《先进型反应堆》课件

先进沸水堆利用先进技术和成熟的阅历，代表当今核电站开展程度。它与GE研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)及欧洲沸水堆相比，就单相系统或设备的设计而言，在技术上没有明显的突破，但它集以往沸水堆技术及阅历之大成,更符合先进轻水堆URD设计规范，在整体上表达出了它综合的优势。精细控制棒驱动系统维修率低，高性能的防辐射资料，长寿命的中子监视器，改良的水化学系统等等。先进沸水堆经过改良堆芯及燃料的设计使功率振荡衰减比非常小，堆的稳定性大大提高。先进堆堆内设置自动运转，维护器制止堆运转在高功率密度/低流量区，来防止两相流不稳定性的发生。BWR追求简易化的历史带蒸气包／汽水分别器双重循环式〔1950年代～60年代〕内置汽水分别器直接循环式〔1960年代〕内置射流泵减少周围管道式〔1970年代～至今〕内置循环泵取消堆芯周围管道〔1990年代～至今〕初期的BWR传统式BWRABWR刻意追求简易-直接循环采用验证技术沸水堆的开展历程四个开展阶段50—60年代采用带蒸气汽包和蒸气分别器的双重式循环；70年代取消蒸汽发生器采用直接循环；80年代采用堆内型放射泵；90年代采用堆内型再循环泵。三次规范改良第一次在76—77年，第二次在78—80年，第三次在81—85年。三次改良后沸水堆的设计，平安性发生了较大的变化，成为了我们目前所研讨的先进沸水堆。ABWR的技术特征由于堆芯外围没有再循环管道，所以其他管道破损，堆水不丧失/保证堆芯不裸露〔平安性提高〕减少了职业性辐照剂量a)内置循环泵(RIP:ReactorInternalPump)平安性提高(有液压式应急驱动、电驱动后援双重驱动源)可同时操作复数控制棒，缩短了起动时间具有微调功能，增大了可运转性b)先进型控制棒驱动机构(FMCRD:FineMotionControlRodDrive)电动机(日常控制)液压管道(应急停堆动力)c)钢筋混凝土构造平安壳：RCCVMARK-I

(1100MWeBWR)MARK-II

(1100MWeBWR)与核岛房融为一体输出功率单位的建筑体积减少降低造价缩短建立工期RPV重心位置降低比MARK-II降低10m提高抗震性能RCCV

(0MWeABWR)小型主控台大型显示盘提高了可靠性信息集中化的人机接口增大自动化程度，运转易于掌握提高了检修性d)新型测控设备〔主控室〕采用了最新技术－包括平安系统在内，全部运用数码技术和多重传送技术BWR与ABWR主要差别效率：BWR33，ABWR35％工期：BWR58月，ABWR48月剂量程度：BWR1人.Sv/年，ABWR0.36人.Sv/年启动时间：ABWR缩短1/3放射性废物量：ABWR每堆年减少一半世界首台ABWR机组:东京电力公司柏崎刈羽核电厂6/7号机三、第三代先进PWR1、EPR2、AP600/10001、EPR－欧洲压水堆

〔1〕EPR简介〔2〕技术特点〔3〕平安特性(1)EPR简介法德双方协作共同开发核电厂供应商的协作：法马通和西门子KWU〔现为AREVA公司〕；两国电力公司的协作：〔现已合并为E.ON、EnBW、RWEPower〕两国核平安当局协作：以求制定出共同的核平安法规。在世界上现役轻水堆几千个堆年运转阅历反响的根底上并吸收包括法国N4机组和德国KONVOI机组在内的最新反响堆技术而开发出来的。综合了几十年研发〔R&D〕方案获得的成果，特别是由法国原子能委员会和Karlsruhe研讨中心所获得的研讨成果。(1)EPR简介160万千瓦级压水堆，其单机容量为世界之最机组热效率为当今轻水堆之最：36/37%；从第一罐混凝土计建造周期不超越48个月；设计寿命添加到60年；燃料U235富集度5％；燃料组件卸料燃耗深70000MWd/t燃料利用率提高；每兆瓦时铀耗费量节约17%机组整个寿期的平均可用因子达92%，这样换料周期延伸，停堆换料和在役检查时间缩短。