。

3.什么是核电站火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。我国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。我国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由我国自己研究设计建造的。4.什么是核电厂电是电厂生产出来的。我们知道有烧煤或石油的火力发电厂，有靠水力发电的水电站，还有一些靠风力、太阳能、地热、潮汐能、波浪能、沼气生产电力的小型或实验性发电装置。核电厂就是一种靠原子核内蕴藏的能量，大规模生产电力的新型发电厂。核电厂用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫做“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生出来，并通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电厂的工作原理。

核电站的发电原理是一回路的冷却剂通过堆心加热，在蒸汽发生器中将热量传给二回路或三回路的水，然后形成蒸汽推动汽轮发电机。沸水堆则是一回路的冷却剂通过堆心加热变成70个大气压左右的饱和蒸汽，经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发电机。经济性以发电成本衡量。构成核能发电成本的因素很多，包括基建投资费用、安全防护费用、核燃料费用，以及核电站退役处理费用。核电发展初期，不仅基建投资费用昂贵，核燃料生产过程复杂，需要庞大的设备，加上特殊的安全措施需要，核能发电成本高于火电成本1倍以上。到60年代，核能发电成本已接近火电成本。到80年代，核电的成本已低于火电。据美国1984年统计，核电成本为2.7美分/千瓦时，而燃煤的发电成本为3.2美分/千瓦时，燃油发电成本为6.9美分/千瓦时。核电成本随各国经济发展水平、科学技术水平而异，以上所列均为核电发展水平较高的国家的数据。核能发电的成本虽然有了很大降低，但发现核电站退役处理的费用远比早先预计的为高。因此，核电的总成本还应有所增加。扩展资料与传统的火力发电站相比，核电站具有十分明显的优势：(1)核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染；(2)核能发电无碳排放，不会加重地球温室效应；(3)核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，暂时没有其他的用途；(4)核燃料的能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000万千瓦的核能电厂一年只需30吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送；(5)核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本不易受到国际经济形势的影响，固发电成本较为稳定。参考资料来源：百度百科-核电站

核电厂用核燃料释放出的裂变能加热蒸发器的水产生蒸汽。压水堆和沸水堆都用轻水做冷却剂和慢化剂。正常运行时，压水堆冷却堆芯的水工作在高温高压的单相水状态，不直接产生蒸汽，而是将堆芯的核裂变能载到蒸发器，然后通过传热的方式将蒸发器两侧的冷却剂加热并产生蒸汽。

核电站是一种高能量、少耗料的电站。以一座发电量为100万千瓦的电站为例，如果烧煤，每天需耗煤 7000~8000吨左右，一年要消耗200多万吨。若改用核电站，每年只消耗1.5吨裂变铀或钚，一次换料可以满功率连续运行一年。可以大大减少电站燃料的运输和储存问题。此外，核燃料在反应堆内燃烧过程中，同时还能产生出新的核燃料。核电站基建投资高，但燃料费用较低，发电成本也较低，并可减少污染。简单地说，就是核燃料裂变过程释放出来的能量，经过反应堆内循环的冷却剂，把能量带出并传输到锅炉产生蒸汽用以驱动涡轮机并带动发电机发电。核反应堆发生核反应产生热能--->热能给水加热产生高压蒸气--->高压蒸气通过管道推动气轮机转动--->气轮机转动带动发电机转动发电。核电站是实现核裂变能转变为电能的装置。它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统。核电站利用核能产生蒸汽的系统称为“核蒸汽供应系统”，这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽。从原理上讲，核电站实现了核能－热能－电能的能量转换。从设备方面讲，核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用。 核电站中的能量转换借助于三个回路来实现。反应堆冷却剂在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称一回路流程）。在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成蒸汽，蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。

