全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。
自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨气冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆（图）和沸水堆。
压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统（即一回路系统）、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。
中文名压水堆核电站
轻水作用冷却剂和慢化剂
类型热中子堆中轻水堆的一种
外文名Pressurized water reactor/PWR
回路系统一、二、三回路系统
组成压力容器和堆芯
基本信息
1. 压水堆核电站主回路系统
压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。冷凝器中用三回路循环泵抽来的江河水作冷却剂，冷却后又排回到江河中，组成第三回路循环。2. 压力容器和堆芯
压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。
堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约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，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。
3. 安全屏障
压水堆是比较广泛采用的核反应堆。其特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须保持在高压状态。图1是压水堆核电站的流程示意图。燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。把这些小的铀块重叠在高3米，外径9．5毫米，厚0．57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。每200多根铀棒，排列成横17排，纵17排的燃料元件。如果堆内有100多个这样的燃料元件，即可成为90万千瓦的压水堆核电站。整个堆芯放在内径为4米，高为13米，厚为0．2米的压力壳内。壳内压强为155个大气压。可把水加热到330℃以上。温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。
从反应堆出来的水是跟细管中的水分开的，即使堆中的水有少量放射性物质，也不会传递到细管中的水中。从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。
相关区别
1. 沸水堆与压水堆工作原理
沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。（图2[1]）压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。中国建成和在建的核电机组中，除秦山三期采用CANDU堆技术，位于山东荣成的华能石岛湾采用高温气冷堆，其余均为压水堆。
2. 沸水堆与压水堆共同点
沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器；燃料都是以组件的形式在堆芯排布，组件由栅格排布的燃料栅元组成，燃料栅元由燃料芯块、包壳构成；燃料放置于压力容器当中，外面有安全壳，具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障；沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。
3. 沸水堆与压水堆的主要区别
沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。