(1)EPR简介换料停堆时间缩短到接近10天。由于设备规范化和部分维修义务可在机组运转形状下进展〔归功于平安系统4重冗余〕使维修简化。废物和流出物减少。对运转和维修人员的辐射防护加强：集体剂量的目的小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD国家的平均程度为1人希弗/堆年。对支配员友好的人机接口使可靠性大大提高并使人员干涉减少。(1)EPR简介每兆瓦时长寿锕系元素产生量减少15%相对于释热比，发电量添加14%EPR堆芯设计运转裕量大，灵敏性好顺运用户的各种需求，如采用不同类型的燃料〔UO2，UO2-Gd2O3，MOX〕、不同的燃料管理战略和燃料循环长度〔到24个月〕，降功率运转和延寿运转。(1)EPR简介经济性好：发电本钱比在役最先进的核电机组低10%，比结合循环的大型燃气机电站低20%。(2)EPR技术特点现有的设计、设备制造以及核电厂建造等方面的工业才干可很容易得到推行和利用。支配员在现役电站运转中已掌握的专门技艺同样可运用到EPR的运转中去。客户可以防止设计、建造或运转方面的风险EPR设计满足世界未来核电厂更高平安程度的要求。(2)EPR技术特点EPR主要设计特点是它的简化设计，机械设备、供电系统和相关的仪控均以4环路/4平安系列概念设计。运转和平安功能分开，以简化系统的构造。运转和平安系统的设置为任何类型的异常事件提供了逐渐缓解的措施。(2)EPR技术特点堆芯周围有一圈中子反射层，提高了燃料利用率并防止与辐照有关的压力容器老化景象的发生。压力容器采用抗考化最正确的钢材制造并减少焊缝数量。蒸汽发生器装有轴向节能器，使蒸汽压力提高到78个饱和蒸汽压力，从而获得较高的电厂效率〔36/37%〕。主冷却泵采用革新的水力设计进展制造，表现为采用静压轴承，已在N4胜利实施。(2)EPR技术特点反响堆维护系统以N4机组的阅历反响为根底，采用经过验证的数字化技术。全计算机化主控室采用最先进的数字化技术，使支配员可以全面调理对电厂运转有重要影响的一切参数。EPR充分采用现役电站的阅历反响并结合最新的技术开展，提供了极为友好的人机接口。主要平安系统包含4个子系统或列，每列都能独立执行全部平安功能。在反响堆厂房周围的4个平安防护厂房中，每一个里都布置有一列平安系统，以防止系统发生共模缺点。〔3〕平安特性EPR符合法国和德国核平安当局1993年结合提出的共同建议和1995年发布的对主要问题的立场2000年10月，担任反响堆平安的法国常设专家组与德国的有关专家一同对指点EPR设计的技术导那么进展了评审并给予确认。EPR满足欧洲用户要求〔EUR〕和美国电力研讨院〔EPRI〕发布的用户要求文件〔URD〕〔3〕平安特性-强化防备堆熔事件的措施EPR采取措施防备堆芯熔化，包括采用平安安装进一步降低这种严重事故的概率小于10-6/堆年〔比N4还要低一个量级〕：添加一回路和蒸汽发生器的水装量；采用4×100%冗余〔4系列概念〕来添加平安系统的可靠性；这些系统的每列在设计方面都遵照多样化原那么。〔3〕平安特性-强化防备堆熔事件的措施©采用缓解严重事故后果的设备：平安壳将防止放射性向外分散；在平安壳内布置有混凝土小室和氢催化复合器〔属非能动设备〕以防因氢累积引起氢气爆燃堆芯熔融物在反响堆平安壳厂房内部的专门区域进展搜集和滞留然后得以冷却，从换料水池来的水非能动地淹没熔融物。〔3〕平安特性-防备外部灾祸为防备外部灾祸设置实体维护：抗飞机撞击：反响堆厂房、控制室、乏燃料厂房和4座平安厂房中的2座经过足够厚的钢筋混凝土外墙进展维护以抵御军用飞机的高速撞击。