核反应堆安全壳，或称反应堆安全壳、安全壳建筑或安全壳、圍阻體、安全廠房、安全掩體，是一个钢筋混凝土和铅的坚固结构。它的设计在紧急状况下，包裹反应堆漏出的放射性蒸汽和气体，它的最高容压范围是大约275kPa至550kPa。是构成压水反应堆最外圍的建筑，指包容了核蒸汽供应系统的大部分系统和设备的外壳建筑...

核反应堆，从大约20亿年以前开始反应。 一般核电站的关键部分是： 核燃料 反應爐燃料棒 慢化剂 冷却剂 控制棒 压力容器 反应炉中心紧急冷却系统 反应堆保护系统 蒸汽发生器（沸水式反应堆中没有这个） 安全壳建筑 主泵 汽轮机 发电机 冷凝器 核反应堆有几种不同的分类方法，以下提供这些分类方法的简介。...

堆，缺乏安全壳的建筑物，不精心的保养和缺失安全的规章的一种产物。与西方使用的几乎所有核反应堆不同的是，RBMK型反应堆有一個危險的正空泡係數（空泡係數），这意味着一个零部件的失灵就会使反应堆产生越来越多的热和射线，直到反应堆...

安全与可靠性及防扩散与实物保护。世界核协会（英语：World Nuclear Association）在2015年表示，一些核电站可能会在2030年之前投入商业运营。 第四代反应堆没有精确的定义。该术语指的是截至2000年左右正在开发的核反应堆...

第三代反应堆的安全性和经济性都将明显优于第二代反应堆。这包括先进的核燃料管理技术，更高的热效率、被动核安全（英语：Passive nuclear safety）系统，标准化设计，从而降低维护和投资成本。世界上首个第三代核电站是1996年建造的日本柏崎刈羽核能發電廠（一座ABWR）。由于安全...

事故中发生的氢气爆炸事件令日本政府不得不下令使用海水来冷却反应堆。事故发生后，东京电力公司為了促使核反应堆降低氣壓而将堆内气体排放到大氣層，為了冷卻核反应堆而向堆内注入大量冷卻水，之後又排放入大海。這些危機處理措施以及其它的意外與失控事件使得福島核反应堆內的放射性物質持續大規模泄漏。3月12日，日本內閣官房...

kanalnyy，直译：「大功率管式反应炉」）是一种苏联建造的用于核电站的石墨慢化沸水反应堆，也是目前仍有在运行的最早的反应堆和最早的第二代核反应堆（第一代是那些试验性质的研究用反应堆）。 RBMK反应堆是苏联核能项目的最高峰，其為一种基于苏联的石墨慢化军事级鈽生产反应堆的水冷反应堆。其中的第一台机型，奥布宁斯克核电站的AM-1（俄语：Атом...

安全標準的產品。該模型包括增加的緊急核心冷卻和輔助給水系統以及升級的事故定位系統。 較大的VVER-1000是1975年後開發的，是一個四迴路系統，位於核反应堆安全壳結構中，配有噴霧蒸汽抑制系統（緊急爐心冷卻系統）。 VVER反應堆設計經過精心設計，融入了與西方第三代反应堆相關的自動控制、非能動安全和安全殼系統。...

当地农作物产量未发生异常变化。 三哩島核洩漏事故是核能史上第一次反應堆堆芯熔毀的事故，此事故的嚴重後果反映在經濟上，公共安全及周圍居民的健康上則沒有不良影響。究其原因在於核反應堆安全殼發揮重要作用，凸顯其作為核電廠最後一道安全防線的重要作用。在整個事件中，人員的操作錯誤和機械故障是主要的原因，因此...

堆2021年开始在海南昌江核电站建设，预计2026年投入商业运转。 玲龙一号则是将蒸汽发生器内置在压力容器内部，将冷却剂泵直接连在反应堆压力容器上（泵壳和压力容器一体设计），从而将反应堆冷却剂系统集成为一个反应堆模块。采用非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统、非能动安全壳...

