哪個設備不在壓水堆核電廠

1. 壓水堆是目前全世界核電站普遍採用的堆型，具體介紹一下壓水堆核電廠

壓水堆最初是美國為核潛艇設計的一種熱堆堆型，用輕水作慢化劑和冷卻劑。四十多年來，這種堆型得到了很大的發展，經過一系列的重大改進，已經成為技術上最成熟的一種堆型。當前，壓水堆核電廠在核能領域中佔有獨特的統治地位，而且這種狀況可能還要維持幾十年。圖1-3給出了壓水堆核電廠示意圖。

壓水堆核電廠用的輕水有一個明顯的缺點，就是沸點低。要使熱力系統有較高的熱能轉換效率，根據熱力學原理，核反應堆應有高的堆芯出口溫度參數。而要獲得高的溫度參數，就必須增加冷卻劑的系統壓力使其處於液相狀態。所以壓水堆是一種使冷卻劑處於高壓狀態的輕水堆。

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，基於上述特點，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，必須採用有一定富集度的核燃料。

第四，反應堆堆芯置於承壓的壓力容器內，高壓導致壓力容器的製作難度和製作費用的提高。

第五，熱效率低。

反應堆冷卻劑系統由反應堆和若干並聯的傳熱環路組成，每條環路包括一台蒸汽發生器、有關的反應堆冷卻劑泵（以下簡稱「主泵」）、管路和閥門以及控制和保護用的儀表。此外，反應堆冷卻劑系統中還包括一台穩壓器、一個穩壓器卸壓箱和若干貫穿件。

冷卻劑流經的迴路稱為一迴路（詳見圖1-3深紅色部分）。一迴路包含的關鍵設備有壓力容器、蒸汽發生器、主泵、穩壓器以及有關閥門等，全部安置在安全殼內（詳見圖1-3淺藍色部分）。高強度的壓力容器、一迴路管道、蒸汽發生器一次側和閥門等構成了一迴路壓力邊界。

冷卻劑在壓力容器內經過反應堆堆芯，將裂變產生的能量帶出壓力容器，送入蒸汽發生器，使蒸汽發生器中二迴路（詳見圖1-3黃色和深藍色部分）的水變成蒸汽。蒸汽再進入汽輪發電機的汽缸做功。冷卻劑從蒸汽發生器的管內流過後，經過主泵又回到堆芯。

壓水堆核電廠冷卻劑的入口溫度一般在290℃左右，出口溫度330℃左右，堆內壓力15.5兆帕。以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，其壓力容器內徑為3.99米，壁厚0.2米，重330噸，高13米以上。

主泵的功用是確保冷卻劑在一迴路中的循環，以保證鏈式裂變反應產生的熱量被及時載帶出來。

穩壓器又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆內壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動加熱使水蒸發以增加壓力。

蒸汽發生器內有很多傳熱管，一迴路和二迴路通過蒸汽發生器傳遞熱量。一迴路的水流過蒸汽發生器傳熱管內時，將攜帶的熱量傳輸給傳熱管外流動的二迴路的水，從而使二迴路的水變成280℃左右、6～7兆帕的高溫蒸汽。也就是說，在蒸汽發生器里，一迴路與二迴路的水在互不交混的情況下，通過管壁發生了熱交換。蒸汽發生器是分隔一迴路和二迴路的關鍵設備。近代壓水堆核電廠中，帶汽水分離器的飽和蒸汽發生器應用較廣。一台百萬千瓦級的三環路壓水堆核電機組，擁有3台蒸汽發生器，每台蒸汽發生器總高度為19～22米，總重量可達300～400噸，生產的蒸汽可供發出260～340兆瓦的電功率。

安全殼用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生反應堆一迴路水外逸的失水事故，安全殼是防止裂變產物釋放到環境的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器，其內徑達40米，內高達60～70米。安全殼內的核反應堆及與反應堆有關的各個系統統稱為核島。

