核電站:核能發電廠-中文百科頻道

簡述

利用核能進行發電的電站稱為核電站，當今世界上隻能利用裂變的鍊式反應産生的能量來發電。

核電站就是利用一座或若幹座動力反應堆所産生的熱能來發電，或發電兼供熱的動力設施。反應堆是核電站的關鍵設備，鍊式裂變反應就在其中進行。将原子核裂變釋放的核能轉換成熱能，再轉變為電能的系統和設施，通常稱為核電站。

世界上核電站常用的反應堆有輕水堆、重水堆和改進型氣冷堆及快堆等，但使用最廣泛的是輕水堆。按産生蒸汽的過程不同，輕水堆可分成沸水堆核電站和壓水堆核電站兩類。壓水堆是以普通水作冷卻劑和慢化劑，它是從軍用堆基礎上發展起來的最成熟、最成功的動力堆堆型。壓水堆核電站占全世界核電總容量的60%以上。

核電站用的燃料是鈾。用鈾制成的核燃料在“反應堆”的設備内發生裂變而産生大量熱能，再用處于高壓下的水把熱能帶出，在蒸汽發生器内産生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶着發電機一起旋轉，電就源源不斷地産生出來，并通過電網送到四面八方。

發展

核電站自20世紀50年代開始，根據其工作原理和安全性能的差異，可将其分為四代。

第一代核電站

核電站的開發和建設開始于20世紀50年代。1951年，美國最先建成世界上第一座實驗性核電站。1954年蘇聯也建成發電功率為5000千瓦的實驗性核電站。1957年，美國建成發電功率為9萬千瓦的原型核電站。這些成就證明了利用核能發電的技術可行性。上述實驗性的原型核電機組被稱為第一代核電站。

第二代核電站

20世紀60年代後期，在實驗性和原型核電站機組的基礎上，陸續建成發電功率為幾十萬千瓦或幾百萬千瓦，并采用不同工作原理的所謂“壓水堆””沸水堆”“重水堆””石墨水冷堆”等核反應堆技術的核發電機組。它們在進一步證明核能發電技術可行性的同時，使核電的經濟性也得以證明。如今，世界上商業運行的四百多座核電機組絕大部分是在這一時期建成的，習慣上稱其為第二代核電站。

第三代核電站

20世紀90年代，為了消除美國三裡島和前蘇聯切爾諾貝利核電站事故的負面影響，世界核電業界集中力量對嚴重事故的預防和緩解進行了研究和攻關，美國和歐洲先後出台了《先進輕水堆用戶要求文件》（URD文件）、《歐洲用戶對輕水堆核電站的要求》（EUR文件），進一步明确了預防與緩解嚴重事故，提高安全可靠性的要求。于是，國際上通常把滿足URD文件或EUR史件的核電機組稱為第三代核電機組。第三代核電機組有許多設計方案，其中比較有代表的設計就是美國西屋公司的AP100和法國阿海琺公司開發的EPR技術。這兩項技術在理論上都有很高的安全性。這些設計理論上很好，但實踐起來卻困難重重。由于某些方面的技術還不夠成熟，以緻在世界各國使用三代核電技術的裝機數寥寥無幾。在這方面我國走在了世界的前列，浙江三門和山東海陽就采用了美國西屋公司的AP100技術；廣東台山則采用法國阿海琺公司的EPR技術，它們的建成，将成為世界第三代核電站的先行者。

第四代核電站

2000年1月，在美國能源部的倡議下，美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷這10個有意發展核能的國家，聯合組成了“第四代國際核能論壇”，并于2001年7月簽署了合約，約定共同合作研究開發第四代核能技術：期攀進一步降低電站的建造成本，更有效地保證它的安全性，使核廢料的産生最少化和防止核擴散。但遺憾的是，迄今還沒有建成一個符合這些要求的第四代核電站。

我國核電站的建設始于20世紀80年代中期。首台核電機的組裝在秦山核電站進行，1985年開工，1994年商業運行，電功率為300MW，為我國自行設計建造和運行的原型核電機組。使我國成為繼美國、英國、法國、蘇聯、加拿大和瑞典後，全球第7個能自行設計建造核電機組的國家。截至2013年2月，我國大陸已建成并投入商業運行的核電站有7個，分别為浙江秦山核電站一期、二期、三期，廣東大亞灣核電站和嶺澳核電站一期、二期，江蘇田灣核電站，共15台機組，還有28台機組處于建設中。

