《先进型反应堆》PPT课件.ppt

先进沸水堆,利用先进技术和成熟的经验，代表当今核电站发展水平。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经验之大成, 更符合先进轻水堆URD设计规范，在整体上体现出了它综合的优势。 精密控制棒驱动系统维修率低，高性能的防辐射材料，长寿命的中子监视器，改进的水化学系统等等。 先进沸水堆通过改进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行，保护器禁止堆运行在高功率密度/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,带蒸气包汽水分离器 双重循环式 （1950年代60年代）,内置汽水分离器 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BWR,ABWR,刻意追求简易-直接循环 采用验证技术,沸水堆的发展历程,四个发展阶段 5060年代采用带蒸气汽包和蒸气分离器的双重式循环； 70年代取消蒸汽发生器采用直接循环； 80年代采用堆内型喷射泵； 90年代采用堆内型再循环泵。 三次标准改进 第一次在7677年，第二次在7880年，第三次在8185年。三次改进后沸水堆的设计，安全性发生了较大的变化，成为了我们目前所研究的先进沸水堆。,ABWR的技术特征,因为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（安全性提高） 减少了职业性辐照剂量,a)内置循环泵(RIP: Reactor Internal Pump),安全性提高 (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，增大了可运行性,b)先进型控制棒驱动机构(FMCRD: Fine Motion Control RodDrive),电动机 (日常控制),液压管道 (应急停堆动力),c)钢筋混凝土结构安全壳 ： RCCV,MARK-I (1100 MWe BWR),MARK-II (1100 MWe BWR),RCCV (1350 MWe ABWR),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，运行易于掌握 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安全系统在内，全部使用数码 技术和多重传送技术,BWR与ABWR主要差别,效率：BWR 33，ABWR 35 工期：BWR58月，ABWR 48月 剂量水平：BWR 1 人.Sv /年， ABWR 0.36 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PWR,1、 EPR 2、 AP600/1000,1、EPR欧洲压水堆,（1）EPR简介 （2）技术特点 （3）安全特性,(1)EPR 简介,法德双方协作共同开发 核电厂供应商的合作：法马通和西门子KWU（现为AREVA公司）； 两国电力公司的合作：（现已合并为E.ON、EnBW、RWE Power） 两国核安全当局合作：以求制定出共同的核安全法规。 在世界上现役轻水堆几千个堆年运行经验反馈的基础上并吸收包括法国 N4 机组 和 德国KONVOI 机组在内的最新反应堆技术而开发出来的。 综合了几十年研发（R&D）计划取得的成果，特别是由法国原子能委员会和Karlsruhe 研究中心所获得的研究成果。,(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过48个月； 设计寿命增加到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；每兆瓦时铀消耗量节约17% 机组整个寿期的平均可用因子达92%，这样换料周期延长，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。由于设备标准化和部分维修任务可在机组运行状态下进行（归功于安全系统4重冗余）使维修简化。 废物和流出物减少。 对运行和维修人员的辐射防护加强：集体剂量的目标小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD国家的平均水平为1人希弗/堆年。 对操纵员友好的人机接口使可靠性大大提高并使人员干预减少。,(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，发电量增加14% EPR堆芯设计运行裕量大，灵活性好 适应用户的各种需要，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），降功率运行和延寿运行。,(1)EPR简介,经济性好： 发电成本比在役最先进的核电机组低10%， 比联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能力可很容易得到推广和利用。 操纵员在现役电站运行中已掌握的专门技能同样可应用到EPR的运行中去。 客户能够避免设计、建造或运行方面的风险 EPR设计满足世界未来核电厂更高安全水平的要求。,(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安全系列概念设计。 运行和安全功能分开，以简化系统的结构。 运行和安全系统的设置为任何类型的异常事件提供了逐步缓解的措施。,(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现象的发生。 压力容器采用抗考化最佳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行制造，表现为采用静压轴承，已在N4成功实施。,(2)EPR技术特点,反应堆保护系统以N4机组的经验反馈为基础，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，使操纵员能够全面调节对电厂运行有重要影响的所有参数。EPR充分采用现役电站的经验反馈并结合最新的技术发展，提供了极为友好的人机接口。 主要安全系统包含4个子系统或列，每列都能独立执行全部安全功能。 在反应堆厂房周围的4个安全防护厂房中，每一个里都布置有一列安全系统，以防止系统发生共模故障。