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核电工程施工


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简介

核电工程施工

评判标准

寿命

30~40年后地方政府通常就会关闭相关核电站了

种类

核电站大致上有以下几种

轻水反应堆

快中子增殖反应堆(Fast breeder reactor),或称快中子滋生反应堆、快滋生反应堆、快堆等,是一种核子反应器,核燃料和一颗快中子在核分裂后产生更多的中子,且利用增殖性材料吸收快中子后形成可裂变物质,产生的燃料多于消耗的燃料。另外也有利用热中子进行滋生反应的「热滋生反应器」。

压水反应堆

目前全世界核电站、核潜艇和核动力航空母舰等使用的反应堆中均以压水堆为主,截至2000年底,全世界有258座运行中的反应堆,占总数的64.6%。

压水反应堆利用轻水(普通水H2O)作为冷却剂和中子慢化剂。其冷却系统由两个循环回路组成。一回路连接着堆芯和二回路中的蒸汽发生器,回路内压力保持在150个大气压左右,在此压力下可将一回路水加热至约343℃而不沸腾。一回路水在二回路蒸汽发生器的传热管中将压力约为70个大气压左右的二回路水加热至沸腾(温度约260℃),形成的水蒸气(过滤掉混杂的液态水后)再通过二回路送至汽轮机,推动涡轮发动机运转。在传热管中释放了热能的一回路水以290℃左右的温度回流至堆芯,完成一回路循环。从汽轮机流出的二回路水经冷凝器凝结为液态水后,回流至蒸汽发生器,完成二回路循环。

反应堆堆芯位于压力壳内,由排列为方形的燃料组件组成。燃料一般是富集程度(浓缩度)在2%~4.4%的烧结二氧化铀。 和沸水反应堆相比,压水堆堆芯体积更小,堆芯的功率密度较大(大型压水堆的堆芯功率密度可达100千瓦/升),压水堆的发电效率约为33%;但由于堆芯中的工作压力和温度都较沸水堆高,因此对反应堆材料性能的要求也较沸水堆更高。

沸水反应堆

沸水反应炉以去离子水作为冷却剂(coolant)和中子减速剂。反应炉炉心进行的核分裂会产生热能,使得已冷却的水沸腾,变为高压蒸汽,从而驱动涡轮机,然后通过发电机转换为电能。离开涡轮机的蒸汽,经过冷凝器凝结为液态水(给水)后,回流至反应炉炉心,完成一个循环。在炉心里,已冷却的水保持在75个大气压,这会促使它在285℃左右沸腾。

稍加比较,在压水反应炉炉心内,由于维持高压强(大约158个大气压),不会出现大量的沸腾。但沸水反应堆构造简单,且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度,因此显著提高了反应堆的安全性,降低了造价。但由于沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和涡轮机,因此可能造成涡轮机受到放射性污染,给设计和维修带来麻烦。

重水反应堆

加压重水反应堆(PHWR)是核反应堆,通常使用天然铀作为燃料,使用重水(氧化氘D2O)作为其冷却剂和中子减速剂。重水冷却剂保持在压力下,使其在不沸腾的情况下被加热到更高的温度,就像在压水反应堆中一样。虽然重水比普通轻水贵得多,但它可以大大提高中子经济性,使反应堆能够在没有燃料浓缩设施的情况下运行(抵消重水的额外费用)并提高反应堆利用的能力。替代燃料循环。 2001年初,31座重水冷却和适度核电站投入运行,总容量为16.5吉瓦(电),按现有运行反应堆的发电量分别约为7.76%和4.7%。

极高温反应器/高温气冷堆

极高温反应堆(VHTR)或高温气冷反应堆(HTGR)是第四代反应堆概念,它使用石墨慢化核反应堆和一次通过铀燃料循环。 VHTR是一种高温反应器(HTR),其概念上可以具有1000℃的出口温度。反应堆芯可以是“棱柱形块”(prismatic block)芯或“球床”(pebble-bed)芯。高温通过热化学硫 - 碘循环实现诸如工艺加热或氢气生产的应用。

