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中国有哪些核电站(我国核电站有哪些堆型？各有什么特点？)

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发布时间：2020-12-06加入收藏来源：互联网点击：

我国建成和在建的核电机组，共有70多台。核反应堆包括四种堆型，分别为：压水堆、重水堆、高温气冷堆和快堆。其中压水堆占绝大多数，如田湾核电站、福清核电站等；重水堆的代表项目为秦山三期核电站；高温气冷堆的代表项目为山东石岛湾核电站；快堆的代表项目为在建的霞浦核电站。

我国核电站堆型及分布

1、压水堆

全称为"压力水慢化冷却反应堆"，是以加压的、未沸腾的普通水作为慢化剂和冷却剂的反应堆。由燃料组件、慢化剂兼冷却剂、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件、堆芯吊篮和压力容器等组成。

压水堆压力容器内部结构示意图

压水堆由于结构紧凑、体积小、功率密度高、平均燃耗较深，放射性裂变产物不易外逸，具有良好的功率自稳自调特性、比较安全可靠等优点，获得了广泛的应用。

压水堆核电站一二回路示意图

2、重水堆

重水堆是以重水（氧化氘）作为慢化剂的反应堆，分压力容器式和压力管式两类。秦山三期核电站采用加拿大开发的坎杜型(CANDU型)压力管式重水堆。坎杜型堆的特点是堆心使用压力管(代替压水堆的压力容器)，用重水作为慢化剂和冷却剂，以天然铀作燃料，可不停堆更换燃料。

压力管式重水堆核电站系统图

反应堆本体为一水平放置的筒形容器(称排管容器)，里面盛低温低压的重水慢化剂。容器内贯穿有许多水平压力管道，其中装有燃料棒束和作为冷却剂的高温、高压重水。由主回路水泵输送冷却剂，经过燃料管道，把燃料发出的热量带出堆心，然后经过蒸汽发生器，加热二次侧的轻水使其产生蒸汽，以供给汽轮机-发电机组发电。排管容器由超低碳不锈钢制造，压力管由锆-铌合金制造。整个排管容器连同其内容物，放置在带不锈钢衬里的混凝土堆室中。堆室内充以轻水，起冷却和屏蔽作用。

3、高温气冷堆

高温气冷堆（HTGR）使用石墨作为慢化剂，不仅可以使用低浓缩铀作为燃料，也可以使用高浓缩铀和钍燃料，实现钍-铀燃料循环。其堆芯可以采用球形元件，也可以采用柱状元件。高温气冷堆的出口温度理论上最高可达1,000℃，远高于一般轻水堆。

高温气冷堆利用氦气冷却，石墨作为慢化剂，固有安全特性好。在控制装置都失效的状态下，球床反应堆也很难导致堆芯熔化。这种设计可以让核燃料烧得更透彻，并能较好地防止裂变产物逸出外界。高温气冷堆的热效率可达到50%，高于其它多数堆型。高温气冷堆不依赖水冷却，可以建在冷却水源不足的地方。

4、快堆

全称快中子反应堆，快堆在运行中既消耗核燃料，又产生新的裂变材料，而且所产生的，多于所消耗的，因此，快堆属于增殖反应堆。快堆可将铀资源的利用率提高到60%-70%。霞浦示范快堆工程，建设两台60万千瓦核电机组，第一台机组预计2024年建成发电，第二台机组预计2026年建成投入商业运行。

本文到此结束，希望对大家有所帮助呢。