核電站(nuclear power plant)是利用核裂變(Nuclear Fission)或核聚變(Nuclear Fusion)反應所釋放的的能量產生電能的發電廠。目前商業運轉中的核能發電廠都是利用核裂變反應而發電。核電站一般分為兩部分:利用原子核裂變生產蒸汽的核島(包括反應堆裝置和一回路系統)和利用蒸汽發電的常規島(包括汽輪發電機系統)，使用的燃料一般是放射性重金屬:鈾、钚。

基本信息

• 中文名稱

  核電站

• 外文名稱

  nuclear power plant

• 又    稱

  核電廠

工作原理

發電原理

核電站以核反應堆來代替火電站的鍋爐，以核燃料在核反應堆中發生特殊形式的“燃燒”產生熱量，使核能轉變成熱能來加熱水產生蒸汽。利用蒸汽通過管路進入汽輪機，推動汽輪發電機發電，使機械能轉變成電能。一般說來，核電站的汽輪發電機及電器設備與普通火電站大同小異，其奧妙主要在于核反應堆。

核反應堆

核反應堆，又稱為原子反應堆或反應堆，是裝配了核燃料以實現大規模可控制裂變鏈式反應的裝置。

原子由原子核與核外電子組成。原子核由質子與中子組成。當鈾235的原子核受到外來中子轟擊時，一個原子核會吸收一個中子分裂成兩個質量較小的原子核，同時放出2—3個中

子。這裂變產生的中子又去轟擊另外的鈾235原子核，引起新的裂變。如此持續進行就是裂變的鏈式反應。鏈式反應產生大量熱能。用循環水(或其他物質)帶走熱量才能避免反應堆因過熱燒毀。導出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動氣輪機發電。由此可知，核反應堆最基本的組成是裂變原子核 熱載體。但是只有這兩項是不能工作的。因為，高速中子會大量飛散，這就需要使中子減速增加與原子核碰撞的機會；核反應堆要依人的意愿決定工作狀態，這就要有控制設施；鈾及裂變產物都有強放射性，會對人造成傷害，因此必須有可靠的防護措施。綜上所述，核反應堆的合理結構應該是：核燃料 慢化劑 熱載體 控制設施 防護裝置。[1]

安全原則

為了保護核電站工作人員和核電站周圍居民的健康，核電站必須始終堅持“質量第一，安全第一”的原則。核電站的設計、建造和運行均采用縱深防御的原則，從設備、措施上提供多等級的重疊保護，以確保核電站對功率能有效控制，對燃料組件能充分冷卻，對放射性物質不發生泄漏。縱深防御原則一般包括五層防線，第一層防線：精心設計、制造、施工，確保核電站有精良的硬件環境。建立周密的程序，嚴格的制度，對核電站工作人員有高水平的教育和培訓，人人注意和關心安全，有完備的軟件環境。第二層防線：加強運行管理和監督，及時正確處理異常情況，排除故障。第三層防線在嚴重異常情況下反應堆正常的控制和保護系統動作，防止設備故障和人為差錯造成事故。第四層防線：發生事故情況時，啟用核電站安全系統包括各外設安全系統加強事故中的電站管理，防止事故擴大保護反應堆廠房安全殼。第五層防線萬一發生極不可能發生的事故并伴有放射性外泄啟用廠內外應急響應計劃努力減輕事故對周圍居民和環境的影響。

安全保護系統均采用獨立設備和冗余布置， 均備有事故電源，安全系統可以抗地展和在蒸汽— 空氣及放射性物質的惡劣環境中運行。核電站運行人員須經嚴格的技術和管理培訓，通過國家核安全局主持的資格考試，獲得國家核安全局頒發的運行值崗操作員或高級操作員執照才能上崗，無照不得上崗。執照在規定期內有效， 過期后必須申請核發機關再次審查。