4. 压水堆相对沸水堆的优势
沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生；而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。另外，对于控制棒向上引入的反应堆，其堆芯上部的功率高于底部，当反应堆丧失冷却后，会导致产生热量大的地方带走热量少，上部的燃料发生熔毁的概率增加。
沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，则会导致带有放射性的气体进入大气，同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却；压水堆冷却动力丧失时，可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现局部沸腾，依靠一二回路的温差实现自然循环，让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系，拥有类似水塔性质的蓄水，至于安全壳上层，可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却；另外堆芯有排气管道开放外界，压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系，所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动，在柴油发电机无法启动的情况下，导致温度失控。
沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。
沸水堆压力远低于压水堆压力，因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。压水堆由于压力高，且多了蒸汽发生器、稳压器等设备，技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开，因此安全性高于沸水堆。
问题与防护
压水堆核电站的总体结构主要由三个回路构成，其中一个回路属于核岛部分，二、三回路属于常规岛部分。压水堆一回路为反应堆冷却剂系统，由反应堆压力容器、主泵、稳压器和蒸汽发生器等构件组成，位于安全壳以内；二回路由蒸汽发生器、冷凝泵、汽水分离器、汽轮机、蒸汽凝结器(或凝气器)等构件组成；三回路由辅助系统设备(简称BOP)包括发电机、水泵、外部蒸发器以及其他的辅助设备组成。一、二回路经过蒸汽发生器进行热交换，一回路的水将核裂变产生的热量带至蒸汽发生器，将二回路的水变成蒸汽，推动汽轮机后，冷凝成水，回到蒸汽发生器再加热变成蒸汽。汽轮机带动发电机发电。压水堆核电站一回路的压力约为15.5MPa，压力壳冷却剂进口温度约为290℃，出口温度约为325℃。二回路蒸汽压力为6～7MPa，蒸汽温度为275～290℃，压水堆的发电效率为33%～34%。
压水堆核电站的核电特色腐蚀在一、二回路。电站设计中，在一回路水中加入硼酸(H3BO3)，通过硼对中子的吸收参与控制原子核的链式反应，加入少许氢氧化锂(LiOH)进行中和，以300℃左右的一回路水 pH值控制在7.0～7.2范围内，对应力腐蚀破裂而言更为重要的是在一回路水中加入20～50cc/kg(标准温压)(相当于2～4ppm重量)的氢气，该氢浓度足以保障水的任何辐照分解产物都会通过离子-分子反应或原子团-分子反应而被清除掉，结果所有相关材料的腐蚀电位接近于氢的氧化还原电位，该电位取决于氢的分压和溶液的pH值，理想情况下一般位于-600～-800mV(SHE)左右。二回路水化学的设计目标是保证腐蚀速率尽可能低(特别关照给水链中的非耐腐蚀材料)，以及将热交换表面的淤泥转换沉积降到最低，通过采用适当的碱性水(室温pH大约为10)和联氨(N2H4)的组合来达到目的，碱性水是通过加入氨[(NH3)和/或有机胺如吗啉(C4H9NO)或乙醇胺(C2H7NO)]实现，加联氨N2H4的目的是将氧降低到可忽略的水平。全面腐蚀过程和联氨分解产生的氢优先被剥离到蒸汽的气相中，并和其他任何非可凝结气体一道在冷凝器那里被抽走，结果是材料在二回路水中的腐蚀电位明显比在一回路水中的腐蚀电位要正。压水堆核电站在数十年的运行中，已经发生过各种各样的腐蚀失效，现对发生在核岛里的、具有国际普遍意义、影响大、损失惨重、时间长、甚至依然没有完全解决的几个重大腐蚀问题介绍如下。