堆芯冷却系统，極小概率的最糟多重外部事故下無外界干涉還可安全運轉14天為緊急事故處置爭取充分時間，為世界核能科技前列，采取较低的堆芯功率密度设计。双层安全壳。单堆布置，即一个核反应堆与一套汽轮机发电厂房，而不是傳統两反应堆...

堆中的中子减速剂令快中子转变为慢中子，慢中子再轰击堆中其他铀-235时，类似的核反应将能持续发生，即自我维持的核裂变链式反应。这使得自持链式反应成为可能，其释放的能量用在核反应堆中以可以控制的速率释放或在核武器中以非常迅速失控制速率释放。目前商业核反应堆...

熔盐堆（英語：molten salt reactor, MSR）是核裂变反應爐的一种，屬於第四代反應堆，其主冷卻劑以至燃料本身都是熔盐混合物，它可以在高温下工作（可获得更高的热效率）时保持低蒸氣壓，从而降低机械应力，提高安全性，并且比熔融鈉冷却剂活性低。 對第四代反應爐設計的更多研究開始重新引起人們...

Depressurization System, ADS) 由一系列閥門組成，在壓力抑制型安全殼內的大水池(如濕井)數尺之下打開以泄壓(常見於沸水堆的設計)，在其他安全殼類型中，直接通往主要阻圍結構，如大型乾式或冰凝式冷凝器容器(常見於壓水堆的設計)。閥門啟動對反應堆壓力槽進行排氣/減壓時，允許低壓冷卻劑注入糸統運...

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。但是核燃料與乏燃料管理的成本尚不确定。 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。...

堆芯熔毁（英語：meltdown），又稱為核熔燬或熔毁，是核反应堆因无法及时冷却而熔化造成的損毀。堆芯熔毁后可引发具有放射性的物質外洩，影響人类及其他生物的健康。在核电站中，堆芯熔毁稳定化系统（Core Melt Stabilization System）会用来减缓堆芯熔毁的影响，并确保核心保护壳的完整性。...

1943年1月，格拉夫顿的接任者阿瑟·V·彼得森（英语：Arthur V. Peterson）少校觉得把核反应堆放在人口密集的区域太危险了，便下令将芝加哥1号堆迁到红木森林。1944年5月15日，史上首座重水核反应堆芝加哥3号堆在阿贡达到临界值。战后，红木森林还在运转的科研设施被迁至约6英里（9.7公里）开外的新地点，形成了后来的阿尔贡国家实验室。...

核反應爐中有危險的輻射，而且失控的核反應會產生大量熱量，會造成堆芯熔毀，也會熔化周圍的物質。因此核反應爐有緊急的爐心冷卻設施使爐心的溫度下降，有屏蔽層避免釋放輻射，也有工程屏障（多半是由核反应堆安全壳進行多層的防護）避免放射物質外洩。一般在安全...

核反應堆功率在短时间内災難性地激增至最大设计负荷的约10倍，導致蒸汽爆炸，撕裂反應堆的頂部；由于蘇聯的RBMK反應堆为最早期的核能电力系统，只设计了单一的防护层，不像后来的核電站，在反应堆外还建有安全殼，所以4號核反應堆...

Lochbaum）(David Lochbaum)一再質疑福島第一核电站的GE Mark 1反應堆安全殼設計的安全性。 在2012年核電安全報告中，大衛·洛克鮑姆（英语：David Lochbaum）和埃德溫·萊曼(Edwin Lyman)說： 福島核反應堆的設計與許多美國反應堆的設計非常相似，各自的應急響應程序也具有可比性。...

政府之后称，发生崩塌的只是厂房的墙壁，而反应堆安全壳其实並没有发生爆炸。后来，疏散半径一度扩大到20公里。 日本经济产业省原子能安全保安院表示，福岛第一核电站反应堆容器中的气压已达到设计值的1.5倍，核电站正门附近的辐射量是通常的70倍以上，而1号反应堆的中央控制室辐射量已升至通常的1...