萬一發生了核外泄事故，應啟動應急計劃。應急計劃的內容主要包括：疏散人員，封閉核污染區（核反應堆及核電站），清除核污染，以保證人身安全和環境清潔。

按照縱深防御的原則，在核燃料和環境外部空氣之間設置了四道屏障。即第一道屏障：燃料芯塊核然料放在氧化鈾陶瓷芯塊中，并使得大部分裂變產物和氣體產物95%以上保存在芯塊內。第二道屏障：燃料包殼，燃料芯塊密封在鉛合金制造的包殼中構成核燃料芯棒錯合金，具有足夠的強度且在高溫下不與水發生反應。第三道屏障：壓力管道和容器冷卻劑系統將核燃料芯棒封閉在20cm以上的鋼質耐高壓系統中避免放射性物質泄漏到反應堆廠房內。第四道屏障：反應堆安全殼用預應力鋼筋混凝土構筑壁厚近100cm，內表面加有6mm的鋼襯，可以抗御來自內部或外界的飛出物，防止放射性物質進入環境。[2]

選址原則

核電站的選址要求非常高，選址需非常慎重。根據國際上通行的關于核電站選址有經濟、技術、安全、環境和社會四原則。

經濟原則核電站能夠有足夠的資金來建設和運行，所服務的地區要有足夠的用電需求，所以核電站常常選址經濟較發達的地區。

后面三個原則則有著密切的相互聯系。核電站必須建在經濟發達地區的相對偏遠地區，50公里以內不能有大中型城市。要求廠址深部必須沒有斷裂帶通過，而且要求核電站數千米范圍內沒有活動斷裂，廠址100千米海域、50千米內陸，歷史上沒有發生過6級以上地震，廠址區600年來也沒有發生6級地震的構造背景。從核安全的角度來看，核電站選址必須考慮到公眾和環境免受放射性事故釋放所引起的過量輻射影響，同時要考慮到突發的自然事件或人為事件對核電廠的影響，所以，核電站必須選在人口密度低，易隔離的地區。

另外，核電站在運行過程中要產生巨大熱量，所以核電站的選址必須靠近水源，最好是靠海，這也是大型核電站都建在海邊的一個重要原因，并且靠海還可以解決大件設備運輸問題。萬一發生危險，在平的海岸線和放射物均勻發散的情況下，污染陸地面積只是完全在內陸的一半。但是建在海邊有利的同時也多出一個風險，就是海嘯或者臺風帶來大浪的可能。通常會建設防波堤來抵御巨浪的沖擊。但是防波堤只能抵御一定程度的沖擊，如果是比較大的海嘯的話，防波堤無能為力，很可能產生十分嚴重的后果。2011年3月11日日本9級大地震及海嘯導致核泄露就是一例。

從上述要求來看，內陸地區核電選址更要慎重，因為內陸地區的水源全部為淡水，并且幾乎所有的大江大河都直接向周邊城市供應生活用水，在這種情況下建設核電站，一旦發生泄漏事故，后果不堪設想。

基本設備

綜述

核電站除了關鍵設備——核反應堆外，還有許多與之配合的重要設備。以壓水堆核電站為例，它們是主泵，穩壓器，蒸汽發生器，安全殼，汽輪發電機和危急冷卻系統等。它們在核電站中有各自的特殊功能。

主泵

如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是把冷卻劑送進堆內，然后流過蒸汽發生器，以保證裂變反應產生的熱量及時傳遞出來。

穩壓器

又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發以增加壓力。

蒸汽發生器

它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次回路水，并使之變成蒸汽，再通入汽輪發電機的汽缸作功。

安全殼

用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生罕見的反應堆一回路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最后一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。

汽輪機

核電站用的汽輪發電機在構造上與常規火電站用的大同小異，所不同的是由于蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電站的大。

危急冷卻系統

為了應付核電站一回路主管道破裂的極端失水事故的發生，近代核電站都設有危急冷卻系統。它是由安全注射系統和安全殼噴淋系統組成。一旦接到極端失水事故的信號后，安全注射系統向反應堆內注射高壓含硼水，噴淋系統向安全殼噴水和化學藥劑。便可緩解事故后果，限制事故蔓延。

