核电站:核能发电厂-中文百科频道

简述

利用核能进行发电的电站称为核电站，当今世界上只能利用裂变的链式反应产生的能量来发电。

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。将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。

世界上核电站常用的反应堆有轻水堆、重水堆和改进型气冷堆及快堆等，但使用最广泛的是轻水堆。按产生蒸汽的过程不同，轻水堆可分成沸水堆核电站和压水堆核电站两类。压水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。压水堆核电站占全世界核电总容量的60%以上。

核电站用的燃料是铀。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。

发展

核电站自20世纪50年代开始，根据其工作原理和安全性能的差异，可将其分为四代。

第一代核电站

核电站的开发和建设开始于20世纪50年代。1951年，美国最先建成世界上第一座实验性核电站。1954年苏联也建成发电功率为5000千瓦的实验性核电站。1957年，美国建成发电功率为9万千瓦的原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。上述实验性的原型核电机组被称为第一代核电站。

第二代核电站

20世纪60年代后期，在实验性和原型核电站机组的基础上，陆续建成发电功率为几十万千瓦或几百万千瓦，并采用不同工作原理的所谓“压水堆””沸水堆”“重水堆””石墨水冷堆”等核反应堆技术的核发电机组。它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。如今，世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这一时期建成的，习惯上称其为第二代核电站。

第三代核电站

20世纪90年代，为了消除美国三里岛和前苏联切尔诺贝利核电站事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了《先进轻水堆用户要求文件》（URD文件）、《欧洲用户对轻水堆核电站的要求》（EUR文件），进一步明确了预防与缓解严重事故，提高安全可靠性的要求。于是，国际上通常把满足URD文件或EUR史件的核电机组称为第三代核电机组。第三代核电机组有许多设计方案，其中比较有代表的设计就是美国西屋公司的AP100和法国阿海珐公司开发的EPR技术。这两项技术在理论上都有很高的安全性。这些设计理论上很好，但实践起来却困难重重。由于某些方面的技术还不够成熟，以致在世界各国使用三代核电技术的装机数寥寥无几。在这方面我国走在了世界的前列，浙江三门和山东海阳就采用了美国西屋公司的AP100技术；广东台山则采用法国阿海珐公司的EPR技术，它们的建成，将成为世界第三代核电站的先行者。

第四代核电站

2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷这10个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”，并于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术：期攀进一步降低电站的建造成本，更有效地保证它的安全性，使核废料的产生最少化和防止核扩散。但遗憾的是，迄今还没有建成一个符合这些要求的第四代核电站。

我国核电站的建设始于20世纪80年代中期。首台核电机的组装在秦山核电站进行，1985年开工，1994年商业运行，电功率为300MW，为我国自行设计建造和运行的原型核电机组。使我国成为继美国、英国、法国、苏联、加拿大和瑞典后，全球第7个能自行设计建造核电机组的国家。截至2013年2月，我国大陆已建成并投入商业运行的核电站有7个，分别为浙江秦山核电站一期、二期、三期，广东大亚湾核电站和岭澳核电站一期、二期，江苏田湾核电站，共15台机组，还有28台机组处于建设中。

特点

核电站的优势

与传统的火力发电站相比，核电站具有十分明显的优势：

（1）核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染；

（2）核能发电无碳排放，不会加重地球温室效应；

（3）核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，暂时没有其他的用途；

（4）核燃料的能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000万千瓦的核能电厂一年只需30吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送；

（5）核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本不易受到国际经济形势的影响，故发电成本较为稳定。

核电站的缺点

核电站也存在一些明显的缺点：

（1）核电厂会产生高低阶放射性废料，或者是使用过的核燃料，虽然所占体积不大，但因其具有放射性，必须慎重处理；

（2）核电厂热效率较低，因而比一般的化石燃料电厂排放出更多的废热，故核电站对环境的热污染较严重；

（3）核电站的投资成本太大，电力公司的财务风险较高；

（4）核电较不适宜满负荷运转，也不适宜低于标准负荷运转；

（5）兴建核电站常易引发政治歧见的纷争；

（6）核电站的反应器内有大量的放射性物质，如果在事故中释放到外界环境，会对生态及民众造成伤害。

原理

核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。现以压水堆核电站为例，说明其工作原理。

在压水堆内，由核燃料235u原子核自持链式裂变反应产生大量热量，冷却剂（又称载热体）将反应堆中的热量带入蒸汽发生器，并将热量传给其工作介质——水，然后主循环泵把冷却剂输送回反应堆，循环使用，由此组成一个回路，称为第一回路。这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。