特點

核電站的優勢

與傳統的火力發電站相比，核電站具有十分明顯的優勢：

（1）核能發電不像化石燃料發電那樣排放巨量的污染物質到大氣中，因此核能發電不會造成空氣污染；

（2）核能發電無碳排放，不會加重地球溫室效應；

（3）核能發電所使用的鈾燃料，除了發電外，暫時沒有其他的用途；

（4）核燃料的能量密度比起化石燃料高上幾百萬倍，故核能電廠所使用的燃料體積小，運輸與儲存都很方便，一座1000萬千瓦的核能電廠一年隻需30噸的鈾燃料，一航次的飛機就可以完成運送；

（5）核能發電的成本中，燃料費用所占的比例較低，核能發電的成本不易受到國際經濟形勢的影響，故發電成本較為穩定。

核電站的缺點

核電站也存在一些明顯的缺點：

（1）核電廠會産生高低階放射性廢料，或者是使用過的核燃料，雖然所占體積不大，但因其具有放射性，必須慎重處理；

（2）核電廠熱效率較低，因而比一般的化石燃料電廠排放出更多的廢熱，故核電站對環境的熱污染較嚴重；

（3）核電站的投資成本太大，電力公司的财務風險較高；

（4）核電較不适宜滿負荷運轉，也不适宜低于标準負荷運轉；

（5）興建核電站常易引發政治歧見的紛争；

（6）核電站的反應器内有大量的放射性物質，如果在事故中釋放到外界環境，會對生态及民衆造成傷害。

原理

核電站是利用原子核裂變反應釋放出能量，經能量轉化而發電的。現以壓水堆核電站為例，說明其工作原理。

在壓水堆内，由核燃料235u原子核自持鍊式裂變反應産生大量熱量，冷卻劑（又稱載熱體）将反應堆中的熱量帶入蒸汽發生器，并将熱量傳給其工作介質——水，然後主循環泵把冷卻劑輸送回反應堆，循環使用，由此組成一個回路，稱為第一回路。這一過程也就是核裂變能轉換為熱能的能量轉換過程。

蒸汽發生器U型管外二次側的工作介質受熱蒸發形成蒸汽，蒸汽進入汽輪機内膨脹做功，将蒸汽焓降放出的熱能轉換成汽輪機的轉子轉動的機械能，這一過程稱為熱能轉換為機械能的能量轉換過程。做了功的蒸汽在凝汽器内冷凝成凝結水，重新返回蒸汽發生器，組成另一個循環回路，稱為第二回路，這一過程稱為熱能轉換為機械能的能量轉換過程。汽輪機的旋轉轉子直接帶動發電機的轉子旋轉，使發電機發出電能，這是由機械能轉換為電能的能量轉換過程。

類型

核電站按反應堆類型分類，可分為氣冷堆型核電站、改進型氣冷堆型核電站、輕水堆型核電站、重水堆型核電站、快中子增殖型核電站。

（1）氣冷堆型核電站，反應堆采用天然鈾作燃料，用石墨作慢化劑，用二氧化碳或氦作冷卻劑。此種反應堆由于一次裝入燃料多，因此體積大，造價高。英國和法國曾采用此種堆型。

（2）改進型氣冷堆型核電站，反應堆所用慢化劑和冷卻劑與上述氣冷堆型相同，隻是燃料采用2.5%～3%的低濃縮鈾，因此一次裝入的燃料隻有天然鈾的1/5～1/4（按質量計），從而反應堆體積大大縮小，更換燃料也較簡單，并可在較高溫度下運行，熱效率較高。美國、德國曾采用此種堆型。我國石島灣核電廠氣冷堆也采用此方案。

（3）輕水堆型核電站，反應堆采用2%～3%低濃縮鈾作燃料，用水作慢化劑和冷卻劑。此種反應堆的體積小，造價低，技術也較容易掌握，世界上85%以上的核電站均采用此種堆型，我國絕大多數采用此種堆型。（除石島灣氣冷堆，秦山三期）

輕水堆型核電站又可分為沸水堆型和壓水堆型兩種。

沸水堆型核電站，這種核電站中的水在反應堆内直接沸騰。它隻有一個回路，水在反應堆内受熱變為蒸汽，直接用來推動汽輪機、帶動發電機發電。沸水堆型的回路設備少，且幾乎不會發生失水事故，較之壓水堆型更為經濟，更能适應外界負荷變化的需要。但其帶放射性沾染的水蒸氣直接進入汽輪機組，使機組維修困難，檢修時停堆時間長，從而影響核電站的有效運行；此外，水沸騰後，密度降低，慢化作用減弱，因此所需核燃料比同功率的壓水堆型多，其堆芯體積和外殼直徑相應增大。加上氣泡密度在堆内變化，容易引起功率不穩定，使控制複雜化。由此種種因素，沸水堆型核電站的建造數量減少。