,（3）安全特性,EPR符合法国和德国核安全当局1993年联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，负责反应堆安全的法国常设专家组与德国的有关专家一起对指导EPR设计的技术导则进行了评审并给予确认。 EPR满足欧洲用户要求（EUR）和美国电力研究院（EPRI）发布的用户要求文件（URD）,（3）安全特性-强化防范堆熔事件的措施,EPR采取措施防范堆芯熔化，包括采用安全装置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）： 增加一回路和蒸汽发生器的水装量； 采用4100%冗余（4系列概念）来增加安全系统的可靠性； 这些系统的每列在设计方面都遵循多样化原则。,（3）安全特性-强化防范堆熔事件的措施,采用缓解严重事故后果的设施： 安全壳将防止放射性向外扩散； 在安全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 堆芯熔融物在反应堆安全壳厂房内部的专门区域进行收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）安全特性-防范外部灾害,为防范外部灾害设置实体保护： 抗飞机撞击： 反应堆厂房、控制室、乏燃料厂房和4座安全厂房中的2座通过足够厚的钢筋混凝土外墙进行保护以抵御军用飞机的高速撞击。 其它两座安全厂房分开布置在反应堆厂房相对应的两侧，由于它们相距较远，这样仅有一座安全厂可能被飞机撞毁，而不会对安全造成影响。 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，并通过实体隔离进行保护。,（3）安全特性-防范外部灾害,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。 双层安全壳： 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： 160万千瓦级反应堆，效率高，建造周期缩短，设计寿命延长，燃料使用率增加而且机组可用因子提高。 安全性： 加强防范堆芯熔化并缓解放射性后果； 增强抵御外部灾害特别是抗飞机撞击和地震的能力。 技术先进: 灵活的燃料管理策略，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和西门子联合体签署合同，在芬兰的Olkiluoto厂址建造一台EPR。 第一灌混凝土于2005年中浇灌，计划09年商业运行。 2006年5月4日，法国电力公司董事会决定在Flamanville厂址启动首台（法国）EPR机组建设；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增强了以EPR堆型为基础的未来核电项目的强大生命力。,2、AP1000安全革新,传统核电站主动安全理念 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被动安全理念 自然力驱动 重力、自然循环、自然对流、蒸发及冷凝 简化安全系统、减少动力源（可靠） 减少操作员干预,2019/5/8,Westinghouse Electric Company,AP1000 的安全战略,被动安全相关系统 只采用被动过程，不需要主动的泵、柴油发电机等. 一组时序控制的阀门 过程开始后不需要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)被动安全注入 自然循环 安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和换料水箱 IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全 注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。依靠 IRWST 提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。,AP1000被动安全特性,(3)被动安全壳冷却 空气自然循环 / 蒸发安全壳外表面水 AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。 非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引 入，通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，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空 气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外 侧形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。,(4) 安全壳空间被动放射性排出 AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂 变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系 统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。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，维持工作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 (Core Make-up Tanks) 提供堆芯高压补水 through DVI (direct vessel injection) line. 蓄水箱（ accumulators） 含硼水球形罐（氮气），在小于4.7 MPa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 操纵员不干涉/自然循环带出100% 余热.,减少部件和材料量 250个结构和系统模块可以预制或现场/工厂并行制造 3年建设周期（第1罐混凝土到首次装料） 减少（50安全相关阀门、36泵、83安全相关管道、56 抗震建筑、87电缆）,AP1000结构简单,AP1000运行特性好,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（1200 US$ / kW）,AP1000安全性高,CDF US NRC要求 1104， 现行电站5105 （1.5-2.3105 CPR1000，岭奥，大亚湾） URD要求 1105（N4) EPR 1105, AP1000 4107,AP1000 的未来,AP1000-1117 MWe 被动安全系统 AP1000 review in progress 2002提交申请 2005批准 在中国核电市场有前景 在世界第三代竞争中有优势（总额80亿美元/西屋53亿美元）,VVER,VVER 与 PWR 基本原理与工艺流程相同 70年代第一代VVER-440未设置应急堆芯冷却系统和安全壳。