汽輪發電機組及其配套設施和它們所在的廠房統稱為常規島。核電廠用的汽輪發電機在構造上與常規火電廠用的大同小異，所不同的是採用飽和蒸汽做功，蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電廠的大。冷凝器是二迴路和三迴路之間的熱交換器。冷卻冷凝器的水在三迴路中流動（詳見圖1-3綠色部分）。三迴路是一個開式迴路，可將汽輪機排出的難以利用的低品質熱量帶入最終熱阱——江、河、湖、海或大氣。三迴路的用水量較火電廠冷卻水用量大，以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，三迴路每小時需要超過40萬噸冷卻水。

2. 一迴路的壓水核電站發電原理

核燃料在反應堆內發生裂變而產生大量熱能，再被高壓水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶動發電機發電。
二迴路：蒸汽發生器U型管外的二迴路水受熱從而變成蒸汽，推動汽輪發電機做功，把熱能轉化為電力：做完功後的蒸汽進入冷凝器冷卻，凝結成水返回蒸汽發生器，重新加熱成蒸汽。這樣的汽水循環過程，被稱為二迴路。
三迴路：三迴路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷卻二迴路的蒸汽使之變回冷凝水。
什麼是核燃料？
核燃料是可在核反應堆中通過核裂變產生核能的材料，是鈾礦石經過開采、初加工、鈾轉化、鈾濃縮，進而加工成核燃料元件。
壓水堆核電站用的是濃度為3%左右的核燃料（鈾一235）。大亞灣核電站的核反應堆內有157個核燃料組件，每個組件由17×17根燃料棒組成。燃料棒由燒結二氧化鈾芯塊裝入鋯合金管中封焊構成。一個燃料組件中有一束控制棒，控制核裂變反應。
利用核能生產電能的電廠稱為核電廠。由於核反應堆的類型不同，核電廠的系統和設備也不同。壓水堆核電廠主要由壓水反應堆、反應堆冷卻劑系統（簡稱一迴路）、蒸汽和動力轉換系統（又稱二迴路）、循環水系統、發電機和輸配電系統及其輔助系統組成。通常將一迴路及核島輔助系統、專設安全設施和廠房稱為核島。二迴路及其輔助系統和廠房與常規火電廠系統和設備相似，稱為常規島。電廠的其他部分，統稱配套設施。實質上，從生產的角度講，核島利用核能生產蒸汽，常規島用蒸汽生產電能。
反應堆冷卻劑系統將堆芯核裂變放出的熱能帶出反應堆並傳遞給二迴路系統以產生蒸汽。 通常把反應堆、反應堆冷卻劑系統及其輔助系統合稱為核供汽系統。現代商用壓水堆核電廠反應 堆冷卻劑系統一般有二至四條並聯在反應堆壓力容器上的封閉環路（見圖2.2）。 每一條環路由一台蒸汽發生器、一台或兩台反應堆冷卻劑泵及相應的管通組成。一迴路內的高溫高壓含硼水，由反應堆冷卻劑泵輸送，流經反應堆堆芯，吸收了堆芯核裂變放出的熱能，再流進蒸汽發生器，通過蒸汽發生器傳熱管壁，將熱能傳給二迴路蒸汽發生器給水，然後再被反應堆冷卻劑泵送入反應堆。如此循環往復，構成封閉迴路。整個一迴路系統設有一台穩壓器，一迴路系統的壓力靠穩壓器調節，保持穩定。
為了保證反應堆和反應堆冷卻劑系統的安全運行，核電廠還設置了專設安全設施和一系列輔助系統。
一迴路輔助系統主要用來保證反應堆和一迴路系統的正常運行。壓水堆核電廠一迴路輔助系統按其功能劃分，有保證正常運行的系統和廢物處理系統,部分系統同時作為專設安全設施系統的支持系統。專設安全設施為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，並防止放射性物質的擴散。
二迴路系統由汽輪機發電機組、冷凝器、凝結水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發生器、汽水分離再熱器等設備組成。蒸汽發生器的給水在蒸汽發生器吸收熱量變成高壓蒸汽，然後驅動汽輪發電機組發電，作功後的乏汽在冷凝器內冷凝成水，凝結水由凝結水泵輸送，經低壓加熱器進入除氧器，除氧水由給水泵送入高壓加熱器加熱後重新返回蒸汽發生器，如此形成熱力循環。為了保證二迴路系統的正常運行，二迴路系統也設有一系列輔助系統。
循環水系統主要用來為冷凝器提供冷卻水。
我們看到，在壓水堆電廠，一迴路系統的冷卻劑與汽輪機迴路工質是完全隔離的，這就是所謂的「間接循環」。採用間接循環具有使二迴路系統免受放射性玷污的優點，但它與採用直接循環的沸水堆核電廠（圖2.3）相比，增加了蒸汽發生器。壓水堆體積較小和控制要求簡單等因素可以彌補這一不足，並使這種系統設計在經濟上具有競爭力。
發電機和輸配電系統的主要設備有發電機、勵磁機、主變壓器、廠用變壓器、啟動變壓器、高壓開關站和柴油發電機組等組成。其主要作用是將核電廠發出的電能向電網輸送,同時保證核電廠內部設備的可靠供電。
發電機的出線電壓一般為22kV左右，經變壓器升至外網電壓。為保證核電廠安全運行，核電廠至少與兩條不同方向的獨立電源相連接，以避免因雷擊、地震、颶風或洪水等自然災害可能造成的全廠斷電。
每台發電機組的引出母線上，均接有兩台廠用變壓器。為廠用電設備提供高壓電源。高壓廠用電系統一般為6kV左右。該高壓廠用電系統直接向核電廠大功率動力設備供電。對於小功率設備，經 變壓器降壓後供給380/220V低壓電源。通常高壓廠用電系統分為工作母線和安全母線兩部分，高壓廠用電系統的工作母線，可以由外電網或發電機供電，高壓廠用電的安全母線，除外網和發電機外，還可由柴油發電機供電。
在電廠正常功率運行時，發電機發出的電能大部分經主變壓器升壓至外網電壓輸送給用戶。同時，整個廠用設備的配電系統由發電機的引出母線經廠用變壓器降壓後供電。當發電機停機時，則由外部電網經啟動變壓器供電。當外網和發電機組都不能供電時，則由柴油發電機組向安全母線供電，以保證核電廠設備的安全。

