利用核反應爐作為熱力源產生高溫高壓蒸汽以驅動汽輪發電機發電的工廠。從1954年蘇聯人在奧佈寧斯克建成第一座核電站以來，由於核能發電的優越性，核電站的發展很快，到80年代核能發電的各項技術均已成熟，核電站的設備也都已完善。核電站的建造成本雖高於火電廠，但發電成本已低於火電廠。所以，到1991年，全世界已有約30個國傢和地區建成核電站，總裝機容量3.275億千瓦，核能發電量約占總發電量的16％。
工作原理 核電站的發電形式與火電廠大致相同，不同的是火電廠的一次能源是煤、石油、天然氣等化石燃料，而核電站的一次能源是核燃料。核燃料釋放熱能的機理與一般化石燃料的燃燒過程和機理有著本質區別。化石燃料是通過氧化反應而放出熱能，核燃料則是通過原子核的裂變反應釋放能量。核裂變反應後，發生所謂質量虧損(△m)，即通過裂變反應，核燃料的一部分質量轉化為能量，按照愛因斯坦質能關系E＝mc2，很少的質量虧損能轉化為巨大的能量，據計算，每產生1兆瓦熱功率需消耗235U1.22克／日。一座百萬千瓦核電站，每年消耗235U約25噸。
電站組成 核電站主要由核島、常規島、配套設施等部分組成（圖1，見圖）。核電站的核心部分是核島（圖1中安全殼內部分）。核島中的主要部件是核反應堆、壓力容器、蒸汽發生器、主循環泵、穩壓器和相應的管道、閥門等組成的主冷卻劑回路系統（或稱一回路系統）。一般冷卻劑主回路系統由幾個冷卻環路組成。當前，世界上采用壓水堆的核電站中，一個環路的電功率多為30萬千瓦。
核電站剖面
常規島主要由蒸汽發生器的二次側、汽輪發電機、凝汽器、給水泵及其相應的管道閥門等組成，稱二回路系統（圖2）。這部分與火電廠的相應系統大體相同。
核電站的配套設施大都是圍繞保障核電站及環境安全而設置的，主要有：①反應堆控制系統和緊急停堆系統。控制系統主要用於調節反應堆功率，實現正常情況下反應堆的啟動、停堆。緊急停堆系統，可根據反應堆內外各種監測信號，及時作出判斷。當出現事故前兆時，該系統就會立即作出反映，保證反應堆和核電站的安全。②堆心應急冷卻系統。當一回路設備損壞、管道破裂時，該系統將迅速向主回路和反應堆堆心註入含硼水，促成使反應堆停止反應。安全註射泵也相繼起動，以提供足夠的水源，保證堆心的充分冷卻。③安全殼頂部設置的噴淋系統。在發生大的失水事故時會自動噴出冷卻水，以降低安全殼內的溫度、壓力。該系統還備有應急電源，可在外部電源斷路時，仍可靠地維護核電站的安全。④容積控制系統。主要用於調節主冷卻劑的含硼量及容積變化，控制反應性的慢變化。此外，該系統還擔負著補充冷卻劑的泄漏，以維持一回路冷卻劑的裝載量。⑤化學控制系統。主要用於控制一回路冷卻劑的含氧量和pH值，抑制有關設備和材料的腐蝕。
核電站其他系統中還有餘熱導出系統、主泵軸密封水供給系統、冷卻劑凈化系統、泄漏排放和監測系統、乏燃料貯存和冷卻系統、廢氣、廢液、固體廢物處理系統等。
核電站安全防護 為瞭確保核電站及環境的安全，防止放射性物質逸出，核電站最基本的措施是將裂變燃料及產物嚴密禁錮在三層屏障內（圖3）。
第一道屏障為燃料元件包殼。包殼由鋯合金管或不銹鋼制成，核燃料心即密封於包殼內。包殼材料的選材、制造和封焊都有嚴格要求，以保證核燃料裂變產生的放射性不致外泄。
第二道屏障為壓力殼。這是反應堆冷卻劑壓力過界，由冷卻劑一回路和反應堆壓力容器組成。殼體是一層厚合金鋼板，通常功率為30萬千瓦的壓水堆，其壓力殼壁厚160毫米，90萬千瓦的壓水堆，其壓力殼壁厚超過200毫米。其功用是燃料元件包殼密封萬一損壞，放射性物質漏到水中，也仍然處在密封的一回路中，受到壓力殼的屏障。壓力殼能承受175大氣壓(約17.7兆帕)的壓力，350℃的溫度，能有效地阻止第一道屏障泄漏出的放射性物質逸出邊界。