但堆芯设计安全裕度较大（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，但没设安全壳。 80年代后期第三代VVER-1000增设安全壳。建22座。,3、田湾核电站,中俄合作项目 厂址位于江苏省连云港市田湾 一期工程建设两台俄罗斯AES-91/V-428 （VVER-1000/428 NPP-91）型压水堆核电机组，装机容量为2106万千瓦 1999年10月20日进行1号机组的第一罐混凝土浇注，2000年9月20日进行2号机组的第一罐混凝土浇注。 1号机组和2号机组计划分别于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)。安全壳采用双层结构，乏燃料水池布置在安全壳内。同PWR安全标准基本相同，有些安全系统裕度更大。 我国田湾采用VVER-1000（AES-91/V-428)，在燃料格架、导向管及控制棒材料，换料及功率展平方案，压力壳结构，专设安全系统等方面都做了改进。同APWR安全标准基本相当。 俄罗斯计划到2015年每年兴建两个百万千万核反应堆,到2020年将其数量增加到每年四个。俄罗斯目前在10个核电厂有31个核反应堆，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运行经验 具有更高的安全性，它符合当今国际核电安全法规的要求和发展趋向 安全系统的多重性、多样性和冗余性（安全余量大），针对各种可能发生的异常状况和事故，设置相应的预防措施和安全系统，确保核电站安全可行地运行,VVER,安全壳预应力钢缆系统 共有水平环向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， 该设计系国内首次采用的国际先进技术，设计内抗压能力达到0.5MPa，最高可达0.7MPa。 该系统能够大大提高安全壳的承压能力，增强核电站安全水平。,AES-91技术特点,双层安全壳,反应堆厂房穹顶吊装,双层安全壳结构 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。 两层安全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，从而达到有效的防护目的，同时也成为目前国内独一无二的双层安全壳核电站。 双层安全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。外层安全壳反应堆厂房外径为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） 由运行仪控（TXP）和安全仪控（TXS）两部分组成，是目前我国核电站首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，将会为核电站安全、经济、高效运行发挥重要作用。,AES-91技术特点,全数字化主控室,4通道安全系统 包括：堆芯应急冷却系统、事故浓硼注入系统、安全壳喷淋系统和事故给水系统 每个安全系统由4个完全独立和实体隔离的通道组成。这样在运行中形成了一个系统运行、三个系统备用的“N+3”的多重保护组合，从而大大提高了电厂的安全性。,AES-91技术特点,安注泵系统,正常运行情况下，四个环路的设备同时工作。 若其中两个环路发生故障，仍可降低功率继续运行、 可不停堆。,AES-91技术特点,汽轮机组,反应堆装堆实验,装堆,安装吊篮,奠定基础,压水堆核电厂的调试与运行 1压水堆核电厂的调试 一座大型压水堆核电厂建设工程可以分为设计、制造、建造、调试与运行几个阶段。 调试启动过程是核电厂投产前的工程阶段，在此过程中，需要进行各种必要的试验，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则正确的运作。 核电厂的调试启动的三个主要阶段是： A阶段：预备运行试验 B阶段：装料，初始临界和低功率运行试验 C阶段：功率试验,A阶段：预备运行试验 1 设备初步试验 每一台设备安装完毕，都必须进行单独试验，以检查设备安装是否正确及能否达到设计所要求的性能。 2 基本系统试验 对互相并联的若干基本系统进行联合功能检查，又可分为冷态性能试验与热态性能试验两个分阶段： 1）冷态试验 对一回路主系统进行压水试验和冷态试验。冷态试验结束后安装设备与管道的热绝缘。 2）热态试验 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，试验核蒸汽供应系统的热态功能。如无外汽源，在一回路热态试验时，对二回路进行热态试验。在热态试验结束后，要进行一次全面检查，包括第一次在役检查（又称役前检查），作为运行中在役检查的基础，并做好装料前的准备工作。,B阶段：装料、初始临界和低功率运行试验 目的： 证实核反应堆已处于能够启动的状态， 证实冷却剂、堆芯、反应性控制、核反应堆 物理参数和屏蔽等特性都能满足核电厂运 行的有关安全要求。 1 装料和次临界试验 按规定程序进行装料，以保证安全和正确的装载； 装料后在核反应堆处于次临界状态时，为确定冷却剂流动特性以及核反应堆控制设备的可运行性，进行一些性能试验。,2 启动到初始临界 按预定步骤，有次序地提升控制棒，改变堆内反应性，逼近临界。必须连续的监测和分析反应性的变化，确保初次启动安全。 3 低功率试验 按核反应堆设计要求，在把核反应堆功率维持在足够低的水平情况下，进行持续时间较长的系统流动性能试验和冷态、热态性能试验。证实核反应堆已具备较高功率水平下运行的条件。,调试启动的意义： 从大量试验数据中，验证核电厂的建设和设备安装质量是否符合设计标准； 通过核电厂运行瞬态和在假想事故条件下运行特性的检验，验证是否符合设计要求，以确保核电厂安全、可靠地投入运行，并可为设计、制造与施工的改进提供参考； 验证运行限值和运行条件，检验运行规程和事故处理规程是否恰当； 通过调试启动，使运行人员熟悉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工作，必须周密地计划和实施调试。 