球床反应堆堆芯型极高温反应器

球床反应堆堆(英语:Pebble bed reactor,缩写为PBR),亦称卵石床反应堆,是一种先进的核子反应堆设计,1966年于德国首次提出。球床反应堆是高温气冷堆之一(其它堆型还有英国的二氧化碳冷却石墨堆,美国和日本的棱柱氦冷石墨堆),它成为第四代反应堆技术的6个候选堆型之一。这种科技增加了反应堆的安全及效率。反应堆的核燃料密度比一般的反应堆低,就算是失去冷却,亦不会出现核芯熔解。反应堆使用惰性气体或接近惰性气体,如氦、氮、二氧化碳作为冷却剂,在高温下直接驱动涡轮机。由于毋须处理蒸气,系统的热能转换效率可以得到提高。

正在发展这种技术的国家包括有:美国、南非、荷兰等。中国的华能亦与清华大学合作研究;目前已建有10兆瓦的试验反应堆,并计划于五年内兴建第一座商用发电厂。

棱柱形块状反应堆堆芯型极高温反应器

在棱柱形块状反应堆堆芯中,核燃料被放置在燃料棒内,燃料棒本身插入形状类似六边形的石墨块中。尽管两种类型的反应堆堆芯都可以使用涂覆的核燃料颗粒技术,但VHTR目前预定具有棱柱形块反应堆堆芯

压力管式石墨慢化沸水反应炉

压力管式石墨慢化沸水反应炉(RBMK,俄语:Реактор Большой Мощности Канальный,意思是“大功率管式反应炉”)是一种苏联建造的用于核电站的石墨慢化沸水反应堆,也是目前仍有在运行的最早的反应堆和最早的第二代核反应堆(第一代是那些试验性质的研究用反应堆)。截至2013年,俄罗斯境内仍有11台这种反应堆在运行[1],但是并没有再新建此类型反应堆的计划(此技术于20世纪50年代发明,现在已被认为过时)并且国际社会上有关于关闭剩余那些反应堆的要求。

RBMK反应堆是苏联核能项目的最高峰,其為一种基于苏联的石墨慢化军事级鈽生产反应堆的水冷反应堆。其中的第一台机型,奥布宁斯克核电站的AM-1(Атом Мирный,俄语“和平核能”)可以产生5百萬瓦(MW)电能,并在1954至1959年间為奥布宁斯克供應电力。

由于其使用轻水(也就是普通水)作冷却剂、石墨做减速剂,所以可以使用天然铀作为燃料,不需要通过分离同位素来获取浓缩铀和重水,因此大大降低了建设和维护的难度,也就降低了成本,同时还能提供很高的功率,例如立陶宛的伊格纳利纳核电站中,每台机组可发电1500百萬瓦(MW),无论在当时還是现今都已是很大的功率

快中子增殖反应堆

快中子增殖反应堆(Fast breeder reactor),或称快中子滋生反应堆、快滋生反应堆、快堆等,是一种核子反应器,核燃料和一颗快中子在核分裂后产生更多的中子,且利用增殖性材料吸收快中子后形成可裂变物质,产生的燃料多于消耗的燃料。另外也有利用热中子进行滋生反应的「热滋生反应器」。

生产流程

☛在此声明该处资料纯搬运过来,并非本人创作☚ 来源:https://www.chainnews.com/articles/441889324127.htm 原作者:币加索,刘敬政 原作者网站https://www.chainnews.com/u/421462412688.htm

我们知道,核电站的原理就是利用重核裂变释放的能量来烧水,水变成蒸汽后推动发电机发电 ,但实际上的核电站显然要更加复杂。关于裂变为什么会产生能量,简单来说,根据爱因斯坦的质能方程 E=MC² ,重核在被中子轰击后,原子核会分裂成几个比较小的原子核,其总质量会减少,减少的质量以能量的形式被释放出来,但是由于中子的原子核的种类不同,这样的过程也会有很大的差异。

