1942年费米在世界第一座反应堆上首次实现了可控裂变链式反应。但是核能这柄双刃剑却首先使用于研制、、核潜艇和核航母。直到20世纪50年代人类才开始开发核能的和平利用——核能发电技术。1957年底，美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合，建成了世界上第一座60MW希平港原型压水堆核电厂。 原子核裂变时产生的中子，有的被易裂变核吸收产生新的裂变，有的被某些原子核如（结构材料、减速剂、冷却剂、控制棒等的原子核)俘获后不发生裂变，有的漏到堆芯外面去了。在裂变时，只有当中子的产生率等于消失率时，裂变反应才能进行下去，通常把这种状态叫临界状态。达到临界时的堆芯质量叫临界质量。实际上，核反应堆的燃料装载量比临界质量大，这是因为除了要“烧掉”大部分核燃料外，在堆芯换料时，核燃料的质量也要大于临界质量，还要留有一定的后备反应性，以便控制裂变反应。 压水堆（pressurized waterreactor）使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为低浓铀。使用加压轻水作冷却剂和慢化剂，水压约为15.5MPa，水在堆内不沸腾，驱动汽轮发电机组的蒸汽在反应堆以外产生，借助于蒸汽发生
器实现，蒸汽压力为6～7MPa。燃料为浓缩铀或MOX燃料。20世纪80年代前，被公认为是技术最成熟，运行安全、经济实用的堆型。最早用作核潜艇的军用反应堆。1961年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。 压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成。压力容器的寿命期为40年，堆芯装核燃料组件。压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。
压水堆字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。
压水堆是比较广泛采用的核反应堆。其特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须保持在高压状态。燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。把这些小的铀块重叠在高3米，外径9．5毫米，厚0.57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。每200多根铀棒，排列成横17排，纵17排的燃料元件。如果堆内有100多个这样的燃料元件，即可成为90万千瓦的压水堆核电站。整个堆芯放在内径为4米，高为13防伪印章米，厚为0．2米的压力壳内。壳内压强为155个大气压。可把水加热到330节能锅℃以上。温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。
由此可以看出，压水堆核电站将核能转变为电能是分四步，在四个主要设备中实现的：
反应堆：将核能转变为热能（高温高压水），并将热能传给一回路冷却剂。
蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的水，使其变为饱和蒸汽。
汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。
发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。截至2006年底，全世界31个国家和地区共拥有运行核电机组435台，核电总发电量占全世界总发电量的16%左右。全世界已经积累了13000多堆。年的核电运行经验。我国自主设计、建设的秦山310MW机组，就采用了国外现行压水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作。于1991年底首次并网发电，结束了大陆无核电的历史。截至2007年底，我国大陆有秦山一、二、三期核电厂、大亚湾核电厂、岭澳核电厂、田湾核电厂共11台核电机组投入商业运行，核电装机容量达906.8万千瓦。我国也已掌握了现在普遍采用的压水堆二代改进技术，努力发展中国自主核电三代技术。
秦山核电站
20世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求的第三代压水堆。所以现在压水堆的发展方向中，其中有代表的有法、德合作开发的欧洲动力堆EPR和美国西屋公司研发的AP1000传送侦测。EPR提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化
和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件；AP1000则以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特。在中国，国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程，建设白光干涉4套第三代AP1000压水堆核电机组。并且有国家中长期科技发展规划纲要已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项（CAP1400）。
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