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核电站

核电站

核电站（nuclear power plant），亦称核电厂，是通过适当的装置将核能转变成电能的设施，为利用原子核裂变反应放出的核能来发电的发电厂，核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。核电站的系统和设备由核岛、常规岛和配套设施3部分组成，按工作原理分为压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆和快中子增殖堆等，世界上大多数核电站是压水堆核电站。

1954年1月苏联建成世界上第一座商用核电厂—奥布灵斯克核电厂，至1970年各国均建成大量第1代核电站。1970年至1995年，全球建成约400多座核电机组，主要为压水堆、沸水堆、重水堆等，为第2代核电站。2012年后，第3代核电站投入运行，堆型以沸水堆ABWR、压水堆AP600、非能动先进压水堆AP1000和欧洲压水堆EPR、模块式高温气冷堆为代表。1999年后各国开始第4代核电站建设和研究，涉及堆型包括3种快中子反应堆系统和3种热中子反应堆系统，及中国自主研发的高温气冷堆、快堆。中国自行设计建造和运行的首台原型核电机组为秦山核电站机组，1985年开工，1994年商业运行，此后先后建成秦山二、三期、岭澳一期和田家湾等核电站。

核电站具有无污染、方便储存和运输、运行稳定等优点。截至2022年12月，全球32个国家在运核电机组共计411座，装机容量371.0千兆瓦特，18个国家在建核电机组共计58座，装机容量为59.3千兆瓦特，其中美国、中国、法国、韩国、加拿大为在运核电机组最多的5个国家。截至2023年7月，中国大陆地区共有77台核电机组，包括运行机组55座，在建机组22座，核电机组数量和总装机容量位居世界第三位，核电站主要分布在东部沿海8个省份。

发展历史

技术起源

1942年12月美国在芝加哥大学建成世界上第一座核反应堆，证明了实现受控核裂变链式反应的可能性。但当时正处于第二次世界大战期间，核能主要为军用服务。美国、苏联、英国和法国，配合原子弹的发展，先后建成了一批生产堆，随后开发了潜艇推进动力堆。1948年9月3日，核反应堆首次在美国田纳西州橡树岭的X-10石墨反应堆发电，这是第一个为灯泡供电的核电站。1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电，最初产生约18千瓦的电力。

第1代核电站

1954年1月前苏联建成了世界上第一座商用核电厂—奥布灵斯克核电厂，开启了核能应用于能源、工业、航天等广泛领域的先行示范。此后美国第一个原型核电站希平港（shippingport）原型核电厂1957年在希平港投运，电功率为90兆瓦，这些前苏联、美国的原型机投入商运，证明了利用核能发电的技术可行性。

1954-1965年间世界共有38个机组投入运行，属于早期原型反应堆，1956年英国建成45兆瓦原型天然石墨气冷堆核电站；1957年美国建成60兆瓦原型压水堆核电站；1962年法国建成60兆瓦天然铀石墨气冷堆；1962年加拿大建成25兆瓦天然铀重水堆核电站。这一时期采用此类堆型的核电站称为第1代核电站，功率普遍较小。同时从20世纪50年代全球开始进行核聚变试验，英、美、苏联等国均进行了研究取得一定进展。1962年，英国的杜恩雷快堆（DFR）成为世界上第一个向国家电网供电的快中子反应堆（FNR）。

第2代核电站

20世纪60年代后期开始，由于石油危机的爆发，推进了核电站发展的脚步，全球建成大量压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，特点为商业化、批量化，机组类型主要有美国压水堆核电机型（PWR、系统80）和沸水堆核电机型（BWR）、法国压水堆核电机型（P4、M310）、俄罗斯轻水堆核电机型（VVER），及加拿大重水堆核电机型（CANDU）等，二代核电厂的主要堆型有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、石墨气冷堆（GCR），及石墨水冷堆（LWGR）等，形成以美国西屋电气公司Model系列、System80及一沸水堆（BWR）等系列标准核电厂，采用此类堆型或机组的核电站为第2代核电站。

