壓水堆二迴路設備

Ⅰ 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。

Ⅱ 下面哪個設備不在壓水堆核電廠一迴路上.a.主泵 b.汽輪機 c.穩壓器

汽輪機不在壓水堆核電廠一迴路上。

一迴路主冷卻劑系統可分為：反應堆壓力殼、蒸汽發生器、主泵、穩壓器。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。

(2)壓水堆二迴路設備擴展閱讀

壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。

冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。

從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。冷凝器中用三迴路循環泵抽來的江河水作冷卻劑，冷卻後又排回到江河中，組成第三迴路循環。

Ⅲ 壓水堆的一迴路，二迴路概念，作用、組成

壓水堆第一迴路是與反應堆接觸的，在超高壓條件下被加熱到幾網路，第一迴路的水導出來然後才會去加熱第二迴路成為高溫蒸汽，最後是第二迴路推動氣輪作功發電！謝謝採納

Ⅳ 什麼是核電站的「沸水堆」和「壓水堆」

沸水堆又叫輕水堆，沸水堆核電站工作流程是：冷卻劑（水）從堆芯下部流進，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒那裡得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，將分離出的蒸汽來推動汽輪發電機組發電。
沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。
沸水堆與壓水堆不同之處在於冷卻水保持在較低的壓力（約為70個大氣壓）下，水通過堆芯變成約285℃的蒸汽，並直接被引入汽輪機。所以，沸水堆只有一個迴路，省去了容易發生泄漏的蒸汽發生器，因而顯得很簡單。

壓水堆就是使用加壓輕水（即普通水）作冷卻劑和慢化劑，且水在堆內不沸騰的核反應堆。燃料為加濃鈾。20世紀80年代，被公認為是技術最成熟，運行安全、經濟實用的堆型。其裝機總容量約占所有核電站各類反應堆總和的60％以上。最早用作核潛艇的軍用反應堆。1961年，美國建成世界上第一座商用壓水堆核電站。壓水堆由壓力容器、堆心、堆內構件及控制棒組件等構成。壓力容器的壽命期為40年。堆心裝核燃料組件。

Ⅳ 核電站壓水堆和沸水堆的區別其中先進技術是什麼在建核電站中哪些是AP1000技術其他採用什麼技術

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。
沸水堆與壓水堆的詳細比較：①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，並使用飽和汽輪機。②沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器。③對於失水事故的處理，沸水堆的應急堆芯冷卻系統中有兩個分系統都從堆芯上方直接噴淋注水，壓水堆的應急注水通過環路管道從堆芯底部注入冷卻水。④沸水堆直接產生蒸汽，有N16的放射性問題，還有燃料棒破損時的氣體和揮發性裂變產物都會直接污染汽輪機系統。⑤沸水堆壓力容器底部除有為數眾多的控制棒開孔外，尚有中子探測器開孔，增加了小失水事故的可能性。⑥控制棒驅動機構較復雜，可靠性要求高。⑦沸水堆控制棒自堆底引入，發生"未能應急停堆預計瞬態"的可能性比壓水堆的大。"未能應急停堆預計瞬態"指發生某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入。而且壓水堆內水壓很高，達到大氣壓的150倍，水在堆內溫度升高的很快但不沸騰，流到蒸汽發生器來為另一個循環中的水來加熱。而沸水堆則允許水在堆內沸騰，產生蒸汽，並把蒸汽直接輸送倒搜用之處。
山東海陽、浙江三門、湖南桃花江、湖北咸寧都是採用AP1000技術，遼寧紅沿河、廣東陽江、廣西防城港、福建寧德都是中廣核的CPR1000+技術，福建福清採用M310加改進堆型、海南昌江採用CNP600技術。

Ⅵ 壓水堆核電站和沸水堆核電站的具體區別

具體區別是：壓水堆核電站有三個迴路，反應堆產生的熱量由一迴路冷卻劑（水或重水）通過蒸汽發生器傳遞給二迴路的水，二迴路水汽化後生成蒸汽推動汽輪發電機組發電，做功後的乏氣通過凝汽器傳遞給三迴路，然後三迴路把剩餘的熱量傳遞給大海。
沸水堆核電站只有兩個迴路，即省去了壓水堆的二迴路，由一迴路的水直接汽化成水蒸氣推動汽輪發電機組發電，三迴路同壓水堆。
壓水堆的好處是：整體設備體積較小，由於多了二迴路，防止了一迴路中的放射性直接進入常規的的汽輪機組。因此檢修時的放射性計量小。安全性高
沸水堆的好處是：由於少了一個迴路，設備投入較少，熱經濟性好
中國絕大多數堆型都是壓水堆，日本絕大多數堆型是沸水堆。福島和切爾諾貝利都是沸水堆！

Ⅶ 核反應堆的二迴路系統

二迴路系統的主要功用是將蒸汽發生器產生的飽和蒸汽供汽輪發電機組做工，同時也提供蒸汽，為電站其它輔助設備使用。做完功的蒸汽在冷凝器中凝結成水，由凝結水系統將水打入蒸汽發生器。‍壓水堆核電廠常規島部分的二迴路系統由一系列設備及系統組成，它與常規火力發電廠的相應部分相似，主要是將核蒸汽供應系統產生的熱能轉變為電能以及在停機或事故情況下，保證核蒸汽供應系統的冷卻。‍