其它两座平安厂房分开布置在反响堆厂房相对应的两侧，由于它们相距较远，这样仅有一座平安厂能够被飞机撞毁，而不会对平安呵斥影响。同样，用于应急供电的柴油发电机组分置在两个不同的厂房，并经过实体隔离进展维护。〔3〕平安特性-防备外部灾祸抵御严重的地震：整个核岛座落在一块6米厚的钢筋混凝土底板上。厂房高度降至最低。最重的部件尤其是水箱安装在标高较低的位置。双层平安壳：内层预应力混凝土厂房和外层钢筋混凝土壳，两者厚度均为1.3米。小结:(1)EPR主要优点经济性：160万千瓦级反响堆，效率高，建造周期缩短，设计寿命延伸，燃料运用率添加而且机组可用因子提高。平安性：加强防备堆芯熔化并缓解放射性后果；加强抵御外部灾祸特别是抗飞机撞击和地震的才干。技术先进:灵敏的燃料管理战略，大容量部件例如压力容器和堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵，以及仪表和控制，人机接口和电厂控制室。小结:(2)EPR前景芬兰用户TVO在2003年12月18日与AREVA和西门子结合体签署合同，在芬兰的Olkiluoto厂址建造一台EPR。第一灌混凝土于2005年中浇灌，方案09年商业运转。2006年5月4日，法国电力公司董事会决议在Flamanville厂址启动首台〔法国〕EPR机组建立；2007年1月24日核蒸汽供应系统定货，世界第二台EPR机组在建。在中国核电市场与AP1000竟标失败。但中广核仍在努力,已签协议。该机组的建造进一步证明并加强了以EPR堆型为根底的未来核电工程的强大生命力。2、AP1000－平安革新传统核电站－自动平安理念子系统、设备可靠多系统冗余电力〔或高气压〕驱动，电源、备用电源可靠、冗余AP1000－被动平安理念自然力驱动重力、自然循环、自然对流、蒸发及冷凝简化平安系统、减少动力源〔可靠〕减少操作员干涉AP1000的平安战略被动平安相关系统只采用被动过程，不需求自动的泵、柴油发电机等….一组时序控制的阀门过程开场后不需求其它支持系统大大减少对操作员的依赖缓解基准设计事故，无非核级系统(1)被动衰变热排出自然循环(2)被动平安注入自然循环平安注入系统由两台堆芯补给水箱〔CMT〕、两台平安注射箱和换料水箱IRWST组成，衔接于反响堆冷却剂环路并充溢硼水，注射依托重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小走漏及由失水事故引起的大走漏，CMT、平安注射水箱和IRWST为堆芯提供冷却。依托IRWST提供冷却水注入坚持LOCA后期冷却和余热去除，和平安壳冷却系一致同建立再循环，使堆芯坚持淹没。AP1000被动平安特性(3)被动平安壳冷却空气自然循环/蒸发平安壳外外表水AP1000非能动平安壳冷却系统与传统压水堆的平安壳喷淋系统的主要功能一样，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在平安壳内时，排出平安壳内的热量。非能动平安壳冷却系统以钢平安壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，经过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿平安壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，呵斥内外环廊空气密度差，构成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在平安壳顶部设有可供72小时的冷却水储存箱，水依托重力向下流，在钢平安壳弧顶和壳壁外侧构成一层水膜。当平安壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由构成的水膜和空气自然循环导出平安壳内的热量，降低平安壳的压力，保证平安壳不受损坏。