蒸汽发生器U型管外二次侧的工作介质受热蒸发形成蒸汽，蒸汽进入汽轮机内膨胀做功，将蒸汽焓降放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机械能，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。做了功的蒸汽在凝汽器内冷凝成凝结水，重新返回蒸汽发生器，组成另一个循环回路，称为第二回路，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。汽轮机的旋转转子直接带动发电机的转子旋转，使发电机发出电能，这是由机械能转换为电能的能量转换过程。

类型

核电站按反应堆类型分类，可分为气冷堆型核电站、改进型气冷堆型核电站、轻水堆型核电站、重水堆型核电站、快中子增殖型核电站。

（1）气冷堆型核电站，反应堆采用天然铀作燃料，用石墨作慢化剂，用二氧化碳或氦作冷却剂。此种反应堆由于一次装入燃料多，因此体积大，造价高。英国和法国曾采用此种堆型。

（2）改进型气冷堆型核电站，反应堆所用慢化剂和冷却剂与上述气冷堆型相同，只是燃料采用2.5%～3%的低浓缩铀，因此一次装入的燃料只有天然铀的1/5～1/4（按质量计），从而反应堆体积大大缩小，更换燃料也较简单，并可在较高温度下运行，热效率较高。美国、德国曾采用此种堆型。我国石岛湾核电厂气冷堆也采用此方案。

（3）轻水堆型核电站，反应堆采用2%～3%低浓缩铀作燃料，用水作慢化剂和冷却剂。此种反应堆的体积小，造价低，技术也较容易掌握，世界上85%以上的核电站均采用此种堆型，我国绝大多数采用此种堆型。（除石岛湾气冷堆，秦山三期）

轻水堆型核电站又可分为沸水堆型和压水堆型两种。

沸水堆型核电站，这种核电站中的水在反应堆内直接沸腾。它只有一个回路，水在反应堆内受热变为蒸汽，直接用来推动汽轮机、带动发电机发电。沸水堆型的回路设备少，且几乎不会发生失水事故，较之压水堆型更为经济，更能适应外界负荷变化的需要。但其带放射性沾染的水蒸气直接进入汽轮机组，使机组维修困难，检修时停堆时间长，从而影响核电站的有效运行；此外，水沸腾后，密度降低，慢化作用减弱，因此所需核燃料比同功率的压水堆型多，其堆芯体积和外壳直径相应增大。加上气泡密度在堆内变化，容易引起功率不稳定，使控制复杂化。由此种种因素，沸水堆型核电站的建造数量减少。

压水堆型核电站，这种核电站中的水在反应堆内不沸腾。它有两个回路，其中一回路的水流经反应堆，将堆内的热量带往蒸气发生器，与通过蒸气发生器的二回路中的水交换热能，使二回路中的水加热为高压蒸气，推动汽轮机运转，带动发电机发电。我国的核电站建设方针，确定近期以建造压水堆型为主。已建成的秦山核电站和大亚湾核电站，均为压水堆型。

（4）重水堆型核电站，反应堆以重水（含氘）作慢化剂和冷却剂，用天然铀作燃料。此种反应堆的燃料成本较低，但重水较贵。加拿大发展此种堆型。我国秦山三期核电厂也是同类反应堆。

（5）快中子增殖型核电站，反应堆不用慢化剂。反应堆内绝大部分是快中子，容易被反应堆周围的铀238所吸收，使铀238变为可裂变的钚239。此种反应堆可在10年左右使核燃料钚239比初装入量增殖20%以上，但其初期投资费用高。

组成

核电站由核岛、常规岛、核电站配套设施、核电站的安全防护措施组成。

核岛为核电站的核心部分，主要部件为核反应堆、压力容器（压力壳）、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相应的管道、阀门等组成的一回路系统。

