大陆核电站堆型一览表

全球首座第四代核电站投入商运，具有重要意义。

第四代核电站采用了先进的核技术和安全措施，能够更加高效地产生清洁能源，减少对环境的污染。

第四代核电站具有更高的安全性能，能够有效防止核事故的发生，保障公众的安全。

第四代核电站还具备更长的使用寿命和更低的运营成本，能够为能源供应提供可靠的保障。

在全球范围内，目前已经研发出多种不同类型的核反应堆。

其中，最常见的核反应堆类型包括压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）和高温气冷堆（HTGR）等。

这些核反应堆在设计和运行原理上存在差异，但都能够利用核裂变产生热能，并将其转化为电能。

压水堆是目前最常见的核反应堆类型之一。

它采用轻水作为冷却剂和中子减速剂，核燃料使用浓缩或钚混合物。

压水堆的主要优点是安全性高，但存在核燃料利用率低和核废料处理问题。

沸水堆也是常见的核反应堆类型之一。

它与压水堆的不同之处在于，沸水堆直接利用核裂变产生的热量产生蒸汽，而不需要通过热交换器。

沸水堆的优点是设计简单，但存在核燃料利用率低和冷却剂污染问题。

重水堆是一种使用重水（重水是一种氢同位素含量较高的水）作为冷却剂和中子减速剂的核反应堆。

重水堆的优点是核燃料利用率高，但存在重水供应问题和核废料处理问题。

高温气冷堆是一种利用气体作为冷却剂的核反应堆。

它能够产生高温热能，可以用于工业过程或氢燃料生产。

高温气冷堆的优点是燃料利用率高，但存在技术复杂和安全性问题。

全球首座第四代核电站投入商运具有重要意义。

第四代核电站采用先进技术和安全措施，能够高效产生清洁能源，减少对环境的污染。

第四代核电站具备更高的安全性能，能够有效防止核事故的发生，保障公众的安全。

第四代核电站还具备更长的使用寿命和更低的运营成本，为能源供应提供可靠的保障。

通过推广和应用第四代核电站技术，可以推动全球能源结构的转型，促进可持续发展。

全国核电站分布之二：全国在建核电站1、岭澳核电站二期项目地址：广东省深圳市龙岗区大鹏镇投资方：中国广东核电集团公司管理方：岭东核电有限公司堆型：压水堆（CPR1000）功率：2X1000MW设计寿命：40年建设进展：主体工程于XXXX年12月15日开工；XXXX 年6月28日，1号机组核岛安装工程比原计划提前17天开工；XXXX年9月23日，1号机组核岛比原计划提前38天完成穹顶吊装，工程建设从土建施工全面转向设备安装阶段。

预计首台商运时间：XXXX年10月说明：岭澳核电站二期工程是我国“十五”期间唯一开工的核电项目，是国家核电自主化依托项目，项目采用中广核集团具有自主品牌的中国改进型压水堆核电技术路线 CPR1000，是我国CPR1000示范工程，在我国核电发展中具有承上启下的作用。

通过项目建设，我国将加快全面掌握第二代改进型百万千瓦级核电站技术，基本形成自主技术品牌核电站设计自主化和设备制造国产化能力，为高起点引进、消化、吸收第三代核电技术打下坚实的基础。

2、阳江核电站一期项目地址：广东省阳江市东平镇投资方：中广核集团公司管理方：阳江核电有限公司堆型：压水堆（CPR1000）功率：2X1000MW（共建6台）设计寿命：40年建设进展：XXXX年9月26日负挖开始，目前前期工程正按计划顺利推进。

预计首台商运时间：XXXX年4月说明：阳江核电站位于中广核集团在广东地区的第二核电基地。

项目采用中广核集团具有自主品牌的CPR1000技术。

阳江核电站的建设对满足广东省经济增长对电力的需求，进一步优化广东省电网结构和能源结构，拉动广东省核电装备制造业升级，促进广东省经济社会和环境协调发展具有重要意义。

3、台山核电站项目地址：广东省江门市台山市投资方：中广核集团公司管理方：台山核电有限公司堆型：压水堆（CPR1000）功率：2X1000MW（共建6台）设计寿命：40年筹备进展：目前项目建议书已上报国家发改委，各项筹建工作正按计划推进，建设条件已基本成熟。

常见的核电站堆型有哪几种核电站是一座或若干座利用核裂变(NuclearFission)或核聚变(NuclearFusion) 反应所释放的核能转换成热能来发电兼供热的动力设施。

其中核反应堆是核电站最主要的关键作业设备，链式裂变反应就在该设备中进行；目前，全球核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。

