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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。
作者：吴铁民核电站的类型，也就是核反应堆(原子反应堆)的类型。
核反应堆是能维持可控自持链式核裂变反应装置。
1、核反应堆有多种用途核反应堆按其用途不同，分为动力堆、生产堆、研究堆和其他用途的堆。
每个反应堆同时具有多种用途，但设计时往往要偏重于某一方面的功能：核电反应堆侧重于提供热能；生产堆偏重于制造放射性同位素；增殖堆偏重于生产核燃料，等等。
2、核电站可划分为四代第一大类的核电反应堆，也是第一代核电站，主要是20世50-70年代美国、前苏联、法国、英国建造的首批原型堆，其反应堆叫做热中子裂变反应堆，即热中子堆，简称“慢堆”。
第二类(第二代)是20世纪70年代至2000年投入使用的商业反应堆，目前多正在运行，主要有美国、欧洲、日本的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；俄罗斯设计的轻水堆（VVER）；东欧的压力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆；这些其反应堆多为快中子增殖反应堆，简称“快堆”。
第三类(第三代)反应堆派生于目前正在运行的反应堆，基于相同的原理，汲取了反应堆几十年来的运行经验，安全性更高，实际上，日本已建造了2台机组，根据发展走势，2010-2015年期间第三代反应堆将替代目前正在运行的第二代反应堆。
第四代反应堆尚上于研发阶级，是未来的系统，将会有重大的革新和发展，目前已有多种规划，预计将在2030年达到技术成熟，2035-2040年开始建造首批机组。
第一、二代核反应堆都是重原子核——235 U或239Pu，裂变成两个或两个以上中等重量的原子核时释放出核能；第三代反应堆是在第二代基础上更强调安全性的反应堆，第四代核反应堆目前尚处于研究中，至于核聚变反应堆将是未来发展的方向，它原理是两个轻原子核——氘核和氚核，聚合形成一个较重的原子核——氦核，释放出核能。
第一、二、三代核电站都已经工业化；第四代核电站预计要经过相当长的时间，才能实现商业发电。
3、热中子反应堆，简称热堆热堆所用的核燃料是235U。
[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。
核反应堆种类很多，主要有压水堆、沸水堆、快速增殖堆及以氦作交换剂的反应堆。
其中压水堆技术最成熟，因而它是世界上核电站采用最多堆型，占全世界总装机容量一半以上，快速增殖堆，由于它可以将地上贮量比较多的铀238和钍232转变成贮量很少或无贮量的核燃料，因而被认为是一种很受欢迎的堆型。
回答者：famorby - 七级2005-12-27 12:59反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。
目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。
按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。
按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。
回答者：独立斜阳- 三级2005-12-27 12:59/cgi-bin/view.cgi?forum=33&topic=551反应堆的结构形式和分类反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。
目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。
按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。
按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。
反应堆分类情况见下表。
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。