相同的地方就是都用了核裂变反应，核燃料一般也相同。不同的地方很多，我不是这方面专家只能大致给出一些概念。核燃料的浓度就不同，核电站用的核燃料浓度只有百分之几，而原子弹核燃料浓度是百分之九十几。原子弹就是为了杀伤用的，所以它的链式反应很快，瞬间释放大量能量，而核电站是要和平利用能量，所以核反应堆进行受控的核裂变，反应堆用石墨堆砌，插入镉棒，镉棒吸收中子的能力很强，而中子是引起原子核裂变的“炮弹”，可以通过控制镉棒插入反应堆的深度来控制核反应堆的功率。核反应堆还有压水堆、沸水堆等很多技术，由于我不是这方面专家，解答也只能到此为止了。

答：核电站分为裂变核电站和聚变核电站两种，目前世界上运行的核电站全部是裂变核电站。利用聚变发电目前虽已点火实验成功，但由于还有许多技术上的困难需要解决，估计大约2050年前后才能投入商业运营。若想用裂变原子能发电，首先要将核燃料浓缩。核燃料指的是“铀235”。大自然中的天然铀中，铀235只占0.7%，大部分是不能使用的铀238。为了将铀235浓缩，可以使用离心机将铀238分离出来。当铀235浓缩到5%到20%，就可以制成与香烟头那么大的燃料块，装入外径10毫米内径8毫米的细长锆合金管（因为锆可以透过热核反应所必需的中子，其他金属大都不能让中子透过），制成燃料棒备用。如果把铀235浓缩到80%以上，就可以制造原子弹了。核电站的核心是核岛，就是核燃料燃烧并产生热量的地方。简称“堆”。核燃料是自身就会发热的物质，越是堆在一起，发热就越快越多。核电站的原子反应堆分为“水堆”和“气堆”，水堆使用普通水或重水作热交换介质，气堆使用氦气或液态钠、液态锂作热交换介质，气堆的工作温度约为850°C。由于水堆工作温度低，技术上易于实现，也相对安全，世界的核电站绝大多数是水堆。水堆又分使用重水的“重水堆”和使用普通水的“轻水堆”。由于“重水堆”能生产制造核弹用的材料钚239，同时重水堆体积太大，为了防止核扩散，所以重水堆属国际原子能机构严格限制使用的原子反应堆。世界的核电站大多是轻水堆。轻水堆根据核岛内水的工作压力分，又分“沸水堆”和“压水堆”两种。“沸水堆”优点是结构简单，工作压力低（70个大气压6.86MPa、285°C），所以相对比较安全。缺点是：由于使用从核岛里直接引出来的蒸汽推动汽轮机工作，这蒸汽有较强的放射性，所以汽轮发电机组必须屏蔽起来，人不能靠近。另外由于只能使用5％以下的低浓缩度燃料，所以燃料利用率低（发同样多的电，沸水堆比压水堆要多用一倍的燃料）。正因为沸水堆有以上缺点（主要是成本高、经济性差），世界上早期运行的核电站大多沸水堆，目前的大多是压水堆。压水堆的基本结构是：先用6厘米厚的镍钒锰钛不锈钢板焊一个大圆筒，上边半球形的顶也是用同样的不锈钢焊接而成。外边敷上一层铅板和厚厚的钢筋混凝土，就制成了核岛的安全壳。核岛的内部有压力容器和热交换器，压力容器内部主要放置核燃料棒组件和控制反应速度的控制棒。100万千瓦的电站大约放置燃料棒组件400多组，每组燃料棒组件由直径1厘米长6米的核燃料棒289根排成17乘17的方形，这些核燃料棒能发热的寿命为三年，每年换掉三分之一。核燃料棒组件放置在核岛的压力容器的底部，上部放置数量几乎相等的石墨制成的十字形控制棒（老款）或双层不锈钢管内装银铟镉合金（新款）管状控制棒，如果将控制棒全部插或套入核燃料棒组件之间，由于核燃料棒组件与组件之间被控制棒隔开或隔离，控制棒把核燃料棒放出的热中子几乎全部吸收，所以原子反应就几乎停止了，只能微量地发一点点热，若将控制棒从核燃料棒之间逐步提起，原子反应也就逐步变强，产生的热量逐步增多。调整控制棒的位置就能控制原子反应的速度。整个核岛的压力容器内充满了水（加硼砂的普通纯水）。 正常工作时，核岛的压力容器内的温度为330°C，相应水的压力为155个大气压（15.2 MPa）。因为压力很高，水虽然已经高到330度，但就是沸腾不了，所以叫“压水堆”。 由于核岛压力容器内的水有极强的放射性，为了安全，不能直接用它形成的蒸汽来推动汽轮机工作，要用这压力容器内的高温高压水，通过主水泵循环，到核岛内热交换器里去“烫”第二回路的水，将第二回路的水烫成100多个大气压的没有放射性的高温蒸汽，再用这个蒸汽去推动汽轮发电机组发电，以下的工作原理就和火电厂的发电原理没有区别了。