Ⅷ 壓水堆核電站的工作原理是什麼

壓水堆核電站
壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。
壓水堆由壓力容器和堆芯兩部分組成。壓力容器是一個密封的、又厚又重的、高達數十米的圓筒形大鋼殼，所用的鋼材耐高溫高壓、耐腐蝕，用來推動汽輪機轉動的高溫高壓蒸汽就在這里產生的。在容器的頂部設置有控制棒驅動機構，用以驅動控制棒在堆芯內上下移動。
堆芯是反應堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣，燃料芯塊是核電站「原子鍋爐」燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的，含有2～4%的鈾－235，呈小圓柱形，直徑為9.3毫米。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中，成為一根長約4米、直徑約10毫米的燃料元件棒。把
200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，組成燃料組件。每個堆芯一般由121個到193個組件組成。這樣，一座壓水堆所需燃料棒幾萬根，二氧化鈾芯塊1千多萬塊堆芯。此外，這種反應堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水（冷卻劑）。控制棒用銀銦鎘材料製成，外面套有不銹鋼包殼，可以吸收反應堆中的中子，它的粗細與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型，用來控制反應堆核反應的快慢。如果反應堆發生故障，立即把足夠多的控制棒插入堆芯，在很短時間內反應堆就會停止工作，這就保證了反應堆運行的安全。
以下內容來自：《教學參考資料》初中物理第二冊
壓水堆是目前比較廣泛採用的核反應堆。其特徵是水在堆芯內不沸騰，因此水必須保持在高壓狀態。圖9－10是壓水堆核電站的流程示意圖。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的作用，即構成了第一道安全屏障。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。每200多根鈾棒，排列成橫17排，縱17排的燃料元件。如果堆內有100多個這樣的燃料元件，即可成為90萬千瓦的壓水堆核電站。整個堆芯放在內徑為4米，高為13米，厚為0．2米的壓力殼內。殼內壓強為155個大氣壓。可把水加熱到330℃以上。溫度升高了的水進入蒸汽發生器內，器內有很多細管，細管中的水接收熱量變成蒸汽進入蒸汽輪機發電。

Ⅸ 壓水反應堆的結構原理

壓水反應堆利用輕水（普通水H2O）作為冷卻劑和中子慢化劑。其冷卻系統由兩個循環迴路組成。一迴路連接著堆芯和二迴路中的蒸汽發生器，迴路內壓強保持在150個大氣壓左右，在此壓強下可將冷卻水加熱至約343℃而不沸騰。冷卻水在二迴路蒸汽發生器的傳熱管中將壓強約為70個大氣壓左右的二迴路水加熱至沸騰（溫度約260℃），形成的水蒸氣（過濾掉混雜的液態水後）再通過二迴路送至汽輪機，推動渦輪發動機運轉。在傳熱管中釋放了熱能的一迴路水以290℃左右的溫度迴流至堆芯，完成一迴路循環。從汽輪機流出的二迴路水經冷凝器凝結為液態水後，迴流至蒸汽發生器，完成二迴路循環。
反應堆堆芯位於壓力殼內，由排列為方形的燃料組件組成。燃料一般是富集程度在2%～4.4%的燒結二氧化鈾。
和沸水反應堆相比，壓水堆堆芯體積更小，堆芯的功率密度較大（大型壓水堆的堆芯功率密度可達100千瓦/升），壓水堆的發電效率約為33%；但由於堆芯中的工作壓力和溫度都較沸水堆高，因此對反應堆材料性能的要求也較沸水堆更高。
壓水堆是核潛艇使用最多的堆型，原理是：由核反應堆中的鈾—235核燃料進行鏈式核反應並產生高溫，高溫把核反應堆內密閉循環的純凈水「煮開」變為蒸汽後，經噴嘴加速變為蒸汽流推動汽輪機運轉。汽輪機的轉速經過減速齒輪減速後帶動螺旋槳。能量轉換全過程大致為：核能→熱能→機械能→動能。
核能產生於核反應堆中的鈾原子核裂變，當鈾原子核連續裂變時（稱「鏈式反應」），會產生巨大的熱能。核反應堆的作用就好比是我們都很熟悉的鍋爐，不過鍋爐里的水一般是用火加熱的，而核反應堆里的水是用核燃料「加熱」的，所以過去也把核反應堆俗稱為「原子鍋爐」。
核動力裝置通常由一迴路和二迴路組成，它們都是密閉的循環迴路。一迴路由主冷卻劑系統和各種輔助系統組成，主冷卻劑系統包括核反應堆、主冷卻劑泵、蒸汽發生器、穩壓器等設備。一迴路里的高溫高壓純凈水被核燃料加熱後，由主冷卻劑泵推動，經蒸汽發生器把熱量傳導給二迴路水，使之變為蒸汽，然後一迴路里被冷卻的水再次返回核反應堆里，繼續把核燃料產生的熱量帶出來，並慢化中子參與鏈式核反應。所以一迴路里的水被稱為冷卻劑和慢化劑。核燃料釋放的熱量多少，是由控制棒來調節的。
二迴路里，前半部分流動的是被一迴路加熱後的蒸汽，後半部分流動的是被冷凝器冷卻後的水。一二迴路的交會處是蒸汽發生器，二迴路的水在蒸汽發生器里被加熱後變成飽和蒸汽用來驅動汽輪發電機，提供電源。

Ⅹ 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。