太平岭核电什么堆型，目前核电站所用堆型绝大多数为

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1，目前核电站所用堆型绝大多数为
2，什么叫堆型中国核电的主要堆型是什么
3，目前国内核反应堆主要类型
4，太平岭核电站的具体位置
5，核反映堆是什么
6，太平岭核电站的具体位置
7，核反应堆通常分哪几种类型简述压水堆核电站的工作原理和工作过程
8，核电站使用的反应堆有多种类型其中什么堆最为先进
9，R B核电站有几个核反映堆
10，第一带到第四代核反应堆分别是什么工作原理分别是什么注明民

1，目前核电站所用堆型绝大多数为

是压水堆，占总数的80％以上。我国的商业堆全是压水堆

目前核电站所用堆型绝大多数为

2，什么叫堆型中国核电的主要堆型是什么

　　堆型——核反应堆的类型。　　核反应堆——根据燃料类型分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆；根据中子能量分为快中子堆和热中子堆；根据冷却剂(载热剂)材料分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆；根据慢化剂(减速剂)分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆；根据中子通量分为高通量堆和一般能量堆；根据热工状态分为沸腾堆、非沸腾堆、压水堆；根据运行方式分为脉冲堆和稳态堆。　　核反应堆概念上可有900多种设计，但现实上非常有限。　　中国核电在秦山三期是重水堆核电机组，其他在各地的所有核电机组，都是压水堆核电机组。

什么叫堆型中国核电的主要堆型是什么

3，目前国内核反应堆主要类型

切尔诺贝利的核电站属于第一代的石墨水冷堆；福岛核电厂属于第二代的沸水堆；秦山三期核电厂属于第二代的重水堆；大亚湾核电厂属于第二代的压水堆；岭澳核电厂二期属于二代加压水堆（第二代加数字化控制技术）；三门核电站属于第三代压水堆；即将在威海石岛建造的核电站，属于第四代高温气冷堆。赞同2| 评论

目前国内核反应堆主要类型

4，太平岭核电站的具体位置

太平岭核电站位于广东省惠州市惠东县黄埠镇境内，红海湾西北岸的太平岭一带，西北距惠州市区约76km，距惠东县城约43km，距黄埠镇约6.7km。太平岭核电站的惠州项目厂址规划容量为六台百万千瓦级核电机组，拟采用华龙一号技术方案，分期建设，一期建设两台。一期工程2015年底厂平工程开工，首台机组于2019年6月浇筑第一罐混凝土，预计单台机组建设周期为62个月，两台机组间隔10个月，两台机组可望在2024年8月和2025年6月分别建成投产。太平岭核电站项目发展历程2019年1月30日，获得核准建设。2022年5月，作为我国首个生态核电示范项目，中广核广东太平岭核电项目取得最新进展。5月25日，该项目一期工程1号机组常规岛（汽轮发电机厂房）安装工程开工动员会在广东省惠州市举行，提前5天实现这一工程建设里程碑。2022年6月29日，粤港澳大湾区首台“华龙一号”机组，中广核广东太平岭核电项目1号机组环吊安装顺利通过各项载荷试验验收，标志着太平岭核电首个重大设备安装工作完成。2022年9月25日，中国广核集团广东太平岭核电项目2号机组完成穹顶吊装。

5，核反映堆是什么

（核）反应堆 (nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。注释：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。

（核）反应堆 (nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。指任何含有其核燃料按此种方式布置的结构，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。

我国的主要为压水堆类核电站其实就是利用核反应堆中的铀和其他一些重元素裂变反映，释放出能量这些热量被水（1回路）带到蒸汽发生器中，加热2回路的水，水沸腾驱动气轮机运转，带动发电机发电，同时，蒸汽与3回路热交换器交换，将热量带到3回路的水中，3回路的另一侧热交换机再与海水等进行交换热量。从而达到冷凝蒸汽的作用不断循环即可发电。

6，太平岭核电站的具体位置

太平岭核电站位于广东省惠州市惠东县黄埠镇境内，红海湾西北岸的太平岭一带，西北距惠州市区约76km，距惠东县城约43km，距黄埠镇约6.7km。基本介绍该项目位于广东省惠州市惠东县黄埠镇境内，由中广核工程有限公司、中广核惠州核电有限公司投资建设，项目规划容量为六台百万千瓦级核电机组，拟采用华龙一号压水堆技术方案，分期建设，一期建设两台。一期工程计划2015年底厂平工程开工，首台机组计划于2017年12月浇筑第一罐混凝土，预计单台机组建设周期为62个月，两台机组间隔10个月，两台机组可望在2024年8月和2025年6月分别建成投产。2021年12月24日，中国广核集团广东太平岭核电项目1号机组顺利完成穹顶吊装，标志着该项目从土建施工阶段全面转入设备安装阶段。广东太平岭核电项目规划建设6台“华龙一号”核电机组，一期工程2台机组分别于2019年、2020年开工建设。作为我国具有自主知识产权的三代核电技术，“华龙一号”充分融合了三代核电技术的先进设计理念，以及我国现有压水堆核电厂设计、建造、调试、运行的经验和最新研究成果，具备安全性高、技术成熟可靠，产业配套能力强、经济性好等优势。