核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的：原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2～3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量和一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。

核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的热力发电厂。核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的热力发电厂。由于控制核聚变的技术障碍，目前商业运转中的核能发电站都是利用核裂变反应而发电。核电站在台湾称做“核能发电厂”或简称“核电厂”，在中国称作“核电站”。核电站属于高效率的能源建设，对于温室气体、二氧化碳排放几乎是零。核电站建设成本高昂，技术需求高，养护成本亦高，因此各国大多向富有经验之厂商（例如美商GE）购置全套设备。在控制良好且周边紧急应对系统完善的情况下，核电站其实是相当安全的设施。欧日美等先进国虽对于核电站已具有一定的管理经验，亦曾发生数次核泄漏事故（尤以2011年3月因海啸引发的福岛核事故），造成全球对于核安的疑虑。扩展资料：1、核电站发电原理现在使用最普遍的进元核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽；高温高压的蒸汽推动汽轮机，进而推动发电机旋转。2、组成部分核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和回路系统）与利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。核电站使用的核燃料一般是放射性重金属铀-235或钚。

核电站的作业原理非常简单。它们利用核反应产生的热能，将其转换为蒸汽，然后再将蒸汽通过涡轮机转换为电力。核电站主要由以下几个部分组成：核电站的作业原理非常简单。它们利用核反应产生的热能，将其转换为蒸汽，然后再将蒸汽通过涡轮机转换为电力。核电站主要由以下几个部分组成：总之，核电站的作业原理可以归纳为三个步骤：核反应产生热能，冷却系统将热能散发出去，涡轮机将蒸汽转换为电力。这种简单而高效的工作原理已经被广泛应用于全球范围内的核电站中。1.反应堆：反应堆是核电站最核心的组成部分，它是核反应发生的地方。反应堆内部有燃料棒，燃料棒中含有铀等放射性物质，这些物质可以通过核反应产生热能。总的来说，核电站是利用核能产生电能的设施，是现代工业中不可或缺的一部分。核电站的作用是通过核反应产生能量，将其转换为电力，供应给城市和工业用电。核电站的作业原理非常简单，主要由反应堆、冷却系统、涡轮机和发电机等部分组成。核电站已经成为了一种极为重要的能源来源，为人类社会的发展做出了重要的贡献。2.冷却系统：核反应会产生大量的热能，如果不及时散热，就会导致反应堆过热，引发事故。因此，核电站必须配备冷却系统，将反应堆产生的热能散发出去。