壓水堆型核電站，這種核電站中的水在反應堆内不沸騰。它有兩個回路，其中一回路的水流經反應堆，将堆内的熱量帶往蒸氣發生器，與通過蒸氣發生器的二回路中的水交換熱能，使二回路中的水加熱為高壓蒸氣，推動汽輪機運轉，帶動發電機發電。我國的核電站建設方針，确定近期以建造壓水堆型為主。已建成的秦山核電站和大亞灣核電站，均為壓水堆型。

（4）重水堆型核電站，反應堆以重水（含氘）作慢化劑和冷卻劑，用天然鈾作燃料。此種反應堆的燃料成本較低，但重水較貴。加拿大發展此種堆型。我國秦山三期核電廠也是同類反應堆。

（5）快中子增殖型核電站，反應堆不用慢化劑。反應堆内絕大部分是快中子，容易被反應堆周圍的鈾238所吸收，使鈾238變為可裂變的钚239。此種反應堆可在10年左右使核燃料钚239比初裝入量增殖20%以上，但其初期投資費用高。

組成

核電站由核島、常規島、核電站配套設施、核電站的安全防護措施組成。

核島為核電站的核心部分，主要部件為核反應堆、壓力容器（壓力殼）、蒸汽發生器、主循環泵、穩壓器及相應的管道、閥門等組成的一回路系統。

常規島指由蒸氣發生器的二次側、汽輪發電機組、凝汽器、給水泵及相應的管道、閥門等組成的二回路系統。

核電站配套設施，指圍繞确保核電站安全及環境保護而設置的一些設施，主要包括：

（1）反應堆控制系統核緊停堆系統；

（2）堆芯應急冷卻系統；

（3）安全殼頂部設置的冷水噴淋系統；

（4）容積控制系統，它主要調節主冷卻劑水的含硼量及容積變化；

（5）化學控制系統，它主要用于控制一回路冷卻劑水的含氧量和pH值，抑制有關設備和材料的腐蝕；

（6）其他系統，像餘熱導出系統、冷卻劑淨化系統、三廢（廢氣、廢液、廢渣）處理系統等。

核電站的安全防護措施，用來确保核電站安全及環境保護，防止放射性物質逸出。核電站對核燃料及有關部分設置了三道嚴密可靠的屏障，堆芯為第一道屏障，作為燃料包殼，包殼為锆合金管或不鏽鋼管制成，核燃料芯密封于包殼内。它的第二道屏障為壓力殼，這是反應堆冷卻劑壓力邊界，由一回路和反應堆壓力容器組成。殼體是一層厚合金鋼闆（通常功率為30萬kW的壓水堆，壓力殼壁厚為160mm；90萬kW的壓水堆，壓力殼壁厚超過200mm），其功用是燃料包殼密封萬一損壞，放射性物質洩漏到水中，也仍然處在密封的一回路中，受到壓力殼的屏障。它的第三道屏障為安全殼，或稱反應堆廠房。它是一座頂部呈球面的預應力鋼筋混凝土建築物，其壁厚約1m，内襯6～7mm厚鋼闆。一回路的設備都安裝在安全殼内，具有良好的密封性能，即使在嚴重事故情況下，如一回路管道損壞或地震等，也能确保放射性物質不緻外洩，防止核電站周圍環境受到核放射污染。

技術要求

世界核電發展和公衆對新一代核電技術性能的要求有以下幾方面。

（1）追求更好的安全性對核電站發生堆芯熔化事故和大量放射性釋放的概率分别由10-4和10-5降低為10-5和10-6，從核電機組的固有安全概念擴展為包括整個核燃料循環體系的自然安全概念。

（2）不斷改善核電的經濟性核能要大規模發展，必須提高經濟競争能力，也就是要求更加經濟的核能技術，更低造價，更低的發電成本。

（3）要滿足環境生态可持續發展核能的固有優點是不排放污染環境的二氧化硫等廢物和溫室氣體二氧化碳，具有常規能源所沒有的優勢。但要産生長壽命的放射性核素并将不斷地積累，要将它燒掉，以滿足環境生态可持續發展要求。

（4）要滿足資源利用可持續發展的要求核反應堆發電技術隻能利用天然鈾資源蘊藏能量的1%左右。發展新的核電技術采用閉合燃料循環，實現裂變物質增殖，使有限的核能發展為大規模的核能。

（5）滿足防核擴散的要求最重要是嚴格控制分離钚的生産，研究新的燃料循環工藝。實行核電站與後處理一體化，采用高溫冶金法後處理工藝。

核電站堆芯

堆芯由核燃料組件和控制棒組成。核燃料組件是将化學性質不活潑的二氧化鈾（uo2)制成小圓柱形的燃料芯塊，裝入锆合金管并加封焊，成為一根根細長的燃料元件棒，再将元件棒排成行列，用定位格固定。

