核能发电厂
出处：按学科分类—政治、法律 复旦大学出版社《国际惯例词典》第510页（1082字）
也称核电站。
利用核反应堆代替常规火力发电厂的蒸汽锅炉进行发电或兼供热能的动力工厂。常规核电厂的工艺流程大致为：核反应堆将水加热变为蒸气，通过蒸气管网驱动汽轮机从而带动连轴的发电机发电。它与常规的火力发电厂相比，除核反应锅炉及蒸气管网有区别外，汽轮机和发电机装置是差不多的。为了避免核反应堆在工作时产生的放射线对周围环境和居民造成核污染，必须加设隔离绝缘措施，这就是习称的核安全壳。核反应堆的类型较多，当代国际上常用于核电站的有压水反应堆，沸水反应堆，重水反应堆，轻水反应堆等。我国建造的核电厂均为压水反应堆型。
所谓压水反应堆(简称压水堆)是利用核燃料加热水，使水在高压高温下通过反应堆容器循环运行中仍保持液态而不沸腾的反应堆。而沸水反应堆或沸水堆则允许水在堆体内循环运行时可发生一定程度的沸腾。重水反应堆是以重水(氧化氘(D2O)，作冷却剂和慢化剂的压力管式重水堆。
轻水反应堆则是以普通水作冷却剂和慢化剂的反应堆。
不论采用何种类型的反应堆，它们的功率转化系统和排热系统基本上是相同的，并使用类似的设备。以最常见的压水堆电厂为例，其传热循环系统为：核蒸气供应系统→功率转化系统→排热系统。
其中核蒸气供应系统由反应堆、反应堆冷却剂系统和一些辅助系统及安全系统组成。反应堆冷却剂系统国际上习惯称为“一回路”系统。功率转化系统则称为“二回路”系统，是由凝结水系统、给水系统、蒸气系统和汽轮机组成。排热系统又称为传热循环系统或冷却水循环系统，是将汽轮机凝汽器管子中排放出来的蒸气予以冷却使其凝结成水，经净化处理后再送回系统重复使用。
核蒸气供应系统当今国际上以美国西屋电气公司和奇异电气公司研制设计的设备为主。
由于核反应堆及其他核设施一旦发生事故，会造成核放射物质泄漏，将产生核污染危及公众健康，因此在核安全保障措施方面，必须采用严密的防御设施，如对核反应堆由里到外专门设置了燃料元件包壳、压力壳、安全控制棒、应急事故冷却系统等特殊设施，即通常称的反应堆安全壳(Reactor Containment)。国际上对核电站设置的系统都分别严格规定为安全系统、安全保障系统、专设安全设施、必保系统。许多系统不仅在正常情况下能起作用，而且在发生故障或事故时也能起安全保障作用。此外，国际上拥有核电站的国家都有完善的管理法规导则，用来指导核电站的建设。如美国有《美国联邦法规》，我国有国家核安全局颁发的《核安全法规与导则》(HAF)等。