(4)平安壳空间被动放射性排出AP1000在设计上没有平安相关的平安壳喷淋系统用于去除平安壳中的裂变产物。平安壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程〔如沉淀、分散、热迁移等〕。事故后如平安壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动平安壳喷淋系统在平安壳外充氮罐的压力作用下进展喷淋，以限制裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终堆积在平安壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系统失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持任务人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。AP1000被动堆芯冷却系统AP1000被动安注设备三个水源提供堆芯冷却补水：堆芯补水箱(CoreMake-upTanks)提供堆芯高压补水throughDVI(directvesselinjection)line.蓄水箱〔accumulators〕含硼水球形罐〔氮气〕，在小于4.7MPa时提供堆芯冷却水.几分钟内可缓解大LOCAs.壳内燃料冷却水箱〔IRWST〕常压不锈钢硼水箱〔2600m3〕,提供堆芯低压补水。AP1000被动堆芯冷却系统(1)被动余热排出〔PRHR〕热交换器支配员不干涉/自然循环带出100%余热.减少部件和资料量250个构造和系统模块可以预制或现场/工厂并行制造3年建立周期〔第1罐混凝土到初次装料〕减少〔50％平安相关阀门、36％泵、83％平安相关管道、56％抗震建筑、87％电缆〕AP1000－构造简单AP1000－运转特性好

18个月换料周期〔铀燃料或MOX燃料〕60年寿期经济〔与其它类型能源相比具有优势〔1200US$/kW〕AP1000－平安性高CDFUSNRC要求1×10－4，现行电站5×10－5〔1.5-2.3×10－5CPR1000，岭奥，大亚湾〕URD要求1×10－5〔N4)EPR<1×10－5,AP10004×10－7AP1000的未来AP1000-1117MWe被动平安系统AP1000reviewinprogress2002提交恳求2005同意在中国核电市场有前景在世界第三代竞争中有优势〔总额80亿美圆/西屋53亿美圆〕VVERVVER与PWR根本原理与工艺流程一样70年代第一代VVER-440未设置应急堆芯冷却系统和平安壳。但堆芯设计平安裕度较大〔83kW/L〕，并采用卧式蒸发器，一回路水量大，事故情况下保证堆芯淹没。80年代前期第二代VVER-440增设应急堆芯冷却系统，但没设平安壳。80年代后期第三代VVER-1000增设平安壳。建22座。3、田湾核电站中俄协作工程厂址位于江苏省连云港市田湾一期工程建立两台俄罗斯AES-91/V-428〔VVER-1000/428NPP-91〕型压水堆核电机组，装机容量为2×106万千瓦1999年10月20日进展1号机组的第一罐混凝土浇注，2000年9月20日进展2号机组的第一罐混凝土浇注。1号机组和2号机组方案分别于2004年和2005年建成投产，现已延迟至2007年。建造中的江苏田湾核电站建造中的江苏田湾核电站VVER©90年代第四代VVER-1000〔AES-91/V-392)。平安壳采用双层构造，乏燃料水池布置在平安壳内。同PWR平安规范根本一样，有些平安系统裕度更大。