通过核电站模型 学习核电站文化知识
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00MW压水堆核电站模型 ，900MW压水堆核电站模型， 1300MW压水堆核电站模型 ， AP600型先进压水堆核电站模型 ， 先进沸水堆核电站模型， CANDU6型重水堆核电站模型， HTR500型高温气冷堆核电站模型 ，快中了增殖堆核电站模型。
核电站（nuclear power plant）是指通过适当的装置将核能转变成电能的设施。
原理： 原子核裂变释放核能产电
系统和设备组成：核岛&常规岛特点：消耗的燃料少等。压水堆核电厂的主要特点如下:第一,结构紧凑,堆芯的功率密度大。因此,在体积相同的情况下,热堆中压水堆的功率最大。第二,基于上述特点,再加上轻水的价格便宜,导致压水堆的基建费用低和建设周期短。第三,必须采用有一定富集度的核燃料。第四,反应堆堆芯置于承压的压力容器内,高压导致压力容器的制作难度和制作费用的提高。第五,热效率低。
压水堆核电站将核能转变为电能是分四步，在四个主要设备中实现的。
1. 反应堆：将核能转变为热能（高温高压水）；
2. 蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的水，使其变为饱和蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量的转变；
3. 汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能；
4. 发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
AP-600先进压水堆模型的主回路保留了大部分当代设计的通用设计特点，同时出于安全性和可维护性考虑也采取了一些改进设计。在图6.1和图6.2所示的冷却剂回路共包括2条高温导管和4条低温导管，反应堆冷却剂泵直接安装于蒸汽发生器上，从而省去了主泵和蒸汽发生器间的主回路管道；这些设计特点可以显著提高安全性和可维护性。同时，简化的主回路支承结构减少了在役检查的次数同时提高了维护的可达性。
反应堆冷却系统压力边界为组织反应堆产生的反射性外泄提供了第一道屏障，它被设计为在电站运行期间具有高度的完整性。
科普核电站模型
AP-600的仪控（I&C）是在现有硬件发展的基础上根据核电站的特点设计而成的。虽然仪控系统由技术相近的多个独立的系统所组成，但系统的核心是用于电站的保护和运行。AP-600集成化的仪控系统具有以下优势：
· 与其他没有非能动特点的同等规模电站相比，控制线路减少了80%
· 省去了电缆敷设房间省去了冗余的传感器，信号调节器，和电缆维护被简化电站的设计变更对I&C系统的影响很小，可以保证精确不漂移的刻度运行裕度得到提高。
AP-600的非能动安全系统包括：
· 非能动堆芯冷却系统（PXS）
· 非能动安全壳冷却系统（PCCS）
· 主控室可居留性系统（VES）
· 安全壳的隔离沸水堆（BWR）核电站模型 以沸堆为热源的核电站。沸堆是以沸腾轻为慢化剂和冷却剂并在反应堆压容器内直接产饱和蒸汽的动堆。沸堆与压堆同属轻堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费低和负荷跟随能强等优点。它们都需使低富集铀作燃料。沸堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给系统；反应堆辅助系统等。
重水堆核电站模型 以重堆为热源的核电站。重堆是以重作慢化剂的反应堆，可以直接利天然铀作为核燃料。重堆可轻或重作冷却剂，重堆分压容器式和压管式两类。重堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现业规模推的只有加拿发展起来的坎杜型压管式重堆核电站。
高温汽冷堆核电站模型 温冷堆(HTGR)是原能反应堆中的种堆型，是在早期冷堆，改进型冷堆基础上发展起来的先进堆型；温冷堆是国际核能界公认的种具有良好安全特性的堆型。主要特点是具有固有安全性，度模块化和发电效率。温冷堆氯透平直接循环发电案是当前温堆领域的发展向，在现有技术条件下发电效率可达45％以上，将来随着材料科学和相关技术的发展发电效率突破50％是有希望的。
快中了增殖堆核电站模型 由快中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。快堆在运中既消耗裂变材料，产新裂变材料，且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。中国实验快堆程是我国第座钠冷池式快中反应堆；包括核岛房，核岛专房，汽轮发电机房（包括连廊）；快堆是快中增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中引起的反应堆；由快中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。