注射系統：當核電站一回路系統的管道或設備發生破損事故后，安全注射系統用來向堆芯緊急注入高硼冷卻水，防止堆芯因失水而造成燒毀。

安全注射系統設有兩套安全注射管系。一套為安全注射箱管系，在安全注射箱內儲有一定容積的高硼水，并用氮氣充壓，使注射箱內維持恒定的壓力。當一回路系統一旦發生大破裂事故，其壓力低于安全注射箱的壓力時，安全注射箱內的硼水就通過止水閥自動注入一回路系統。另一套為安全注射泵管系，當一回路系統因發生破損事故而壓力下降至一定值時，安全注射泵就自動啟動，將換料水箱內的硼水注射至一回路系統，換料水箱內的硼水被汲完后，安全注射泵可改汲從一回路系統泄露至安全殼底部的地坑水，使硼水仍能連續不斷地注入一回路系統冷卻堆芯。

在電站失去外電源情況下，安全注射泵的電源可由應急柴油發電機組自動供電。

安全殼噴淋系統：在核電站發生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故時，安全殼內充滿了帶放射性高壓蒸汽，安全殼噴淋系統將用來降低安全殼內壓力和溫度，使放射性蒸汽凝結下來。

在安全殼的上部設有相當數量的噴淋頭，當安全殼內由于發生主管道破損事故而蒸汽壓力升高時，安全殼噴淋系統的泵就自動啟動，將換料水箱內的硼水和NaOH貯箱內供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定的比例混合，再由噴淋頭噴入安全殼內。當換料水箱的水被用盡后，噴淋泵可改汲安全殼內的地坑水。此時，地坑水先由設備冷卻水冷卻后再重新噴淋至安全殼內。

在核電站斷電情況下，安全噴淋泵的電源也由應急柴油發電機組自動供電。

熱源分類

壓水堆核電站

以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體，一回路系統，以及為支持一回路系統正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二回等系統，其形式與常規火電廠類似。

沸水堆核電站

以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等。但發電廠房要做防核處理。

重水堆核電站

以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電站是發展較早的核電站，有各種類別，但已實現工業規模推廣的只有加拿大發展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。

快堆核電站

由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多于所耗，能實現核裂變材料的增殖。

世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的钚-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1%—2%，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60%—70%。但目前的快堆開發還很落后，日本的文殊快堆，以及其他研發中的快堆，由于比較先進，還基本沒有投入商業運行。

發展歷程

第一代核電站

20世紀50年至60年代初，蘇聯、美國等建造了第一批單機容量在300MWe左右的核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，法國的舒茲(Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站，日本的美浜1號核電站等。第一代核電廠屬于原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗示范形式來驗證其核電在工程實施上的可行性。

第二代核電站

20世紀70年代，因石油漲價引發的能源危機促進了核電發展，世界上已經商業運行的400多臺機組大部分在這段時期建成，稱為第二代核電機組。第二代核電廠主要是實現商業化、標準化、系列化、批量化，以提高經濟性。自20世紀60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600－1400MWe的標準化和系列化核電站，以美國西屋公司為代表的Model 212（600MWe，兩環路壓水堆，堆芯有121合組件，采用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站范疇。法國的CPY，P4，P4′也屬于Model 312，Model 414一類標準核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標準核電站。

第二代核電站是世界正在運行的439座核電站（2007年9月統計數）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34臺在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核

電站發生事故之后，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經濟性都有了不同程度的提高。

從事核電的專家們對第二代核電站進行了反思，當時認為發生堆芯熔化和放射性物質大量往環境釋放這類嚴重事故的可能性很小，不必把預防和緩解嚴重事故的設施作為設計上必須的要求，因此，第二代核電站應對嚴重事故的措施比較薄弱。