常规岛指由蒸气发生器的二次侧、汽轮发电机组、凝汽器、给水泵及相应的管道、阀门等组成的二回路系统。

核电站配套设施，指围绕确保核电站安全及环境保护而设置的一些设施，主要包括：

（1）反应堆控制系统核紧停堆系统；

（2）堆芯应急冷却系统；

（3）安全壳顶部设置的冷水喷淋系统；

（4）容积控制系统，它主要调节主冷却剂水的含硼量及容积变化；

（5）化学控制系统，它主要用于控制一回路冷却剂水的含氧量和pH值，抑制有关设备和材料的腐蚀；

（6）其他系统，像余热导出系统、冷却剂净化系统、三废（废气、废液、废渣）处理系统等。

核电站的安全防护措施，用来确保核电站安全及环境保护，防止放射性物质逸出。核电站对核燃料及有关部分设置了三道严密可靠的屏障，堆芯为第一道屏障，作为燃料包壳，包壳为锆合金管或不锈钢管制成，核燃料芯密封于包壳内。它的第二道屏障为压力壳，这是反应堆冷却剂压力边界，由一回路和反应堆压力容器组成。壳体是一层厚合金钢板（通常功率为30万kW的压水堆，压力壳壁厚为160mm；90万kW的压水堆，压力壳壁厚超过200mm），其功用是燃料包壳密封万一损坏，放射性物质泄漏到水中，也仍然处在密封的一回路中，受到压力壳的屏障。它的第三道屏障为安全壳，或称反应堆厂房。它是一座顶部呈球面的预应力钢筋混凝土建筑物，其壁厚约1m，内衬6～7mm厚钢板。一回路的设备都安装在安全壳内，具有良好的密封性能，即使在严重事故情况下，如一回路管道损坏或地震等，也能确保放射性物质不致外泄，防止核电站周围环境受到核放射污染。

技术要求

世界核电发展和公众对新一代核电技术性能的要求有以下几方面。

（1）追求更好的安全性对核电站发生堆芯熔化事故和大量放射性释放的概率分别由10-4和10-5降低为10-5和10-6，从核电机组的固有安全概念扩展为包括整个核燃料循环体系的自然安全概念。

（2）不断改善核电的经济性核能要大规模发展，必须提高经济竞争能力，也就是要求更加经济的核能技术，更低造价，更低的发电成本。

（3）要满足环境生态可持续发展核能的固有优点是不排放污染环境的二氧化硫等废物和温室气体二氧化碳，具有常规能源所没有的优势。但要产生长寿命的放射性核素并将不断地积累，要将它烧掉，以满足环境生态可持续发展要求。

（4）要满足资源利用可持续发展的要求核反应堆发电技术只能利用天然铀资源蕴藏能量的1%左右。发展新的核电技术采用闭合燃料循环，实现裂变物质增殖，使有限的核能发展为大规模的核能。

（5）满足防核扩散的要求最重要是严格控制分离钚的生产，研究新的燃料循环工艺。实行核电站与后处理一体化，采用高温冶金法后处理工艺。

核电站堆芯

堆芯由核燃料组件和控制棒组成。核燃料组件是将化学性质不活泼的二氧化铀（uo2)制成小圆柱形的燃料芯块，装入锆合金管并加封焊，成为一根根细长的燃料元件棒，再将元件棒排成行列，用定位格固定。

90万kW发电机组的"压水堆”，堆芯一般装载157个燃料组件，共约80t的U02。第一次装料分3种浓度，即含铀-235:1。8%〜2。1%、2。4%〜2。6%、2。9%〜3。

2%各占1/3料量。每年更换燃料约1/3,换入铀-235浓度3。1%〜3。4%元件。为使反应堆达到自持链式裂变反应（称临界反应，即保证在反应过程中有一定的中子数量起反应作用），必须有一个最少核燃料装载量，叫做临界装载量。

临界反应时，堆芯的反应性定为1。为了保证反应堆的使用寿期，上面所述的装载量实际是大于临界装载量的，这使堆芯开始运行时处于超临界状态，反应性大于1。大于1的部分称为过剩反应性，一般为15%〜20%。

