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00MW壓水堆核電站模型 ，900MW壓水堆核電站模型， 1300MW壓水堆核電站模型 ， AP600型先進壓水堆核電站模型 ， 先進沸水堆核電站模型， CANDU6型重水堆核電站模型， HTR500型高溫氣冷堆核電站模型 ，快中了增殖堆核電站模型。

核電站（nuclear power plant）是指通過適當的裝置將核能轉變成電能的設施。

原理： 原子核裂變釋放核能產電

系統和設備組成：核島&常規島特點：消耗的燃料少等。壓水堆核電廠的主要特點如下:第一,結構緊湊,堆芯的功率密度大。因此,在體積相同的情況下,熱堆中壓水堆的功率最大。第二,基于上述特點,再加上輕水的價格便宜,導致壓水堆的基建費用低和建設周期短。第三,必須采用有一定富集度的核燃料。第四,反應堆堆芯置于承壓的壓力容器內,高壓導致壓力容器的制作難度和制作費用的提高。第五,熱效率低。

壓水堆核電站將核能轉變為電能是分四步，在四個主要設備中實現的。

1. 反應堆：將核能轉變為熱能（高溫高壓水）；

2. 蒸汽發生器：將一回路高溫高壓水中的熱量傳遞給二回路的水，使其變為飽和蒸汽。在此只進行熱量交換，不進行能量的轉變；

3. 汽輪機：將飽和蒸汽的熱能轉變為高速旋轉的機械能；

4. 發電機：將汽輪機傳來的機械能轉變為電能。

AP-600先進壓水堆模型的主回路保留了大部分當代設計的通用設計特點，同時出于安全性和可維護性考慮也采取了一些改進設計。在圖6.1和圖6.2所示的冷卻劑回路共包括2條高溫導管和4條低溫導管，反應堆冷卻劑泵直接安裝于蒸汽發生器上，從而省去了主泵和蒸汽發生器間的主回路管道；這些設計特點可以顯著提高安全性和可維護性。同時，簡化的主回路支承結構減少了在役檢查的次數同時提高了維護的可達性。

反應堆冷卻系統壓力邊界為組織反應堆產生的反射性外泄提供了第一道屏障，它被設計為在電站運行期間具有高度的完整性。

科普核電站模型

AP-600的儀控（I&C）是在現有硬件發展的基礎上根據核電站的特點設計而成的。雖然儀控系統由技術相近的多個獨立的系統所組成，但系統的核心是用于電站的保護和運行。AP-600集成化的儀控系統具有以下優勢：

· 與其他沒有非能動特點的同等規模電站相比，控制線路減少了80%

· 省去了電纜敷設房間省去了冗余的傳感器，信號調節器，和電纜維護被簡化電站的設計變更對I&C系統的影響很小，可以保證精確不漂移的刻度運行裕度得到提高。

AP-600的非能動安全系統包括：

· 非能動堆芯冷卻系統（PXS）

· 非能動安全殼冷卻系統（PCCS）

· 主控室可居留性系統（VES）

· 安全殼的隔離沸水堆（BWR）核電站模型 以沸堆為熱源的核電站。沸堆是以沸騰輕為慢化劑和冷卻劑并在反應堆壓容器內直接產飽和蒸汽的動堆。沸堆與壓堆同屬輕堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費低和負荷跟隨能強等優點。它們都需使低富集鈾作燃料。沸堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給系統；反應堆輔助系統等。

重水堆核電站模型 以重堆為熱源的核電站。重堆是以重作慢化劑的反應堆，可以直接利天然鈾作為核燃料。重堆可輕或重作冷卻劑，重堆分壓容器式和壓管式兩類。重堆核電站是發展較早的核電站，有各種類別，但已實現業規模推的只有加拿發展起來的坎杜型壓管式重堆核電站。

高溫汽冷堆核電站模型 溫冷堆(HTGR)是原能反應堆中的種堆型，是在早期冷堆，改進型冷堆基礎上發展起來的先進堆型；溫冷堆是國際核能界公認的種具有良好安全特性的堆型。主要特點是具有固有安全性，度模塊化和發電效率。溫冷堆氯透平直接循環發電案是當前溫堆領域的發展向，在現有技術條件下發電效率可達45％以上，將來隨著材料科學和相關技術的發展發電效率突破50％是有希望的。

快中了增殖堆核電站模型 由快中引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運中既消耗裂變材料，產新裂變材料，且所產可多于所耗，能實現核裂變材料的增殖。中國實驗快堆程是我國第座鈉冷池式快中反應堆；包括核島房，核島專房，汽輪發電機房（包括連廊）；快堆是快中增殖反應堆的簡稱，這是堆芯中核燃料裂變反應主要由平均能量為0.1Mev以上的快中引起的反應堆；由快中引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。