其中压水反应堆作为最成熟、最成功的一种动力堆堆型，运用最为广泛，我国大多数核电站其反应堆都属于该类反应堆。

一、核电站工作原理核电站主要是通过将由铀、杯制成的核燃料在反应堆设备内发生裂变从而释放出大量的核能，再利用处于高压下的水将核能转化为热能，在蒸汽发生器中加热水产生蒸汽，蒸汽推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。

一般来说，核电站本身的工作原理和所需要的设备条件与普通火电站发电机制大同小异，主要在于核反应堆。

二、常见的核电站堆型：1、压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。

其工作原理主要是利用处于高压下的循环冷却水将反应堆中核燃料裂变反应释放出的大量核能转换成热能，之后加热水产生蒸汽，推动汽轮机，进而推动发电机旋转发电。

注：压水堆的水在正常工况下是处于不沸腾状态；2、沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。

沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，其工作原理相似,不同的是沸水堆采用沸腾的水将核能转换为电能，而压水堆则是利用高压下的循环冷却水;沸水堆整体系统比压水堆较为简单,省去了蒸汽发生器这一设备。

注：日本福岛核电站属于沸水堆核电站。

3、重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。

其工作原理与压水堆、沸水堆工作原理相同，不同点在于重水堆核电站是利用重水作为作为慢化剂和冷却剂；重水堆核电站其核燃料为天然铀作燃料，相对来讲，重水堆比压水堆的燃料成本低，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。

注：重水(2H20)无臭无味的液体，对人体有害的。

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。

[我国核电站资料]我国有多少个核电站中国核电分布现状资料目第一章已建核电项目 11、大亚湾核电站 12、岭澳一期核电站 13、秦山核电站（一期） 24、秦山二期核电站 35、秦山三期（重水堆）核电站 46、田湾核电站 4第二章在建及即将开工核电项目 61、岭澳核电站二期 62、阳江核电站一期 73、台山核电站 74、红沿河核电站一期 7 录编汇5、福建宁德核电站 86、福清核电站 97、三门核电站一期 98、秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程） 109、秦山核电站二期扩建 1010、山东海阳核电站 11第三章拟建核电项目 121、吉阳核电站一期（安徽） 122、芜湖核电站（安徽） 123、桂东核电站（广西） 134、白龙核电站（广西） 135、海南核电（海南） 136、大畈核电厂（湖北） 147、小墨山/九龙山核电站（湖南）8、桃花江核电站（湖南） 149、常德核电站（湖南） 1410、大唐华银核电厂（湖南） 1511、三明核电站（福建） 1512、漳州核电（福建） 15 1413、吉林核电站（吉林） 1514、辽宁第二核电厂（辽宁） 1515、徐大堡核电站（辽宁） 1616、广东第四核电——汕尾的甲东或揭阳的乌屿（广东） 1617、广东第五核电——肇庆或韶关（广东） 1618、荷包岛核电站（广东） 1619、河源核电站（广东） 1620、阳西核电站（广东） 1721、岭澳核电站三期（广东） 1722、四川核电站（四川） 1723、重庆石柱核电厂（重庆） 1724、江西核电——彭泽帽子山和万安烟家山（江西） 1725、石岛湾核电站（山东） 1726、红石顶核电（山东） 1827、田湾核电站二期（江苏） 18第一章已建核电项目（1/2）说明：中国核电从1985年开始起步，在1985年到目前的23年间，一共建设了11台核电机组，总装机容量为910万千瓦。

核电基地分布在沿海的浙江、广东、江苏三个省，包括秦山一期、秦山二期、秦山三期、大亚湾、岭澳一期、田湾等项目，核电技术包括法国技术、 __技术、 __技术，这些技术引进后都进行了不断的改进和发展，当然，也有完全依靠我们自己发展的核电技术，比如秦山一期项目。

1.压水堆压水堆是指使用轻水（即普通净化水）作冷却剂和慢化剂，且水在反应堆内保持液态的核反应堆。

除秦山三期外，我国目前运行的核电机组全部为压水堆。

压水堆作为一种技术十分成熟的堆型，与其他堆型相比，结构紧凑，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜；有放射性的一回路与二回路分开，带有放射性的冷却剂不会进入二回路污染汽轮机，机组运行、维护方便。

压水堆示意图2.沸水堆沸水堆利用轻水作慢化剂和冷却剂，只有一个回路，水在反应堆内沸腾产生蒸汽直接进入汽轮机发电。

与压水堆相比，沸水堆工作压力低；由于减少了一个回路，其设备成本也比压水堆低；但这样可能使汽轮机等设备受到放射性污染，给设计、运行和维修带来不便。

沸水堆示意图汽水分离再热器由于核电厂使用的汽轮机组为饱和蒸汽机组。

蒸汽发生器产生的饱和蒸汽被送到高压缸作功，高压缸末级的排汽湿度达到了14.2%，如果此种蒸汽仍被送往低压缸，将对低压缸产生汽蚀、水锤，将大大缩短汽轮机组的使用寿命。

