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        核燃料在反應堆內發生裂變而產生大量熱能，再被高壓水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶動發電機發電。
　　一回路    反應堆堆芯因核燃料裂變產生巨大的熱能，由主泵泵入堆芯的水被加熱成327度、155個大氣壓的高溫高壓水，高溫高壓水流經蒸汽發生器內的傳熱U型管，通過管壁將熱能傳遞給U型管外的二回路冷卻水，釋放熱量后又被主泵送回堆芯重新加熱再進入蒸汽發生器。水這樣不斷地在密閉的回路內循環，被稱為一回路。
　　二回路    蒸汽發生器U型管外的二回路水受熱從而變成蒸汽，推動汽輪發電機做功，把熱能轉化為電力：做完功后的蒸汽進入冷凝器冷卻，凝結成水返回蒸汽發生器，重新加熱成蒸汽。這樣的汽水循環過程，被稱為二回路。
　　三回路    三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷卻二回路的蒸汽使之變回冷凝水。
　　什么是核燃料?
　　核燃料是可在核反應堆中通過核裂變產生核能的材料，是鈾礦石經過開采、初加工、鈾轉化、鈾濃縮，進而加工成核燃料元件。
　　壓水堆核電站用的是濃度為3%左右的核燃料（鈾一235）。大亞灣核電站的核反應堆內有157個核燃料組件，每個組件由17×17根燃料棒組成。燃料棒由燒結二氧化鈾芯塊裝入鋯合金管中封焊構成。一個燃料組件中有一束控制棒，控制核裂變反應。
　　利用核能生產電能的電廠稱為核電廠。由于核反應堆的類型不同，核電廠的系統和設備也不同。壓水堆核電廠主要由壓水反應堆、反應堆冷卻劑系統（簡稱一回路）、蒸汽和動力轉換系統（又稱二回路）、循環水系統、發電機和輸配電系統及其輔助系統組成，其流程原理如圖2.1所示。通常將一回路及核島輔助系統、專設安全設施和廠房稱為核島。二回路及其輔助系統和廠房與常規火電廠系統和設備相似，稱為常規島。電廠的其他部分，統稱配套設施。實質上，從生產的角度講，核島利用核能生產蒸汽，常規島用蒸汽生產電能。
　　反應堆冷卻劑系統將堆芯核裂變放出的熱能帶出反應堆并傳遞給二回路系統以產生蒸汽。通常把反應堆、反應堆冷卻劑系統及其輔助系統合稱為核供汽系統。現代商用壓水堆核電廠反應堆冷卻劑系統一般有二至四條并聯在反應堆壓力容器上的封閉環路（見圖2.2）。每一條環路由一臺蒸汽發生器、一臺或兩臺反應堆冷卻劑泵及相應的管通組成。一回路內的高溫高壓含硼水，由反應堆冷卻劑泵輸送，流經反應堆堆芯，吸收了堆芯核裂變放出的熱能，再流進蒸汽發生器，通過蒸汽發生器傳熱管壁，將熱能傳給二回路蒸汽發生器給水，然后再被反應堆冷卻劑泵送入反應堆。如此循環往復，構成封閉回路。整個一回路系統設有一臺穩壓器，一回路系統的壓力靠穩壓器調節，保持穩定。
　　為了保證反應堆和反應堆冷卻劑系統的安全運行，核電廠還設置了專設安全設施和一系列輔助系統。
　　一回路輔助系統主要用來保證反應堆和一回路系統的正常運行。壓水堆核電廠一回路輔助系統按其功能劃分，有保證正常運行的系統和廢物處理系統，部分系統同時作為專設安全設施系統的支持系統。專設安全設施為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，并防止放射性物質的擴散。
　　二回路系統由汽輪機發電機組、冷凝器、凝結水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發生器、汽水分離再熱器等設備組成。蒸汽發生器的給水在蒸汽發生器吸收熱量變成高壓蒸汽，然后驅動汽輪發電機組發電，作功后的乏汽在冷凝器內冷凝成水，凝結水由凝結水泵輸送，經低壓加熱器進入除氧器，除氧水由給水泵送入高壓加熱器加熱后重新返回蒸汽發生器，如此形成熱力循環。為了保證二回路系統的正常運行，二回路系統也設有一系列輔助系統。
　　循環水系統主要用來為冷凝器提供冷卻水。
　　我們看到，在壓水堆電廠，一回路系統的冷卻劑與汽輪機回路工質是完全隔離的，這就是所謂的“間接循環”。采用間接循環具有使二回路系統免受放射性玷污的優點，但它與采用直接循環的沸水堆核電廠相比，增加了蒸汽發生器。壓水堆體積較小和控制要求簡單等因素可以彌補這一不足，并使這種系統設計在經濟上具有競爭力。