日本福岛核电站反应堆的工作原理是什么？有图表吗？
福岛核电站
福岛核电站(北纬37度25分钟14秒东经141度2分钟)
福岛核电站
世界上最大的核电站。位于日本福岛工业区。由福岛一号站和福岛二号站组成。***10机组(一站6台，两站4台)，均为沸水堆。总净/总输出功率为8814/9096 MW，两站总容量超过世界最大核电站布鲁斯核电站(6786/7226 MW)。
福岛一号站1机组于1967年9月开工建设，11970年10月并网发电，1971年3月投入商业运行，净/毛出力439/460 MW，负荷系数49。2 ~ 6号机组分别于7月1974、3月1976、6月1978、4月1978、6月1979投入商业运行。负载因子分别为52.8%、61.2%、72.1%、68.5%和69.7%。福岛第二核电站四台机组的净/总输出电功率为1067/1100 MW。2号站1机组6月开工1975+01，7月并网1981，4月投入商业运行1982，负荷率76.1%。2 ~ 4号机组于2月1984、6月1985、8月1987投入商业运行，负荷率分别为79.1%、81.7%、78.9%。
热反应堆的概念:中子进入铀-235的原核后，原子核变得不稳定，会分裂成两个质量更小的新核。这是一种核裂变反应，释放的能量称为裂变能；在产生巨大能量的同时，还会释放出2 ~ 3个中子等射线。这些中子穿透其他铀-235原子核，引起新的核裂变，进而产生新的中子和裂变能量。这样下去，就形成了连锁反应。利用核反应原理建造的反应堆，需要将裂变时释放的中子减速，然后引发新的核裂变。因为中子的运动速度与分子的热运动相平衡，所以这种中子叫热中子。其中裂变主要由热中子引起的反应堆称为热中子反应堆(以下简称热中子反应堆)。热中子反应堆，是利用慢化剂降低快中子的速度成为热中子(或慢中子)，然后利用热中子进行链式反应的装置。因为热中子更容易引起铀-235的裂变，所以用少量的裂变材料就可以获得核裂变的链式反应。慢化剂是含有轻元素、吸收较少中子的物质，如重水、铍、石墨和水。热中子反应堆一般将燃料元件有规律地排列在慢化剂中形成堆芯。链式反应是在核心进行的。反应堆必须使用冷却剂将裂变能量带出核心。冷却剂也是一种吸收少量中子的物质。热中子反应堆常用的冷却剂有轻水(普通水)、重水、二氧化碳和氦气。在核电站内部，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。反应堆运行期间释放的热能由一回路系统中的冷却剂带出，产生蒸汽。因此，整个一次系统称为“核供汽系统”，相当于火电厂的锅炉系统。为了保证安全，整个一次系统都安装在一个叫做安全壳的封闭厂房内，这样在正常运行或事故时不会影响安全。蒸汽驱动汽轮发电机组发电的二次回路系统与火力发电厂的汽轮发电机组系统基本相同。轻水反应堆-压水堆电站自核电站问世以来，工业上比较成熟的发电反应堆主要有轻水反应堆、重水反应堆和石墨蒸汽冷却反应堆三种。分别对应用于三个不同的核电站，构成了现代核能发电的主体。目前，大多数热中子反应堆是所谓的轻水反应堆，由轻水进行慢化和冷却。轻水反应堆分为压水反应堆和沸水反应堆。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分离，是一个封闭的循环系统。核电站的原理流程如下:主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120 ~ 160大气压。在高压下，即使温度超过300℃，冷却液也不会蒸发。冷却剂将核燃料释放的热能带出反应堆，进入蒸汽发生器。通过成千上万的传热管，将热量传递给管外的二次水，使水沸腾产生蒸汽。冷却剂流经蒸汽发生器后，由主泵送入反应堆，如此往复循环，不断将反应堆内的热量带走，转化为蒸汽。来自蒸汽发生器的高温高压蒸汽驱动汽轮发电机组发电。做功后的废蒸汽在冷凝器中凝结成水，然后由凝结水泵送至加热器，再加热后送回蒸汽发生器。这是二次循环系统。压水堆由压力容器和堆芯组成。压力容器是一个密封的、厚而重的圆柱形钢壳，高几十米。使用的钢材耐高温、高压、耐腐蚀，用来驱动涡轮转动的高温高压蒸汽就是在这里产生的。控制棒驱动机构安装在容器顶部，驱动控制棒在堆芯内上下移动。