3. 核電站的基本設備有哪些求解

核電站除了關鍵設備——核反應堆外，還有許多與之配合的重要設備。以壓水堆核電站為例，它們是主泵，穩壓器，蒸汽發生器，安全殼，汽輪發電機和危急冷卻系統等。它們在核電站中有各自的特殊功能。 主泵(RCP) 如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是把冷卻劑送進堆內，然後流過蒸汽發生器，以保證裂變反應產生的熱量及時傳遞出來。 穩壓器(PRZ) 又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用;在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓;當堆內壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發以增加壓力。 蒸汽發生器(SG) 它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次迴路水，並使之變成蒸汽，再通入汽輪發電機的汽缸作功。 安全殼(Containment) 用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生罕見的反應堆一迴路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。

4. 與壓水堆核電廠相比，沸水堆核電廠有哪些特點

圖1-4給出了沸水堆核電廠示意圖。沸水堆與壓水堆同屬於輕水堆，採用相同的燃料、慢化劑和冷卻劑等，註定了沸水堆也有熱效率低等缺點。但與壓水堆核電廠相比，沸水堆核電廠還有以下幾個不同的特點：

第一，直接循環：

反應堆產生的蒸汽被直接引入蒸汽輪機，推動汽輪發電機組發電。這是沸水堆核電廠與壓水堆核電廠的最大區別。沸水堆核電廠少了一個迴路，因而不再需要昂貴的、壓水堆核電廠中易出事故的蒸汽發生器和穩壓器，減少了大量迴路設備。

第二，堆芯工作壓力可以降低：

冷卻水在堆芯沸騰，直接推動蒸汽輪機的技術方案可以有效降低堆芯工作壓力。為了獲得與壓水堆同樣的蒸汽溫度，沸水堆堆芯只需加壓到約7兆帕左右，降到了壓水堆堆芯工作壓力的一半，使系統得到極大地簡化，投資顯著地降低。