第三道屏障是安全殼，又稱反應堆廠房。它是一座頂部呈球形的預應力鋼筋混凝土建築物，其壁厚約1米，內襯6～7毫米鋼板。核電站一回路的設備都安裝在安全殼內。它具有良好的密封性能，即使在極限事故的情況下，例如一回路管道破裂，出現大量放射性泄漏的事故，或由於洪水、地震，乃至飛射物撞擊等而導致嚴重災害的情況下，安全殼仍能以其堅實的設計和建築質量，把事故的影響控制在安全殼內，可靠地防止放射性物質外泄，確保核電站周圍的環境不受污染。
為瞭確保核電站及環境的安全，不僅在核電站本身的設計、建造和運行等方面，規定瞭許多嚴格要求，而且在核電站的選址方面，也與火電廠不同。主要是：①選擇地震基本烈度較低的地區，避開活動斷層，把核電站建築在牢固的地基上，預防地震破壞；②建築物整平標高高於附近千年一遇的高水位（包括江河、湖、海）。並且，其上遊方向不得有大型水庫，以防洪水災害；③周圍不得有易燃易爆設施，如油罐區、炸藥庫及其相應的工廠等，杜絕災害波及；④有充足的、流動的水源；⑤常年主導風向應背向附近人口集中區。後兩條，主要考慮到有利於核電站的安全冷卻和稀釋放射性影響。
運行、控制與管理 為提高電站的經濟性和燃料元件的安全運行，一般按基荷運行，並縮短電站的停運時間，以提高利用率。通常采用“12-3-6-3運行方式”（即一天24小時按12、3、6、3小時分配）作為基本負荷循環。
設計中應考慮以下負荷跟隨能力：①在整個堆心燃料循環周期內，負荷在8～100％的范圍內能自動穩定在任何負荷下運行。在0～10％的范圍內，采用手動調節。②核島控制系統，可保證在15～100％負荷范圍內自動跟隨±10%的階躍變化和每分鐘5%的速率變化，而不致引起反應堆事故停堆和穩壓器的釋放閥、安全閥的開啟。③在燃料循環周期的80％期間，自動跟隨設計的基本日負荷循環。④至少在燃料循環周期的85％期間，在基本日負荷循環的任何時間內，能以每分鐘5％的速率從較低負荷回到70％的額定負荷。⑤二回路系統接受額定蒸汽85～90％的傾瀉，維持蒸汽發生器相應的給水，從100％負荷甩到廠用電負荷，不致引起反應堆事故停堆，也不引起穩壓器的釋放閥、安全閥和主蒸汽管線的釋放閥、安全閥開啟。
反應堆可用兩種方法跟隨基本負荷循環：①控制棒在規定的調節帶內調節反應堆冷卻劑中硼酸濃度，補償緩慢變化的反應性。②隻用控制棒調節，不用調節反應堆冷卻劑中硼酸的濃度。
從低負荷快速回到滿負荷，根據電網要求，可分兩個階段完成：①用控制棒，以每分鐘≤5％額定負荷的速率可直接提高到70％額定負荷。②用反應堆冷卻劑中硼酸濃度的稀釋和氙氣的變化，從70％逐漸回升到100％額定負荷。返回的速率與堆心燃料周期有關，從每分鐘0.2～2％的范圍。
核電站的維護，同火電廠相比，有它自己的特點。核電站的維修更加重視以預防為主。與常規電站的主要區別有：①核電站在運行時間內難於接近檢查；②檢修環境帶放射性；③工程安全設施有特殊要求。由於核電站在運行時，反應堆和一回路及其主要輔助系統的很多設備帶有強放射性，必須充分利用換料期間進行維修。要有計劃地進行預防性的在役檢查和維修。一般情況下按核電站40年設計壽命規定在役檢查的項目、方法及進度。通常有兩種進度安排：均勻分佈在役檢查進度和非均勻分佈在役檢查進度。在運行壽命期開始的前3年，采用“非均勻分佈”有利於消除運行初期的潛在事故。此外，核電站的維修工作很多是具有放射性的操作。運出現場維修的設備和部件，需實施去放射性處理，以盡量減少工作人員所受劑量。同時，也不要產生過多的放射性廢物量。工作人員進入設備現場維修，需預先擬定周密計劃，采取防護措施、使用專用維修工具。對某些極限作業，可用機器人來進行。核電站有很多工程安全設施，對它們需定期進行試驗，保證一旦需要，能立即可靠地投入運行。此外，關於核電站的投產前試驗、調試啟動、正常啟動與停閉等，都有嚴格規定的項目、程序和進程。為此，核電站要有嚴密的科學的人員組織，並需進行嚴格的培訓。運行人員除實際值班運行外，還需定期在模擬裝置上進行訓練與復習，以減少人為事故，並提高處理事故的能力。
參考書目
凌備備、楊延川編：《核反應堆工程原理》，原子能出版社，北京，1981。
朱繼川、俞保安編：《壓水堆核電站的運行》，原子能出版社，北京，1982。