堆芯是反应堆的心脏，安装在压力容器的中间。它由燃料成分组成。就像锅炉燃烧的煤饼一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单位。这种芯块由二氧化铀烧结而成，含2 ~ 4%的铀-235，呈直径9.3毫米的小圆柱形，这种芯块封装在两端密封的锆合金包壳管中，形成长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒，200多根燃料棒呈正方形排列，用定位格架固定，形成燃料组件。每个内核一般由121到193个组件组成。这样算下来，一个压水堆需要几万根燃料棒，65438+几千万个二氧化铀芯块。此外，这个反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水(冷却剂)。控制棒由银、铟、镉制成，外包不锈钢包层，可以吸收反应堆中的中子，厚度与燃料棒相似。许多控制棒被组合成一个棒束，以控制反应堆中的核反应速度。如果反应堆发生故障，立即将足够的控制棒插入堆芯，反应堆将在短时间内停止工作，这保证了反应堆运行的安全性。轻水堆-沸水堆电站沸水堆核电站沸水堆核电站的工作过程是:冷却剂(水)从堆芯下部流入，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒中获得热量，使冷却剂变成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器后，分离出来的蒸汽将带动汽轮发电机组发电。沸水堆由压力容器及其中间燃料元件、十字控制棒和汽水分离器组成。汽水分离器位于反应堆堆芯的上部，其作用是将蒸汽与水滴分离，防止水进入涡轮，造成涡轮叶片损坏。沸水反应堆使用与压水反应堆相同的燃料和燃料成分。沸水既是减速剂又是冷却剂。沸水堆和压水堆的区别是冷却水保持在低压(约70个大气压)，水通过堆芯变成285℃左右的蒸汽，直接引入汽轮机。所以沸水堆只有一个回路，省去了容易泄漏的蒸汽发生器，所以非常简单。总之，轻水堆核电站最大的优点是结构和操作简单，体积小，成本低，燃料经济，安全性、可靠性和经济性好。它的缺点是必须使用低浓缩铀。目前，大多数使用轻水反应堆的国家依赖美国和独联体提供核燃料。此外，天然铀在轻水反应堆中的利用率较低。如果串联发展轻水反应堆，将比串联重水反应堆使用50%以上的天然铀。从维护的角度来看，压水堆很容易维护，因为一回路与蒸汽系统是分开的，而且汽轮机没有受到放射性污染。沸水堆是反应堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，所以汽轮机会受到放射性污染，所以这方面的设计和维护都比压水堆麻烦。Candu核电厂重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳冷却剂只用重水，其内部结构材料比压力管少，但中子经济性好，钚-239净产量较高。这种反应堆一般以天然铀为燃料，结构类似于压水堆。但是由于栅节距大，压力壳比同功率的压水堆大很多，所以单个反应堆最大功率只能是30万千瓦。因为管式重水反应堆的冷却剂不受限制，所以可以使用重水、轻水、气体或有机化合物。其大小不受限制。虽然压力管带来相关的中子吸收损失，但由于堆芯较大，可以减少中子的泄漏损失。此外，这种反应堆便于不停机装卸和连续换料，可以省略补偿燃耗的控制棒。压力管式重水反应堆主要包括重水慢化、重水冷却、重水慢化和沸腾轻水冷却。这两种桩的结构大致相同。(1)重水是慢化的，这种反应堆的反应堆容器是不承压的。重水慢化剂充满反应堆容器，许多容器管道穿过反应堆容器并与之结合。在容器管中，有一个由锆合金制成的压力管。将天然二氧化铀制成的芯块装入燃料棒的锆合金包壳管中，然后形成短棒束燃料元件。棒束元件放置在压力管中，它可以借助支撑垫在水平压力管中来回滑动。在反应堆的两端，有一个遥控定位装载器，可以在反应堆运行过程中连续装卸燃料元件。这座核电站的发电原理是，既是慢化剂又是冷却剂的重水在压力管道中流动，冷却燃料。和压水堆一样，为了不使重水沸腾，必须保持高压(约90个大气压)。