第三代核電站

對于第三代核電站類型有各種不同看法。

美國核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）提出了第三代核電站的安全和設計技術要求，它包括了改革型的能動（安全系統）核電站和先進型的非能動（安全系統）核電站，并完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設計，它們將成為第三代核電站的主力堆型。

中國自主創新的第三代核電項目正在浙江三門和山東海陽進行建設，和正在運行發電的第二代核電機組相比，預防和緩解堆芯熔化成為設計上的必須要求，而這一點也正是作為第二代核電站的福島核電站事故中暴露出來的弱點。據悉，中國第三代核電站將裝備有蓄水池，這樣的“大水箱”在緊急情況下能釋放出大量的水，從而達到降溫等應急需求。

通過總結經驗教訓，美國、歐洲和國際原子能機構都出臺了新規定，把預防和緩解嚴重事故作為設計上的必須要求，滿足以上要求的核電站稱為第三代核電站。

世界上技術比較成熟、可以據以建造第三代核電機組的設計，主要有美國的AP1000(壓水堆)和ABWR(沸水堆)，以及歐洲的EPR(壓水堆)等型號，它們發生嚴重事故的概率均比第二代核電機組小100倍以上。美國、法國等國家已公開宣布，今后不再建造第二代核電機組，只建設第三代核電機組。而中國有13臺第二代核電機組正在運行發電，未來重點放在建設第三代核電機組上，并開發出具有中國自主知識產權的中國品牌的第三代先進核電機組。為此，國務院決定以浙江三門和山東海陽兩個核電項目作為第三代核電自主化依托工程，建設4套第三代AP1000壓水堆核電機組。國家中長期科技發展規劃綱要已將“大型先進壓水堆核電站”列為重大專項。

第四代核能系統

第四代核能系統概念（有別于核電技術或先進反應堆），最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室提出，始見于1999年6月美國核學會夏季年會，同年11月的該學會冬季年會上，發展第四代核能系統的設想得到進一步明確； 2000年1月，美國能源部發起并約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會，討論開發新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發表了“九國聯合聲明”。隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發達國家組建了“第四代核能系統國際論壇（GIF）”，擬于2-3年內定出相關目標和計劃；這項計劃總的目標是在2030年左右，向市場推出能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統（Gen-IV）。

第四代核能系統將滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖的風險低、防止核擴散等基本要求。　

世界各國都在不同程度上開展第四代核電能系統的基礎技術和學課的研發工作。

第四代核電能系統包括三種快中子反應堆系統和三種熱中子反應堆系統：

工作特點

優點

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．核能發電不會產生加重地球溫室效應的二氧化碳。

3．核能發電所使用的鈾燃料，除了發電外，沒有其他的用途。

4．核燃料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1000百萬瓦的核能電廠一年只需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，核能發電的成本較不易受到國際經濟情勢影響，故發電成本較其他發電方法為穩定。

缺點

1．核能電廠會產生高低階放射性廢料，或者是使用過之核燃料，雖然所占體積不大，但因具有放射線，故必須慎重處理，且需面對相當大的政治困擾。

2．核能發電廠熱效率較低，因而比一般化石燃料電廠排放更多廢熱到環境里，故核能電廠的熱污染較嚴重。

3．核能電廠投資成本太大，電力公司的財務風險較高。

4．核能電廠較不適宜做尖峰、離峰之隨載運轉。

5．興建核電廠較易引發政治歧見紛爭。

6．核電廠的反應器內有大量的放射性物質，如果在事故中釋放到外界環境，會對生態及民眾造成傷害。 7．現階段的核能發電，仍然會產生很多放射性廢物，其中尤以高放廢物的處理及處置為國際性難題。