蒸汽发生器传热管的腐蚀失效与防护
全世界数千堆的核电机组运行经验表明，压水堆机组常常受到蒸汽发生器U形传热管泄漏与破裂的困扰。传热管是一回路压力边界最薄弱的环节，壁厚只有1.2mm左右，一旦发生热管破裂，可能引起反应堆失水停机，同时传热管破裂则会导致带放射性的一回路水漏向二回路而发生核污染。最早的传热管采用不锈钢制造，但主要因氯离子等导致的应力腐蚀破裂问题，西方核电大国普遍采用耐蚀性好的600镍基合金(大约含Cr15%、Fe10%)，也有少数国家采用800合金(大约含Cr20%、Ni32%、余量主要是Fe)制造。但600镍基合金传热管常常在服役数年或十多年后出现破裂泄露。表10-7给出了世界范围1995～1999年核电站蒸汽发生器传热管破损修理的原因。蒸汽发生器设计寿命一般为40年，实际为15～20年，90%的损坏是因为腐蚀引起的，其中主要是连接一回路与二回路传热管的沿晶应力腐蚀破裂。人们在腐蚀破裂事件、规律和改进方法上已做了大量工作，研究表明每种情况下应力腐蚀破裂的必要条件都是敏感材料、高于某临界值的应力或应变、特定水化学环境三者的组合，相应的破裂消除方法也逐渐被开发出来。
一回路侧沿晶应力腐蚀破裂主要发生在有很高应力和冷加工的U形弯管内表面，如第一和第二排U形弯管处和靠近管板的胀管过渡区、滚压过渡区、凹陷管部位，导致破裂的环境主要是含氢的主回路水(PWSCC)。为了在实验室重现并加速这种破裂，人们采用光滑试样慢应变速率拉伸实验、断裂力学预裂纹扩展试验以及U形弯曲试样实验等方法，得到大量应力腐蚀裂纹萌生和扩展的数据，并深入研究了应力腐蚀破裂机理、水化学对破裂的影响、失效分析、裂纹扩展行为和蠕变、寿命评估，测试方法等。通过以下各方面的研究，相应的缓解乃至解决破裂问题的方法也逐渐开发出来：
(1) 研究发现破裂区的应力在运行温度下总是超过屈服应力，因此，可通过降低传热管残余应力来消除应力腐蚀破裂，主要是第一和第二排U形弯管的局部热处理、改进胀管方法、喷丸处理。
(2) 测试实验结果表明水中的溶解氢对600合金的应力腐蚀破裂敏感性有显著影响，水的温度也有显著影响，应力腐蚀破裂敏感性随水温增高而上升。鉴于一回路水的化学成分难以调整，人们开发出在关键部位镀镍等使敏感材料与该水化学环境隔离的现场修复方法，有的电站采用降低水温的办法来减少应力腐蚀破裂问题。
(3) 研究表明，与应力腐蚀破裂相关的材料关键因素是碳化物沉淀的分布，晶界上碳化物沉淀越多则破裂抗力越高。因而，人们在通过控制碳化物沉淀的分布以消除应力腐蚀破裂方面做了大量工作，主要是降低碳含量和更好地控制退火温度，进一步开发出的方法是在700℃进行热处理以使所有碳化物沉淀在晶界上，从而大大地改善了600合金传热管的应力腐蚀破裂抗力。大量的测试表明，将铬含量提高到30%左右的690合金对一回路水应力腐蚀破裂的抗力远高于600合金，因此，一般认为最有效的办法是将600合金换为690合金。
二回路侧大量发生应力腐蚀破裂以及晶间腐蚀，主要发生在管板、管支撑板和泥渣堆区下面的缝隙区，与二回路侧存在蒸发导致水中杂质在这些部位的缝隙处以及泥渣下浓缩有关，主要是杂质(Na为主)浓缩导致的碱性环境，其次是SO4和Cl浓缩导致的酸性环境。还怀疑Pb的富集可能也是导致该破裂的重要原因，尽管二回路是高纯水加少量缓蚀剂，名义上没有Pb等有害元素，但回路接触高温水的浸润面积很大，可能各种材料上存在的微量有害元素缓慢溶解后通过在传热管二回路侧的蒸发而逐渐积累，形成有害的局部环境，导致应力腐蚀破裂以及晶间腐蚀。人们大量研究了相关的腐蚀体系性质(沸腾缝隙化学、杂质浓缩、腐蚀电化学过程、腐蚀产物分析)、破裂行为(失效分析、破裂影响因素，特别是TiO2、Pb、Si和Cu的影响)、破裂机理(破裂模型、裂尖高分辩电镜分析、预测方法等)。以U形弯曲试样或C形环试样在有关的高温浓碱性环境中浸泡-观察-浸泡-观察方法为主的应力腐蚀破裂测试和分析表明，对碳化物沉淀在晶界的热处理也有利于提高600合金二回路水应力腐蚀破裂的抗力。由于铬含量高到30%左右的690合金对二回路水应力腐蚀破裂的抗力显著高于600合金，新建核电站普遍采用690合金传热管。除了这些材料改进外，消除该应力腐蚀破裂的方法还有严格控制水化学和尽可能的冲洗，以及新的几何设计以减少杂质浓缩。