7，核反应堆通常分哪几种类型简述压水堆核电站的工作原理和工作过程

1 核反应堆根据燃料类型分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆；根据中子能量分为快中子堆和热中子堆；根据冷却剂(载热剂)材料分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆；根据慢化剂(减速剂)分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆根据中子通量分为高通量堆和一般能量堆；根据热工状态分为沸腾堆、非沸腾堆、压水堆；根据运行方式分为脉冲堆和稳态堆，等等。核反应堆概念上可有900多种设计，但现实能由理论到实际的是很少的。 2 压水堆使用加压轻水（h2o）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为加浓铀。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。一、用循环水带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。高温高压水将热能带到蒸汽发生器，产生的水蒸汽推动叶片，让发电机发电。核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。 p s：铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作哈哈顺便复习一下哈！

8，核电站使用的反应堆有多种类型其中什么堆最为先进

压水堆

压水堆较为安全，以下简析原因 1.紧急停堆，压水堆的控制棒从上方插入，遇紧急情况（汽轮机无法工作发电）全部断电后，控制棒加持机构因为失去电流控制而松开，会使控制棒在重力作用下自行下落，反应堆停堆，也就是说无反应时间。沸水堆控制棒由下向上插入，当遇紧急情况（汽轮机无法工作发电），系统将在失压约4秒后接通备用电源，然后将控制棒向上压入反应堆们反应堆停堆。从紧急处置来看，压水堆更为安全。 2.检修，压水堆有两个闭合回路，第一回路流经反应堆，在蒸汽发生器放热，使第二回路水形成蒸汽，所以整齐不会带有任何辐射，汽轮机维修较为简单。沸水堆只有一个闭合回路，所以汽轮机会带有辐射，检修较为困难。 3.安全性，压水堆共四道安全设施，防止核泄漏，而且压水堆的应急反应十分先进，通过稳压器，泄压箱安注箱，高压注入水泵，停堆冷却及下泻管线等，可确保紧急事件发生（如汽轮机无法工作，或热管段因其他原因堵塞，但实际上热管段堵塞是不可能的）时，即使在20分钟内无人操作，反应堆的应急反应机制也会使反应堆不至于受到失控的威胁。而沸水堆其安全系统功能不足，反应时间迟缓，再加上单一回路的缺陷结构，如果热管段堵塞，即使水泵如何卖力工作，也无法向反应堆压进去哪怕一滴水。 4.建设难度。压水堆内部压强是沸水堆的5倍，需要更高强度的外壳，更加复杂的冷却系统。哪个更先进一路了然。

压水堆（加压使水保持液态，传输热量）和常压沸水堆（气态传导热能），前者较先进和安全，后者比较落后，日本这次的核电站试过都是沸水堆的

粪堆

9，R B核电站有几个核反映堆

日本每357平方公里就有一个核反应堆，共18个站57个堆，而且全部是一二代的产品淘汰产品，目前储存了近4000个核弹头的原料，所以才会有日本要发展核弹一说日本核电站：福岛第一核电站：福岛县-(6 座沸水反应堆) 福岛第二核电站：福岛县-(4 座沸水反应堆) 玄海核电站：佐贺县-(4 座压水反应堆) 滨冈核电站：静冈县-(4 座沸水反应堆 + 1 座改良型沸水反应堆) 东通核电站：青森县-(1 座沸水反应堆 + 4 座先进沸水反应堆) 伊方发电厂：爱媛县-(3 座压水反应堆)柏崎刈羽核电站：新潟县-(5 座沸水反应堆 + 2 座改良型沸水反应堆) 美滨发电厂：福井县-((3 座压水反应堆)大饭发电厂：福井县- (4 座压水反应堆) 女川核电站：宫城县- (3 沸水反应堆) 川内核电站：鹿儿岛县- (2 座压水反应堆，1 座改良型压水反应堆) 志贺核电站：石川县- (沸水反应堆+改良型沸水反应堆) 岛根核电站 (2 沸水反应堆) 高滨发电厂 (4 座压水反应堆) 东海第二发电厂泊发电厂 (3 座压水反应堆) 敦贺发电厂