我国田湾采用VVER-1000〔AES-91/V-428)，在燃料格架、导向管及控制棒资料，换料及功率展平方案，压力壳构造，专设平安系统等方面都做了改良。同APWR平安规范根本相当。俄罗斯方案到2021年每年兴建两个百万千万核反响堆,到2020年将其数量添加到每年四个。俄罗斯目前在10个核电厂有31个核反响堆，约占其电力发电的16%到17%。到2030年将核电发电的份额提高到至少25%。VVER-1000〔AES-91)总结了20套VVER运转阅历具有更高的平安性，它符合当今国际核电平安法规的要求和开展趋向平安系统的多重性、多样性和冗余性〔平安余量大〕，针对各种能够发生的异常情况和事故，设置相应的预防措施和平安系统，确保核电站平安可行地运转VVER©平安壳预应力钢缆系统共有程度环向360˚预应力钢丝束70束，竖向倒U形预应力钢丝束50束，每束由55根七股钢绞线组成，该设计系国内初次采用的国际先进技术，设计内抗压才干到达0.5MPa，最高可达0.7MPa。该系统可以大大提高平安壳的承压才干，加强核电站平安程度。AES-91－技术特点双层平安壳反响堆厂房穹顶吊装双层平安壳构造它既能抵御外部破坏，例如：龙卷风、地震、小型飞机的撞击，还能抵御在最严重事故情况下内部放射性物质的外泄。两层平安壳之间为带有碘和气溶胶过滤器通风系统的负压环型空间，有效减少了放射性物质向周围环境的释放，从而到达有效的防护目的，同时也成为目前国内独一无二的双层平安壳核电站。双层平安壳内层是钢缆预应力张拉系统的混凝土墙体，厚为1.2米，内壁有6毫米厚的钢覆；外壳是普通混凝土墙休，厚为0.6米，内外层之间间距1.8米。外层平安壳反响堆厂房外径为51.2米，总高度为74.2米。AES-91－技术特点©先进的数字化分布控制系统〔DCS〕由运转仪控〔TXP〕和平安仪控〔TXS〕两部分组成，是目前我国核电站初次引进的全数字仪控系统。由于DCS系统具有可靠性高，监视控制功能强及安装维护方便等特点，将会为核电站平安、经济、高效运转发扬重要作用。AES-91－技术特点©全数字化主控室4通道平安系统包括：堆芯应急冷却系统、事故浓硼注入系统、平安壳喷淋系统和事故给水系统每个平安系统由4个完全独立和实体隔离的通道组成。这样在运转中构成了一个系统运转、三个系统备用的“N+3〞的多重维护组合，从而大大提高了电厂的平安性。AES-91－技术特点©安注泵系统安全壳安全系统一回路系统蒸汽发生器仪控系统国内其他核电站单壳三通道二环路或三环路立式模拟田湾核电站双壳四通道四环路卧式数字全数字化正常运转情况下，四个环路的设备同时任务。假设其中两个环路发生缺点，仍可降低功率继续运转、可不停堆。AES-91－技术特点©汽轮机组反响堆装堆实验装堆安装吊篮奠定根底压水堆核电厂的调试与运转1压水堆核电厂的调试一座大型压水堆核电厂建立工程可以分为设计、制造、建造、调试与运转几个阶段。调试启动过程是核电厂投产前的工程阶段，在此过程中，需求进展各种必要的实验，以保证安装好的各个部件、设备和系统，及整个电厂都能按设计要求及有关准那么正确的运作。核电厂的调试启动的三个主要阶段是：A阶段：预备运转实验B阶段：装料，初始临界和低功率运转实验C阶段：功率实验A阶段：预备运转实验1设备初步实验每一台设备安装终了，都必需进展单独实验，以检查设备安装能否正确及能否到达设计所要求的性能。2根本系统实验对相互并联的假设干根本系统进展结合功能检查，又可分为冷态性能实验与热态性能实验两个分阶段：1〕冷态实验对一回路主系统进展压水实验和冷态实验。冷态实验终了后安装设备与管道的热绝缘。2〕热态实验利用冷却剂泵和稳压器电加热器对一回路升温升压至额定参数，实验核蒸汽供应系统的热态功能。如无外汽源，在一回路热态实验时，对二回路进展热态实验。在热态实验终了后，要进展一次全面检查，包括第一次在役检查〔又称役前检查〕，作为运转中在役检查的根底，并做好装料前的预备任务。B阶段：装料、初始临界和低功率运转实验