發電過程

目前，人類實際應用的主要能源還是化石能源。煤、石油、天然氣等化石能源的利用，對人類生存、發展、進步產生過巨大的影響。進入21世紀后，人們更加注重生存環境和生存空間的質量。大量燃用化石能源產生的溫室效應、酸雨現象對人類生存環境造成了嚴重破壞。同時，化石能源經長期開采，其資源日趨枯竭，已不足以支撐全球經濟的發展。在尋找替代能源的過程中，人們開始越來越重視核能的應用，而核能最主要的應用就是核能發電。

人類首次實現核能發電是在1951年。當年8月，美國原子能委員會在愛達荷州一座鈉冷塊中子增殖實驗堆上進行了世界上第一次核能發電實驗并獲得成功。1954年，蘇聯建成了世界上第一座實驗核電站，發電功率5000KW。

核電站與火電站發電過程相同，均是熱能—機械能—電能的能量轉換過程，不同之處主要是熱源部分。火電站是通過化石燃料在鍋爐設備中燃燒產生熱量，而核電站則是通過核燃料鏈式裂變反應產生熱量。

核電站的組成通常有兩部分：核系統及核設備，又稱為核島；常規系統及常規設備，又稱為常規島。這兩部分就組成了核能發電系統。

核島中主要的設備為核反應堆及由載熱劑（冷卻劑）提供熱量的蒸汽發生器，它替代常規火電站中蒸汽鍋爐的作用。常規島的主要設備為氣輪機和發電機及其相應附屬設備，常規島的組成與常規火電站氣輪機大致相同。[3]

發展現狀

世界發展情況

據國際原子能機構統計，1984年，全世界有34座核電站投產發電，使世界核電站發電量增長17%，達到2200億瓦。當年，全世界新建核電站14座。

到1986年底，全世界在運轉的核電站達到376座，總裝機容量達到2769.75億瓦；在建的核電站有135座，總裝機容量為1469.31億瓦；擬建的核電站有124座，總裝機容量為1218.9億瓦。

到1987年6月底，全世界在運轉的核電站有389座，總裝機容量達到3000億瓦。當時，世界各國核電站所提供的電力，相當于700多萬桶石油的能量。去年，全世界又增加了20座核電站，使世界核電站總數達到420座。

到1986年底，核電站發電量占世界發電總量的比重已上升到了15%。同時，核電站發電量占各國發電總量的比重，法國為70%，比利時為67%，瑞典為50%，瑞士和西德兩國分別為39%和30%，日本和美國兩國分別為25%和17%。[4]

中國發展情況

依據《中國核電工程行業市場前瞻與投資規劃分析報告前瞻》數據顯示，從1985年開始，中國歷年核電站建設投資金額一直走勢平穩，而2008年則是近年來核電站建設的高峰期，2012年核電站建設投資達到1768億元，但是由于受到2011年日本福島核事故的影響，中國2011-2012年核電站建設步伐放緩，2012年核電站建設投資僅為250億元，不到2008年的五分之一。2012年10月以來，核電站市場重啟，2013年1-4月，核電站建設投資額為250億元，今年核電發展將會更好。

我國規劃2020年核電在發電總量中占比達到5%。完成這一指標保守估計屆時核電裝機容量至少達到7000萬千瓦，如能源需求總量再高一點，則核電裝機容量需要達到8000萬千瓦。

在核電發展的問題上，應該充分利用非政府組織與意見領袖在政府與公眾之間的橋梁作用，來加強政府與公眾的溝通與交流，促使政府與公眾在中國發展核電的問題上早日達成共識。 地方政府與業界是項目的主要推動者，也是具體執行者，在項目具體選址、操作、宣傳等多方面都應引起更多的重視，要把得到公眾的首肯放在第一位。核電的每一個項目的成敗都關系到整個行業的發展，絕不能為了追求短期利益而忽視對整個行業產生的長期負面影響。

​截至2010年，中國已有核電站：

秦山核電站

浙江嘉興的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板混凝土，1991年12月首次并網發電，1994年4月投入商業運行，1995年7月通過國家驗收。二期工程，是建設中國自主設計、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，第一臺機組于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，建造兩臺70萬千瓦級核電機組。1號機組于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號機組于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。