一. 沸水堆与压水堆工作原理沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，其余均为压水堆，二. 沸水堆与压水堆共同点沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器；燃料都是以组件的形式在堆芯排布，组件由栅格排布的燃料栅元组成，燃料栅元由燃料芯块、包壳构成；燃料放置于压力容器当中，外面有安全壳，具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障；沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。三. 沸水堆与压水堆的主要区别沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。四. 压水堆相对沸水堆的优势沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生；而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。另外，对于控制棒向上引入的反应堆，其堆芯上部的功率高于底部，当反应堆丧失冷却后，会导致产生热量大的地方带走热量少，上部的燃料发生熔毁的概率增加。沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，则会导致带有放射性的气体进入大气，同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却；压水堆冷却动力丧失时，可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现局部沸腾，依靠一二回路的温差实现自然循环，让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系，拥有类似水塔性质的蓄水，至于安全壳上层，可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却；另外堆芯有排气管道开放外界，压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系，所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动，在柴油发电机无法启动的情况下，导致温度失控。沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。沸水堆压力远低于压水堆压力，因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。压水堆由于压力高，且多了蒸汽发生器、稳压器等设备，技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开，因此安全性高于沸水堆。五. 压水堆的发展趋势压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。我国核电站以及潜艇基本都采用了先进的压水堆核电机组，安全性比福岛高很多。20世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求的第三代压水堆。其中有代表的有法、德合作开发的欧洲动力堆EPR和美国西屋公司研发的AP1000。EPR提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件；AP1000则以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色。安全可靠是核电站发展的基石，中国也始终把核电安全放在第一位。我们有理由相信，随着经验的积累以及技术的进步，核电站的安全性能将逐步得到进一步提高，将要发展的第三代反应堆和未来的第四代反应堆会为我们安全利用核能营造新的环境。

核反应是靠中子传递的，中子的数目决定反应的强度，核电站的核反应堆插入镉棒吸收中子从而达到控制核反应的目的！插入的深浅决定反应的强度！而核弹却没有控制中子，核反应是链式反应，产生的中子会越来越多从而释放大量的能量，也就是我们知道的爆炸。核弹的威力只于核原料的质量有关！

核电站存在的意义就是给人类发电，给人类提供电力，核电站的工作原理就是烧热水，是一个超大型的烧热水的地方，产生的热量就变成了能量提供给人类。

反应堆中原子发生裂变，放出核能。核能转化为内能，加热外部的水变成水蒸气，水蒸气通过涡沦发电机，内能转化为机械能，让涡沦转动发电，机械能变为电能。

核裂变。扎波罗热核电站是乌克兰核能发电厂，也是欧洲最大、全球排行第三大的核电厂，它的工作原理是核裂变。它座落在第聂伯河卡霍夫卡水库河畔，利用铀的核裂变释放出的热来发电的，一克铀完全裂变后的能量相当于2.5吨标准煤，同时核裂变在释放巨大能量后产生的核废料有很强大辐射，由石墨阻挡。

核燃料的裂变反映产生的热量通过热交换产生蒸汽来驱动汽轮机，汽轮机带动发电机来发电。说起来，就这么简单，无论火力发电，水利发电，核能发电，还是风力发电，最终目的，就是要让发电机按要求转起来。火力发电和核能发电的区别就在于，前者用锅炉烧水产生蒸汽，后者用核反映烧水产生蒸汽，然后蒸汽驱动汽轮机，汽轮机带动发电机，就基本类似了。基本思路如此，只是现实中实现起来，就需要庞大的配套设施。比如燃料系统，冷却系统，润滑油系统，污水处理系统，化学系统，自动化控制系统，电气配电，变电等等。

核电站的基本工作原理是：核电站利用核能发电,核心设备是核反应堆。核反应堆加热水产生蒸汽，将原子核裂变能转化为热能；蒸汽压力推动汽轮机旋转，热能转化为机械能；然后汽轮机带动发电机旋转，将机械能转变成电能。在核电站中，反应堆的作用是进行核裂变，将核能转化为水的热能。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型管外侧的水，使其变为饱和蒸汽。扩展资料：世界上核电站常用的反应堆有轻水堆、重水堆和改进型气冷堆及快堆等，但使用最广泛的是轻水堆。按产生蒸汽的过程不同，轻水堆可分成沸水堆核电站和压水堆核电站两类。压水堆以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。压水堆核电站占全世界核电总容量的60%以上。参考资料来源：百度百科-核电站