目的：证明核反响堆已处于可以启动的形状，证明冷却剂、堆芯、反响性控制、核反响堆物理参数和屏蔽等特性都能满足核电厂运行的有关平安要求。1装料和次临界实验按规定程序进展装料，以保证平安和正确的装载；装料后在核反响堆处于次临界形状时，为确定冷却剂流动特性以及核反响堆控制设备的可运转性，进展一些性能实验。2启动到初始临界按预定步骤，有次序地提升控制棒，改动堆内反响性，逼近临界。必需延续的监测和分析反响性的变化，确保初次启动平安。3低功率实验按核反响堆设计要求，在把核反响堆功率维持在足够低的程度情况下，进展继续时间较长的系统流动性能实验和冷态、热态性能实验。证明核反响堆已具备较高功率程度下运转的条件。调试启动的意义：从大量实验数据中，验证核电厂的建立和设备安装质量能否符合设计规范；经过核电厂运转瞬态和在假想事故条件下运转特性的检验，验证能否符合设计要求，以确保核电厂平安、可靠地投入运转，并可为设计、制造与施工的改良提供参考；验证运转限值和运转条件，检验运转规程和事故处置规程能否恰当；经过调试启动，使运转人员熟习核电厂的性能和各种设备与系统的操作。调试启动的管理调试启动是一项复杂的技术组织任务，必需缜密地方案和实施调试。制定一份详细的调试大纲，并且明确规定调试大纲各个部分的实施和报告的责任；调试大纲必需经国家核平安局同意；在制定和实施整个调试大纲期间，营运单位必需和国家核平安局坚持亲密的联络。2压水堆核电厂的运转压水堆核电厂的规范运转形状有换料、冷停堆、次临界中间停堆、热停堆、热备用、反用堆带功率运转。1换料停堆允许作换料操作的停堆。此时，压力容器已翻开，顶盖已吊起并移走，燃料组件在压力容器的堆芯内，核反响堆换料水池充溢含硼水。2冷停堆核反响堆有很深的次临界度，一回路水的平均温度低于90℃，压力容器封锁，一回路能够处于受压形状，冷停堆又有两种形状：维修冷停堆，这时一回路平均温度在10℃至70℃之间，是敞开的，一回路水部分排空，可以对一回路设备进展维修；正常冷停堆，该形状时压力容器是密封的，一回路至少用稳压器的一个平安阀组进展维护。3次临界中间停堆核反响堆有足够的负反响性，处于次临界形状，一回路平均温度处于90℃至291.4℃之间。有两种不同的运转工况：在稳压器内没有构成气泡，一回路温度在90℃至177℃之间，这是单相次临界中间停堆形状；在稳压器内构成气泡，一回路温度处于120℃至291.4℃之间，这是正常的两相次临界中间停堆形状。4热停堆核反响堆处于次临界，一回路平均温度为291.4℃，相当于空载条件。5热备用核反响堆为临界形状，然而产生的功率很小〔≤2%额定功率Pn〕,蒸汽的绝大部分排向大气或凝汽器。6核反响堆带功率核反响堆在临界形状，所产生的功率＞2%Pn，可分为两种运转形状：核反响堆控制：手动方式，运转在大于2%Pn而小于15%Pn的低功率工况；核反响堆控制：自动或手动方式，运转在大于15%Pn而小于〔或等于〕100%Pn范围内，带功率运转。3压水堆核电厂的维护1核电厂运营单位在运转开场之前必需制定出为平安运转所必需的建筑物、系统和部件的定期维修、实验、检验和检查的大纲。大纲必需存档，并便于国家核平安部门查验。2核电厂运营单位必需作出安排，由合格的人员运用适宜的设备和技术完成符合要求的定期实验、检验和检查。3维修、实验和检查大纲必需计及运转限值和条件，以及其它适用的核平安管理要求。4必需确定平安重要的核电厂构筑物，系统和部件维修、实验、检验和检查的规范和周期，使其可靠性和有效性与设计要求坚持一致，并保证运转开场后，核电厂的平安形状不致遭到有害的影响。5构筑物、系统和部件的维修、实验、检验和检查的频度必需根据它们的相对重要性而定。同时，要适当地思索到其功能失效的概率和维修时人员所受辐照，坚持合理可行尽量低的要求。