“纵深防御”这一概念就是核电站消防设计应遵循的基本原则。

目前，大多数核电站的设计、建造和运行都是遵守纵深防御的原则，从设备和措施上提供多层次的重迭保护，确保反应堆的功率能得到有效的控制，燃料组件能得到充分冷却，放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。

“纵深防御”包括以下五道防线：第一道防线：精心设计,精心施工，确保核电站的设备精良。

建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培养，使得人人关心安全，人人注意安全,防止发生故障。

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：必要时启动由设计提供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：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大，保护安全壳厂房；第五道防线：万一发生极不可能发生的事故，并且有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划,努力减少事故对居民的影响。

反应堆安全屏障核电站安全的基本目标是，确保公众和厂区工作人员在所有运行工况下受到的辐射照射保持在适当的规定限值之内；在事故工况下受到的辐射保持在可接受的限值之内。

为了实现这一基本目标，保证充分的安全性，核电站设计必须满足下列总的安全要求：提供手段以确保在所有运行工况下，在事故工况期间和之后能实现安全停堆并维持安全停堆状态、从堆芯排除余热；提供手段以减少可能的放射性物质释放，确保在运行工况期间和之后的任何释放不超过规定的限值，同时，确保在事故工况期间和之后的任何释放不超过可接受的限值。

为此，核电站设计中设置了四道反应堆安全屏障。

第一道屏障——核燃料芯块。

现代反应堆广泛采用耐高温、耐辐射和耐腐蚀的二氧化铀陶瓷核燃料。

经过烧结、磨光的这些陶瓷型的核燃料芯块能保留住98%以上的放射性裂变物质不使逸出，只有穿透能力较强的中子和γ射线才能辐射出来。

这就大大减少了放射性物质的泄漏。

第二道屏障——锆合金包壳管。

二氧化铀陶瓷芯块被装入包壳管，叠成柱体，组成了燃料棒。

由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须绝对密封，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。

第三道屏障——压力容器和封闭的一回路系统。

这屏障足可挡住放射性物质外泄。

即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。

第四道屏障——安全壳厂房。

它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。

RCC-MRCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。

RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。

为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。

此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。

这就是RCC系列标准的由来。

自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。

RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。

在RCC-M 标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。

AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。

RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。

RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装置设备（NB、NC、ND、NG、NF）各篇的有关内容，并吸收了法国在工业实践中取得的成果。

RCC-M所给出的制造和检验规则是法国本身核工业实践经验的具体体现，这些规则是法国对外出口技术的承诺。

、同时，RCC-M规范的出版，对推动法国本国核工业设备的国产化做出了突出的贡献。

法国从1982年中止与西屋的合同后，首座完全自主化核电站开始建造，在核电设备国产化过程中，得到了法国国家政策的支持，编写了自己的核电标准，EDF也形成了自己的相对固定供应商，不断地向供应商进行经验反馈，各供应商根据EDF的经验反馈对其设备进行改进，从而提高产品质量。

同时，由于供应商的相对固定，也大大降低了造价。

法国RCC-M规范也保证了法国压水堆技术的延续性。

从最初的引进美国90万千瓦级核电机组到自主设计建造90万千瓦CP1核电机组到1450万千瓦N4机组，再到现在170万千瓦的EPR机组，法国核电设计、建造标准的延续性无疑要归功于RCC-M规范的不断发展和一脉相承。

核环吊核环吊，即核电站用环行桥式起重机，是在核电站建造和运行阶段，为反应堆厂房内的重型设备安装、维修以及反应堆换料提供吊运服务的特种重型桥式起重机，因其大车车轮沿着环形基座上部的轨道运行，故称为环行桥式起重机，简称核环吊。

核环吊主要包括起升机构单一故障保护系统、多传动交流变频调速系统、自动定位系统、大车旋转锥形车轮、高清晰度工业摄像系统、无线遥控系统、容错的故障安全型CPU 及PLC冗余、钢结构抗震计算及对策和箱形钢结构压力平衡等几部分。

由于核电设备的特殊性，对核环吊性能有很高要求：能满足在核岛（核反应堆）事故环境（65～180℃高温、5.2大气压）条件下不损坏，在工作环境（核辐射和高湿度95%）中具有高可靠性（起升机构单一故障保护）、高安全防护性能（抗震构造及多重安全措施）、高定位精度（mm级）、高寿命（40年）的特点。

