模型在反应堆启动时，控制棒可在微型电机的带动下缓慢提起，经过局部剖切或半剖展示的主泵、汽轮机和发电机也开始运转。装卸料机、环吊、汽轮机厂房行车还配有电机，可演示其工作状态。能形象演示非能动安全系统。该模型通过红色、蓝色、黄色等三种颜色的LED灯光，动态演示非能动余热排出、非能动堆芯冷却和非能动安全壳冷却等工艺流程，尤其是非能动安全壳冷却水箱里的水采用真水喷淋演示，更加逼真。除了反应堆压力容器、主泵、主管道、蒸汽发生器、稳压器、安注箱、汽轮机、发电机等主要设备外，考虑到福岛事故后公众对核电站消氢装置的关注，该模型布置了氢气复合器，并用遍布在安全壳内的几十个LED灯演示氢气点火器的工作状态。
1.1000核电站模型
中国自主品牌的三代核电技术——华龙一号(HPR1000)；是具有能动与非能动安全性的**核电站；“华龙一号”是我国自主创新研发的第三代核电技术代表，是由中国两大核电企业——中国广东核电集团和中国核工业集团公司联合研发的**百万千瓦级压水堆核电技术。
2、快中子堆(FBR)核电站模型
由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。中国实验快堆工程是我国**座钠冷池式快中子反应堆；包括核岛厂房，核岛专用厂房，汽轮发电机厂房（包括连廊）；快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆；由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。
3、高温气冷堆(HTGR)核电站模型
高温气冷堆(HTGR)是原子能反应堆中的一种堆型，是在早期气冷堆，改进型气冷堆基础上发展起来的**堆型；高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。主要特点是具有固有安全性，高度模块化和高发电效率。高温气冷堆氯气透平直接循环发电方案是当前高温堆领域的发展方向，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％是大有希望的。
4、AP1000核电站模型；
AP1000是由美国西屋公司开发的**的非能动的压水堆；AP1000安全系统采用 “非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。AP1000 为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
以压水堆为热源的核电站；它主要由核岛和常规岛组成；压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。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。
5、沸水堆(BWR)核电站模型
以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水 为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。
6、重水堆(PHWR)核电站模型
以重水堆为热源的核电站。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，重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
7、核电站核岛模型
核岛是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。核岛厂房主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等。包括核蒸汽供应系统，安全壳喷淋系统，辅助系统等。
8、核电站一回路模型
由核反应堆、主循环泵、蒸汽发生器、稳压器和相应的管道阀门及其他辅助设备组成。一回路流程：反应堆冷却剂（硼水）在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称一回路流程）。
9、核电站二回路模型
核电站中将蒸汽的热能转化为电能的装置。它由汽轮发电机组、凝汽器、凝结水泵、给水泵、低压加热器、高压加热器、除氧器、汽水分离再热器和相应的管道阀门等组成。二回路流程：在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成蒸汽，蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。
10、反应堆模型
反应堆的类型很多，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层组成。活性区又由核燃料，慢化剂，冷却剂和控制棒等组成。当前用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是*具竞争力的堆型（约占61%），沸水堆占一定比例（约占24%），重水堆用的较少（约占5%）。
11、蒸汽发生器模型
蒸汽发生器是产生汽轮机所需蒸汽的换热设备，在核反应堆中，核裂变产生的热量由冷却剂带出，通过蒸汽发生器将热量传递给二回路工质，使其产生具有一定温度、一定压力和一定干度的蒸汽。此蒸汽再进入汽轮机中做功，转换为电能或机械能。
12、冷却剂泵模型
用于使反应堆冷却剂在一回路各环路中循环，将堆芯热量传输至蒸汽发生器二回路侧的设备，亦称主泵。每条环路设一台或两台主泵。主泵通常为立式、单级、离心式水泵，由交流感应电动机驱动。按飞轮和推力轴承位置、联轴器型式以及导轴承数目等结构细节，大致可分为两类结构型式：①三轴承泵。②五轴承泵。主泵的主要部件包括轴密封、飞轮、推力轴承、叶轮和导叶轮、泵壳，转轴和电动机等。
13、稳压器模型
又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
14、燃料组件模型
几百根燃料棒按照一定间隔按15×15或17×17排列并被固定成一束，称为燃料组件。它主要由上下管座、格架、控制棒导向管和燃料棒组成。
15、控制棒驱动机构模型
是核电站反应堆控制系统和安全保护系统的一种伺服机构。它是核反应堆的重要动作部件，也是直接影响核反应堆正常运行和安全可靠的关键设备之一；控制棒传动机构的具体功能是用于提升、下降、保持或快插控制棒，以完成反应堆启动、调节反应堆功率、维持功率、停止反应堆和事故情况下的快速停堆。