为避免出现这种情况，专门设计了汽水分离再热器系统。

高压缸的蒸汽作完功后，被送入到汽水分离再热器MSR（Moisture Separator and Reheater)。

在MSR 中进行分离和再热，使进入低压缸的蒸汽为过热蒸汽，减低了对低压缸叶片的冲蚀。

同时，汽水分离再热系统还起到了合理分配低压缸负荷，减轻高压缸负载的功能。

3.重水堆重水堆是以重水（氘和氧组成的化合物）作慢化剂的反应堆。

其主要优点是可以直接利用天然铀作核燃料，同时采用不停堆燃料方式；但体积比轻水堆大，建造费用高，重水昂贵、发电成本也比较高。

重水堆核电站是发展较早的核电站，我国秦山三期1、2号机组采用的是加拿大坎杜型（CANDU）压力管式重水堆CANDU加拿大皮克灵核电厂（重水堆）4.高温气冷堆高温气冷堆用氦气作冷却剂，石墨作慢化剂，堆芯出口温度较高。

高温气冷堆热效率高，建造周期短，系统简单；但堆芯出口温度为850~1000℃甚至更高，对反应堆材料的性能要求也高。

1.1 核电厂建筑物及其特点1.1.1地面核电站的类型及布臵特点地面核电站根据反应堆不同可以分为压水堆核电站，沸水堆核电站，重水堆核电站，石墨气冷堆核电站，以及快中子堆核电站。

其中压水堆核电站和沸水堆核电站都属于轻水堆核电站。

表3-1 核电站反应堆分类1.1.1.1压水堆核电站压水堆核电站是采用轻水（普通H2O）作为冷却剂和中子慢化剂的核电站，它主要由核岛和常规岛以及BOP组成，压水堆核电站核岛主要由蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯四个部分组成，在核岛中主要部分是压水堆主体、一回路系统、以及支持一回路系统正常运行和保证反应堆而设臵的辅助系统；常规岛系统主要包括汽轮机组以及二回路系统，其形式与常规火电厂类似。

BOP则是生活、办公等配套设施。

目前我国运营的大亚湾核电站、秦山核电站一期等和正在兴建的如宁德核电站、三门核电站中都是压水堆核电站，占建成和正在兴建核电站总比例的90%左右。

压水堆核电厂一般分成三个区域：核岛、常规岛和BOP。

在涉核安全方面，所有与核安全有关的厂房均放臵在核岛内，核岛一般包括反应堆厂房、电气厂房、燃料厂房、核辅助厂房和应急柴油发电机厂房等。

常规岛主要放臵汽轮发电机厂房以及与它相关的厂房。

BOP 是配套厂房，如泵房、仓库、办公楼和生活用房等。

图3-1压水堆核电站一般布置图1.1.1.2沸水堆核电站沸水堆核电站同样也是由核岛，常规岛以及BOP组成，在运行过程中反应炉堆芯进行的核分裂产生热能，使已冷却的水沸腾，变成高压蒸汽，从而驱动涡轮机，离开涡轮机的蒸汽经过冷凝器凝结成液态水后，回流至反应炉堆芯，形成一个循环。

图3-2沸水堆核电站一般布置图图3-3沸水堆核电站详细布置图沸水堆电站中堆芯里冷却水保持在75个大气压，因此水在285℃左右会出现沸腾，而压水堆堆芯中维持大约158个大气压的高强压，不会出现大量的沸腾。

相比之下，沸水堆构造简单，且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度，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收到放射性污染。

中国的核电站有哪些中国的核电站情况到目前，中国有4座核电站11台机组运行。

在建也不少。

一、秦山核电站（中核）秦山核电站地处浙江省海盐县。

一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。

经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。

二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2×65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使我国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为我国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。

扩建工程（3#、4#机组）是在其设计和技术基础上进行改进，2006年4月28日开工，3#机组计划于2010年12月建成投产，4#机组力争2011年年底投产。

秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。

1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。

2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。

二、广东大亚湾核电站（中广核）大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。

目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。

一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。

四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。

压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。

核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。

柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。

几百个组件拼装成压水堆的堆芯。

堆芯宏观上为圆柱形。

压水堆的冷却剂是轻水。

轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。

所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。

轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。

要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。

所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。

高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。

压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。

冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。

包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。

它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。

蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。

传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。