大亞灣核電站

廣東深圳的大亞灣核電站1987年8月7日工程正式開工，1994年2月1日和5月6日兩臺單機容量為984MWe壓水堆反應堆機組先后投入商業營運。

田灣核電站

田灣核電站位于江蘇省連云港市連云區田灣，廠區按4臺百萬千瓦級核電機組規劃，并留有再建2至4臺的余地。一期建設2臺單機容量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，單臺機組的建設工期為62個月，分別于2004年和2005年建成投產。

嶺澳核電站

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”期間中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）擁有兩臺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2008年展開二期工程建設。

福建寧德核電站

中國大陸首個在海島上建設核電站2008年2月18日正式動工，被正式列入《國家核電中長期發展規劃(2005—2020年)》中的福建寧德核電站2月18日正式動工。

項目位于福建省寧德市轄福鼎市秦嶼鎮的備灣村，瀕臨東海，南距福州143公里，北距溫州113公里，是中國大陸地區第一個在海島上建設的核電站。

據介紹，寧德核電站一期四臺百萬千瓦級機組工程總投資為512億元，是福建省有史以來最大的能源投資項目，由廣東核電投資有限公司、大唐國際發電股份有限公司、福建煤炭工業(集團)有限責任公司共同投資建設。一期四臺機組定位為核電第二代加改進，綜合國產化率達到75%，具有國際同類型在役核電站的先進水平。

2011年2月開工建設一、二號機組，一號機組2012年投產，二號機組2013年投產；計劃三號機組2014年投產，四號機組2015年投產。[5]

全球核電站

英國

Calder Hall核電站

Calder Hall核電站是英國建成的第一座核電站，建于坎布里亞郡，它是鎂諾克斯氣冷堆的原型，于1953年興建，1956年開始向國家電網送電，是世界上第一座商用核電站。

欣克利角核電站

欣克利角核電站，有欣克利A核電站、欣克利B核電站、欣克利C核電站。欣克利A核電站，屬于壓水堆核電站，始建于1957年，2000年被關閉。欣克利B核電站，屬于高溫氣冷堆核電站，始建于1976年，目前正在使用。欣克利C核電站，正在籌建。

哈特爾普爾核電站

哈特爾普爾核電站是一個核電站位于口的北部央行河T恤 ，2.5英里（4.0公里）的南哈特爾普爾在達勒姆郡，英格蘭東北部 。該站有一個輸出1,190凈電氣兆瓦 ，這是需求相當于150萬的電力需求的家庭或能源3%的英國。電力是二產，通過使用先進氣冷反應堆 （地帶）。

美國

三里島核電站

三里島核電站位于美國賓夕法尼亞州哈里斯堡，薩斯奎哈納河三里島。三里島核電站采用壓水反應堆結構。三里島沸水式反應爐的功率為95萬千瓦，每小時可產生每平方吋985磅壓力的飽和蒸汽7,620,000磅。

前景規劃

能源結構

核電與水電、火電一起構成世界能源的三大支柱，在世界能源結構中占有重要地位。世界上第一座核電站1954年在蘇聯建成，而中國核電起步相對較晚，自1991年自行設計建造的浙江秦山核電站并網發電以來，共有廣東大亞灣、秦山二期、廣東嶺澳、秦山三期、江蘇田灣6座核電站11臺機組先后投入運行。首個在海島上建設的福建寧德核電站于2008年2月正式動工。

至2009年，世界各國核電站總發電量的比例平均為17%，核發電量超過30%的國家和地區至少有16個，美國有104座核電站在運行，占其總發電量的20%；法國59臺核電機組，占其總發電量的80%；日本有55座核電站，占總發電量的30%以上。中國已投產核電裝機容量約900多萬千瓦，僅占電力總裝機量的2%左右，比例很低。[6]

