辅助系统

一回路

主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统,部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。

主冷却剂系统及反应堆

主冷却剂系统

主冷却剂系统可分为：

1.反应堆压力壳

2.蒸汽发生器

3.主泵

4.稳压器

由燃料组件构成的反应堆堆芯放置在一个特制的圆柱体钢质压力容器(反应堆压力壳)内。压力壳的高度约12米、内径约4米、壁厚达20厘米、约重314吨。一个900兆瓦的反应堆主冷却剂系统是由压力壳及三个相同的环路相连组成，即一回路。每一环路设有一台主泵、一台蒸汽发生器，与及连接管道。其中一个环路装设一台稳压器。每一台主泵会带动约155巴(1巴=100千帕)的高压冷却水(普通水)在其环路内经过反应堆堆芯循环流动，这些冷却水不但是用作慢化剂，也将堆芯的热能传送到蒸汽发生器。反应堆出水的温度约为摄氏330度，而入水口的温度约摄氏290度。在这高温及高压状态下的冷却水会处于欠热状态(即冷却水的温度与其沸点有一段距离，因此不会沸腾)。蒸汽发生器是一个约高20米的热交换器，其内部装设了U形传热管，以管壁换热的方式将一回路水的热能传送到二回路，然后把二回路给水转化为蒸汽，以推动涡轮发电机。

稳压器的主要作用是维持一回路冷却水的压力，防止超压。稳压器直径约2米，长约13米，并与一回路内其中一环路的热管段接驳。稳压器上半部为蒸气空间，下半部被水注满。稳压器内顶部设有喷淋嘴，底部装有电加热器。透过控制稳压器内加热器和喷淋水的运作，便可调节稳压器内的水位与及控制一回路的压力。稳压器内的水位由一套精密的系统所控制，以确保稳压器在反应堆功率变化或瞬态情况下，能够正常运作。当压力下降时，系统会自动启动电加热器，以增加蒸汽；在压力上升时，稳压器顶部会喷水，把蒸汽凝成水，以降低压力。此外，控制系统亦提供保护信号，在稳压器内的压力过高或过低的情况下，令反应堆自动停堆。

反应堆在首次启动时，会放入含有 -252(Cf-252)的一次中子源棒，以提供足够数量的中子进行初次核裂变。此外，亦会同时放入含有锑-123(Sb-123)和铍-9(Be-9)的再生式二次中子源棒，为反应堆的再次起动提供中子，以启动核裂变。为确保核安全及控制反应堆的核裂变，部份燃料组件装配有控制棒，控制棒组件由星型架及多根含银(Ag)、铟(In)和镉(Cd)的中子吸收体棒所组成，因此移动控制棒的上下位置就可以控制反应堆内中子的数目与及核裂变。这些控制棒组件配备了驱动机械，可将控制棒提升或插入堆芯，以控制反应堆的起动、调节输出功率、特别是实现正常停堆与及快速停堆的功能。此外，压水式反应堆的核裂变也可透过调节一回路内冷却剂中的硼浓度来控制(硼亦是一种中子吸收体)。当反应堆启动及达到既定功率之后，会维持在临界状态，以确保其稳定的运作。在需要紧急停堆时，只须切断控制棒驱动机械的电源，控制棒便会因地心吸力而快速下坠至反应堆堆芯，立即停止核裂变。

压水核电站发电原理

核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。

二回路：蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。

三回路：三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。

什么是核燃料？

核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。