6核电厂投入运转后，进展的定期检查叫做在伇检查。检查时对核反响堆冷却剂压力边境的耐压设备〔如容器、管道〕进展无损探伤，并与伇前检查〔又称基准检查〕进展比较，判别原有缺陷有否扩展、有否新的缺陷等，以确保压力边境的平安性。有些情况下在伇检查任务也扩展至辅助系统和平安维护系统的设备。7在伇检查的时间间隔，普通为电厂运转开场后每10年检查一次，每次作100％检查。压水堆核电厂的平安分析与辐射平安1压水堆核电厂的平安分析核平安的最高目的是辐射平安，即任务人员、居民和环境免遭放射性危害，辐射照射坚持合理可行的尽量低程度，在正常和事故下，放射性剂量程度低于规定限值。为了实现核平安的最高目的，又设定了如下核平安技术目的：充分的平安余量防止事故发生；确保严重事故发生概率极低；在事故下放射性危害极小。核电厂在技术上从三个方面控制核平安，即核平安的三要素：反响性控制，即在任何情况下都要保证核反响堆能及时停堆，使核反响中止。重要的措施有：确保反响性负反响设计；核反响堆有两套独立的停堆系统；失水事故时，安注系统注入含硼水等。堆芯冷却，即在任何情况下都要保证堆芯的冷却。重要的措施有：正常运转时，保证蒸汽发生器的热阱功能；机组停运时保证余热排除系统的功能；泵停运时，依托泵的惰转及自然循环使一回路有足够的流量排出堆芯剩余功率；失水事故时，保证安注系统投入。放射性物质屏蔽和包容，即在任何情况下都要保证放射性射线屏蔽，无放射性物质走漏进环境。重要的措施有：在正常运转时，对一回路冷却剂中的放射性物质采取净化；平安壳坚持负压；保证放射性物质的四道屏障的构造完好，所谓四道屏障分别指：燃料芯块、燃料包壳、一回路压力边境和平安壳。为了使核平安的三要素得到保证，核电厂的设计提出了四种概念的平安性，即：固有平安性，即核反响堆固有平安特性。例如负温度系数、负空泡系数属于此，其含义是：堆芯温度的异常升高或冷却剂的汽化导致核反响堆自动引入负反响性，使反响堆功率下降，阻止堆芯温度进一步升高。具有负温度系数的核反响堆，其反响性的控制易于实现。核反响堆设计中，要求有充分的固有平安特性。非能动平安性，即依托自然力如重力、惯性力等自动实现平安功能，获得极大的可靠性。如自然循环排出余热，重力使平安棒下落，依托泵的惰转维持一回路泵停运后的足够流量来排出余热等。现代先进型核电厂大量采用非能动平安技术。能动平安，即依托能动部件实现平安功能。能动部件存在失效的能够性，为了确保能动部件的可靠，核电厂往往采用冗余原那么、多样性原那么、独立性原那么，防止共因失效、失效传播，确保核电厂平安。

后备平安性，即提高平安余度、多层次纵深防卫的原那么。例如为了防止核电厂失去外电源，核电厂有两套独立供电电网，三套独立柴油发电机组，此外还有多套蓄电池组。核电厂在整体平安上那么采用纵深防御原那么，设有五道防线。第一道防线：精心设计，精心施工，确保核电厂的设备精良；有严厉的质量保证体系，建立缜密的程序，严厉的制度和必要的监视，加强对核电厂任务人员的教育和培训，防止缺点发生。第二道防线：加强运转管理和监视，及时正确处置不正常情况，排除缺点。第三道防线：设计多层次的平安系统和维护系统，防止设备缺点和人为过失酿成事故。第四道防线：启用核电厂平安系统，加强事故中的电站管理，缓解事故。第五道防线：厂内外应急方案，努力减轻事故对居民的影响。此外，核电厂还具有抵御自然灾祸的才干。地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾祸时，厂区附近发生堤坝坍塌、飞机坠毁、交通事故和化工厂事故时，反响堆能平安停闭，坚持构造完好，无放射性物质走漏。

经过上述分析，可以阐明核电是一种平安能源。核电的平安性可以经过概率平安分析来定量描画。核反响堆最严重的事故是堆芯熔化事故。