壓水堆設備與重水堆設備

A. 目前核潛艇上的壓水堆是輕水堆還是重水堆

一般作為動力輸出系統的都用輕水堆，重水堆多用於核燃料生產。

B. 核電站壓水堆和沸水堆的區別其中先進技術是什麼在建核電站中哪些是AP1000技術其他採用什麼技術

沸水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。
沸水堆與壓水堆的詳細比較：①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，並使用飽和汽輪機。②沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器。③對於失水事故的處理，沸水堆的應急堆芯冷卻系統中有兩個分系統都從堆芯上方直接噴淋注水，壓水堆的應急注水通過環路管道從堆芯底部注入冷卻水。④沸水堆直接產生蒸汽，有N16的放射性問題，還有燃料棒破損時的氣體和揮發性裂變產物都會直接污染汽輪機系統。⑤沸水堆壓力容器底部除有為數眾多的控制棒開孔外，尚有中子探測器開孔，增加了小失水事故的可能性。⑥控制棒驅動機構較復雜，可靠性要求高。⑦沸水堆控制棒自堆底引入，發生"未能應急停堆預計瞬態"的可能性比壓水堆的大。"未能應急停堆預計瞬態"指發生某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入。而且壓水堆內水壓很高，達到大氣壓的150倍，水在堆內溫度升高的很快但不沸騰，流到蒸汽發生器來為另一個循環中的水來加熱。而沸水堆則允許水在堆內沸騰，產生蒸汽，並把蒸汽直接輸送倒搜用之處。
山東海陽、浙江三門、湖南桃花江、湖北咸寧都是採用AP1000技術，遼寧紅沿河、廣東陽江、廣西防城港、福建寧德都是中廣核的CPR1000+技術，福建福清採用M310加改進堆型、海南昌江採用CNP600技術。

C. 輕水反應堆與重水反應堆有什麼不同 不要一堆讓普通人不懂的專業術語

用的冷卻劑不一樣。
輕水也就是一般的水（H2O），用輕水作為慢化劑和冷卻劑的核反應堆被稱為版輕水反應堆，權簡稱輕水堆，包括沸水堆和壓水堆。與重水相比，輕水有廉價的長處，此外其減速效率也很高。
重水即氧化氘（D2O），用重水作為慢化劑的核反應堆被稱為重水反應堆，簡稱為重水堆。所以重水雖貴，但它是非常優異的慢化劑，與石墨並列是最常用的慢化劑。

D. 核電科普：壓水堆核電站有哪幾道安全屏障

燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質外逸的作版用，即構成權了第一道安全屏障；

把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9.5毫米，厚0.57毫米的鋯合金管內封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質逸出，故構成第二道安全屏障；

從反應堆出來的水在蒸汽發生器中溫度降低後，經一迴路的循環泵驅動，又回到壓力殼的堆芯繼續加熱，完成第一迴路的循環。一迴路和壓力殼組成第三道安全屏障。

(4)壓水堆設備與重水堆設備擴展閱讀

目前全世界大約有440座核電機組在運行，其中占絕大多數(約92%)的是輕水堆(LWR)，其餘為重水堆(PHWR)以及先進氣冷堆(AGR)等。輕水堆主要是壓水堆(PWR)和沸水堆(BWR)兩種類型，其中大約75%為壓水堆，我國投入運行並將建造的絕大多數核電站都是壓水堆型的。

壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑。主要由核蒸汽供應系統、汽輪發電機系統（即二迴路系統）及其他輔助系統組成。冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能後，通過蒸汽發生器再把熱量傳遞給二迴路產生蒸汽，然後進入汽輪機做功，帶動發電機發電。

E. 輕水與重水是什麼

light water reactor (LWR) 以水和汽水混合物作為冷卻劑和慢化劑的反應堆。輕水堆就堆內載出核裂變熱能的方式可分為壓水堆和沸水堆兩種，是目前國際上多數核電站所採用的兩種堆型。據統計，1992年運行的413座核電站中，輕水堆核電站約佔64．15％，裝機容量約佔80％，加上正在建設和已經訂貨的輕水堆核電站將佔80％，裝機容量將佔90％。

輕水反應堆是和平利用核能的一種方式.