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； 调试大纲必须经国家核安全局批准； 在制订和实施整个调试大纲期间，营运单位必须和国家核安全局保持密切的联系。,2压水堆核电厂的运行 压水堆核电厂的标准运行状态有换料、冷停堆、次临界中间停堆、热停堆、热备用、反用堆带功率运行。 1 换料停堆 允许作换料操作的停堆。此时，压力容器已打开，顶盖已吊起并移走，燃料组件在压力容器的堆芯内，核反应堆换料水池充满含硼水。 2 冷停堆 核反应堆有很深的次临界度，一回路水的平均温度低于90，压力容器封闭，一回路可能处于受压状态，冷停堆又有两种状态： 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行维修； 正常冷停堆，该状态时压力容器是密封的，一回路至少用稳压器的一个安全阀组进行保护。,3 次临界中间停堆 核反应堆有足够的负反应性，处于次临界状态，一回路平均温度处于90至291.4之间。有两种不同的运行工况： 在稳压器内没有形成气泡，一回路温度在90至177之间，这是单相次临界中间停堆状态； 在稳压器内形成气泡，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状态。 4 热停堆 核反应堆处于次临界，一回路平均温度为291.4，相当于空载条件。 5 热备用 核反应堆为临界状态，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 核反应堆带功率 核反应堆在临界状态，所产生的功率2%Pn，可分为两种运行状态： 核反应堆控制：手动方式，运行在大于2%Pn而小于15%Pn的低功率工况； 核反应堆控制：自动或手动方式，运行在大于15%Pn而小于（或等于）100%Pn范围内，带功率运行。,3 压水堆核电厂的维护 1 核电厂运营单位在运行开始之前必须制定出为安全运行所必需的建筑物、系统和部件的定期维修、试验、检验和检查的大纲。大纲必需存档，并便于国家核安全部门查验。 2 核电厂运营单位必须作出安排，由合格的人员使用合适的设备和技术完成符合要求的定期试验、检验和检查。 3 维修、试验和检查大纲必须计及运行限值和条件，以及其它适用的核安全管理要求。 4 必须确定安全重要的核电厂构筑物，系统和部件维修、试验、检验和检查的标准和周期，使其可靠性和有效性与设计要求保持一致，并保证运行开始后，核电厂的安全状态不致受到有害的影响。,5 构筑物、系统和部件的维修、试验、检验和检查的频度必须根据它们的相对重要性而定。同时，要适当地考虑到其功能失效的概率和维修时人员所受辐照，保持合理可行尽量低的要求。 6 核电厂投入运行后，进行的定期检查叫做在伇检查。检查时对核反应堆冷却剂压力边界的耐压设备（如容器、管道）进行无损探伤，并与伇前检查（又称基准检查）进行比较，判断原有缺陷有否扩展、有否新的缺陷等，以确保压力边界的安全性。有些情况下在伇检查工作也扩大至辅助系统和安全保护系统的设备。 7 在伇检查的时间间隔，一般为电厂运行开始后每10年检查一次，每次作100检查。,压水堆核电厂的安全分析与辐射安全 1压水堆核电厂的安全分析 核安全的最高目标是辐射安全，即工作人员、居民和环境免遭放射性危害，辐射照射保持合理可行的尽量低水平，在正常和事故下，放射性剂量水平低于规定限值。 为了实现核安全的最高目标，又设定了如下核安全技术目标：充分的安全余量防止事故发生；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安全，即核安全的三要素： 反应性控制，即在任何情况下都要保证核反应堆能及时停堆，使核反应中止。重要的措施有：确保反应性负反馈设计；核反应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：正常运行时，保障蒸汽发生器的热阱功能；机组停运时保障余热排除系统的功能；泵停运时，依靠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，保障安注系统投入。 放射性物质屏蔽和包容，即在任何情况下都要保障放射性射线屏蔽，无放射性物质泄漏进环境。重要的措施有：在正常运行时，对一回路冷却剂中的放射性物质采取净化；安全壳保持负压；保障放射性物质的四道屏障的结构完整，所谓四道屏障分别指：燃料芯块、燃料包壳、一回路压力边界和安全壳。,为了使核安全的三要素得到保证，核电厂的设计提出了四种概念的安全性，即： 固有安全性，即核反应堆固有安全特性。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应堆自动引入负反应性，使反应堆功率下降，阻止堆芯温度进一步升高。具有负温度系数的核反应堆，其反应性的控制易于实现。核反应堆设计中，要求有充分的固有安全特性。 非能动安全性，即依靠自然力如重力、惯性力等自动实现安全功能，获得极大的可靠性。如自然循环排出余热，重力使安全棒下落，依靠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安全技术。,能动安全，即依靠能动部件实现安全功能。能动部件存在失效的可能性，为了确保能动部件的可靠，核电厂往往采用冗余原则、多样性原则、独立性原则，防止共因失效、失效传播，确保核电厂安全。 后备安全性，即提高安全余度、多层次纵深防卫的原则。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。核电厂在整体安全上则采用纵深防御原则，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；有严格的质量保证体系，建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电厂工作人员的教育和培训，防止故障发生。 第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。 第三道防线：设计多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故。 第四道防线：启用核电厂安全系统，加强事故中的电站管理，缓解事故。 第五道防线：厂内外应急计划，努力减轻事故对居民的影响。,此外，核电厂