1、核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。 2、在压水堆内，由核燃料235u原子核自持链式裂变反应产生大量热量，冷却剂将反应堆中的热量带入蒸汽发生器，并将热量传给其工作介质水，然后主循环泵把冷却剂输送回反应堆，循环使用，由此组成一个回路，称为第一回路。 3、这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。蒸汽发生器U型管外二次侧的工作介质受热蒸发形成蒸汽，蒸汽进入汽轮机内膨胀做功，将蒸汽焓降放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机械能，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。

引言：核电站的运作，究竟是什么原理呢？让我们一起来看看吧。核电站运作的基本工作原理基本工作原理是：在核电站中，反应堆进行核裂变，将核能转化为水的热能。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型管外侧的水，使其变为饱和蒸汽。核电站利用核能发电，核心设备是核反应堆。核反应堆加热水产生蒸汽，将原子核裂变能转化为热能；蒸汽压力推动汽轮机旋转，热能转化为机械能；然后汽轮机带动发电机旋转，将机械能转变成电能。核电站的运作，核能是怎么变成电能的原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。核电站运作的技术原理既然讲到了它的运用原理，那么它的技术原理如何呢？其实核反应堆分为裂变反应堆、聚变反应堆、聚变裂变混合反应堆三种。对于这三种核反应堆我们一般最为常用的也只有裂变反应堆，相对于其他两种反应堆则用的较少，但也不是没有。不过相对于裂变反应堆来说，它可以实现控制裂变反应过程的装置。而且就目前来说也只有中国、俄罗斯、美国以及极少数国家可以设计并建造出合格的反应堆。

核电站的工作原理：核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。能量转化情况：1、第一回路：这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。2、第二回路：这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。核电站是指通过适当的装置将核能转变成电能的设施。核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。核电站的系统和设备通常由两大部分组成：核的系统和设备，又称为核岛；常规的系统和设备，又称为常规岛。扩展资料：中国核能利用：核电站只需消耗很少的核燃料，就可以产生大量的电能，每千瓦时电能的成本比火电站要低20%以上。核电站还可以大大减少燃料的运输量。例如，一座100万千瓦的火电站每年耗煤三四百万吨，而相同功率的核电站每年仅需铀燃料三四十吨。核电的另一个优势是干净、无污染，几乎是零排放，对于发展迅速环境压力较大的中国来说，再合适不过。中国正在加大能源结构调整力度。积极发展核电、风电、水电等清洁优质能源已刻不容缓。中国能源结构仍以煤炭为主体，清洁优质能源的比重偏低。参考资料来源：百度百科——核电站

1、核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。 2、首先在压水堆内，由核燃料235u原子核自持链式裂变反应产生大量热量，冷却剂将反应堆中的热量带入蒸汽发生器，并将热量传给其工作介质水，然后主循环泵把冷却剂输送回反应堆，循环使用，由此组成一个回路，称为第一回路。 3、这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。蒸汽发生器U型管外二次侧的工作介质受热蒸发形成蒸汽，蒸汽进入汽轮机内膨胀做功，将蒸汽焓降放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机械能，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。