90萬kW發電機組的"壓水堆”，堆芯一般裝載157個燃料組件，共約80t的U02。第一次裝料分3種濃度，即含鈾-235:1。8%〜2。1%、2。4%〜2。6%、2。9%〜3。

2%各占1/3料量。每年更換燃料約1/3,換入鈾-235濃度3。1%〜3。4%元件。為使反應堆達到自持鍊式裂變反應（稱臨界反應，即保證在反應過程中有一定的中子數量起反應作用），必須有一個最少核燃料裝載量，叫做臨界裝載量。

臨界反應時，堆芯的反應性定為1。為了保證反應堆的使用壽期，上面所述的裝載量實際是大于臨界裝載量的，這使堆芯開始運行時處于超臨界狀态，反應性大于1。大于1的部分稱為過剩反應性，一般為15%〜20%。

處于這種狀态運行時，中子數量過多，反應會過于劇烈。為使反應堆正常工作，就必須加入強的中子吸收劑，以吃掉這部分過剩反應性，并随着燃料的消耗，将這部分反應性逐步釋放出來，保證反應堆不斷處于臨界狀态。控制棒正是起着這種作用的裝置。

核燃料棒

核燃料棒，主要采用低濃縮鈾，形式為由鈾混合物粉末燒結成的二氧化鈾陶瓷芯塊。

以最常見的壓水堆核電站為例，核燃料采用的鈾是低濃縮鈾，其中含裂變材料鈾-235的含量為3%（稱為富集度，天然鈾的鈾-235富集度為0.714%）。核燃料的形式為由鈾混合物粉末燒結成的二氧化鈾陶瓷芯塊。瓷芯塊為直徑1厘米，高度1厘米的圓柱體。幾百個芯塊疊在一起裝入直徑1厘米，長度約4米，厚度為1毫米左右的細長锆合金材料套管内，因為核裂變反應就像是在燃燒原子，因此稱為燃料棒。

例如U-235富集度：U-235質量/(U235+U-238質量）n

中國核電站現狀

1999年後國際核電界将核電機組分為四代，目前世界上運行的440多台核電機組的主體多為第二代，是指單機組容量在600-1400MW的标準型核電站。中國自上世紀九十年代才開始發展核電，有後發優勢，中國對核電的建設保持嚴謹的态度加之的核電安全監管體系完全與國際接軌，中國的核電發展一直保持良好的安全記錄。我國現有的核電站多為壓水堆，壓水堆核電站因其投資低、安全性高、技術成熟等原因成為應用最多的堆型。

中國核電技術

中國現有的核電機組主要為第二代及“二代加”。中國已引進美國第三代核電技術AP-1000，并作為自主化依托項目建設浙江三門和山東海陽兩個核電站的4台百萬千瓦級核電機組。鑒于福島核電站事故是由于反應堆停堆，且地震導緻廠外電源不可用，海嘯又淹沒柴油機房，堆芯餘熱未及時導出。AP-1000采用非能動設計，依靠自然力驅動，避免了失去廠内外電源後堆芯無法冷卻的情況。目前中核和中廣核引進吸收消化再創新的“華龍一号”遵循我國和全球最新安全要求并根據福島核事故經驗反饋，是國際最先進的能動與非能動相結合的壓水堆核電自主品牌。集能動系統的高效成熟與非能動系統無需電源的優勢多重手段實現完善的嚴重事故預防和緩解措施。第四代核電技術超高溫氣冷堆和鈉冷快堆兩個系統已經在研究之中。超高溫氣冷堆以氣代水作為冷卻劑，有利于在内陸設廠。鈉冷快堆實現了核燃料與反應産物之間的循環運轉，提升了鈾的利用率，減少高放射性廢物。

中國核電站安全保障

中國作為在建核電機組最多的國家，中國政府對核電安全尤為重視。

從選址上分析，日本是地震多發國家，福島核電站正處于環太平洋地震帶。我國的核電站在建設選址時已經考慮到了地質結構的穩定性和海嘯的可能，已盡可能避開地震帶、生活水源地及人口稠密區；充分考慮到地震活動的不确定性及可能帶來的次生災害等。我國核電廠選址法規标準基本以國際原子能機構IAEA核安全标準為基準，部分因素如核電廠抗震設計基準限值結合國内的地震背景進了适當調整。依托《核電廠廠址選擇安全規定》及其附屬導則，以及《放射性污染防治法》和《核動力廠環境輻射防護規定》等結合當地水體環境，天文潮徑流洪水等變化進行核電站選址工作。