用輕水作為慢化劑和冷卻劑的核反應堆被稱為輕水反應堆，包括沸騰水堆和加壓水堆輕水也就是一般的水，廣泛地被用於反應堆的慢化劑和冷卻劑。與重水相比，輕水有廉價的長處，此外其減速效率也很高沸騰水堆的特點是將水蒸汽不經過熱交換器直接送到氣輪機，從而防止了熱效率的低下，加壓水堆則用高壓抑制沸騰，對輕水一般加100至160個大氣壓，從而熱交換器把一次冷卻系（取出堆芯產生的熱）和二次冷卻系（發生送往蝸輪機的蒸汽）完全隔離開來。

用重水即氧化氘（D2O）作為慢化劑的核反應堆被稱為重水反應堆，或簡稱為重水堆現在的反應堆幾乎都利用熱中子，因此慢化劑是反應堆不可缺少的組成部分慢化劑與中子碰撞使中子亦即減少中子的數量的話，便失去了意義。所以，重水是非常優異的慢化劑，它與石墨並列是最常用的慢化劑。

重水與普通水看起來十分相像，是無臭無味的液體，它們的化學性質也一樣，不過某些物理性質卻不相同。普通水的密度為1克／厘米3，而重水的密度為1.056克／厘米3；普通水的沸點為100℃，重水的沸點為101.42℃；普通水的冰點為0℃，重水的冰點為 3.8℃。此外，普通水能夠滋養生命，培育萬物，而重水則不能使種子發芽。人和動物若是喝了重水，還會引起死亡。不過，重水的特殊價值體現在原子能技術應用中。製造威力巨大的核武器，就需要重水來作為原子核裂變反應中的減速劑，作中子的減速劑，也可作為制重氫的材料，普通水中含量約為0.02％（質量分數）。

重水和普通水一樣，也是由氫和氧化合而成的液體化合物，不過，重水分子和普通水分子的氫原子有所不同。我們知道，氫有3種同位素。一種是氕，它只含有一個質子。它和一個氧原子化合可以生成普通的水分子。另一種是重氫 ———氘。它含有一個質子和一個中子。它和一個氧原子化合後可以生成重水分子。還有一種是超重氫———氚。它含有兩個中子和一個質子。

重水可以通過多種方法生產。最初的方法是用電解法，因為重水無法電解，這樣可以從普通水中把它分離出來。還有一種簡單方法是利用重水沸點高於普通水通過反復蒸餾得到。後來又發展了一些其他較佳的方法。

然而只有兩種方法已證明具有商業意義：水——硫化氫交換法(GS法)和氨——氫交換法。

GS法是基於在一系列塔內(通過頂部冷和底部熱的方式操作)水和硫化氫之間氫與氘交換的一種方法。在此過程中，水向塔底流動，而硫化氫氣體從塔底向塔頂循環。使用一系列多孔塔板促進硫化氫氣體和水之間的混合。在低溫下氘向水中遷移，而在高溫下氘向硫化氫中遷移。氘被濃縮了的硫化氫氣體或水從第一級塔的熱段和冷段的接合處排出，並且在下一級塔中重復這一過程。最後一級的產品(氘濃縮至高達30%的水)送入一個蒸鎦單元以制備反應堆級的重水（即99．75％的氧化氘）。

氨——氫交換法可以在催化劑存在下通過同液態氨的接觸從合成氣中提取氘。合成氣被送進交換塔，而後送至氨轉換器。在交換塔內氣體從塔底向塔頂流動，而液氨從塔頂向塔底流動。氘從合成氣的氫中洗滌下來並在液氨中濃集。液氨然後流入塔底部的氨裂化器，而氣體流入塔頂部的氨轉換器。在以後的各級中得到進一步濃縮，最後通過蒸餾生產出反應堆級重水。合成氣進料可由氨廠提供，而這個氨廠也可以結合氨——氫交換法重水廠一起建造。氨——氫交換法也可以用普通水作為氘的供料源。