处于这种状态运行时，中子数量过多，反应会过于剧烈。为使反应堆正常工作，就必须加入强的中子吸收剂，以吃掉这部分过剩反应性，并随着燃料的消耗，将这部分反应性逐步释放出来，保证反应堆不断处于临界状态。控制棒正是起着这种作用的装置。

核燃料棒

核燃料棒，主要采用低浓缩铀，形式为由铀混合物粉末烧结成的二氧化铀陶瓷芯块。

以最常见的压水堆核电站为例，核燃料采用的铀是低浓缩铀，其中含裂变材料铀-235的含量为3%（称为富集度，天然铀的铀-235富集度为0.714%）。核燃料的形式为由铀混合物粉末烧结成的二氧化铀陶瓷芯块。瓷芯块为直径1厘米，高度1厘米的圆柱体。几百个芯块叠在一起装入直径1厘米，长度约4米，厚度为1毫米左右的细长锆合金材料套管内，因为核裂变反应就像是在燃烧原子，因此称为燃料棒。

例如U-235富集度：U-235质量/(U235+U-238质量）n

中国核电站现状

1999年后国际核电界将核电机组分为四代，目前世界上运行的440多台核电机组的主体多为第二代，是指单机组容量在600-1400MW的标准型核电站。中国自上世纪九十年代才开始发展核电，有后发优势，中国对核电的建设保持严谨的态度加之的核电安全监管体系完全与国际接轨，中国的核电发展一直保持良好的安全记录。我国现有的核电站多为压水堆，压水堆核电站因其投资低、安全性高、技术成熟等原因成为应用最多的堆型。

中国核电技术

中国现有的核电机组主要为第二代及“二代加”。中国已引进美国第三代核电技术AP-1000，并作为自主化依托项目建设浙江三门和山东海阳两个核电站的4台百万千瓦级核电机组。鉴于福岛核电站事故是由于反应堆停堆，且地震导致厂外电源不可用，海啸又淹没柴油机房，堆芯余热未及时导出。AP-1000采用非能动设计，依靠自然力驱动，避免了失去厂内外电源后堆芯无法冷却的情况。目前中核和中广核引进吸收消化再创新的“华龙一号”遵循我国和全球最新安全要求并根据福岛核事故经验反馈，是国际最先进的能动与非能动相结合的压水堆核电自主品牌。集能动系统的高效成熟与非能动系统无需电源的优势多重手段实现完善的严重事故预防和缓解措施。第四代核电技术超高温气冷堆和钠冷快堆两个系统已经在研究之中。超高温气冷堆以气代水作为冷却剂，有利于在内陆设厂。钠冷快堆实现了核燃料与反应产物之间的循环运转，提升了铀的利用率，减少高放射性废物。

中国核电站安全保障

中国作为在建核电机组最多的国家，中国政府对核电安全尤为重视。

从选址上分析，日本是地震多发国家，福岛核电站正处于环太平洋地震带。我国的核电站在建设选址时已经考虑到了地质结构的稳定性和海啸的可能，已尽可能避开地震带、生活水源地及人口稠密区；充分考虑到地震活动的不确定性及可能带来的次生灾害等。我国核电厂选址法规标准基本以国际原子能机构IAEA核安全标准为基准，部分因素如核电厂抗震设计基准限值结合国内的地震背景进了适当调整。依托《核电厂厂址选择安全规定》及其附属导则，以及《放射性污染防治法》和《核动力厂环境辐射防护规定》等结合当地水体环境，天文潮径流洪水等变化进行核电站选址工作。

在国家监管方面，环保部下达对包括核安全设备、核动力厂和研究堆、核燃料循环和核技术利用四大核安全监管的重点持证单位进行考核。覆盖全体持证单位，覆盖所有骨干人员；对隐瞒虚报零容忍，对违规操作零容忍，把安全关口前移，从本质上保证核安全。各单位在设施设计、制造时对生产活动采用动态监控，定期开展隐患排查，及时识别控制安全风险。中美合作的核安保示范中心已经在北京投入运行，该中心是目前世界规模最大、设施最先进的核安保示范中心，是两国共同应对核安保威胁、深化核能领域合作的重要机构。

