核电站的优势:
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。
核电站的缺点
核电站也存在一些明显的缺点:
(1)核电厂会产生高低阶放射性废料，或者是使用过的核燃料，虽然所占体积不大，但因其具有放射性，必须慎重处理；
(2)核电厂热效率较低，因而比一般的化石燃料电厂排放出更多的废热，故核电站对环境的热污染较严重；
(3)核电站的投资成本太大，电力公司的财务风险较高；
(4)核电较不适宜满负荷运转，也不适宜低于标准负荷运转；
(5)兴建核电站常易引发政治歧见的纷争；
(6)核电站的反应器内有大量的放射性物质，如果在事故中释放到外界环境，会对生态及民众造成伤害。 [2]
核电站原理
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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。现以压水堆核电站（见图1）为例，说明其
图1
工作原理。
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。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。 [3]
核电站类型
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核电站按反应堆类型分类，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。
(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，因此一次装入的燃料只有天然铀的1/5～1/4（按质量计），从而反应堆体积大大缩小，更换燃料也较简单，并可在较高温度下运行，热效率较高。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。
轻水堆型核电站又可分为沸水堆型和压水堆型两种。
沸水堆型核电站，这种核电站中的水在反应堆内直接沸腾。它只有一个回路，水在反应堆内受热变为蒸汽，直接用来推动汽轮机、带动发电机发电。沸水堆型的回路设备少，且几乎不会发生失水事故，较之压水堆型更为经济，更能适应外界负荷变化的需要。但其带放射性沾染的水蒸气直接进入汽轮机组，使机组维修困难，检修时停堆时间长，从而影响核电站的有效运行；此外，水沸腾后，密度降低，慢化作用减弱，因此所需核燃料比同功率的压水堆型多，其堆芯体积和外壳直径相应增大。加上气泡密度在堆内变化，容易引起功率不稳定，使控制复杂化。由此种种因素，沸水堆型核电站的建造数量减少。
压水堆型核电站，这种核电站中的水在反应堆内不沸腾。它有两个回路，其中一回路的水流经反应堆，将堆内的热量带往蒸气发生器，与通过蒸气发生器的二回路中的水交换热能，使二回路中的水加热为高压蒸气，推动汽轮机运转，带动发电机发电。我国的核电站建设方针，确定近期以建造压水堆型为主。已建成的秦山核电站和大亚湾核电站，均为压水堆型。
(4)重水堆型核电站，反应堆以重水（含氘）作慢化剂和冷却剂，用天然铀作燃料。此种反应堆的燃料成本较低，但重水较贵。加拿大发展此种堆型。
(5)快中子增殖型核电站，反应堆不用慢化剂。反应堆内绝大部分是快中子，容易被反应堆周围的铀238所吸收，使铀238变为可裂变的钚239。此种反应堆可在10年左右使核燃料钚239比初装入量增殖20%以上，但其初期投资费用高。
核电站组成
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核电站由核岛、常规岛、核电站配套设施、核电站的安全防护措施组成。
核岛为核电站的核心部分，主要部件为核反应堆、压力容器（压力壳）、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相应的管道、阀门等组成的一回路系统。
常规岛指由蒸气发生器的二次侧、汽轮发电机组、凝汽器、给水泵及相应的管道、阀门等组成的二回路系统。
核电站配套设施，指围绕确保核电站安全及环境保护而设置的一些设施，主要包括:
(1)反应堆控制系统核紧停堆系统，
(2)堆芯应急冷却系统；
(3)安全壳顶部设置的冷水喷淋系统；
(4)容积控制系统，它主要调节主冷却剂水的含硼量及容积变化；
(5)化学控制系统，它主要用于控制一回路冷却剂水的含氧量和pH值，抑制有关设备和材料的腐蚀；
(6)其他系统，像余热导出系统、冷却剂净化系统、三废（废气、废液、废渣）处理系统等。
核电站的安全防护措施，用来确保核电站安全及环境保护，防止放射性物质逸出。核电站对核燃料及有关部分设置了三道严密可靠的屏障，堆芯为第一道屏障，作为燃料包壳，包壳为锆合金管或不锈钢管制成，核燃料芯密封于包壳内。它的第二道屏障为压力壳，这是反应堆冷却剂压力边界，由一回路和反应堆压力容器组成。壳体是一层厚合金钢板（通常功率为30万kW的压水堆，压力壳壁厚为160mm；90万kW的压水堆，压力壳壁厚超过200mm），其功用是燃料包壳密封万一损坏，放射性物质泄漏到水中，也仍然处在密封的一回路中，受到压力壳的屏障。它的第三道屏障为安全壳，或称反应堆厂房。它是一座顶部呈球面的预应力钢筋混凝土建筑物，其壁厚约lm，内衬6～7mm厚钢板。一回路的设备都安装在安全壳内，具有良好的密封性能，即使在严重事故情况下，如一回路管道损坏或地震等，也能确保放射性物质不致外泄，防止核电站周围环境受到核放射污染。ZY-01风光互补发电模型 ZY-02 核电站动态演示模型
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