利用GS法或氨——氫交換法生產重水的工廠所用的許多關鍵設備項目是與化學工業和石油工業的若干生產工序所用設備相同的。對於利用GS法的小廠來說尤其如此。然而，這種設備項目很少有「現貨」供應。GS法和氨——氫交換法要求在高壓下處理大量易燃、有腐蝕性和有毒的流體。因此，在制定使用這些方法的工廠和設備所用的設計和運行標准時，要求認真注意材料的選擇和材料的規格，以保證在長期服務中有高度的安全性和可靠性。規模的選擇主要取決於經濟性和需要。因而，大多數設備項目將按照用戶的要求製造。

最後，應該指出，對GS法和氨——氫交換法而言，那些單獨地看並非專門設計或製造用於重水生產的設備項目可以組裝成專門設計或製造用於生產重水的系統。氨——氫交換法所用的催化劑生產系統和在上述兩方法中將重水最終加濃至反應堆級所用的水蒸餾系統就是此類系統的實例。
重水堆按其結構型式可分為壓力殼式和壓力管式兩種。壓力殼式的冷卻劑只用重水，它的內部結構材料比壓力管式少，但中子經濟性好，生成新燃料鈈－239的凈產量比較高。這種堆一般用天然鈾作燃料，結構類似壓水堆，但因柵格節距大，壓力殼比同樣功率的壓水堆要大得多，因此單堆功率最大隻能做到30萬千瓦。

因為管式重水堆的冷卻劑不受限制，可用重水、輕水、氣體或有機化合物。它的尺寸也不受限制，雖然壓力管帶來了伴生吸收中子損失，但由於堆芯大，可使中子的泄漏損失減小。此外，這種堆便於實行不停堆裝卸和連續換料，可省去補償燃耗的控制棒。

壓力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷卻和重水慢化、沸騰輕水冷卻兩種反應堆。這兩種堆的結構大致相同。

(1) 重水慢化，重水冷卻堆核電站 這種反應堆的反應堆容器不承受壓力。重水慢化劑充滿反應堆容器，有許多容器管貫穿反應堆容器，並與其成為一體。在容器管中，放有鋯合金制的壓力管。用天然二氧化鈾製成的芯塊，被裝到燃料棒的鋯合金包殼管中，然後再組成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在壓力管中，它藉助支承墊可在水平的壓力管中來回滑動。在反應堆的兩端，各設置有一座遙控定位的裝卸料機，可在反應堆運行期間連續地裝卸燃料元件。

這種核電站的發電原理是：既作慢化劑又作冷卻劑的重水，在壓力管中流動，冷卻燃料。像壓水堆那樣，為了不使重水沸騰，必須保持在高壓（約90大氣壓）狀態下。這樣，流過壓力管的高溫（約300℃）高壓的重水，把裂變產生的熱量帶出堆芯，在蒸汽發生器內傳給二迴路的輕水，以產生蒸汽，帶動汽輪發電機組發電。

（2）重水慢化、沸騰輕水冷卻堆核電站 這種堆是英國在壩杜堆（重水慢化、重水冷卻堆）的基礎上發展起來的。加拿大所設計的重水慢化重水冷卻反應堆的容器和壓力管都是水平布置的。而重水慢化沸騰輕水冷卻反應堆都是垂直布置的。它的燃料管道內流動的輕水冷卻劑，在堆芯內上升的過程中，引起沸騰，所產生的蒸汽直接送進汽輪機，並帶動發電機。