陆启洲委员在两会会场外接受采访时说，日本受影响核电站采用的是二代核电技术，最大问题就在于遇紧急情况停堆后，须启用备用电源带动冷却水循环散热。我国正在沿海建设并将向内陆推广的第三代ＡＰ１０００核电技术则不存在这个问题，因其采用“非能动”安全系统，就是在反应堆上方顶着多个千吨级水箱，一旦遭遇紧急情况，不需要交流电源和应急发电机，仅利用地球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂的安全系统，巧妙地冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热，并对安全壳外部实施喷淋，从而恢复核电站的安全状态。

中国大陆核电发展历程

20世纪60年代以来，中国大陆曾经以很慢的速度发展核电，出现了近20年的徘徊慢行局面。首先是对发展核电的必要性认识不统一，围绕如何实现我国核电的自主设计、自主制造等问题行业之间产生了不同看法，表现在发电堆型选择上的“轻（水堆）重（水堆）之争”，在单堆单机容量选择上的“大小之争”；在发展路径选择上，是坚持“以我为主、中外合作”，还是引进设备技术、逐步实现本土化的“土洋之争”；以及谁来主管核电的“姓电还是姓核”之争。由于长时间的争论，延误了核电发展的大好时机。再次从管理体制上来说，由计划经济转到市场经济、由军工部门主管转到政府综合部门协调，以及如何既发挥政府主导作用又能尊重企业的主体地位，我国经历了痛苦的磨难。

从1955年至1972年的10多年中，通过研究摸索了“熔盐堆”“石墨水冷堆”“石墨气冷堆”“重水堆”“压水堆”等用于发电的多种堆型，为中国大陆核电发展作了一些准备工作。1972年，中央对发展核电作出了新的部署，由电力、机械、核工业3个部门组成了代表团，出访日本、加拿大、瑞士、西德和意大利等国，重点考察压水堆、沸水堆和重水堆核电厂的发展，了解中国大陆发展大机组核电厂的可行性以及核电发展方向和发展战略。代表团1972年底出发，历时3个月，这次出访，开阔了眼界，掌握了核电发展动向，进一步坚定了发展核电的信心。但在采用何种发电堆型问题上意见不统一，核工业部的同志主张发展重水堆核电厂，认为安全可靠、经济性好、又可采用天然铀作燃料，平战都可用；水电部和机械部的同志认为压水堆比重水堆运行堆年多，技术更成熟，其设备制造技术易于消化掌握，便于实现国产化，还可用于舰艇动力。这一争论一直延续10年，直到1983年1月，北京“回龙观会议”才基本上统一了采用压水堆核电厂的技术产业政策。1973年初，代表团出国考察回来，水电部责成华东电力设计院选择单机容量为百万千瓦级的核电厂厂址。

从1976年起，党的工作重心转到经济建设上来，水电部根据中央的部署，制定了《1977年－1986年电力科学技术发展规划纲要》，提出改善能源结构，发展原子能电厂的规划意见，1977年11月成立核电局，组织了苏南核电厂的对外引进谈判，当时抓住法国当局所表达的意向，开展了与法国法马通公司合作建造核电厂的谈判。国家计委支持水电部建设苏南核电厂并列入国家“六五”计划，作为重点工程建设项目。1978年底，完成技术谈判，1979年1月，完成商务谈判。但在当时的形势下，有部分著名专家出面联名向中央写信，反对国际合作，反对技术引进，反对建设大型压水堆核电厂。迫于种种压力，使中国大陆核电厂建设丧失了第一次跨越良机。