20世纪70年代是发展核电的高潮时期，核电站进入了商用推广阶段，堆型集中在压水堆和沸水堆，单堆电功率大多在1000兆瓦左右，并且核电站的发电成本已明显低于火电。其中气冷堆核电厂由于其建造费用和发电成本竞争不过轻水堆核电厂，20世纪70年代末已停止兴建。石墨水冷堆核电站由于其安全性能存在较大缺陷，切尔诺贝利核事故以后，各国不再兴建。

在1966～1980年间，全球共有242个核电机组投入运行，1969～1985年全球核电站总容量占发电机组总容量由1970年的1.5％增加到1985年的15％，最大单机容量为1450兆瓦。日本、法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术；法国核电发电量增加了20.4倍，比例从3.7%增加到40%以上；日本核电发电量增加了21.8倍，比例从1.3%增加到20%。

第3代核电站

1979年美国三哩岛核电站发生熔堆事故，1986年苏联切尔诺贝利核电站事故后，核电安全部门不断提高安全性要求和审批规范使核电建设期增长和建设成本增加，美国电力公司研究院和欧洲分别发布和制定了《先进轻水堆用户要求》《欧洲用户对轻水堆核电站的要求》，加上20世纪80年代后期世界经济进入平缓发展期，使1985年后全球核电站发展减慢。

这一时期建设的核电站被称为第3代核电站，其堆芯熔化概率和大规模放射性物质释放概率分别为10-7和10-8量级，反应堆寿命约60年，第3代核电站主要堆型有先进沸水堆（ABWR）、非能动先进压水堆（AP1000）、欧洲压水堆（EPR），中国“华龙一号”“国和一号”和“玲龙一号”。至2022年，三代核电技术已经成为全球主流并网的核电技术，早期建设的二代核电技术将陆续退出现役运行。

中国核电站的建设始于20世纪80年代中期，首台核电机组装在秦山核电站，1985年开工，1994年商业运行，电功率为300兆瓦，为中国自行设计建造和运行的原型核电机组，采用压水堆型反应堆。1982年从法国引进大亚湾核电机组，1987年开工，1994年投运。在1996～2006年中国建成秦山二期、三期、岭澳一期和田家湾等4座核电站的8台核电机组，总装机容量＜10000兆瓦，出口了一台容量为300兆瓦的核电机组到巴基斯坦。在此期间，核电容量仅占中国总发电容量的1％左右。

第4代核电站

1995年后，全球面临化石能源大量使用后行将枯竭和全球变暖、环境恶化的双重压力，各国又出台了发展核电的政策和讨论。全球开始加快可控热核聚变反应堆研究。1991年英国首次用等离子体方法进行了可控热核聚变反应，在轻原子核中较易实现核聚变的为和。由中、美、欧洲、日、俄、韩和印度组成的国际组织开始建造国际热核聚变实验堆。欧美目前建成研究的核聚变装置有美国TFTR托卡马克装置、日本JT-60装置、欧洲联合环（JET）等。

1999年6月美国能源部首次提出了第4代核电站的倡议，2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国等国家联合组成“第四代国际核能论坛”（GIF），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系统（GenⅣ）。在同年次月，美国众议院通过了“保障美国未来能源”的法案，支持在现有核电厂址上建设新的核电机组，增加国家在核能方面的研究费用，增加各大学的核科学及核工程的教育经费和研究费用。第4代核电站满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖风险低、防止核扩散等基本要求，涉及堆型包括3种快中子反应堆系统和3种热中子反应堆系统，及微软创始人比尔·盖茨推动的行波堆技术，中国自主研发的高温气冷堆、快堆。

中国在20世纪80年代中期在清华大学开展高温气冷堆的研发工作，2003年满功率并网发电，并在2008年在荣成市建成200兆瓦的示范核电站。在钠冷快堆研发方面，中国原子能科学院在2000年建造钠冷实验快堆，电功率20兆瓦。在可控热核聚变反应堆研究方面，中国1984年建成可控热核聚变反应装置—中国环流1号，1994年建成中国环流器新1号装置，1999年中国科学院等离子物理研究院的HT-7超导托卡马克试验装置获得稳定的可重复的等离子体。2002年中国环流器2号（HL-2A）投入运行。

