我國建成和在建的核電機組，共有70多台。核反應堆包括四種堆型，分别為：壓水堆、重水堆、高溫氣冷堆和快堆。其中壓水堆占絕大多數，如田灣核電站、福清核電站等；重水堆的代表項目為秦山三期核電站；高溫氣冷堆的代表項目為山東石島灣核電站；快堆的代表項目為在建的霞浦核電站。

我國核電站堆型及分布

1、壓水堆

全稱為"壓力水慢化冷卻反應堆"，是以加壓的、未沸騰的普通水作為慢化劑和冷卻劑的反應堆。由燃料組件、慢化劑兼冷卻劑、控制棒組件、可燃毒物組件、中子源組件、堆芯吊籃和壓力容器等組成。

壓水堆壓力容器内部結構示意圖

壓水堆由于結構緊湊、體積小、功率密度高、平均燃耗較深，放射性裂變産物不易外逸，具有良好的功率自穩自調特性、比較安全可靠等優點，獲得了廣泛的應用。

壓水堆核電站一二回路示意圖

2、重水堆

重水堆是以重水（氧化氘）作為慢化劑的反應堆，分壓力容器式和壓力管式兩類。秦山三期核電站采用加拿大開發的坎杜型(CANDU型)壓力管式重水堆。坎杜型堆的特點是堆心使用壓力管(代替壓水堆的壓力容器)，用重水作為慢化劑和冷卻劑，以天然鈾作燃料，可不停堆更換燃料。

壓力管式重水堆核電站系統圖

反應堆本體為一水平放置的筒形容器(稱排管容器)，裡面盛低溫低壓的重水慢化劑。容器内貫穿有許多水平壓力管道，其中裝有燃料棒束和作為冷卻劑的高溫、高壓重水。由主回路水泵輸送冷卻劑，經過燃料管道，把燃料發出的熱量帶出堆心，然後經過蒸汽發生器，加熱二次側的輕水使其産生蒸汽，以供給汽輪機-發電機組發電。排管容器由超低碳不鏽鋼制造，壓力管由锆-铌合金制造。整個排管容器連同其内容物，放置在帶不鏽鋼襯裡的混凝土堆室中。堆室内充以輕水，起冷卻和屏蔽作用。

3、高溫氣冷堆

高溫氣冷堆（HTGR）使用石墨作為慢化劑，不僅可以使用低濃縮鈾作為燃料，也可以使用高濃縮鈾和钍燃料，實現钍-鈾燃料循環。其堆芯可以采用球形元件，也可以采用柱狀元件。高溫氣冷堆的出口溫度理論上最高可達1,000℃，遠高于一般輕水堆。

高溫氣冷堆利用氦氣冷卻，石墨作為慢化劑，固有安全特性好。在控制裝置都失效的狀态下，球床反應堆也很難導緻堆芯熔化。這種設計可以讓核燃料燒得更透徹，并能較好地防止裂變産物逸出外界。高溫氣冷堆的熱效率可達到50%，高于其它多數堆型。高溫氣冷堆不依賴水冷卻，可以建在冷卻水源不足的地方。

4、快堆

全稱快中子反應堆，快堆在運行中既消耗核燃料，又産生新的裂變材料，而且所産生的，多于所消耗的，因此，快堆屬于增殖反應堆。快堆可将鈾資源的利用率提高到60%-70%。霞浦示範快堆工程，建設兩台60萬千瓦核電機組，第一台機組預計2024年建成發電，第二台機組預計2026年建成投入商業運行。

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