1971年，二机部从干校召回部分科技人员，支持上海核电工程；1972年，国家计委发文，当时提出了10万kW至30万kW的压水堆原型示范电站；“七二八”工程几经磨难，在科研人员的努力下，搞出了设计，并借鉴美国西屋公司的压水堆机组设计，提出了30万kW压水堆电站的方案设计论证。1974年3月31日，周恩来总理主持会议，审查并原则批准了《关于七二八核电工程建设方案报告》和《七二八核电工程设计任务书》，国家计委将该项目列入国家重点工程基本建设计划，并组织了全国性的技术攻关和设备研制的会战。1980年1月，“七二八”工程研究设计院正式成立；1982年11月2日，国家正式发文，明确“七二八”工程厂址，定在浙江省海盐县秦山，所以取名秦山核电站。秦山一期核电厂在前期准备工作的基础上，在大亚湾核电站工程立项的拉动下，于1985年3月21日，秦山核电站反应堆主厂房浇注第一罐混凝土，主体工程正式开工，1991年12月15日成功并网发电，中国大陆核电正式起步。

20世纪90年代，中国核电设计、建造、运行和管理水平得到了很大提高，为中国核电加快发展奠定了良好的基础。2000年召开的党的十五届五中全会提出了“适度发展核电”的方针，明确核电发展的主导方针。

2006年，《中国国民经济和社会发展“十一五”规划纲要》提出积极推进核电建设。2007年，《核电中长期发展规划（2005－2020年）》发布，中国核电迎来历史性的发展机遇。

2010年10月15日，党的十七届五中全会通过了《中共中央关于制定国民经济和社会发展第十二个五年规划的建议》，确定中国在确保安全的基础上高效发展核电的方针。2012年3月，中国《政府工作报告》重申了在能源结构中安全高效发展核电的政策，中国核电也由此进入了安全高效、稳步发展的新阶段。

中国核电站分布

秦山核电站

位于杭州湾畔，一期工程是中国第一座依靠自己的力量设计、建造和运营管理的30万千瓦压水堆核电站。1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土，1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。

二期工程，是建设我国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的首座2× 60万千瓦商用压水堆核电站，于1996年6月2日开工，经过近6年的建设，第一台机组于2002年4月15日比计划提前47天投入商业运行。

秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆核电技术，建造两台70万千瓦级核电机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。

广东大亚湾核电站

1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。

田湾核电站

位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。一期建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80％，年发电量为140亿千瓦时。工程于1999年10月20日正式开工，单台机组的建设工期为62个月,分别于2004年和2005年建成投产。

岭澳核电站

一期工程于1997年5月开工建设。它位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。岭澳核电站是“九五”期间我国开工建设的基本建设项目中最大的能源项目之一。岭澳核电站（一期）拥有两台百万千瓦级压水堆核电机组，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。目前正展开二期工程建设。

在建和规划中的

一、2004年，经10多年筹备的广东阳江核电项目也有望在年底通过国家核准，这个规划投资达80亿美元、规划建设6台百万千瓦级机组的全国最大核电项目一期工程将于2006年正式动工。

二、2004年7月，位于浙江南部的三门核电站一期工程建设获得国务院批准。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。一期工程总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。三门核电站最快将在2010年前后发挥作用。

三、2004年11月5日，瓦房店市东岗镇温坨子的一片工地上礼炮轰鸣。随着专用道路工程的竣工，辽宁省第一座核电厂——辽宁红沿河核电厂的前期工程完成了“第一战役”。其中，一期工程计划投资260亿元，规划建设2台百万千瓦级核电机组。一期工程竣工投产后，年发电量可满足两个中等城市一年的用电需求。工程建设工期为6年。

四、江西省计划投资人民币400亿元建造一座发电能力约为400万千瓦的核电厂。根据规划，核电厂将建于九江市东部、长江南岸的彭泽县境内，该项目将于2008年开工。

五、四川重庆争建核电站(2003-9-18)n重庆市将在涪陵建设一座总装机容量为180万千瓦的核电站。而重庆市和四川省均已向国家有关部门提交了核电站的立项报告，双方都想让内陆首座核电站落户本地区。不过，结果尚未揭晓。

重庆市规划中的核电站将选址涪陵区白涛镇重庆建峰化工总厂（原816厂），初步规划总投资200亿元，年发电量达85亿千瓦小时。如果审批手续顺利，将于2007年动工建设，2013年首台机组并网发电，项目业主为中国电力投资集团。n来自四川方面的消息也称，建设核电站的优势包括：四川有丰富的铀矿资源；宜宾核燃料厂是我国惟一的核电站燃料组件生产基地；中国核动力研究院、西南电力设计院等科研单位都位于四川；