堆芯捕捉器發生堆芯熔毀時，避免堆芯融毀物質漏出至安全殼外，一個捕集堆芯融毀物質（英语：Corium）(英語:Corium)的設備。 堆芯捕捉器是由特殊的陶瓷和混凝土組成，防止融毀的堆芯滲漏。它也有冷卻機制以冷卻融毀的堆芯。歐洲壓水反應堆的堆芯捕捉器有170 m²大，重500噸。 除 EPR 外，具有堆芯捕捉器的反應堆類型包括：...

放射性核素价格高。 需高压(高达10兆帕或100巴)重型安全壳。 安全壳失效会释放出高压喷射的微粒放射性同位素，形成一颗有效的脏弹。 固有的故障风险很可能将该装置局限于天基应用，在这种应用场合中，只有在装置离开地球轨道后，才能从安全运输设备中取出精细分割的放射性同位素源，并将其置于高压气体中。...

中子慢化劑以降低中子的速度。在輕水堆和重水堆中，水也作為反應堆冷卻劑。 核燃料，是可裂變物質，通常為鈾。 反應堆壓力槽，是一個包含冷卻劑和反應堆堆芯的壓力容器。 放射性屏障以保護人與環境免受電離輻射的有害影響。 安全殼，在緊急狀況時，安全殼避免放射性物質泄漏。 儀器儀表監察和控制反應堆糸統。 核反應堆 快中子反應堆 Squires...

2025年3月10日，Teollisuuden Voima向3号机组向反应堆注水时，发生了约100立方米的反应堆冷却剂泄漏事件，泄漏的冷却剂流入了与环境隔绝的安全壳室，并流入安全壳的地板排水系统，但该事件未对人员、环境或核安全造成任何风险。 安克羅核廢料貯存庫是世界上第一个用于高放射性核废料最终处置...

 吸取西方压水堆改进技术而完成的改良型设计。其设计的基本原则是: 最大限度地保留经过参考电站验证的良好特性,应用验证过的成熟的改进技术, 不采用需要开发的新工艺。采用了一系列重要先进设计和安全措施，包括安全系统4通道、堆芯熔融物捕集器、全数字化仪控系统、反应堆厂房双层安全壳...

核反应堆位于爱达荷州Arco的EBR-I试验增殖反应堆，它最初向外输出的功率为100kW。 1954年6月27日，世界上第一个为电网提供电力的核电站在苏联的欧伯宁斯克开始运行。这个反应堆使用了石墨来控制核反应并用水来冷却，功率为5兆瓦。全世界第一个投入商业运营的核反应堆是位于英格兰Sellafield的Calder...

2008年4月，法國原子能安全委員會（Autorité de sûreté nucléaire，缩写：ASN）报告说，二次安全壳钢衬里检查的焊缝中有四分之一与规范不符，并且在混凝土基层发现了裂缝。 法国电力公司表示，在建设初期提出的这些问题正在取得进展;然而，5月21日，法國原子能安全委員會下令暂停混凝土浇筑。...

PWR2是为前卫级核潜艇开发的，第一座PWR2反应堆于1985年完成，并于1987年8月在伏尔甘核反应堆测试中心（Vulcan Naval Reactor Test Establishment）开始测试。 反应堆燃料是浓缩度在93%到97%之间的濃縮鈾。PWR2反应堆堆芯“Core H”的使用寿命约为30年，无需更换燃料...

090MW，設計使用壽命為60年，並將採用雙安全殼，同時有被動和主動安全系統。反應爐採用177個組裝核心設計，換燃料棒週期為18個月。電廠利用率高達90%。中核工業集團表示，其主被動安全系統、雙層安全殼等技術符合國際最高安全標準。 2020年11月27日0时41分，福清核电5号机组首次并网發電成功，這標誌著华龙一号全球首堆...

日本1200MWe简化轻水堆设计 (4). 国外核动力. 1999 （中文）. 然而，在1300MWe(四环路)的方案中，安全壳容器内部冷却管道的布置要求安全容器大于目前运行的1500MWe的APWR(先进压水堆)安全壳容器。在经济方面，1300MWe简化压水堆最佳电力输出实际上会限制在1200MWe甚至更小堆型的水平。 ...