核电站常见的有哪些类型，各类型比例是多少?

石墨堆：以石墨作慢化剂材料，以水(轻水)作为冷却剂。切尔诺贝利事故后，即废止此堆型的建设。

压水堆：最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。使用水(轻水)作为慢化剂和冷却剂。它主要由核岛和常规岛组成。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。一环路、燃料包壳、安全壳构成压水堆的三道安全屏障。压水堆经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。压水堆最显著的特点是结构紧凑，堆型的功率密度大。同时与其他核电堆型比，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜。三里岛核事故中发生堆芯损坏的为压水堆。目前我国已运行和在建的核电机组大部分为压水堆。

沸水堆：使用水(轻水)作为慢化剂和冷却剂。沸水堆只有一个回路。水通过反应堆堆芯，转化为蒸汽后直接到汽轮机厂房做功。因此，沸水堆具有直接循环、工作压力低、堆型出现空泡安全系数高等特点。由于减少了一个回路，虽然与压水堆相比减少了大量的设备降低了成本，但也带来不足，如导致汽轮机带有放射性，辐射防护和废物处理复杂。福岛核事故中发生事故的均为沸水堆。

重水堆：用重水(D2O)作为慢化剂的反应堆。目前重水堆主要以加拿大CANDU为代表。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂。重水堆的主要优点是可以利用天然铀作为核燃料，同时实现不停堆换料。但基础投资比重大、堆芯体积大。我国秦山三期为两台加拿大技术的重水堆。

高温气冷堆：一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆核电站。高温气冷堆的核燃料经复杂的工艺加工制成直径达60毫米的球形燃料元件。球形元件重叠时，彼此间有空隙可供高温氦气流过。在氦循环风机的驱动下，氦气不断通过堆芯将裂变热带出，进行闭式循环。目前高温气冷堆有直接循环、间接循环和特高温冷堆三种形式。高温气冷堆具有选址灵活且热效率高、高转化比、安全性高、对环境污染小、有综合利用的广阔前景等优点。在燃料制造、工艺技术和后处理等方面存在困难。目前我国在建的石岛湾核电站为高温气冷堆。

快中子堆：是快中子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。快堆中没有慢化剂，主要的冷却剂是液态金属钠或氦气。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。从某种意义上说，其他核电堆型是小号核燃料产生电能的工厂，而快堆核电站则是可以同时产生核燃料和电能的工程。但是实际中还有一些技术问题正在克服。随着快堆技术的日臻完善，将来在反应堆中将逐渐占主导地位。目前我国的试验快堆项目已经临界并投入运行。

在当前以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)等五种堆型。在运行的核电站中，压水堆占67.2%，沸水堆占21.1%，重水堆占6.3%，气冷堆2.8%，快堆0.2%，其他堆型2.4%。