在國家監管方面，環保部下達對包括核安全設備、核動力廠和研究堆、核燃料循環和核技術利用四大核安全監管的重點持證單位進行考核。覆蓋全體持證單位，覆蓋所有骨幹人員；對隐瞞虛報零容忍，對違規操作零容忍，把安全關口前移，從本質上保證核安全。各單位在設施設計、制造時對生産活動采用動态監控，定期開展隐患排查，及時識别控制安全風險。中美合作的核安保示範中心已經在北京投入運行，該中心是目前世界規模最大、設施最先進的核安保示範中心，是兩國共同應對核安保威脅、深化核能領域合作的重要機構。

陸啟洲委員在兩會會場外接受采訪時說，日本受影響核電站采用的是二代核電技術，最大問題就在于遇緊急情況停堆後，須啟用備用電源帶動冷卻水循環散熱。我國正在沿海建設并将向内陸推廣的第三代ＡＰ１０００核電技術則不存在這個問題，因其采用“非能動”安全系統，就是在反應堆上方頂着多個千噸級水箱，一旦遭遇緊急情況，不需要交流電源和應急發電機，僅利用地球引力、物質重力等自然現象就可驅動核電廠的安全系統，巧妙地冷卻反應堆堆芯，帶走堆芯餘熱，并對安全殼外部實施噴淋，從而恢複核電站的安全狀态。

中國大陸核電發展曆程

20世紀60年代以來，中國大陸曾經以很慢的速度發展核電，出現了近20年的徘徊慢行局面。首先是對發展核電的必要性認識不統一，圍繞如何實現我國核電的自主設計、自主制造等問題行業之間産生了不同看法，表現在發電堆型選擇上的“輕（水堆）重（水堆）之争”，在單堆單機容量選擇上的“大小之争”；在發展路徑選擇上，是堅持“以我為主、中外合作”，還是引進設備技術、逐步實現本土化的“土洋之争”；以及誰來主管核電的“姓電還是姓核”之争。由于長時間的争論，延誤了核電發展的大好時機。再次從管理體制上來說，由計劃經濟轉到市場經濟、由軍工部門主管轉到政府綜合部門協調，以及如何既發揮政府主導作用又能尊重企業的主體地位，我國經曆了痛苦的磨難。

從1955年至1972年的10多年中，通過研究摸索了“熔鹽堆”“石墨水冷堆”“石墨氣冷堆”“重水堆”“壓水堆”等用于發電的多種堆型，為中國大陸核電發展作了一些準備工作。1972年，中央對發展核電作出了新的部署，由電力、機械、核工業3個部門組成了代表團，出訪日本、加拿大、瑞士、西德和意大利等國，重點考察壓水堆、沸水堆和重水堆核電廠的發展，了解中國大陸發展大機組核電廠的可行性以及核電發展方向和發展戰略。代表團1972年底出發，曆時3個月，這次出訪，開闊了眼界，掌握了核電發展動向，進一步堅定了發展核電的信心。但在采用何種發電堆型問題上意見不統一，核工業部的同志主張發展重水堆核電廠，認為安全可靠、經濟性好、又可采用天然鈾作燃料，平戰都可用；水電部和機械部的同志認為壓水堆比重水堆運行堆年多，技術更成熟，其設備制造技術易于消化掌握，便于實現國産化，還可用于艦艇動力。這一争論一直延續10年，直到1983年1月，北京“回龍觀會議”才基本上統一了采用壓水堆核電廠的技術産業政策。1973年初，代表團出國考察回來，水電部責成華東電力設計院選擇單機容量為百萬千瓦級的核電廠廠址。

從1976年起，黨的工作重心轉到經濟建設上來，水電部根據中央的部署，制定了《1977年－1986年電力科學技術發展規劃綱要》，提出改善能源結構，發展原子能電廠的規劃意見，1977年11月成立核電局，組織了蘇南核電廠的對外引進談判，當時抓住法國當局所表達的意向，開展了與法國法馬通公司合作建造核電廠的談判。國家計委支持水電部建設蘇南核電廠并列入國家“六五”計劃，作為重點工程建設項目。1978年底，完成技術談判，1979年1月，完成商務談判。但在當時的形勢下，有部分著名專家出面聯名向中央寫信，反對國際合作，反對技術引進，反對建設大型壓水堆核電廠。迫于種種壓力，使中國大陸核電廠建設喪失了第一次跨越良機。