目前，我国主要制造用于第二代核电站的核环吊，相关设计、制造技术由国外提供或引进消化吸收国外技术，核环吊部分部件仍需进口，尚不具备第三代核环吊设计、制造能力。

我国核环吊制造企业主要有大连重工•起重集团有限公司、太原重型机械有限责任公司和上海起重运输机械厂有限公司。

国外多家公司具备第二代核电站用核环吊设计制造能力，第三代核电技术尚无完工业绩工程，各公司还没有相应的核环吊制造业绩。

国外具备核环吊设计能力的公司主要有美国PAR公司、P&H公司，法国EIFFEL公司、REEL公司，德国PWH公司、诺尔（NOELL）公司等；具备核环吊制造能力的公司有：美国PAR公司、P&H公司，韩国斗山，法国阿尔斯通、EIFFEL公司、REEL公司、PHB公司，日本东芝、日立，德国PWH公司等。

蒸发器蒸发器（evaporator）是指通过加热使溶液浓缩或从溶液中析出晶粒的设备，主要由加热室和蒸发室两部分组成。

加热室向液体提供蒸发所需要的热量，促使液体沸腾汽化；蒸发室使气液完全分离。

加热室中产生的蒸气带有大量液沫，到了较大空间的蒸发室后，这些液体借自身凝聚或除沫器等的作用得以与蒸气分离。

通常除沫器设在蒸发室的顶部。

蒸发器按操作压力分常压、加压和减压3种。

按溶液在蒸发器中的运动状况分有：①循环型。

沸腾溶液在加热室中多次通过加热表面，如中央循环管式、悬筐式、外热式、列文式和强制循环式等；②单程型。

沸腾溶液在加热室中一次通过加热表面，不作循环流动，即行排出浓缩液，如升膜式、降膜式、搅拌薄膜式和离心薄膜式等；③直接接触型。

加热介质与溶液直接接触传热，如浸没燃烧式蒸发器。

蒸发装置在操作过程中，要消耗大量加热蒸汽，为节省加热蒸汽，可采用多效蒸发装置和蒸汽再压缩蒸发器。

蒸发器广泛用于化工、轻工等部门。

核级锆材锆属于一种稀有金属，具有惊人的抗腐蚀性能、极高的熔点、超高的硬度和强度，被广泛应用于航空航天、军工、核领域。

锆基合金由于其与核燃料优良的相容性，优异的耐蚀性和加工性能，大量用于核燃料的包壳、格架、端塞和其他堆芯材料。

锆生产的原料主要是氧氯化锆和金属镁，这两种材料均是中国向外出口的优势产品，占世界贸易的40%以上。

美国西屋公司每年生产锆材约1400吨，其原材料全部从中国采购。

由于我国尚未完全掌握核级海绵锆的三大关键技术：锆铪分离、沸腾氯化合还原蒸馏技术，只能生产工业级海绵锆和火器级的海绵锆（国内标准，比工业级品质略低）。

火器级海绵锆是以锆砂为原料，不经锆铪分离，经碳化或直接氯化，镁还原后制得的含铪海绵锆，其成分仅适用于军工企业用作火炮添加剂，因而被称为火器锆。

经过几十年的努力，我国虽然在稀有金属提炼方面取得了较大的成绩，但锆铪冶炼技术仍存在工艺落后，流程冗长、物料和能源消耗大，金属回收率低等不足，与国际水平存在较大的差距，我国核级锆材基本全部从国外进口。

而在海绵锆的前端，由于发达国家出于环境污染以及劳动力成本的考虑，基本不参与氧氯化锆等初级产品的加工生产，我国占据着较大的市场份额，大量出口，这使得我国绝大多数锆铪生产企业在国际上处于产业链的最低端。

美国是世界上最早实现锆铪生产工业化的国家，拥有世界一流的锆铪冶炼技术。

西屋公司是美国锆铪生产的重要厂商之一，每年的销售量约1400金属吨（MT）。

其技术先进、节能、环保、金属回收率高。

引进西屋核级锆材技术，不仅能使我国完全掌握核级海绵锆的三大关键技术，还能用于对已有锆生产企业的环保改造，提高我国的锆生产行业的节能和环保水平。

第四代核能系统：第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会。

2000年1月，美国能源部发起，并约请其他八个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了"九国联合声明"。

随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了"第四代核能系统国际论坛（GIF）"，拟于2～3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是：在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。

第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。

目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。

PBMRPBMR(Pebble Bed Modular Reactor)是球床模块高温气冷堆的简称。