長期布局

世界：

據預測，到2000年，全世界已安裝的核電站的裝機容量將達到4970～6460億瓦；到2025年，將增加到8750～21600億瓦。

全球能源十分缺乏，為了響應節能、環保、減排，世界各國在大力加速發展核電能源，中國也將大力發展清潔電源，其中核電是全國今后電源結構調整的主攻方向，投資規模將大大超過常規電廠。國家對核電發展的戰略由“適度發展”到“積極發展”。在這樣的背景下，中國的核電能源將獲得很好的發展機遇。

2010年，中國核電裝機容量突破1000萬千瓦，達1082萬千瓦，在建規模達26臺2914萬千瓦。

依據前瞻產業研究院發布的《中國核電工程行業市場前瞻與投資規劃分析報告前瞻》數據顯示，從1985年開始，中國歷年核電站建設投資金額一直走勢平穩，而2008年則是近年來核電站建設的高峰期，2012年核電站建設投資達到1768億元，但是由于受到2011年日本福島核事故的影響，中國2011-2012年核電站建設步伐放緩，2012年核電站建設投資僅為250億元，不到2008年的五分之一。2012年10月以來，核電站市場重啟，2013年1-4月，核電站建設投資額為250億元，今年核電發展將會更好。

我國規劃2020年核電在發電總量中占比達到5%。完成這一指標保守估計屆時核電裝機容量至少達到7000萬千瓦，如能源需求總量再高一點，則核電裝機容量需要達到8000萬千瓦。

在核電發展的問題上，應該充分利用非政府組織與意見領袖在政府與公眾之間的橋梁作用，來加強政府與公眾的溝通與交流，促使政府與公眾在中國發展核電的問題上早日達成共識。 地方政府與業界是項目的主要推動者，也是具體執行者，在項目具體選址、操作、宣傳等多方面都應引起更多的重視，要把得到公眾的首肯放在第一位。核電的每一個項目的成敗都關系到整個行業的發展，絕不能為了追求短期利益而忽視對整個行業產生的長期負面影響。

中國：

2011年通過國家發改委審批并已上報國務院的《新興能源產業發展規劃》，重點圍繞提高碳減排和非化石能源比重“兩個目標”展開；非化石能源產業將步入發展期。根據規劃，預計到2020年，中國新能源發電裝機2.9億千瓦，約占總裝機的17%。其中，核電裝機將達到7000萬千瓦。規劃指出，“中長期來看，發展無污染的清潔煤發電技術是中國實現低碳經濟的關鍵，整體煤氣化聯合循環發電技術(IGCC)將成為未來煤電主流。”

中國工程院重大咨詢項目《中國能源中長期(2030、2050)發展戰略研究》報告顯示，積極發展核電是中國能源的長期重大戰略選擇。

由中國工程院院士潘自強為主執筆人的核能專題組，經過兩年多的論證研究認為，“加速發展核電是必要的，是滿足中國能源發展需要的現實途徑，也是解決中國能源環境污染、實現溫室氣體減排目標的重要途徑。”專題組提出了核電發展的中長期發展目標：2020年核電總裝機規模達到7000萬千瓦，核電裝機占電力總裝機的4.6%，核發電量將占總電量的7.0%左右。2030年達到2億千瓦，核電裝機占電力總裝機的10%，核發電量占總電量的15%。2050年達到4億千瓦，核電裝機占電力總裝機的16%，核發電量占總發電量的比重為24%。

按照長期規劃，中國核電戰略將“堅持發展百萬千瓦級先進壓水堆核電技術路線，按照熱中子反應堆(熱堆)——快中子反應堆(快堆)——受控核聚變堆‘三步走’的戰略開展工作”，并“堅持核燃料閉合循環的技術路線”。[7]

其他資料

中國大陸核電站一覽

中國已投入商業運行及在建的核電站情況

截止2011年3月底，中國已有6座核電站13臺機組投入商業運行，裝機容量為1080.8萬千瓦；正在建造的共28臺機組，裝機容量為3087萬千萬。中國已成為世界在建核電機組規模最大的國家。