这样，流经压力管的高温(约300℃)高压重水将裂变产生的热量带出反应堆堆芯，传给蒸汽发生器内二回路中的轻水，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反应堆核电站这种反应堆是在英国巴度反应堆(重水慢化重水冷却反应堆)的基础上发展起来的。加拿大设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管道都是水平布置的。重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。在其燃料管道中流动的轻水冷却剂在堆芯上升过程中引起沸腾，产生的蒸汽直接送入汽轮机驱动发电机。由于轻水比特定水吸收更多的中子，以天然铀为燃料的堆芯很难维持稳定的核反应，因此大多数设计在燃料中加入低浓度的铀-235或钚-239。重水堆的突出优点是可以最有效地利用天然铀。由于重水具有良好的慢化性能和较少的中子吸收，它不仅可以直接使用天然铀作为燃料，而且可以使燃料充分燃烧。重水反应堆消耗的天然铀比轻水反应堆少。如果使用低浓度铀，天然铀可节约38%。在各种热中子反应堆中，重水反应堆需要的天然铀最少。此外，重水反应堆对燃料的适应性很强，可以很容易地转用另一种核燃料。它的主要缺点是比轻水反应堆大。建设成本高，重水贵，发电成本也比较高。石墨气冷堆核电站所谓石墨气冷堆，是以气体(二氧化碳或氦气)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以天然铀为燃料，石墨为慢化剂，二氧化碳为冷却剂的反应堆。这种反应堆是英法建造的用于商业发电的反应堆类型之一。它是在军用钚生产反应堆的基础上发展起来的。早在1956年，英国就建成了净功率45兆瓦的核电站。因为是用镁合金做燃料包壳，英国人也叫它马格诺克斯反应堆。反应堆的堆芯一般是圆柱形的，由许多正六棱柱的石墨块组成。石墨砌体中有许多带有燃料元件的孔洞。以便使冷却剂流动并带走热量。来自堆芯的热气将热量传递给蒸汽发生器二次回路中的水，从而产生蒸汽。这些冷却气体通过循环回路返回堆芯。蒸汽发生器产生的蒸汽送入汽轮机，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。这种反应堆的主要优点是使用天然铀作为燃料，但缺点是功率密度低、体积大、装药量大、成本高，而且天然铀的消耗量远大于其他反应堆。现在英国和法国都已经停止建造这种核电站。(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。设计的目的是改善蒸汽条件，提高气体冷却剂的最高允许温度。在这个反应堆中，石墨仍然是慢化剂，二氧化碳是冷却剂，核燃料是低浓度铀(铀-235的浓度为2-3%)，出口温度可以达到670℃。它的蒸汽状况达到了新火电厂的标准，热效率也可以与之相提并论。这种反应堆被称为第二代气冷堆，是英国建造的。因为很多工程技术问题，它的经济性争论了很多年，没有定论，所以它的前途是暗淡的。(3)高温气冷堆高温气冷堆被称为第三代气冷堆，是以石墨为慢化剂，氦气为冷却剂的反应堆。这里所说的高温是指气体的温度已经达到了很高的水平。因为在这种反应堆中，使用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并使用惰性氦气作为冷却剂，所以气体的温度被提高到750℃以上。同时，由于结构材料石墨吸收的中子较少，燃耗加深。此外，由于颗粒燃料表面积大，氦气传热好，堆芯材料耐高温，提高了传热性能，增加了功率密度。这样，高温气冷堆就变成了高温、深燃耗、高功率密度的反应堆。其简单的工作过程是氦冷却剂在燃料体之间流动，变成高温气体；高温气体通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽带动涡轮发电机发电。高温气冷堆具有特殊的优势:由于氦气是惰性气体，在高温下不能被活化，不会腐蚀设备和管道；由于石墨热容量大，发生事故时温度不会迅速升高；由于压力壳由混凝土制成，不存在反应堆突然破裂的危险，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、油气裂解、煤气化等新工艺，开辟核能综合利用的新途径。然而，高温气冷堆的技术更加复杂。