轰击重核的中子一般可以分为两种类型,一种是速度特别快,能量特别高的中子,成为“快中子”,一种是速度稍慢,能量稍低的中子,被称为“热中子”,快中子由于速度太快,较难遇到原子核,进而造成核的裂变,而热中子由于能量较低,也很难造成大多数重核的裂变。

但是有一些种类的重原子核很容易发生裂变,只需要速度较慢的热中子轰击,便可以发生核裂变,比如铀 233、铀 235 和钚 239 ,由于使用门槛低,这两种原子核的裂变产生的核能,也最容易被人类所使用,原子弹就是利用这两种原子核的裂变,所以一般原子弹可以分为铀弹和钚弹。

当年投在日本头上的两颗原子弹,投在广岛的“小男孩”是铀弹,投在长崎的“小胖子”是钚弹。

但是由于天然的钚 239 和铀 233 量非常少,绝大多数是人工合成的,无法大规模应用,所以用于核电站燃料的基本上都是铀 235,上面这些虽然逼格很高,但是其实这些原理都不重要,实在不理解也不影响我们去建造一座核电站。我们只要按部就班地把每个步骤做好就可以了!

1 丨

核电站最重要的是核反应堆,反应堆就是考虑如何创造出最好的条件让铀 235 尽可能稳定地、自发地、完全地发生裂变,从而尽可能安全高校地利用核能。

为了达到这样的要求,一个核电站的反应堆除了核燃料以外,还要包括控制装置、冷却剂、慢化剂以及相应的安全防护设备。

除了处于核心地位的反应堆,一个核电站还有有蒸汽发电机组,冷却系统等一系列配套设施,搞定了这些,我们就成功建成一座核电站发电挣钱了。

下面我们对具体步骤分别来做详细的介绍:

首先我们要搞定核燃料,在核反应堆中,核燃料最终是以燃料棒的形式被放置于反应堆中 ,但这个燃料棒并不是一根纯金属铀棒,它的生产是一个复杂的过程,首先我们要找到铀的来源,也就是天然铀矿石,给他们挖出来。

元素在地球上以各种铀化合物的形态天然存在,我们开采出来的铀矿石当然不能直接使用,接下来我们要对天然的铀矿石经过一系列无机化学加工过程,对铀矿石进行 浓缩、清洗、提纯,这样我们就得到了较纯净的重铀酸盐和铀酸盐。这两种物质呈现为粉状或块状的黄色固体。

这个东西的状态有点类似于鸡蛋黄,所以通常被称为黄饼。

由于黄饼化学状态稳定,纯度较高,一般铀元素的交易、运输、储存都以黄饼的形式进行 ,所以赶紧翻翻看家里现在有没有吧,有的话这一步骤就可以省略了,当然了黄饼还只是最初的形式,然后我们要把黄饼运输到我们的核燃料加工场,对黄饼进行进一步的加工。

先是经过几部反应和提纯操作后,得到无色的六氟化铀结晶。

六氟化铀结晶

利用六氟化铀遇热升华为气体,冷却又变为结晶的特点,通过一定的方法提高铀 235 的丰度,在自然界存在的铀元素中,只有三种天然的同位素,分别是占 99.275% 的铀 238,0.72% 的铀 235 和 0.005% 的铀 234,现在大多数通用的商业核电厂中持续链式反应的浓度通常约为 3.5%,而用来做原子弹的铀 235 丰度通常约为 90% 以上,我们看到,天然铀可供裂变使用的铀 235 所占比例实在是太小,无法满足裂变的需要,所以我们需要想办法,使用一定的方法进行核燃料的浓缩。

2 丨

进行到这一步就很关键了。因为这一步非常困难。

其原因就在于铀 235 和铀 238 都是铀元素,因而具有相同的化学性质,所以我们如果通过一般的化学方法是很难将两者分开的,想要成功分离只能通过两种铀原子质量的细小差异来实现,现在一般使用三种方法。