核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。首先在压水堆内，由核燃料235u原子核自持链式裂变反应产生大量热量，冷却剂将反应堆中的热量带入蒸汽发生器，并将热量传给其工作介质水，然后主循环泵把冷却剂输送回反应堆，循环使用，由此组成一个回路，称为第一回路。这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。蒸汽发生器U型管外二次侧的工作介质受热蒸发形成蒸汽，蒸汽进入汽轮机内膨胀做功，将蒸汽焓降放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机械能，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。扩展资料核电站的类型：(1)气冷堆型核电站，反应堆采用天然铀作燃料，用石墨作慢化剂，用二氧化碳或氦作冷却剂。此种反应堆由于一次装入燃料多，因此体积大，造价高。英国和法国曾采用此种堆型。(2)改进型气冷堆型核电站，反应堆所用慢化剂和冷却剂与上述气冷堆型相同，只是燃料采用2.5%～3%的低浓缩铀，美国、德国曾采用此种堆型。(3)轻水堆型核电站，反应堆采用2%～3%低浓缩铀作燃料，用水作慢化剂和冷却剂。此种反应堆的体积小，造价低，技术也较容易掌握，世界上85%以上的核电站均采用此种堆型，我国全部采用此种堆型。参考资料来源：百度百科-核电站

1、核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。 2、在压水堆内，由核燃料 原子核自持链式裂变反应产生大量热量，冷却剂（又称载热体）将反应堆中的热量带入蒸汽发生器，并将热量传给其工作介质——水，然后主循环泵把冷却剂输送回反应堆，循环使用，由此组成一个回路，称为第一回路。这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。 蒸汽发生器U型管外二次侧的工作介质受热蒸发形成蒸汽，蒸汽进入汽轮机内膨胀做功，将蒸汽焓降放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机械能，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。 3、做了功的蒸汽在凝汽器内冷凝成凝结水，重新返回蒸汽发生器，组成另一个循环回路，称为第二回路，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。汽轮机的旋转转子直接带动发电机的转子旋转，使发电机发出电能，这是由机械能转换为电能的能量转换过程。

核能发电利用的是裂变能。以压水堆核电站为例，核燃料在反应堆中通过核裂变产生的热量加热一回路高压水，一回路水通过蒸汽发生器加热二回路水使之变为蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，发出的电通过电网送至千家万户。整个过程的能量转换是由核能转换为热能，热能转换为机械能，机械能再转换为电能。核电站可分为两部分，一是核岛，包括反应堆厂房、辅助厂房、核燃料厂房和应急柴油机厂房。二是常规岛，包括汽轮发电机厂房和海水泵房。核电站的组成：核电站的组成通常有两部分：核系统及核设备，又称为核岛；常规系统及常规设备，又称为常规岛。这两部分就组成了核能发电系统。核岛中主要的设备为核反应堆及由载热剂（冷却剂）提供热量的蒸汽发生器，它替代常规火电站中蒸汽锅炉的作用。常规岛的主要设备为气轮机和发电机及其相应附属设备，常规岛的组成与常规火电站气轮机大致相同。以上内容参考：国家能源局-核能发电基本原理

核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。首先在压水堆内，由核燃料235u原子核自持链式裂变反应产生大量热量，冷却剂将反应堆中的热量带入蒸汽发生器，并将热量传给其工作介质水，然后主循环泵把冷却剂输送回反应堆，循环使用，由此组成一个回路，称为第一回路。这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。蒸汽发生器U型管外二次侧的工作介质受热蒸发形成蒸汽，蒸汽进入汽轮机内膨胀做功，将蒸汽焓降放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机械能，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。扩展资料核电站的类型：(1)气冷堆型核电站，反应堆采用天然铀作燃料，用石墨作慢化剂，用二氧化碳或氦作冷却剂。此种反应堆由于一次装入燃料多，因此体积大，造价高。英国和法国曾采用此种堆型。(2)改进型气冷堆型核电站，反应堆所用慢化剂和冷却剂与上述气冷堆型相同，只是燃料采用2.5%～3%的低浓缩铀，美国、德国曾采用此种堆型。(3)轻水堆型核电站，反应堆采用2%～3%低浓缩铀作燃料，用水作慢化剂和冷却剂。此种反应堆的体积小，造价低，技术也较容易掌握，世界上85%以上的核电站均采用此种堆型，我国全部采用此种堆型。参考资料来源：百度百科-核电站