工作原理

核电站是用铀、钚等作核燃料，将其在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂，1个铀−235原子核裂变时放出的能量约为200兆电子伏，裂变能在核岛中主要以热能形式产生，并通过冷却剂的载带和交换，把水加热为蒸气，进入常规岛，推动蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。其核心设备是核反应堆。核反应堆加热水产生蒸汽，将原子核裂变能转化为热能；蒸汽压力推动汽轮机旋转，热能转化为机械能；然后汽轮机带动发电机旋转，将机械能转变成电能。

核反应堆的原理为铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2～3个中子。裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变，持续进行为裂变的链式反应。链式反应产生大量热能，导出的热量可以使水变成水蒸气，推动汽轮机发电。同时需要普通水、重水、纯石墨矿等作为减速剂，减缓快中子的速度。为维持链式反应持续进行，需控制中子的增殖速度，以金属镉为材料制成控制棒，把镉棒插在反应堆芯中上下移动，通过改变镉棒在堆芯中的深浅度，可控制中子的增殖速度。

核电站通常包含两个回路系统，一回路系统是核蒸气供应系统，将核电站的核心—反应堆所放出的核能以热能方式放出，由冷却剂带到蒸气发生器中，用以产生蒸气；二回路系统是蒸气驱动汽轮发电机组进行发电的系统，与常规火电厂汽轮发电机系统基本相同。

电站分类

分类标准

按工作原理

核电站按工作原理分为压水堆核电站、沸水堆核电站、堆核电站、石墨水冷堆核电站、石墨气冷堆核电站、高温气冷堆核电站和快中子增殖堆核电站等，世界上大多数核电站是压水堆核电站，该分类为主流分类。

按功能或用途

按功能或用途，将核电站划分为实验研究堆核电站、生产堆核电站、动力堆核电站等。

实验研究堆核电站主要用于中子物理、核物理、放射化学、生物、医学等各学科的实验研究；核反应堆燃料元件、结构材料的辐照考验研究；新设计堆型静、动态的特性试验研究；同位素、单晶硅、电子元器件、化工制品、食品、生物、医学制品的辐照、改性研究和技术应用；活化分析等。