因為輕水比重水吸收中子多，堆芯用天然鈾作燃料就很難維持穩定的核反應，所以，大多數設計都在燃料中加入了低濃度的鈾－235或鈈－239。

重水堆的突出優點是能最有效地利用天然鈾。由於重水慢化性能好，吸收中子少，這不僅可直接用天然鈾作燃料，而且燃料燒得比較透。重水堆比輕水堆消耗天然鈾的量要少，如果採用低濃度鈾，可節省天然鈾38%。在各種熱中子堆中，重水堆需要的天然鈾量最小。此外，重水堆對燃料的適應性強，能很容易地改用另一種核燃料。它的主要缺點是，體積比輕水堆大。建造費用高，重水昂貴，發電成本也比較高。

F. 壓水堆核電站一次側水化學與設備材料腐蝕損傷的關系

核電站是一種高能量、少耗料的電站。以一座發電量為100萬千瓦的電站為例，如果燒煤，每天需耗煤 7000~8000噸左右，一年要消耗200多萬噸。若改用核電站，每年只消耗1.5噸裂變鈾或鈈，一次換料可以滿功率連續運行一年。可以大大減少電站燃料的運輸和儲存問題。此外，核燃料在反應堆內燃燒過程中，同時還能產生出新的核燃料。核電站基建投資高，但燃料費用較低，發電成本也較低，並可減少污染。簡單地說，就是核燃料裂變過程釋放出來的能量，經過反應堆內循環的冷卻劑，把能量帶出並傳輸到鍋爐產生蒸汽用以驅動渦輪機並帶動發電機發電。核反應堆發生核反應產生熱能--->熱能給水加熱產生高壓蒸氣--->高壓蒸氣通過管道推動氣輪機轉動--->氣輪機轉動帶動發電機轉動發電。核電站是實現核裂變能轉變為電能的裝置。它與火電站最主要的不同是蒸汽供應系統。核電站利用核能產生蒸汽的系統稱為「核蒸汽供應系統」，這個系統通過核燃料的核裂變能加熱外迴路的水來產生蒸汽。從原理上講，核電站實現了核能－熱能－電能的能量轉換。從設備方面講，核電站的反應堆和蒸汽發生器起到了相當於火電站的化石燃料和鍋爐的作用。 核電站中的能量轉換藉助於三個迴路來實現。反應堆冷卻劑在主泵的驅動下進入反應堆，流經堆芯後從反應堆容器的出口管流出，進入蒸汽發生器，然後回到主泵，這就是反應堆冷卻劑的循環流程（亦稱一迴路流程）。在循環流動過程中，反應堆冷卻劑從堆芯帶走核反應產生的熱量，並且在蒸汽發生器中，在實體隔離的條件下將熱量傳遞給二迴路的水。二迴路水被加熱，生成蒸汽，蒸汽再去驅動汽輪機，帶動與汽輪機同軸的發電機發電。

G. 什麼是輕水反應堆、重水反應堆

水是使復核反應堆中產生的制中子減速的最好材料之一。 用重水即氧化氘（D2O）作為慢化劑的核反應堆被稱為重水反應堆，或簡稱為重水堆現在的反應堆幾乎都利用熱中子，因此慢化劑是反應堆不可缺少的組成部分慢化劑與中子碰撞使中子亦即減少中子的數量的話，便失去了意義。所以，重水是非常優異的慢化劑，它與石墨並列是最常用的慢化劑。
用輕水作為慢化劑和冷卻劑的核反應堆被稱為輕水反應堆，包括沸騰水堆和加壓水堆輕水也就是一般的水，廣泛地被用於反應堆的慢化劑和冷卻劑。與重水相比，輕水有廉價的長處，此外其減速效率也很高沸騰水堆的特點是將水蒸汽不經過熱交換器直接送到氣輪機，從而防止了熱效率的低下，加壓水堆則用高壓抑制沸騰，對輕水一般加100至160個大氣壓，從而熱交換器把一次冷卻系（取出堆芯產生的熱）和二次冷卻系（發生送往蝸輪機的蒸汽）完全隔離開來。
至於輕水重水不用解釋了吧 呵呵