1971年，二機部從幹校召回部分科技人員，支持上海核電工程；1972年，國家計委發文，當時提出了10萬kW至30萬kW的壓水堆原型示範電站；“七二八”工程幾經磨難，在科研人員的努力下，搞出了設計，并借鑒美國西屋公司的壓水堆機組設計，提出了30萬kW壓水堆電站的方案設計論證。1974年3月31日，周恩來總理主持會議，審查并原則批準了《關于七二八核電工程建設方案報告》和《七二八核電工程設計任務書》，國家計委将該項目列入國家重點工程基本建設計劃，并組織了全國性的技術攻關和設備研制的會戰。1980年1月，“七二八”工程研究設計院正式成立；1982年11月2日，國家正式發文，明确“七二八”工程廠址，定在浙江省海鹽縣秦山，所以取名秦山核電站。秦山一期核電廠在前期準備工作的基礎上，在大亞灣核電站工程立項的拉動下，于1985年3月21日，秦山核電站反應堆主廠房澆注第一罐混凝土，主體工程正式開工，1991年12月15日成功并網發電，中國大陸核電正式起步。

20世紀90年代，中國核電設計、建造、運行和管理水平得到了很大提高，為中國核電加快發展奠定了良好的基礎。2000年召開的黨的十五屆五中全會提出了“适度發展核電”的方針，明确核電發展的主導方針。

2006年，《中國國民經濟和社會發展“十一五”規劃綱要》提出積極推進核電建設。2007年，《核電中長期發展規劃（2005－2020年）》發布，中國核電迎來曆史性的發展機遇。

2010年10月15日，黨的十七屆五中全會通過了《中共中央關于制定國民經濟和社會發展第十二個五年規劃的建議》，确定中國在确保安全的基礎上高效發展核電的方針。2012年3月，中國《政府工作報告》重申了在能源結構中安全高效發展核電的政策，中國核電也由此進入了安全高效、穩步發展的新階段。

中國核電站分布

秦山核電站

位于杭州灣畔，一期工程是中國第一座依靠自己的力量設計、建造和運營管理的30萬千瓦壓水堆核電站。1985年3月澆灌第一罐核島底闆混凝土，1991年12月首次并網發電，1994年4月設入商業運行，1995年7月通過國家驗收。

二期工程，是建設我國自主設計、自主建造、自主管理、自主運營的首座2× 60萬千瓦商用壓水堆核電站，于1996年6月2日開工，經過近6年的建設，第一台機組于2002年4月15日比計劃提前47天投入商業運行。

秦山三期（重水堆）核電站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆核電技術，建造兩台70萬千瓦級核電機組。1号機組于2002年11月19日首次并網發電，并于2002年12月31日投入商業運行。2号機組于2003年6月12日首次并網發電，并于2003年7月24日投入商業運行。

廣東大亞灣核電站

1987年8月7日工程正式開工，1994年2月1日和5月6日兩台單機容量為984MWe壓水堆反應堆機組先後投入商業營運。

田灣核電站

位于江蘇省連雲港市連雲區田灣，廠區按4台百萬千瓦級核電機組規劃，并留有再建2至4台的餘地。一期建設2台單機容量106萬千瓦的俄羅斯AES-91型壓水堆核電機組，設計壽命40年，年平均負荷因子不低于80％，年發電量為140億千瓦時。工程于1999年10月20日正式開工，單台機組的建設工期為62個月,分别于2004年和2005年建成投産。

嶺澳核電站

一期工程于1997年5月開工建設。它位于廣東大亞灣西海岸大鵬半島東南側。嶺澳核電站是“九五”期間我國開工建設的基本建設項目中最大的能源項目之一。嶺澳核電站（一期）擁有兩台百萬千瓦級壓水堆核電機組，2003年1月全面建成投入商業運行，2004年7月16日通過國家竣工驗收。目前正展開二期工程建設。

在建和規劃中的

一、2004年，經10多年籌備的廣東陽江核電項目也有望在年底通過國家核準，這個規劃投資達80億美元、規劃建設6台百萬千瓦級機組的全國最大核電項目一期工程将于2006年正式動工。

二、2004年7月，位于浙江南部的三門核電站一期工程建設獲得國務院批準。這是繼中國第一座自行設計、建造的核電站——秦山核電站之後，獲準在浙江省境内建設的第二座核電站。三門核電站總占地面積740萬立方米，可分别安裝6台100萬千瓦核電機組。全面建成後，裝機總容量将達到1200萬千瓦以上，超過三峽電站總裝機容量。一期工程總投資250億元，将首先建設兩台目前國内最先進的100萬千瓦級壓水堆技術機組。三門核電站最快将在2010年前後發揮作用。

三、2004年11月5日，瓦房店市東崗鎮溫坨子的一片工地上禮炮轟鳴。随着專用道路工程的竣工，遼甯省第一座核電廠——遼甯紅沿河核電廠的前期工程完成了“第一戰役”。其中，一期工程計劃投資260億元，規劃建設2台百萬千瓦級核電機組。一期工程竣工投産後，年發電量可滿足兩個中等城市一年的用電需求。工程建設工期為6年。