扩散法、离心法和激光法。

既然我们要建一座核电站,就很有必要了解一下这三种方法,扩散法就是将气化的六氟化铀通过扩散膜,由于铀 235 分子气体比铀 238 分子气体质量轻,能够更快地通过扩散膜,从而达到分离的效果,每通过一次扩散膜,铀 235 与铀 238 的浓度比略有增加,通过多次进行扩散,就实现了铀 235 的富集,离心法是六氟化铀气体被压缩,通过一系列高速旋转的圆筒或离心机

离心机

较重的铀 238 气体分子比铀 235 分子更容易在圆筒的近壁处得到富集,从而实现分离,通扩散法一样,离心法同样需要多次进行才能实现浓度的缓慢增加。

第三种方法激光法,则是依靠铀同位素在吸收光谱上存在的差异。首先用红外线激光照射六氟化铀气体分子,铀-235 原子吸收这种光谱,从而导致原子能态的提高,然后再利用紫外线激光器分解这些分子,从而导致原子能态的提高,然后再利用紫外线激光器分解这些分子,并分离出铀 235。

但是这种方法尚不十分成熟,所以你在建的时候可以参考一下,不必充分考虑。

从上面可以看出来,铀元素的浓缩是一个十分复杂而昂贵的步骤 ,一般人是玩不起的,别说人,就是一般小国都根本没这样的技术和财力来完成铀浓缩这样的大活儿, 所以你在建核电站的时候一定要减少不必要的开支,把钱用在刀刃上 ,如过有一天你有能力实现商业核电铀 3.5% 的浓缩,那么获得武器级铀元素只取决于你自己的意愿了。

这是因为把丰度从 0.7% 提高至 2% 的工作量和把丰度从 2% 提高至 93% 的工作量相当,因此铀浓缩过程不是线性的,过了 2% 仿佛就解除了封印,可以嗷嗷干了!

国际上也通常认为进行铀浓缩活动是研制原子弹的第一步,世界上核电站所需要的低浓度的浓缩核燃料都是从美俄中法等几个核大国进口,前几年伊朗和美国在撕逼的伊朗核问题就是伊朗想自己搞铀浓缩。

建的核电站也全是挑需要高铀 235 丰度的。所以美国担心伊朗借此明修栈道暗度陈仓,开始研制核武器,所以美国反对。

扯远了。

中东问题就不是我们瞎操心的事儿了,我们继续研究铀燃料棒是怎么做的。

3 丨

现在你要做的是把经过浓缩后的 3.5% 丰度的六氟化铀,经过一系列化学反应给它变成氧化铀,经过制胚后送入高炉中烧结成圆柱形的氧化铀陶瓷。

然后将这些小圆柱体装到相同直径的合金管中密封好,一根燃料棒就做好了,所谓的燃料棒,并不是指核燃料的燃烧,核燃料并不燃烧,而是棒内部的铀 235 发生裂变释放能量后,变成其他元素的过程。我们将核燃料装在密封的长管中,既有利于裂变能量以热量的形式散出, 又有利于放射性产物的隔离,外面的合金管要选用耐高温、化学性质稳定,对中子吸收少的材料,一般我们选择的是锆合金。

然后我们把燃料棒按照一定的位置逐支插入并固定在燃料组件上,成为一整捆。

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然后将这样成捆的燃料棒以一定的排布方式放入反应堆中就可以了,在上面的各项准备工作结束后,我们就用中子源对燃料棒进行辐照活化,这就引发了热中子对铀 235 的链式裂变反应。

介绍完了反应堆,我们再说说控制装置。

4 丨

在裂变反应中,一个铀核的裂变通常产生两个甚至更多的中子,而这些中子可以造成更多铀核的分裂,最终导致链式反应不可控,那不就完蛋了么,所以就必须要有 相应的控制装置。

为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上,我们要用吸收中子的材料做成吸收棒,用以吸收链式反应所产生的多余的中子吸收体材料一般都是硼、碳化硼、镉、银铟镉等, 通过调节金属棒插入反应堆的深度来实现对中子吸收量的调节。