热堆的概念 中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。 这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应 利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。 热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。 反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。 核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站 自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。 目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。 压水堆核电站 压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。 压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。 堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。 轻水堆――沸水堆电站 沸水堆核电站 沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。 沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。 总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。 从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。 重水堆核电站 重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。 因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。 压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷却堆核电站 这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。 这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。 （2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站 这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。 因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。 重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。 石墨气冷堆核电站 所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂的反应堆。这种堆经历了三个发展阶段，产生了三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。 （1）天然铀石墨气冷堆核电站 天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一，是在军用钚生产堆的基础上发展起来的，早在1956年英国就建造了净功率为45兆瓦的核电站。因为它是用镁合金作燃料包壳的，英国人又把它称为镁诺克斯堆。 该堆的堆芯大致为圆柱形，是由很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成。在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道。以便使冷却剂流过将热量带出去。从堆芯出来的热气体，在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水，从而产生蒸汽。这些冷却气体借助循环回路回到堆芯。蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机，带动汽轮发电机组发电。这就是天然铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理。 这种堆的主要优点是用天然铀作燃料，其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高，天然铀消耗量远远大于其他堆。现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。 (2)改进型气冷堆核电站 改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。设计的目的是改进蒸汽条件，提高气体冷却剂的最大允许温度。这种堆，石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(铀－235的浓度为2－3%)，出口温度可达670℃。它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准，其热效率也可与之相比。 这种堆被称为第二代气冷堆，英国建造了这种堆，由于存在不少工程技术问题，对其经济性多年来争论不休，得不出定论，所以前途暗淡。 （3）高温气冷堆 高温气冷堆被称为第三代气冷堆，它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。 这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的程度。因为在这种反应堆中，采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并用了惰性的氦气作冷却剂，这样，就把气体的温度提高到750℃以上。同时，由于结构材料石墨吸收中子少，从而加深了燃耗。另外，由于颗粒状燃料的表面积大、氦气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性能，提高了功率密度。这样，高温气冷堆成为一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。 它的简单工作过程是，氦气冷却剂流过燃料体之间，变成了高温气体；高温气体通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽带动汽轮发电机发电。 高温气冷堆有特殊的优点：由于氦气是惰性气体，因而它不能被活化，在高温下也不腐蚀设备和管道；由于石墨的热容量大，所以发生事故时不会引起温度的迅速增加；由于用混凝土做成压力壳，这样，反应堆没有突然破裂的危险，大大增加了安全性；由于热效率达到40%以上，这样高的热效率减少了热污染。 高温气冷堆有可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现氢还原炼铁、石油和天然气裂解、煤的气化等新工艺，开辟综合利用核能的新途径。但是高温气冷堆技术较复杂。 参考资料：jack,zhang

核电站的工作原理和能量转化如下： 发电原理：核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的燃烧产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽，利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。 能量转化：将原子核裂变释放的核能转变为电能。 核电站是指通过适当的装置将核能转变成电能的设施，核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的燃烧产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。 核电站的系统和设备通常由两大部分组成：核的系统和设备，又称为核岛，常规的系统和设备，又称为常规岛。

核电站的工作原理和能量转化如下： 发电原理：核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的燃烧产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽，利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。 能量转化：将原子核裂变释放的核能转变为电能。 核电站是指通过适当的装置将核能转变成电能的设施，核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的燃烧产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。 核电站的系统和设备通常由两大部分组成：核的系统和设备，又称为核岛，常规的系统和设备，又称为常规岛。