六,湖南省核电发展规划中的核电项目有望完成"破冰"之旅，目前，省政府已经委托湖南五凌水电开发有限责任公司就核电项目开展前期的研究规划选址等工作，岳阳的华容县和常德的桃源县有望成为规划中的核电站厂址。拟建的核电项目规划装机600万千瓦，一期装机200万千瓦，目前已完成水文等8个外围专题的合同谈判。预计明年可完成初步可行性研究工作，上报项目建议书。

七、2005年在中国最大的电力公司华能牵头组建下，一个合资能源企业集团已在山东威海选定一座195兆瓦气冷式核电站的建造地点，这将是全球首个投入商业运营的“球床”核反应堆。

我国核电厂规划限制区设置现状

经调研统计了包括苍南、昌江、防城港、福清、海阳、红沿河、石岛湾、台山、太平岭、徐大堡、阳江、漳州等近12个核电厂址规划限制区设置中的相关申请及批复情况。

我国核电厂规划限制区设置的特点为:

(1)以反应堆为中心，半径5km范围。

(2)各级政府批复中对规划限制区要求深度不一致。部分批复文件较为原则，基本沿用了法规标准中的原则规定。部分批复文件较为细致，甚至明确了规划限制区的责任主体，规划要求，界碑设置，行业准入，航行限制等具体内容。

(3)申请单位不一致。有的规划限制区申请单位是核电厂，有的是地方市级或县级政府部门，有的则是省环保厅。申请单位不一致，必然造成后续责任单位职责不清，急需按照《核安全法》要求统一规范。

世界核能发展紧急预案

美国：周密的核应急体系

美国是开发核电最早的国家之一，也是大规模将核电推广使用的国家，其核反应堆数量、装机容量以及核发电量均居世界第一位。美国早在1954年就出台了《原子能法》，1974年出台了《能源改组法案》。这些法律为核应急工作的制度化、规范化奠定了坚实基础。美国核应急法律法规体系较为完善，经费预算明确充足，各级核应急管理部门及单位之间协调运作良好，各类应急预案涉及范围较广，层次清晰。1979年三哩岛事故后，美国开始建立联邦、州、地方、核设施营运单位等四级核应急体系，实行属地管理，符合应急工作快速、高效等内在要求，也符合核设施点多面广的客观要求。

美国核应急技术支持体系具有较高的科技水平，其建立了一套较完善的集事故监测、评价与事故信息报知于一体的核应急技术支持体系：整合了应急资源，实现技术和信息多方共享；建立了大气扩散模型，适用于核、生、化等事故的后果预测和评价；核设施营运单位与政府共建一套连续自动监测系统，统一管理、共同监视。

法国：标准化＋统一协调

法国的核电比例超过本国电力总量的75%，是世界上核电比例最高的国家，其核电规模仅次于美国。法国核电站一直安全运营，迄今未发生过一起核事故，法国人对分布在全国各地的58座核反应堆也没有感到恐慌。究其原因，标准化的先进技术加上研发、设备制造、生产运营及安全监督的统一协调管理是法国核电产业的特色。法国对核电站采取了系列化和标准化的管理，法国所建的58座核电机组分三大系列，其中34个为100万千瓦、20个为130万千瓦、4个为150万千瓦，这三大系列均采用同样技术，并采用总体工程管理模式。法国原子能署（CEA）全面负责全国核能战略、整体规划和研究开发；阿海珐集团负责从核燃料的前端提取生产到核电站设备的研究、设计和制造，直至核废料的后处理和储存等一体化运作；而法国电力公司则作为政府授权的唯一核电运营商专门负责核电站的运营、管理、销售和售后服务。

早在20世纪60年代就成立的核管理局除制定核安全规则之外，最重要的是担当核电“警察”，行使监督核设施运行安全的职责。2002年法国在核管理局的基础上又扩建成立了国家核安全与辐射防护总局，增加了对放射性废料长期监管的职能。每年核安全局对大型核用户作700~800次核查，采取检查、抽查和民意调查等形式。根据具体情况，通过一天、一周或半个月的时间，来看运营商组织管理，核安全的文件，执行操作程序的过程。核查不仅涉及核电站的设计、设备，更主要的是对整个核电站人员是否发挥积极性，他们之间是否有协调的团队精神尤为关注。