镍基焊材的异种金属焊接件的腐蚀破裂与防护
在常见的轻水堆核电站中，低合金钢(主要是A508和 A533)以其强度高价格低廉等特点用于制造反应堆压力容器、加压器和蒸汽发生器的壳体等，奥氏体不锈钢和镍基合金以其高耐蚀性等特点用于制造管道、控制棒驱动机构和仪表管等。因而在许多关键部位存在高合金奥氏体/低合金铁素体的异材焊接件。一般是采用不锈钢焊条(典型材料309、308)或镍基合金焊条(典型材料182、82和52等)将其焊接，产生一个微观材料组成复杂的结构。20世纪90年代以来，压水堆核电站发生了一系列异材焊接件在一回路高温水中的应力腐蚀破裂事件，如表10-8所示，主要是采用600类型镍基合金的182以及82焊接材料的场合。大量的研究表明，它们的断裂行为与前述的蒸汽发生器传热管一回路侧的破裂是相同的，都是含Cr15%，含Fe10%的600类镍基合金在一回路高温水中的应力腐蚀破裂。工程上电站停堆损失巨大，还要做大量的分析评估和修复工作。
美国的VC Summer核电站功率为885MW，西屋公司设计，1973和1982年分获建造和运行许可证，1984年投入商业运行，2000年10月换料时发现一出水口安全端处有大约90公斤硼酸漏出。该焊接件材质结构为A508-Ⅱ/182/82/304，内表面经过多次补焊。检测表明，182合金焊缝中存在热裂纹。电站运行过程中，主要是作为预堆边焊的182合金的内壁在高温水中萌生环向应力腐蚀裂纹，其在扩展中转向，在径向扩展到82合金中并且在轴向向外扩展，直至泄漏，裂纹的一侧径向扩展进入A508低合金钢后裂尖有所钝化，另一侧径向扩展穿过82合金后进入304不锈钢敏化区，见图10-44、10-45。有限元应力分析表明，补焊产生的表面轴向残余应力导致环向裂纹，但在高温高压的服役条件下，该焊接件主要承受环向的工作应力，因此，裂纹后来转向轴向扩展。该破裂事件除使人们更关注镍基合金焊接件外，还引发不锈钢在压水堆主回路水中的应力腐蚀破裂问题：向来认为不锈钢在低氧的压水堆主回路水环境中是安全的，究竟是什么样的运行环境导致了该沿晶应力腐蚀破裂，破裂是否只限于敏化区?
美国有关机构一方面采用新的不锈钢管和耐应力腐蚀破裂的690类52/152合金焊接材料(含Cr大约30%)对VC Summer核电站泄露的出水口接管-安全端焊接部分进行了更换。对该电站其他两个环路接管-安全端焊接件进行了大量的的无损检伤、安全可靠性评估和修复工作。这些工程实际工作的背后是大量的科学研究。
核燃料包壳和堆内构件的应力腐蚀破裂与防护
压水堆核反应堆的核燃料包壳和堆内构件在非常苛刻的环境中服役。一方面接触一回路的高温高压水冷却剂，由于在射线作用下，水会发生辐照分解，产生H2O2和O2等，它们可以明显提高金属材料在水中的电极电位，促进应力腐蚀破裂。另一方面，这些构件承受中子的辐照，高能量中子辐照可导致材料产生空位、位错环和原子偏聚等缺陷，导致材料硬化、腐蚀破裂和肿胀，特别是堆内构件用不锈钢在中子辐照作用下发生晶界Cr贫化、Ni等元素集聚，导致沿晶应力腐蚀破裂，称为辐照促进应力腐蚀破裂。
已发现产生过应力腐蚀破裂的主要部件如下：
(1) 核燃料包壳：早期的304不锈钢(沿晶应力腐蚀破裂)和近期的锆合金(穿晶应力腐蚀破裂)。
(2) 堆内构件：316不锈钢堆芯隔板螺栓、600合金吸收器销钉、用于热屏蔽和燃料组件及堆芯隔板的A286不锈钢螺栓、用于燃料组件的600合金螺栓、用于控制棒导管支撑销钉和喷射泵梁等部位各种螺栓和弹簧的X750合金，以及用于各种场合的347不锈钢螺栓。
工业上主要是通过研究改善结构设计和改换材料来应对该问题。材料的主要研究内容如下：