一般核电站的关键部分是：·核燃料·中子减速剂·冷却剂·控制棒·压力舱·反应炉中心紧急冷却系统·反应堆保护系统·蒸汽发生器 (沸水式反应堆中没有这个)·安全壳建筑·水泵·涡轮机·发电机·冷凝器一般的热电厂都有燃料供应来产生热，比如说天然气，煤或石油。对于核电厂来说，它需要的热来自于核反应堆中的核裂变。当一个相当大的可裂变原子核（一般为铀-235或钚-239）被一个中子轰击时，它便分裂为两个或更多个部分，同时释放出能量和中子，这个过程就叫做核裂变。原子核释放出的中子会继续轰击其它原子核。当这个链式反应被控制的时候，它释放出的能量便可用来烧水，产生出的水蒸气会驱动涡轮机，从而产生电能。需要记住的是，核爆炸中发生的是“不受控制的”链式反应，而核反应堆中的裂变速度无法达到核爆炸所需要的速度，这是因为商业用核燃料的浓度还不够高。链式反应被一些能够吸收或减慢中子的材料控制着。在以铀为核燃料的反应堆当中，中子需要被减慢速度，因为当慢速中子轰击铀-235原子核时是更容易发生裂变的。轻水反应堆使用普通水来减慢中子并进行冷却。当水的温度升高到一定程度时，它便达到了工作温度，此时它的密度会降低，因此没被它吸收的少量中子会被减得足够慢，然后去引发新的裂变。负反馈将裂变速度保持在一定水平。

中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。 这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应 利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。 热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。 反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。 核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站 自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。 目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。 压水堆核电站 压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。 压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。 堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。 轻水堆――沸水堆电站 沸水堆核电站 沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。 沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。 总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。 从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。 重水堆核电站 重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。 因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。 压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷却堆核电站 这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。 这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。 （2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站 这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。 因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。 重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。 石墨气冷堆核电站 所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂的反应堆。这种堆经历了三个发展阶段，产生了三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。 （1）天然铀石墨气冷堆核电站 天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一，是在军用钚生产堆的基础上发展起来的，早在1956年英国就建造了净功率为45兆瓦的核电站。因为它是用镁合金作燃料包壳的，英国人又把它称为镁诺克斯堆。 该堆的堆芯大致为圆柱形，是由很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成。在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道。以便使冷却剂流过将热量带出去。从堆芯出来的热气体，在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水，从而产生蒸汽。这些冷却气体借助循环回路回到堆芯。蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机，带动汽轮发电机组发电。这就是天然铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理。 这种堆的主要优点是用天然铀作燃料，其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高，天然铀消耗量远远大于其他堆。现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。 (2)改进型气冷堆核电站 改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。设计的目的是改进蒸汽条件，提高气体冷却剂的最大允许温度。这种堆，石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(铀－235的浓度为2－3%)，出口温度可达670℃。它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准，其热效率也可与之相比。 这种堆被称为第二代气冷堆，英国建造了这种堆，由于存在不少工程技术问题，对其经济性多年来争论不休，得不出定论，所以前途暗淡。 （3）高温气冷堆 高温气冷堆被称为第三代气冷堆，它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。 这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的程度。因为在这种反应堆中，采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并用了惰性的氦气作冷却剂，这样，就把气体的温度提高到750℃以上。同时，由于结构材料石墨吸收中子少，从而加深了燃耗。另外，由于颗粒状燃料的表面积大、氦气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性能，提高了功率密度。这样，高温气冷堆成为一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。 它的简单工作过程是，氦气冷却剂流过燃料体之间，变成了高温气体；高温气体通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽带动汽轮发电机发电。 高温气冷堆有特殊的优点：由于氦气是惰性气体，因而它不能被活化，在高温下也不腐蚀设备和管道；由于石墨的热容量大，所以发生事故时不会引起温度的迅速增加；由于用混凝土做成压力壳，这样，反应堆没有突然破裂的危险，大大增加了安全性；由于热效率达到40%以上，这样高的热效率减少了热污染。 高温气冷堆有可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现氢还原炼铁、石油和天然气裂解、煤的气化等新工艺，开辟综合利用核能的新途径。但是高温气冷堆技术较复杂。

火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸 汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的 核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量 热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就 源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一 种成熟的能源。我国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整 的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年 的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的 队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。我国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由我国自己研究设计建造的。