想让反应堆释放的能量多一点,就把控制棒适当拔出一点,想让反应堆反应慢一点,就插入深一点,如果将控制棒完全插入,则控制棒可以吸收所有的中子,最终使裂变反应停止。至于上诉说的那些材料, 自己淘宝吧!如果没有卖,我也没有办法了,不过总能弄到的,同燃料棒一样,控制棒也要以成捆的组件形式安装。

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通过一定的排布设计让燃料棒与控制棒均匀分布,从而使反应堆内部不会发生局部过热而发生危险。

5 丨

接下来是冷却剂,搭建出来的核反应堆只有将裂变产生的热量移出来才有意义,一般我们使用热容量大、沸点高、熔点低、流动性好的流体,流体被反应堆加热后用于后续的热电过程,同时也控制了反应堆的温度,使反应堆不至于温度过高而熔毁,根据不同的冷却剂,供你备选的反应堆可以分为水冷堆、气冷堆、液态金属冷堆、熔盐金属堆、有机溶剂堆等。

水比热容高,熔点低,流动性好,关键是又多又便宜,所以水很适合做冷却剂 ,但是有个缺点,常压下水的沸点只有 100℃,而气化后的水蒸气的传热效果大幅度下降,不太适合做水冷剂,但是如果给水加上很大的压力,就可以提高水的沸点,使水始终不发生沸腾与气化,这种方式的反应堆被称为压水反应堆。

当然也有少部分反应堆直接使用常压水作为冷却剂,这种被称为沸水反应堆,气冷堆是采用氦气或二氧化碳作为冷却剂的反应堆尤其是氦气本身化学性质极其稳定, 而且氦核,也就是α粒子,很难发生核反应受到放射性沾染,所以非常安全。

这样通过气体受热加压推动汽轮机发电,由于冷却剂是气体,所以不会像水那样很容易地就沸腾,可以被加热到非常高的温度。气冷堆的缺点就是个头太大了。

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因为气体密度小,单位体积所能吸收的热量有限,也就是说气体的能量密度很低,为了达到反应堆的冷却要求需要加大气体的使用量,这也就导致了气冷堆的体积会很大。

第三种常用的是液态金属冷堆,是使用熔点低的金属,比如钠、钾等金属及其合金,金属在工作温度下呈液态,利用液态金属的流动性实现对反应堆的冷却, 由于金属是热量的良好导体,少量的液态金属便可以将反应堆中的热量带出 ,不像水冷堆那样需要大量的冷却水,所以这种液态金属冷堆的特点是体积十分小巧,适合放在核潜艇上,美国的“海狼”级攻击核潜艇最初就曾使用液态金属堆作为动力。

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不过后来由于液态金属不稳定,非常容易与水发生剧烈的化学反应而且停机后液态金属在管道内冷却凝固就再也无法流动了,所以后来被压水堆所取代。

其他几种方案熔盐金属堆、有机溶剂堆等两种冷却方式由于分别具有腐蚀设备、剧毒等缺点,现在均不被广泛使用。只在部分实验性反应堆中有出现。

6 丨

接下来现在开始准备慢化剂 ,铀 235 发生裂变后释放出的几个中子,绝大部分是快中子,而为了让反应堆中的链式反应能够稳定地进行下去,需要通过一定的方法降低中子的速度,最常见的方式是使用慢化剂,快中子在碰撞到慢化剂原子核后,将自身的一部分动能传递给慢化剂,从而让自身的速度降低从而变成热中子,常见的慢化剂主要由 轻水、重水(D2O)和石墨。

根据索使用的慢化剂的不同,反应堆可以分为轻水反应堆、重水反应堆和石墨反应堆。轻水虽然对快中子有很好的减速效果,但是轻水对中子有较强的吸收效果,所以为了弥补这一部分中子的损失,只能通过提高核燃料中铀 235 的比例,所以轻水堆所使用的核燃料使用的并不是铀 235 丰度占 0.7% 的天然铀,而是经过浓缩后铀 235 丰度提高到 3.5%-5% 的低浓缩铀, 但是由于使用的轻水,也就是我们平常所见的水,在成本上有很大的优势,所以轻水堆也有很广泛的应用 。重水(D2O)也是很好的选择,重水(D2O)对中子既有良好的减速效果,又对种子的吸收很少,所以重水堆没有上述轻水堆的问题,可以直接使用天然铀来作为核燃料。

