1. 什么是核电站
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
2. 核电站工作原理
核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
3. 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等系统，其形式与常规火电厂类似。
4. 沸水堆核电站（日本福岛核电站）
以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。
5. 重水堆核电站
以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
6. 快堆核电站
由快中子引起链式裂变反应所释放出>来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239>等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1>％—2>％，但在快堆中，铀-238>原则上都能转换成钚-239>而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60>％—70>％。
7. 核电站在设计上所采取的安全措施
为了确保压水反应堆核电厂的安全，从设计上采取了所能想到的最严密的纵深防御措施。
四重屏障：
为防止放射性物质外逸设置了四道屏障：
1.裂变产生的放射性物质90>％滞留于燃料芯块中；
2.密封的燃料包壳；
3.坚固的压力容器和密闭的回路系统；
4.能承受内压的安全壳。
多重保护：
在出现可能危及设备和人身的情况时，进行正常停堆；
因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；
如任何原因 >控制棒未能插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。
8. 核电厂在管理方面采取的安全措施
核电厂有着严密的质量保证体系，对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲。
另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况和是否起到应有的作用。另外对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。领取操纵员执照，然后才能上岗，还要进行定期考核，不合格者将被取消上岗资格。
9. 核电厂发生自然灾害时，它能安全停闭
在核电厂设计中，始终把安全放在第一位，在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,>即使发生了最严重的自然灾害,>反应堆也能安全停闭，不会对当地居民和自然环境造成危害。
在核电厂设计中甚至还考虑了厂区附近的堤坝坍塌、飞机附毁、交通事故和化工厂事故之类的事件，例如一架喷气式飞机在厂区上空坠 >毁，而且碰巧落到反应堆建筑物上，设计要求这时反应堆还是安全的。
10. 核电站的纵深防御措施
核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重叠保护，确保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。有严格的质量保证系统，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训，使人人关心安全，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：设计提供的多层次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。
第五道防线：厂内外应急响应计划，努力减轻事故对居民的影响。
有了以上互相依赖相互支持的各道防线，核电站是非常安全的。
核电站工作原理图
为什么核电站会泄漏？
故障发生以后，冷却系统失效，核反应如果不终止的话，会温度持续升高，导致核材料融化，高温导致高压，然后发生压力爆炸，不是核爆炸哦！
我看到的图片资料，核燃料棒子是通过机械装置，插入或者抽出反应堆来控制反应强度，地震发生之后，控制系统失灵，无法把燃料棒从反应堆芯里抽出来终端反应，导致持续升温。
问题：为什么不设计成为失效控制，也就是一旦外部失灵，燃料棒自动从堆芯跌落出来，或者抽出，比如利用弹簧讲燃料棒收回到铅筒中。或者是，一旦失灵，铅隔绝层掉入反应堆，强行隔离核材料以终止反应。
我不是搞这行的，所以想听听大家的看法