每天早上起床都要看一遍“福布斯”富翁排行榜，如果上面没有我的名字，我就去上班……

任何的限制，都是从自己的内心开始的。

10，第一带到第四代核反应堆分别是什么工作原理分别是什么注明民

自从20 世纪50 年代民用核反应堆诞生以来，世界上的核电反应堆经历了很大的发展和变化。第一代反应堆集中了世界上（主要是美国、俄罗斯、法国、英国）建造的首批原型堆。目前正在运行的是第二代反应堆。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）；东欧国家的压力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆（CANDU）。第三代反应堆已做好建造的准备。实际上，日本已经建造了2 台机组（柏崎· 刈羽6 号和7 号）。根据需要和各国的情况， 2010～2015 年期间，第三代反应堆将替代正在运行的第二代。第四代反应堆还处于研发阶段，目前已有多种研发规划，预计将于2030 年达到技术成熟，2035～2040 年开始建造首批机组。第一代反应堆第一代反应堆是20 世纪50～70 年代建造的首批原型堆：美国1957 年临界的首座用于发电的60MW 压水堆（希平港）；法国1956 年临界的天然铀石墨气冷堆（UNGG）和英国的石墨气冷堆（MAGNOX）。这一代反应堆受到燃料循环的限制，尤其是在20 世纪50～60 年代，一方面没有工业浓缩铀技术，另一方面某些希望拥有核威慑工具的国家需要生产裂变材料。在此种背景下，反应堆只能使用天然铀作燃料，用石墨或重水作慢化剂。法国建造和运行了 3 座产钚堆（G1、G2和G3），和6 座发电堆。尽管更大规模的反应堆具有令人感兴趣的特点（热效率高、可使燃料得到更充分的利用），但是，由于受到技术限制，投资费用高，提高安全性困难，因此第一代反应堆的功率通常较低。第二代反应堆第二代反应堆是20 世纪70 年代到2000 年投入运行的商业反应堆，有PWR、BWR、 VVER 和CANDU 几种堆型。在这个阶段， PWR 和BWR 向着更简单、可靠和经济的方向发展。这两种反应堆目前占世界核电反应堆总数的85%。在法国和世界的工业经验反馈中，第二代反应堆从经济和环境方面验证了核电的性能，核电的价格与化石燃料相比非常有竞争力，废物排放大大低于允许限值。世界上的反应堆累计运行超过1 万堆年，表明这些工业技术是成熟的。目前，世界上运行中的反应堆为441 座。平均寿期为20 年，有50 座已超过30 年，8 座超过40 年。第三代反应堆必须向第三代反应堆发展的要求始于 1979 年美国三里岛核事故。主要目标是要提高现有反应堆的安全性，虽然这些反应堆实际上已被证明具有很高的安全性。第三代反应堆派生于目前运行中的反应堆。设计基于同样的原理，并在技术上汲取了这些反应堆几十年的运行经验。 1993 年，法国和德国的核安全机构批准了未来压水堆安全的发展方向，并确定了新的安全参考标准。新的安全发展方向规定，假如发生严重事故，放射性及其效应不得影响到电厂以外。因此，在自1992 年开始的欧洲压水堆（EPR）的研究和设计工作中，安全被作为首要参考因素。加强安全主要表现在，为了进一步降低事故发生概率，增加了安全装置的冗余度，而且非能动安全设计可确保机组在发生事故时仍能正常运行。 EPR 的设计和改进是法德15 年的研发成果。该反应堆有以下明显优点：安全性大幅提高，造价降低，长寿命废物量降低，竞争力提高。在核领域，第二代与第三代之间的过渡已开始多年。例如，日本1997 年投入运行的柏崎·刈羽核电站两台机组，法国分别于1996 和1999 年投入运行的舒兹和希沃N4 系列都属于这一类。韩国已计划 2010 年建造第三代反应堆。美国也计划 2010 年建造水冷或气冷堆。中国也有同样的计划。第四代反应堆第四代反应堆是未来的系统，无论是从反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的革新和发展。作为2000 年美国能源部（DOE）发起倡议的继续，2001 年成立了第四代反应堆国际论坛（GIF），参加方有：阿根廷、巴西、即拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国。成员国承认，在可持续发展和防止温室效应方面，核能能够发挥很大的作用。国际合作围绕着以下几方面进行：持久性：该目标包括两个方面：从长远看有利于节省自然资源（铀）；废物量最少化；经济竞争性：目标是降低投资费用与运行费用；安全和可靠性：目标是（如果可能）排除疏散核电厂外部人员的必要性；加强防扩散和实体保护能力。此外，考虑到长期需求的变化，未来的核设施不应该只局限于发电，应能满足其他需要，如产氢或海水淡化等联合生产。同已实现的关键技术方案一样，未来反应堆的研发需要在国际范围内进行密切合作，尤其是在GIF 范围内的合作。2002 年对最有希望的未来反应堆概念进行了选择，选择了在能源可持续性、经济竞争性、安全和可靠性以及防扩散和外部侵犯能力方面最具前景的6 种核系统。选定的 6 种系统中有2 种高温气冷堆， 2 种液态金属（钠和铅合金）冷却堆，1 种超临界水冷堆和1 种熔盐反应堆。6 种系统中有4 种是快中子堆，5 种采取的是闭合燃料循环，并对乏燃料中所含全部锕系元素进行整体再循环。第四代反应堆概念与前几代完全不同，必须以大量的技术进步为前提。对这些系统的研究才刚刚开始。概念可行性研究结束后，对第四代系统的研究将进入技术和经济性论证阶段。目标是获得工业上成熟的第四代核系统，根据市场情况，2035 年可能开始实现首批工业应用。

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