H. 壓水堆核電站的核島部分都由哪些設備組成各組成設備的作用是什麼

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I. 壓水堆核電站和沸水堆核電站的具體區別

沸水堆與壓水堆共同點
沸水堆和壓水堆都是屬於輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，採用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構成；燃料放置於壓力容器當中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發電部分功能也都一樣。
沸水堆與壓水堆的主要區別
沸水堆採用一個迴路，壓水堆有兩個迴路；沸水堆由於堆芯頂部要安裝汽水分離器等設備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進入堆芯；沸水堆具有較低的運行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內以汽液形式存在，壓水堆一迴路壓力通常達150個大氣壓，冷卻水不產生沸騰。
壓水堆相對沸水堆的優勢

沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發生「在某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入」的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導致臨界事故發生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現機械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈式反應。另外，對於控制棒向上引入的反應堆，其堆芯上部的功率高於底部，當反應堆喪失冷卻後，會導致產生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發生熔毀的概率增加。
沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，迴路壓力增加，必須進行釋壓處理，則會導致帶有放射性的氣體進入大氣，同時還需要起用備用電源進行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應急水泵對蒸汽發生器進行噴淋，並調節穩壓器壓力，保證一迴路不出現局部沸騰，依靠一二迴路的溫差實現自然循環，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質的蓄水，至於安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實現冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆後要依靠柴油發電機發電啟動，在柴油發電機無法啟動的情況下，導致溫度失控。
水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。

沸水堆壓力遠低於壓水堆壓力，因此在系統設備、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低於壓水堆。壓水堆由於壓力高，且多了蒸汽發生器、穩壓器等設備，技術性能要求及造價都要高許多。但正是由於壓水堆一、二迴路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高於沸水堆。

J. 壓水堆講的是什麼

在核能發電中有一種已被廣泛使用的動力反應堆——壓水堆。這種反應堆也是我國核電發展規劃中已經選定的主要堆型。我國己建成的秦山核電站，還有剛建成的大亞灣核電站以及正在設計中的其他核電站，都是用這種反應堆來發電的。壓水堆的發展要追溯到第二次世界大戰期間。當時，美國海軍就曾想利用反應堆作為動力，來建造核潛艇。

戰爭結束後不久，美國海軍部派出一個技術小組，去橡樹嶺實驗室學習反應堆技術，帶隊的是一名上校，名叫里科維。回來後，他被任命為海軍艦船局核動力處的領導人，兼原子能委員會下屬海軍反應堆處的處長。他以非凡的勇氣和大膽的部署，進行了卓有成效的組織工作。1954年底建成了美國第一艘核潛艇「舡魚」號，從而揭開了海軍發展史中極為重要的一頁。

在「舡魚」號核潛艇中，利用壓水堆作為動力源，它既安全，又可靠。由於核動力工作時不需要氧氣，因此潛艇可以長時間潛航，穿過北極遼闊的冰層，進行環球航行。

1953年，美國決定建造大型核動力裝置，原子能委員會把這個任務交給了里科維少將，並由西屋電氣公司負責反應堆裝置的建造。

1954年9月6日，壓水堆核電站在賓夕法尼亞州的希平港正式破土。經過大量的考核，1957年12月2日，希平港反應堆首次達到臨界。經過16天，能量源源不斷地送出。

希平港核電站的主要用途，是研究壓水堆的工藝。在這第一代裝置中，實際上已體現出壓水堆的所有基本特點。它用加壓的普通水作為冷卻劑、慢化劑和反射層。整個堆芯放置在一個鋼制的厚壁容器內，它能承受很高的壓力，足以保證冷卻劑在堆內不發生沸騰現象。

