核电厂
核电厂（英语：Nuclear power plant），即核能发电厂，或称核电站，是一种以核反应为热力源的热电厂，和其他的热电厂一样，以热能驱动蒸汽涡轮发动机并连接至发电机发电。根据国际原子能机构的报告，截至2021年6月，全球范围内共有443所核电厂在33个国家运行，另有52所正在建造中。
核电厂属于高效率的能源建设，对于温室气体、二氧化碳排放几乎是零。核电厂建设成本高昂，技术需求高，养护成本亦高。在控制良好且周边紧急应对系统完善的情况下，核电厂其实是相当安全的设施。核电自应用以来，记载有影响的事故有前苏联的切尔诺贝利核事故和日本的福岛核电站事故。
核电厂通常被视为电网基本负荷，因为燃料成本仅占生产成本的一小部分，并且因为它们不容易调度，适合作为基本负载电力供应商。但是核燃料与乏燃料管理的成本尚不确定。
概述
核电站是利用核反应堆作为热源产生高温高压蒸汽以驱动汽轮发电机发电的工厂。它的发电方式与火电厂相似，只是所用燃料不同；火电厂用煤、石油、天然气等化石燃料，核电站用核燃料。世界上首座核电站是1954年苏联建造的奥布宁斯克实验电站（5MW）。由于核电技术的发展（核电的发电成本已低于火电），煤、石油等化石燃料又日益短缺，核电站的建造在各国经济发展中所起的作用越来越大。到1991年全世界已有约30个国家和地区建成了423套核电机组，总装机达3.275亿千瓦。
电站组成 主要有核岛、常规岛、配套设施等部分。核岛是电站的核心，它的主要部件核反应堆、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器和主冷却剂4路系统等均置于安全壳内。核电站发电所用高温高压蒸汽即在核岛内产生。常规岛是电站的发电部分，主要有汽轮发电机组和输变电系统，将电站所发电能送至电力系统。核电站的配套设施主要有反应控制系统和紧急停堆系统、堆心应急冷却系统、安全壳喷淋系统、容积控制系统和化学控制系统等，其主要功能是保障核电站及环境的安全。
安全防护 核能具有放射性，因此核电站的安全防护显得格外重要。它主要是将核燃料及产物严密禁锢在3道屏障内。第一层屏障是核燃料元件包壳，由锆合金管或不锈钢制成，核燃料元件（通常是棒状）即被密封于包壳内。第二层屏障是压力壳，壳体为一层厚合金钢板；通常90万千瓦的压水堆，其压力壳壁厚在200毫米以上。压力壳需能承受17.7兆帕的压力和350℃的温度。第三层屏障是安全壳，即反应堆厂房，是一座顶部呈球形的预应力钢筋混凝土建筑物，其壁厚约1米，内衬6～7毫米（mm）钢板。除此之外，核电站在选址方面也有极严格要求，要预防地震、洪水等危害及其他意外事故的影响，还要注意风向，并要有充足的流动水源。由于对核电站运行时产生的强放射性采取了严格、科学的防护措施，因而核电站发展40多年来，除了三英里岛核事故和切尔诺贝利核事故外，其安全运行记录一直很好。三英里岛 核事故中受辐照最严重的3名维修工也只受到相当于一次X光透射所受到的剂量。计算表明，每生产100万千瓦电能，平均发生的死亡人数对煤电、油电和核电分别为1.8，0.3和0.25。所以核电是一种安全能源。随着科技进步，核电站安全将会有更可靠的保障。
运行、控制与管理 核电站通常按基荷运行，以保证电站的经济性和运行安全，还可提高设备利用率。核电站反应堆的反应速率通常用控制棒以及反应堆冷却剂中硼酸浓度和氙气的变化来调节。电站从低负荷快速回到满负荷的过程，可根据电网要求，分两阶段进行：即先用控制棒，以每分钟≤5％额定负荷的速率提高到70％额定负荷，再通过调节硼酸浓度和氙气的变化，从70％逐渐回升到100％额定负荷。返回速率为每分钟0.2％～2％。核电站的维修以预防为主，一般情况下，按核电站40年设计寿命，规定在役检查的项目、方法和进度。
历史
1948年9月3日，核反应堆首次在美国田纳西州橡树岭的X-10石墨反应堆发电。这是第一个为灯泡供电的核电站。第二个较大的实验发生在1951年12月20日，位于爱达荷州Arco附近的EBR-1实验站。
