[ 信息发布:本站 | 发布时间:2018-06-27 | 浏览:3151 ]

1. 压水堆核电站

以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。

2. 沸水堆核电站

以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水>为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽->给水系统；反应堆辅助系统等。

3. 重水堆核电站

以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。

重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

4. 快堆核电站

由快中子引起链式裂变反应所释放出>来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239>等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1>％—2>％，但在快堆中，铀-238>原则上都能转换成钚-239>而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60>％—70>％。

5．高温气冷堆核电站

一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆核电站。

将高温气冷堆的核燃料二氧化铀或碳化铀经复杂的工艺加工制成直径达60毫米的球形燃料元件。球形元件重叠时，彼此间有空隙可供高温氦气流过。在氦循环风机的驱动下，氦气不断通过堆芯将裂变热带出，进行闭式循环。

这种闭式循环又有两种：第一种是用蒸汽进行间接循环。这种闭式循环的高温氦气经过蒸汽发生器管内时，使蒸汽发生器管外流动着的二回路的水变为高温蒸汽，向压水堆那样去推动汽轮发电机组。

第二种是直接循环。这种堆产生的高温氦气，不经过蒸汽发生器这一中间环节，直接去推动氦汽轮机。氦汽轮机排出的余热又可以供氨蒸汽循环使用。