重水和轻水两种慢化剂还同时可以作为冷却剂,所以使用时更加方便。将核燃料棒以及控制棒直接放入水中即可。 由于水冷堆无需额外的慢化剂,反应堆结构简单,也没有什么明显的短板,所以现在世界上绝大多数的反应堆都是水冷型,也可以选择石墨堆作为慢化剂。

石墨堆同重水类似,具有较好的中子减速效果,而且它对中子的吸收比重水还要少,石墨还具有高导热性、高稳定性、耐腐蚀等优点。如果说石墨有什么缺点, 那就是由于石墨的固体,无法像一般的水冷堆一样直接浸没燃料棒,而是将燃料棒和控制棒插入石墨堆中,由于温度的提高会使石墨堆的核反应加剧,所以石墨堆的温度难以进行控制 。容易因局部过热而发生危险,不想玩命的还是首选轻水反应堆或重水反应堆。

7 丨

上面这面这些搞完了,就要开始考虑防护装置了,这可是一定要做好的。因为咱建核电站是为了赚钱,不是为了折寿。

而且咱可以乐观的预计,这核电站不论建在哪儿,附近的人民群众都恨不得把我们吃了,虽然他们也不知道核电站的具体危害是在哪,不过可以理解,毕竟有有很多家庭有孕妇的情况下 WiFi 和手机都不敢用。

所以我们一定要建好防护装置,而且要向大众解释得很清楚 ,反应堆在进行裂变反应的时候将向外界大量辐射,射线类型主要为中子流、γ射线、热辐射和少量的β射线,为了阻挡这些有害射线你就必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层,设计要力求造价便宜并且节省空间,不同的辐射的穿透能力各不相同,β射线是电子流而且本身带电,所以非常容易被阻挡。热辐射的防护就更简单了,做好降温工作就 ok 了,这两种都 too somple,困难的是防护中子流和γ射线。

中子流在速度快的时候穿透力特别强,快中子很难被阻挡,但是如果中子的速度慢下来,由快中子变成热中子,就比较容易吸收了 。由于反应堆本身就有慢化剂,所以出来的中子速度基本都比较慢,所以也不难被阻挡,我们一般选用含有硼 10 的材料作为中子屏蔽层。

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硼 10 是热中子的良好吸收剂,吸收中子时同时发射高能α粒子,α粒子非常容易被屏蔽,甚至一张 A4 纸都可以做到,γ射线比较难对付,γ射线是一种高能电磁波,他的穿透力比较强,癌症的放射性治疗很多就用γ射线来杀死癌细胞。

屏蔽它我们通常选择钢、铅、普通的混凝土和重混凝土这几种材料各有利弊,具体请参照自身钱包实际情况加以选择!

钢的强度最好,但价格贵 ,铅的优点是密度高,因此铅屏蔽厚度较小,但是铅有毒。混凝土比金属便宜,但是密度小,屏蔽层厚度比其他的都大,由于γ射线能量很高,屏蔽层吸收后会发热,加上还有热辐射,所以有时在γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。

好了我们现在的反应堆、控制装置、冷却剂、慢化剂、防护装置都建设完成了,可以说一座核电站最基本的最核心的工作已经完成了,但是不要着急,现在你还挣不了钱。 炉子有了,你怎么发电啊!接下来要建设发电机组与冷却循环系统。

8 丨

反应堆怎么发电呢?具体说来反应堆经过裂变反应后产生热量,该热量被冷却剂送出反应堆后,这部分热量就可以被利用了,由于反应堆内部具有很强的放射性,冷却剂容易受到放射性物质的污染而带有放射性,为了防止放射性物质散出,被反应堆加热的冷却剂通过换热器将热量传给反应堆内部的循环水系统,外部的循环水系统被加热气化后成为高压蒸汽,高压蒸汽就推动蒸汽轮机的转动而发电了。