第三，堆芯出現空泡：

與壓水堆相比，沸水堆最大的特點是堆內有氣泡，堆芯處於兩相流狀態。在任何工況下慢化劑反應性空泡系數均為負值，可以使反應堆運行更穩定，自動展平徑向功率分布，具有較好的控制調節性能。

第四，功率密度低：

水沸騰後密度降低，慢化能力減弱，因此沸水堆需要的核燃料比相同功率的壓水堆多，堆芯及壓力殼體積都比相同功率的壓水堆大。如屬於第三代核能系統的改進型沸水堆核電機（ABWR）、經濟簡化沸水堆核電機組（ESBWR）的壓力殼內徑都達到了7.1米，幾乎是相同功率壓水堆壓力殼內徑（3.99米）的一倍，導致功率密度比壓水堆小。這是沸水堆核電廠的主要缺點之一。

第五，輻射防護和廢物處理較復雜。

5. 核電科普：壓水堆核電站有哪幾道安全屏障

燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質外逸回的作用，即構成了第答一道安全屏障；

把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9.5毫米，厚0.57毫米的鋯合金管內封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質逸出，故構成第二道安全屏障；

從反應堆出來的水在蒸汽發生器中溫度降低後，經一迴路的循環泵驅動，又回到壓力殼的堆芯繼續加熱，完成第一迴路的循環。一迴路和壓力殼組成第三道安全屏障。

(5)哪個設備不在壓水堆核電廠擴展閱讀

目前全世界大約有440座核電機組在運行，其中占絕大多數(約92%)的是輕水堆(LWR)，其餘為重水堆(PHWR)以及先進氣冷堆(AGR)等。輕水堆主要是壓水堆(PWR)和沸水堆(BWR)兩種類型，其中大約75%為壓水堆，我國投入運行並將建造的絕大多數核電站都是壓水堆型的。

壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑。主要由核蒸汽供應系統、汽輪發電機系統（即二迴路系統）及其他輔助系統組成。冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能後，通過蒸汽發生器再把熱量傳遞給二迴路產生蒸汽，然後進入汽輪機做功，帶動發電機發電。

6. 核電站是哪些設備組成

核電站除了關鍵設備——核反應堆外，還有許多與之配合的重要設備。以壓水堆核電站為例，它們是主泵，穩壓器，蒸汽發生器，安全殼，汽輪發電機和危急冷卻系統等。它們在核電站中有各自的特殊功能。
主泵(rcp)
如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是把冷卻劑送進堆內，然後流過蒸汽發生器，以保證裂變反應產生的熱量及時傳遞出來。
穩壓器(prz)
又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用;在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓;當堆內壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發以增加壓力。
蒸汽發生器(sg)
它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次迴路水，並使之變成蒸汽，再通入汽輪發電機的汽缸作功。
安全殼(containment)
用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生罕見的反應堆一迴路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。

7. 壓水堆核電站和沸水堆核電站有什麼區別

一. 沸水堆與壓水堆工作原理

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是採用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：冷卻水從反應堆底部流進堆芯，對燃料棒進行冷卻，帶走裂變產生的熱能，冷卻水溫度升高並逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發電。福島核電站建於20世紀70年代，屬於沸水堆。

壓水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是採用高壓水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：主泵將120～160個大氣壓的一迴路冷卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而後進入蒸汽發生器，通過傳熱管把熱量傳給二迴路水，使其沸騰並產生蒸汽；一迴路冷卻水溫度下降，進入堆芯，完成一迴路水循環；二迴路產生的高壓蒸汽推動汽輪機發電，再經過冷凝器和預熱器進入蒸汽發生器，完成二迴路水循環。中國建成和在建共有13台核電機組，除秦山三期採用CANDU堆技術，山東榮成採用高溫氣冷堆，其餘均為壓水堆，

二. 沸水堆與壓水堆共同點

沸水堆和壓水堆都是屬於輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，採用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構成；燃料放置於壓力容器當中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發電部分功能也都一樣。