通過改進燃料組件，壓水堆逐步實現了更新換代。壓水堆燃料組件的改進過程是這樣的：從以不銹鋼為包殼的核燃料棒，發展成高功率的以鋯合金為包殼的燃料棒束組件；取消了燃料盒而改用定位架，以增強冷卻劑的導熱效果；用控制棒束代替十字形斷面的控制棒，並採用液態中子吸收劑——含硼水。隨著反應堆功率的增大，還減小了燃料棒的直徑，改進了燃料元件的製造工藝。這些改進措施，使壓水堆堆芯的平均功率密度從58千瓦／升提高到100千瓦／升。這些數字說明，在壓水堆中每單位體積的堆芯所放出的核能，要比石墨氣冷堆高出40倍左右。由此可以想到，壓水堆是一種多麼緊湊的反應堆裝置。也正是由於這個原因，使它能用在空間極為緊湊的核潛艇內。目前典型的壓水堆核燃料，是由低濃度的二氧化鈾芯塊製成的。圓柱形芯塊的尺寸，相當於一節手指的大小。它們挨個放在壁厚約為0.6毫米的鋯合金管子內，然後密封起來，組成一根長為3～4米的燃料棒。鋯合金管用來防止燃料與冷卻劑發生相互作用，同時把產生的放射性裂變產物保存在鋯管內部。鋯本身是一種極為優秀的堆芯結構材料，因為它幾乎不吸收中子。用定位架將約200根燃料棒，按正方形的柵距排列起來，組裝成15×15或17×17的棒束，稱為燃料組件。將上百個燃料組件安裝在一起，組成一個近似圓柱形的堆芯。把它架在鋼制的厚壁容器的中央，就是一個壓水堆。冷卻劑自下而上流過堆芯，帶出裂變的能量。

由銀—銦—鎘製成的控制棒，通過容器的頂蓋插入燃料組件之中。改變控制棒插入堆芯的深度，就可調節中子的數量，從而控制反應堆的功率。

在燃料組件不斷改進的同時，壓水堆核電站的系統和設備也逐漸完善，並進入了標准化的階段。目前最大的壓水堆核電站，其單堆發電能力已達130萬千瓦。它以反應堆為中心，有四個環路，每個環路有一台蒸汽發生器和一台立式的主循環泵。高壓下的水由主泵驅動，經過堆芯吸取熱量，然後沿著環路進入蒸汽發生器，在那裡放出熱量，以後又流回主泵的入口。冷卻劑不斷地循環流動，完成輸送熱量的任務。在蒸汽發生器內，二迴路的水接受熱量後變成蒸汽，進入汽輪發電機組作功發電。

壓水堆中的冷卻劑、慢化劑和反射層都利用普通水。這不僅是因為普通水價廉易得，還因為它在常規的火電技術中已利用了200多年，人們對它已積累了豐富的操作經驗，研製了能在高溫高壓汽水條件下使用的各種材料和設備。壓水堆實際上最大程度地沿用了常規的發電技術，因此既經濟、又可靠。目前已建成的核電站，一半以上都是壓水堆核電站。將來，這個比例很可能會繼續增長。

從長期運行的角度來看，壓水堆核電站也有一個薄弱環節，那就是蒸汽發生器。它的傳熱管壁厚不到1.5毫米，卻擔負著將放射性的一迴路冷卻劑，與非放射性的二迴路汽水介質相隔絕的重任。在長年累月的熱交換過程中，這些管子是否能夠不受腐蝕而保持嚴密，仍然是一個令人擔心的問題。已有一些蒸汽發生器發生了泄漏，電站不得不停下來對它進行修理和更換。很多材料工程師和水化學專家，正在從管子材料和水的品質兩個方面進行努力，希望盡量延長傳熱管的使用壽命。

有些核動力專家提出一種更為痛快的辦法，那就是乾脆取消蒸汽發生器，把反應堆的運行壓力降低一些，讓流過堆芯的水沸騰起來，直接產生蒸汽，這種帶有一些放射性的蒸汽，同樣可以送往汽輪發電機組作功發電。這就是下面要介紹的另一種主要核電站——沸水堆核電站的特點。