(1) 不锈钢(304、304 L、316、316L等)：失效分析(沸水堆， 压水堆)；服役零部件辐照后的组织分析；辐照致材料变化与辐照促进应力腐蚀破裂的关系；中子和质子辐照结果的对比；模拟合金的沿晶应力腐蚀破裂；高能量辐照316钢的应力腐蚀破裂，典型合金辐照促进应力腐蚀破裂和成分影响(Halden堆的实验结果)。
(2) 锆合金：主要研究方向是阻抗谱分析；辐照致Laves相沉淀；氢化物破裂；新包壳材料开发；腐蚀行为和腐蚀层分析；失效分析。
低合金钢和碳钢部件的腐蚀与防护
近年来压水堆核电站低合金钢和碳钢部件发生了严重的腐蚀问题，可分成两种情况。
一种是核岛内某些耐蚀防护层破裂导致低合金钢接触高温水发生腐蚀，典型案例是座落于美国俄亥俄州的戴维斯-贝斯核电站，该电站1978年7月投入运营，计划于2017年4月关闭，2002年3月停堆维修期间，工人在核岛的反应堆的低合金钢压力容器上发现一个6英寸(约合15.24cm)深的腐蚀洞，通常核岛里的低合金钢部分不接触水，有一层耐蚀的不锈钢堆焊层和镍基合金管将水隔开，此次腐蚀的原因是600镍基合金管和不锈钢堆焊层发生应力腐蚀破裂，导致含硼酸和氢氧化锂的一回路高温水接触低合金钢部分，产生严重的腐蚀大坑。该严重腐蚀导致核电站关闭了两年左右，人们对腐蚀坑和裂纹做了大量的分析研究和修补工作，这一事件促使国际核工业社会高度重视低合金钢在高温水环境中的腐蚀破裂行为与防护问题。
另一种情况是在常规岛部分通常就接触高温水的碳钢构件发生腐蚀，典型案例是日本美浜核电站，该电站1976年投入运营，1991～2003年曾发生过几次与核有关的小事故，2004年8月9日，涡轮所在的建筑内连接3号反应堆的水管在工人们准备进行例行安全检查时突然爆裂，虽然并未导致核泄漏，但蒸汽爆发还是导致5名工人死亡，数十人受伤，原因是碳钢管内长期有高温水高速流动，导致钢管因内侧发生流动加速腐蚀而逐渐减薄，管理上的疏忽导致长期未检测，最后发生严重事故。这促使国际核工业界高度重视，加强对腐蚀问题的研究，在工业应用上积极检测碳钢管在高温水中的腐蚀状况并及时更换腐蚀严重的构件，尽可能使用含Cr量较高的抗流动腐蚀较强的钢管。
发展趋势
压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。我国核电站以及潜艇基本都采用了先进的压水堆核电机组，安全性比福岛高很多。
20世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求的第三代压水堆。其中有代表的有法、德合作开发的欧洲动力堆EPR和美国西屋公司研发的AP1000。EPR提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件；AP1000则以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色。
浙江省海盐县钱塘江口北岸的秦山核电站，是中国自行设计建造的第一座30万千瓦核电站。
这个核电站背山临海，风向好，海滩面积大，地理条件得天独厚，既可就地利用发电时所必需的大量海水，又能利用五千亩海滩建造厂房和附属设施，节省大批耕地。
六十年代以来，核能发电在世界上发展很快。已有23个国家和地区拥有核电站。核电站的心脏是核反应堆。反应堆可分为热中子反应堆和快中子反应堆两大类。中国秦山核电站采用压水堆，这是属于热中子反应堆的一种。世界上发电用的反应堆有一半以上采用压水堆。这种反应堆有多层安全保护系统，能自动调节性能，哪怕完全失去控制都不会发生爆炸。
1985年1月18日，广东核电投资有限公司和香港核电投资有限公司签署了合资兴办中国最早一座180万千瓦的大型压水堆核电站。这个电站将于1992年全部建成投产，年发电量为100亿度。
安全可靠是核电站发展的基石，中国也始终把核电安全放在第一位。我们有理由相信，随着经验的积累以及技术的进步，核电站的安全性能将逐步得到进一步提高，将要发展的第三代反应堆和未来的第四代反应堆会为我们安全利用核能营造新的环境。
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