三. 沸水堆與壓水堆的主要區別

沸水堆採用一個迴路，壓水堆有兩個迴路；沸水堆由於堆芯頂部要安裝汽水分離器等設備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進入堆芯；沸水堆具有較低的運行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內以汽液形式存在，壓水堆一迴路壓力通常達150個大氣壓，冷卻水不產生沸騰。

四. 壓水堆相對沸水堆的優勢

沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發生「在某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入」的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導致臨界事故發生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現機械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈式反應。另外，對於控制棒向上引入的反應堆，其堆芯上部的功率高於底部，當反應堆喪失冷卻後，會導致產生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發生熔毀的概率增加。

沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，迴路壓力增加，必須進行釋壓處理，則會導致帶有放射性的氣體進入大氣，同時還需要起用備用電源進行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應急水泵對蒸汽發生器進行噴淋，並調節穩壓器壓力，保證一迴路不出現局部沸騰，依靠一二迴路的溫差實現自然循環，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質的蓄水，至於安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實現冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆後要依靠柴油發電機發電啟動，在柴油發電機無法啟動的情況下，導致溫度失控。

沸水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。

沸水堆壓力遠低於壓水堆壓力，因此在系統設備、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低於壓水堆。壓水堆由於壓力高，且多了蒸汽發生器、穩壓器等設備，技術性能要求及造價都要高許多。但正是由於壓水堆一、二迴路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高於沸水堆。

五. 壓水堆的發展趨勢

壓水堆核電廠因其功率密度高、結構緊湊、安全易控、技術成熟、造價和發電成本相對較低等特點，成為目前國際上最廣泛採用的商用核電堆型，占輕水堆核電機組總數的3/4。我國核電站以及潛艇基本都採用了先進的壓水堆核電機組，安全性比福島高很多。

20世紀90年代，美國和歐洲核電先進國家對今後建設的核電廠的安全、技術、經濟性確定了一系列具體的奮斗目標。各國也著手研發同時滿足這些要求的第三代壓水堆。其中有代表的有法、德合作開發的歐洲動力堆EPR和美國西屋公司研發的AP1000。EPR提出在未來壓水堆設計中採用共同的安全方法，通過降低堆芯熔化和嚴重事故概率和提高安全殼能力來提高安全性，從放射性保護、廢物處理、維修改進、減少人為失誤等方面根本改善運行條件；AP1000則以全非能動安全系統、簡化設計和布置以及模塊化建造為主要特色。

安全可靠是核電站發展的基石，中國也始終把核電安全放在第一位。我們有理由相信，隨著經驗的積累以及技術的進步，核電站的安全性能將逐步得到進一步提高，將要發展的第三代反應堆和未來的第四代反應堆會為我們安全利用核能營造新的環境。

8. 核電設備的介紹

通常把核電站的組成設備稱為核電設備，各系統的設備約有48000多套件，其中機械設備約6000套件，電器設備5000多套件，儀器儀表25000餘套件，總重約6.7萬噸。一座2*600MW的壓水堆核電站約有290個系統，分別歸屬核島（NI）、常規島（CI）和電站輔助設施（BOP）。建造核電站的設備主要分為三類：核島設備、常規島設備、輔助系統（BOP）。核島設備是承擔熱核反應的主要部分，技術含量最高，對安全設計的要求也最高；常規島設備在技術上不區分第二代和第三代；輔助系統的工程規模比較小，詳見前瞻《中國核電設備行業市場前瞻與投資戰略規劃分析報告 》，這三種設備在核電站的造價中所佔到的比例分別為5：3：2。

9. 壓水堆核電站的核島部分都由哪些設備組成各組成設備的作用是什麼

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10. 核電站都有哪些設備

所有的核電站，最抄主要的設備都是核反應堆。

我們說說壓水堆核電站的設備。壓水堆核電站的主要設備有：核反應堆、蒸汽發生器、汽輪機、發電機。

其中，核反應堆的作用是將核能轉化為熱能，然後蒸汽發生器把熱能傳遞給二迴路水，讓它變成飽和蒸汽。汽輪機把飽和蒸汽的熱能變成機械能，最後發電機把汽輪機產生的機械能轉化為電能。