四、江西省計劃投資人民币400億元建造一座發電能力約為400萬千瓦的核電廠。根據規劃，核電廠将建于九江市東部、長江南岸的彭澤縣境内，該項目将于2008年開工。

五、四川重慶争建核電站(2003-9-18)n重慶市将在涪陵建設一座總裝機容量為180萬千瓦的核電站。而重慶市和四川省均已向國家有關部門提交了核電站的立項報告，雙方都想讓内陸首座核電站落戶本地區。不過，結果尚未揭曉。

重慶市規劃中的核電站将選址涪陵區白濤鎮重慶建峰化工總廠（原816廠），初步規劃總投資200億元，年發電量達85億千瓦小時。如果審批手續順利，将于2007年動工建設，2013年首台機組并網發電，項目業主為中國電力投資集團。n來自四川方面的消息也稱，建設核電站的優勢包括：四川有豐富的鈾礦資源；宜賓核燃料廠是我國惟一的核電站燃料組件生産基地；中國核動力研究院、西南電力設計院等科研單位都位于四川；

六,湖南省核電發展規劃中的核電項目有望完成"破冰"之旅，目前，省政府已經委托湖南五淩水電開發有限責任公司就核電項目開展前期的研究規劃選址等工作，嶽陽的華容縣和常德的桃源縣有望成為規劃中的核電站廠址。拟建的核電項目規劃裝機600萬千瓦，一期裝機200萬千瓦，目前已完成水文等8個外圍專題的合同談判。預計明年可完成初步可行性研究工作，上報項目建議書。

七、2005年在中國最大的電力公司華能牽頭組建下，一個合資能源企業集團已在山東威海選定一座195兆瓦氣冷式核電站的建造地點，這将是全球首個投入商業運營的“球床”核反應堆。

我國核電廠規劃限制區設置現狀

經調研統計了包括蒼南、昌江、防城港、福清、海陽、紅沿河、石島灣、台山、太平嶺、徐大堡、陽江、漳州等近12個核電廠址規劃限制區設置中的相關申請及批複情況。

我國核電廠規劃限制區設置的特點為:

(1)以反應堆為中心，半徑5km範圍。

(2)各級政府批複中對規劃限制區要求深度不一緻。部分批複文件較為原則，基本沿用了法規标準中的原則規定。部分批複文件較為細緻，甚至明确了規劃限制區的責任主體，規劃要求，界碑設置，行業準入，航行限制等具體内容。

(3)申請單位不一緻。有的規劃限制區申請單位是核電廠，有的是地方市級或縣級政府部門，有的則是省環保廳。申請單位不一緻，必然造成後續責任單位職責不清，急需按照《核安全法》要求統一規範。

世界核能發展緊急預案

美國：周密的核應急體系

美國是開發核電最早的國家之一，也是大規模将核電推廣使用的國家，其核反應堆數量、裝機容量以及核發電量均居世界第一位。美國早在1954年就出台了《原子能法》，1974年出台了《能源改組法案》。這些法律為核應急工作的制度化、規範化奠定了堅實基礎。美國核應急法律法規體系較為完善，經費預算明确充足，各級核應急管理部門及單位之間協調運作良好，各類應急預案涉及範圍較廣，層次清晰。1979年三哩島事故後，美國開始建立聯邦、州、地方、核設施營運單位等四級核應急體系，實行屬地管理，符合應急工作快速、高效等内在要求，也符合核設施點多面廣的客觀要求。

美國核應急技術支持體系具有較高的科技水平，其建立了一套較完善的集事故監測、評價與事故信息報知于一體的核應急技術支持體系：整合了應急資源，實現技術和信息多方共享；建立了大氣擴散模型，适用于核、生、化等事故的後果預測和評價；核設施營運單位與政府共建一套連續自動監測系統，統一管理、共同監視。

法國：标準化＋統一協調

法國的核電比例超過本國電力總量的75%，是世界上核電比例最高的國家，其核電規模僅次于美國。法國核電站一直安全運營，迄今未發生過一起核事故，法國人對分布在全國各地的58座核反應堆也沒有感到恐慌。究其原因，标準化的先進技術加上研發、設備制造、生産運營及安全監督的統一協調管理是法國核電産業的特色。法國對核電站采取了系列化和标準化的管理，法國所建的58座核電機組分三大系列，其中34個為100萬千瓦、20個為130萬千瓦、4個為150萬千瓦，這三大系列均采用同樣技術，并采用總體工程管理模式。法國原子能署（CEA）全面負責全國核能戰略、整體規劃和研究開發；阿海琺集團負責從核燃料的前端提取生産到核電站設備的研究、設計和制造，直至核廢料的後處理和儲存等一體化運作；而法國電力公司則作為政府授權的唯一核電運營商專門負責核電站的運營、管理、銷售和售後服務。