此外，法国的核安全文化高度强调透明化。无论发生什么情况都要及时通报，使公众与政府相信核能发展的安全。核电站内部采取透明的管理体系。通过建立一个独立的监督层，从核安全总监、核电顾问、核电站检查组、高级安全顾问到安全工程师，随时对不同的管理层监督，每年定期写检查报告，并直接将结果向国家安全当局汇报。

日本：巨灾难掩强大的防灾抗灾能力

日本是目前世界上核能规模第三大的国家。虽然在这次该国历史上最严重的地震灾害中受损严重，但必须指出的是，作为地震多发国家，日本是世界上为应对地震灾害准备最充分的国家之一。灾害管理的法律法规非常完备和细致；日本政府投入大量物力、财力建立了应对地震和海啸的最先进的预警系统和基础设施；拥有世界上最严格的建筑规范；从民间到政府，救灾措施专业细致；同时非常重视对国民进行防震教育，民众的防震意识和自救行为高效有序。n福岛地震发生后，核电站自动保护系统启动使核反应堆立即停运。首相菅直人立即宣布核安全紧急事态，为了保护福岛县附近居民免受核辐射，日本政府采取了如下及时有效应对措施：

第一，马上疏散核电站附近居民。根据福岛县发出的指示，距离福岛县第一核电站1号机组20公里半径范围内的居民、距离2号机组10公里半径范围内的居民合共约30万人要马上撤离，以免遭受辐射的危险。截至12日晚，核电站周边的大熊町、双叶町居民已基本撤离完毕。日本政府还根据核设施的具体情况和变化，划定和不断调整疏散区半径，15日菅直人鉴于事件趋于严重，要求在核电站20公里至30公里范围内的居民也要做好防止核辐射的准备。

第二，军方立即介入除污染。日本自卫队中央特殊武器防护队在首相菅直人的命令下，派遣6辆除染车进入爆炸现场附近开展除污染工作。15日，日本陆上自卫队的一支穿戴特殊防辐射服的防化部队，已经紧急开赴福岛第一核电站，接替中央特殊武器防护队。

第三，政府马上组织向可能受影响的居民派发碘片等药物，防止身体吸入辐射，并组织医疗力量进行人员辐射检测；此外，日本政府还发布指引，要受影响地区居民避免皮肤裸露在外，关闭所有门窗，停止一切空调系统运作，避免吸入或皮肤受到辐射。

第四，对于遭受地震海啸影响的核电站，通过释放反应堆容器内水蒸气以降低反应堆内压力，防止更大破损；同时向反应堆注入海水降低堆内温度，防止积聚的热量继续熔毁燃料棒。

中国：问题与隐含共存

中国核能产业发展起步晚，但经过多年发展，目前已进入了一个快速发展的新时期，目前在建机组占全球在建核电总规模的40%以上。中国目前在运核电机组共13台，其中除秦山一期核电站采用二代核电外，其余12台在运营核电机组都是二代改进型核电机组，在安全性上都超过此次发生事故的福岛核电机组。核电站的选址均远离断裂带，而且建在稳定的基岩上，抗震、防洪标准等都做到了“高一级”设防，并且受国家核安全局的严格审查。在国家核安全局的牵头下，中国的核电安全规范也完全满足了国际原子能机构的要求。过去20年来，未出现任何导致放射物外泄的安全事故。

但问题和隐患也客观存在：中国核电运营经验还不足，第一个核电机组到1991年才正式并网发电，至今刚刚20年；一些核电站在保养和维护方面，存在操作不规范的地方；与外方的技术合作，在个别项目上也出现了衔接不好的情况；大规模建设之下，行业人士可能会产生麻痹松懈的心理，认为技术有保障，就可能不按规范运作；核电建设中急于求成的心理可能造成核电站施工质量不达标，从而造成安全隐患；核电安全的科学普及以及信息公开工作尚显不够。