歷史事故

1986 年1月6 日：美國俄克拉荷馬一座核電站因錯誤加熱發生爆炸，結果造成一名工人死亡，100 人住院。

1986 年4月26 日：前蘇聯切爾諾貝利核電站發生大爆炸，其放射性云團直抵西歐，造成約八千人死于輻射導致的各種疾病。

4月26日凌晨，位于蘇聯烏克蘭加盟共和國首府基輔以北130公里處的切爾諾貝利核電站發生猛烈爆炸，反應堆機房的建筑遭到毀壞，同時發生了火災，反應堆內的放射物質大量外泄，周圍環境受到嚴重污染，造成了核電史上迄今為止最嚴重的事故。

4月25日，切爾諾貝利核電站第4號反應堆的工作人員違反操作規程連續切斷反應堆的電源，使主要冷卻系統停止工作。于是堆芯溫度迅速升高，造成氫氣過濃，以至26日凌晨發生猛烈爆炸，爆炸引起機房起火，濃煙使人呼吸困難，放射性物質不斷外溢。核電站所在地區有2.5萬居民，這些居民從 26日晨開始疏散，疏散共用了34個小時。

切爾諾貝利核電站大爆炸影響：核電站發生事故后，大量放射塵埃污染到北歐、東西歐部分國家，瑞典、丹麥、芬蘭以及歐洲共同體于4月29日向蘇聯提出強烈抗議。據蘇聯官方公布，這起事故造成的直接經濟損失達20億盧布（約合29億美元），如果把蘇聯在旅游、外貿和農業方面的損失合在一起，可能達到數千億美元。同時，在核事故的危害下有33人死亡，300多人因受到嚴重輻射先后被送入醫院搶救，有更多的人受到不同程度的輻射污染。為了防止進一步的輻射，蘇聯將28萬多人疏散到了輻射區以外。

引特別關注

最近談到核電站，全球的目光都會匯集到日本.2011年3月13日：福島縣政府13日發布消息稱，新確認有19名從福島第一核電站方圓3公里撤離的人員遭到核輻射，已確認遭核輻射的人數由此上升至22人。由于日本福島核泄露事故影響，中廣核集團2011年3月18宣布，已成立6個檢查組，對集團所屬在建、在運核電站全面展開核電安全工作大檢查，而且對于核電站新廠址，會組織用最先進的標準對所有核電新廠址進行安全評估，重新篩選廠址。

對于在建核電站，檢查內容主要有機組抗震設計標準、廠址安全狀況、廠址附近發生極端自然災害的可能性，以及新建項目應急體系有效性評估等。[8]　據日本廣播協會電視臺12日晚上報道，日本經濟產業省原子能安全保安院決定將福島第一核電站核泄漏事故等級提高至7級。這使日本核泄漏事故等級與蘇聯切爾諾貝利核電站核泄漏事故等級相同。

以下我們對比下切爾諾貝利核電站了解下7級大概是什么樣的一個級別，

1986年的蘇聯切爾諾貝利核電站核泄漏事故被定義為最嚴重的7級。當年4月26日，位于今烏克蘭境內的切爾諾貝利核電站4號反應堆發生爆炸，造成30人當場死亡，8噸多強輻射物泄漏。這次核泄漏事故使電站周圍6萬多平方公里土地受到直接污染，320多萬人受到核輻射侵害，造成人類和平利用核能史上最大一次災難。

報道說，原子能安全保安院認為福島第一核電站大范圍泄露了對人體健康和環境產生影響的放射性物質，因此將其核泄漏事故等級提高至最嚴重的7級。該機構同時指出，福島第一核電站釋放的放射性物質要比切爾諾貝利核電站少。原子能安全保安院和日本原子能安全委員會將于12日舉行聯合記者會，公布提高福島第一核電站核泄漏事故等級的詳細理由。  

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