早在20世紀60年代就成立的核管理局除制定核安全規則之外，最重要的是擔當核電“警察”，行使監督核設施運行安全的職責。2002年法國在核管理局的基礎上又擴建成立了國家核安全與輻射防護總局，增加了對放射性廢料長期監管的職能。每年核安全局對大型核用戶作700~800次核查，采取檢查、抽查和民意調查等形式。根據具體情況，通過一天、一周或半個月的時間，來看運營商組織管理，核安全的文件，執行操作程序的過程。核查不僅涉及核電站的設計、設備，更主要的是對整個核電站人員是否發揮積極性，他們之間是否有協調的團隊精神尤為關注。

此外，法國的核安全文化高度強調透明化。無論發生什麼情況都要及時通報，使公衆與政府相信核能發展的安全。核電站内部采取透明的管理體系。通過建立一個獨立的監督層，從核安全總監、核電顧問、核電站檢查組、高級安全顧問到安全工程師，随時對不同的管理層監督，每年定期寫檢查報告，并直接将結果向國家安全當局彙報。

日本：巨災難掩強大的防災抗災能力

日本是目前世界上核能規模第三大的國家。雖然在這次該國曆史上最嚴重的地震災害中受損嚴重，但必須指出的是，作為地震多發國家，日本是世界上為應對地震災害準備最充分的國家之一。災害管理的法律法規非常完備和細緻；日本政府投入大量物力、财力建立了應對地震和海嘯的最先進的預警系統和基礎設施；擁有世界上最嚴格的建築規範；從民間到政府，救災措施專業細緻；同時非常重視對國民進行防震教育，民衆的防震意識和自救行為高效有序。n福島地震發生後，核電站自動保護系統啟動使核反應堆立即停運。首相菅直人立即宣布核安全緊急事态，為了保護福島縣附近居民免受核輻射，日本政府采取了如下及時有效應對措施：

第一，馬上疏散核電站附近居民。根據福島縣發出的指示，距離福島縣第一核電站1号機組20公裡半徑範圍内的居民、距離2号機組10公裡半徑範圍内的居民合共約30萬人要馬上撤離，以免遭受輻射的危險。截至12日晚，核電站周邊的大熊町、雙葉町居民已基本撤離完畢。日本政府還根據核設施的具體情況和變化，劃定和不斷調整疏散區半徑，15日菅直人鑒于事件趨于嚴重，要求在核電站20公裡至30公裡範圍内的居民也要做好防止核輻射的準備。

第二，軍方立即介入除污染。日本自衛隊中央特殊武器防護隊在首相菅直人的命令下，派遣6輛除染車進入爆炸現場附近開展除污染工作。15日，日本陸上自衛隊的一支穿戴特殊防輻射服的防化部隊，已經緊急開赴福島第一核電站，接替中央特殊武器防護隊。

第三，政府馬上組織向可能受影響的居民派發碘片等藥物，防止身體吸入輻射，并組織醫療力量進行人員輻射檢測；此外，日本政府還發布指引，要受影響地區居民避免皮膚裸露在外，關閉所有門窗，停止一切空調系統運作，避免吸入或皮膚受到輻射。

第四，對于遭受地震海嘯影響的核電站，通過釋放反應堆容器内水蒸氣以降低反應堆内壓力，防止更大破損；同時向反應堆注入海水降低堆内溫度，防止積聚的熱量繼續熔毀燃料棒。

中國：問題與隐含共存

中國核能産業發展起步晚，但經過多年發展，目前已進入了一個快速發展的新時期，目前在建機組占全球在建核電總規模的40%以上。中國目前在運核電機組共13台，其中除秦山一期核電站采用二代核電外，其餘12台在運營核電機組都是二代改進型核電機組，在安全性上都超過此次發生事故的福島核電機組。核電站的選址均遠離斷裂帶，而且建在穩定的基岩上，抗震、防洪标準等都做到了“高一級”設防，并且受國家核安全局的嚴格審查。在國家核安全局的牽頭下，中國的核電安全規範也完全滿足了國際原子能機構的要求。過去20年來，未出現任何導緻放射物外洩的安全事故。

但問題和隐患也客觀存在：中國核電運營經驗還不足，第一個核電機組到1991年才正式并網發電，至今剛剛20年；一些核電站在保養和維護方面，存在操作不規範的地方；與外方的技術合作，在個别項目上也出現了銜接不好的情況；大規模建設之下，行業人士可能會産生麻痹松懈的心理，認為技術有保障，就可能不按規範運作；核電建設中急于求成的心理可能造成核電站施工質量不達标，從而造成安全隐患；核電安全的科學普及以及信息公開工作尚顯不夠。