1954年6月27日，世界上第一个商用发电的核电站奥布宁斯克核电站在苏联的奥布宁斯克开始运营。1956年10月17日，世界上第一个全刻表（Full scale）核电站：英国谢拉斐尔德（Sellafield）卡尔德霍尔核电站开始发电，两个电站除了用于国内电力需求，还用做制作钚。美国第一个商用核电厂，宾夕法尼亚州的码头市核电站于1957年12月18日启用。
核电厂发电原理
现在使用最普遍的核电厂为压水式反应器核电厂，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行核分裂并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽产生器内生成蒸汽；高温高压的蒸汽推动汽轮机，进而推动发电机旋转。
核电厂分两大部分，产生热能的核岛，与将其进行能量转换的常规岛。图中左半部为核岛（位于围阻体建筑内），右半部为常规岛。
组成部分
核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和回路系统）与利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。核电站使用的核燃料一般是放射性重金属铀-235或钸。
类型
按照工作原理
核电站核子反应炉按照反应堆的形式不同，分为以下类型：
- 轻水反应堆（Light Water Reactor）：现有大部份的商业运转核能反应炉均为此型式。
- 重水反应堆（Heavy Water Reactor）：如坎度重水堆（CANDU reactor）、中华人民共和国秦山III核电厂。
- 高温气冷堆（High Temperature Gas-cooled Reactor）
- 压力管式石墨慢化沸水反应炉（RBMK）：前苏联所发展的技术，由于设计缺陷易生事故，已较少使用，如乌克兰切尔诺贝利核电站。
- 快中子增殖反应堆（Fast Breeder Reactor）：如日本茨城县东海村常阳核电厂和福井县敦贺市文殊反应炉。
划代
第一代
指早期的原型反应堆，包括：
- 美国码头市核电站
- 英国镁诺克斯气冷堆（共26座）
- 法国天然铀石墨气冷堆
- 美国恩里科-费米核电站
- 美国德累斯顿核电站
第二代
直至1990年代末建设的核电站，设计运行寿命30-40年。堆故障率10万年一次。包括：
- 压水反应堆
- 坎度重水堆（CANDU reactor）
- 沸水反应堆
- 先进气冷堆（Advanced gas-cooled reactor）：从英国镁诺克斯气冷堆发展而来，采用石墨漫化剂、二氧化碳气冷。
- VVER
第二代+
2000年以后建造的一些现代化改进堆型。运行寿命50-60年。包括：
第三代
- ACPR1000+ — 中华人民共和国基于法国CPR-1000改进版
- 先进沸水堆
- 三菱先进压水堆(APWR)
- 增强型坎度重水堆6(EC6)
- VVER-1000/392 (PWR) 包括不同的改型的AES-91、AES-92.
还没有商业建造的三代堆：
- 西屋（AP600）
- System 80+
- 印度先进重水堆（Advanced Heavy Water Reactor）
第三代+
- 先进坎杜堆 (ACR-1000)
- AP1000
- 欧洲压水堆 (EPR)
- 经济简化沸水堆（ESBWR）
- APR-1400 美国System 80+的发展型号，是韩国Next Generation Reactor （KNGR）原型。
- VVER-1200
- V392M (PWR) — AES-2006/92有被动安全系统
- V491 (PWR) — AES-2006/91 有主动安全系统
- V513 (PWR) — AES-2006/91M 有主/被动安全系统及VVER-TOI-特性, 基于V491与V510
- VVER-1300
- V510 (PWR) — AES-2010，基于V392M
- EU-ABWR — 基于先进沸水堆，扩大了功率输出，遵从欧洲安全标准
- B&W mPower — 美国巴布柯克-威尔科斯公司（Babcock & Wilcox）