根据气体状态方程,气 体的温度越高,压力就越大,而更高的压力代表着可以做更多的功,也就是说尽可能提高冷却剂的温度,进而提高蒸汽温度以提高输出的发电功率。

另外根据热力学第二定律, 热源的温度越高发电的热效率越高,所以如果采用可以承受更高温度的气体冷却剂与金属冷却剂以及耐热的石墨作为慢化剂,那么就可以明显地提高输出功率与热效率,冷却剂在加热外部循环水后,自身温度重新降低,然后被重新输回反应堆参与后续的反应堆冷却,重新变为液态水,准备再次被加热成高压蒸汽 ,可以说真实是不知疲倦,鞠躬尽瘁,死而后已。

所以核电站需要大量的水,来进行低压蒸汽的冷却。这也是为什么核电站都在建在海边或者大河边上的缘故了。只有这样才能确保提供充足的冷却水。

这种一层内部循环水实现热量的向外传递,一层外部水循环实现热量到电能的转化的发电形式我们称之为二次循环型。

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还有一种,由于使用沸水堆或者气冷堆,冷却剂的出口处为高温的气体,这些气体可以直接用来推动汽轮机发电,也就是说这种情况下,可以直接跳过反应堆外部的循环水系统,减少了一次换热过程,也就提高了电厂的输出功率与热效率。

至此你已学会了如何造一座核电厂,祝你好运

☛在此声明该处资料纯搬运过来,并非本人创作☚ 来源:https://www.chainnews.com/articles/441889324127.htm 原作者:币加索,刘敬政 原作者网站https://www.chainnews.com/u/421462412688.htm

结构

本体

  • 核燃料
  • 反應爐燃料棒
  • 慢化剂
  • 冷却剂
  • 控制棒驱动机构
  • 压力容器
  • 蒸汽发生器(沸水式反应堆中没有这个)
  • 安全壳建筑

辅助设备

  • 主泵
  • 汽轮机
  • 发电机
  • 冷凝器
  • 反应炉中心紧急冷却系统
  • 反应堆保护系统
  • 冷却剂

生产线分工

生产设计

需求分析

目标界定

总体结构设计

详细结构设计

参数设计

设计实施

原材料

主料

辅料

可选原料

资产与负债

资产

固定资产

非固定资产

负债

库存

设计和规划

位置与环境

投资与评估

规模与功能

风格与形式

成本

预计核电厂建设成本飙升 正在计划新核电机组的公司目前表示,每个1,100兆瓦电厂的总成本(包括升级和融资成本)将在5,500美元/千瓦到8,100美元/千瓦之间,或在60亿美元到90亿美元之间。

税费

个人所得税等等

金融成本

原材料成本

每公斤5%浓缩铀的价格大概在1000美元左右

房租成本

每1,000兆瓦1.3平方英里( 0.001188720公里)

能耗成本

汽油成本: RON95RM2.08(3.4987元)

RON97RM2.49(4.1884元)

DIESELRM2.18(3.6669元)

人工成本

23,000个工作会被增加到下一个五年 一人平均年薪36000 36000523000=4140000000=41亿又4千万人民币(5亿8千7百,8十3万8千,6百美元)

设备折旧

  • 反應爐燃料棒
  • 慢化剂
  • 冷却剂
  • 控制棒
  • 压力容器
  • 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
  • 主泵
  • 汽轮机
  • 发电机
  • 冷凝器

收益管理

消费曲线

时间分布

空间分布

目标群体

容量控制

风险控制

市场

国内市场

产量

消费量

国际市场

产量

消费量

主要公司

标准

这里存放条目相关的国家标准

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oLubo1VEM76Ve46Lpr4B5ci8B8Ts 2019-12-06 22:33:01
这个我觉得我很有发言权,图中的反应堆模型是我国自主研发的华龙一号。别问我怎么知道,着玩意儿我也参与设计了
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