生产堆核电站专门用来生产钚（239Pu）和氚（3H）等，为核武器提供原料。此类堆目前世界上已全部关闭。

动力堆核电站以利用核能为目的，将堆芯核裂变产生的热量在堆外转换成电能、机械能或热能，如核电厂动力堆、舰船动力堆，供热供汽堆。

按中子能谱

按照中子能谱分类分为快中子堆核电站、中能中子堆核电站和热中子堆核电站。

热中子反应堆中子能量小于1电子伏，世界上绝大部分核反应堆属于此范畴。

中能中子反应堆中子能量在1电子伏～10千电子伏范围，此类核反应堆仅限于特殊用途的实验研究。

快中子反应堆中子能量在100千电子伏～15兆电子伏范围。

按慢化剂

按照慢化剂分类分为轻水堆核电站、堆核电站、石墨慢化反应堆核电站等。

石墨慢化反应堆核电站具有高强度、高密度、耐辐照、耐高温的特点，世界上第一批核电站都是石墨慢化的反应堆核电站。

堆核电站核反应堆采用重水设计，重水是所有慢化剂中中子吸收最弱的材料，慢化能力较好，可用天然铀作核燃料，但存在价格较高的特点。

轻水堆核电站核反应堆采用轻水作为慢化剂，反应堆功率密度较高，包含压水堆、沸水堆等，但存在该堆型必须采用富集铀，且转化比低等缺点。

按冷却剂

按照冷却剂分类分为气冷核核电站、轻水冷核反应堆核电站、核反应堆核电站、液态金属冷核反应堆核电站。

气冷核反应堆核电站的堆型包括冷却和冷却。

轻水冷核反应堆核电站堆型主要包括压水堆和沸水堆。

核反应堆核电站堆型则采用重水冷却。

液态金属冷却的核反应堆核电站堆型主要有钠冷堆、铋冷堆、锂冷却反应堆、铅铋合金冷却反应堆等。

按核燃料

按照核燃料分类，分成天然铀燃料核反应堆核电站、稍加浓铀核反应堆核电站、加浓铀燃料核反应堆核电站几种类型。

按核反应堆的运行参数

按照核反应堆的运行参数，划分出高压堆核电站、中压堆核电站、低压堆核电站，高温堆核电站、低温堆核电站。

按核反应堆的结构形式

按照核反应堆的结构形式划分出压力壳式堆核电站或压力管式堆核电站，划分出立式核电站或卧式核电站等。

按核燃料的形态

按照核燃料的形态划分出固体酒精堆核电站、流态燃料堆核电站和半流态燃料堆核电站等。

主要种类

轻水堆核电站

轻水堆是核电站中最常用堆型，堆型以普通水（轻水）作冷却剂和慢化剂，按结构又可分为压水堆和沸水堆两类。轻水反应堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价低廉，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，轻水堆天然铀的利用率低，比重水堆多用天然铀50％以上。

压水堆核电站

压水堆核电站采用压水堆设计，压水堆是以加压的、未发生沸腾的轻水作为慢化剂和冷却剂的反应堆，主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统组成，轻水被密闭在回路系统中，称一回路系统；其内部冷却剂通过堆芯时被加热，随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水，使二回路水沸腾产生蒸汽，蒸汽不断推动汽轮发电机发电，从而完成从核能到电能的转换。两个回路相互隔绝，如燃料元件破损，不会造成第二回路水质污染，以免放射性物质经汽轮机逸出，且该类型反应堆水电站技术成熟，投资较低，安全性好。截至2022年12月，全球运行机组中有压水堆301台，装机容量289.1千兆瓦特，占比77.92%。

沸水堆核电站

沸水堆核电站采用沸水堆，此类堆型是以沸腾的轻水作为慢化剂和冷却剂的反应堆，冷却剂通过堆芯时直接被加热变成饱和蒸汽，蒸汽推动汽轮发电机发电，完成从核能到电能的转换。其特点为无第二回路，水直接在反应堆内沸腾，省去蒸汽发生器，但事故时有将放射性物质带入汽轮机并逸出的危险性，该类型反应堆有回路系统简单，设备较少，燃料比功率小的特点。截至2022年12月，全球运行机组中有沸水堆42台，装机容量44.1千兆瓦特，占比11.89%，轻水冷却慢化堆11台，装机容量7.4千兆瓦特，占比1.99%。

重水堆核电站

重水堆是以重水作为慢化剂，以轻水或重水作冷却剂的反应堆，用天然铀作燃料，其能量转换原理与压水堆类似，重水对中子慢化性能较好，吸收中子少，因而可用天然铀作燃料，适用于天然铀资源丰富，又缺乏铀浓缩能力的国家。重水堆核电站按其结构形式可分为压力壳和压力管式2种。截至2022年12月，全球运行机组中有重水堆46台，装机容量24.1千兆瓦特，占比11.19%。

压力壳式重水堆核电站

压力壳式重水堆核电站采用压力壳式设计，冷却剂只用重水，内部结构材料比压力管式少，使用中子经济性好，生成新燃料钚-239的净产比较高，用作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比压水堆大，单堆功率最大为30万千瓦。

压力管式重水堆核电站

压力管式重水堆核电站的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物，尺寸不受限制，堆芯大，可使中子的泄漏损失减小，可省去补偿燃耗的控制棒。压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。两种堆的结构大致相同。主要堆型有加拿大坎杜型压力管式重水堆核电站。

重水慢化、重水冷却堆核电站，即作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料，须保持在高压状态下，流过压力管的高温高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。

重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站，堆型为垂直布置的，燃料管道内流动的轻水冷却剂在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，推动汽轮发电机组发电。

气冷堆核电站

气冷堆核电站采用气冷堆型设计，指使用石墨慢化、氮气冷却的反应堆，氢气流经堆芯时直接被加热，高温气体推动汽轮发电机发电，完成从核能到电能的转换，有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆3种堆型，气冷堆以气体为冷却剂，以耐高温石墨作慢化剂。气体在反应堆中被加热后流入蒸发器加热水使之产生蒸汽推动汽轮发电机组发电。截至2022年12月，全球运行机组中有高温气冷堆1台，装机容量0.2千兆瓦特，占比0.24%。

天然铀石墨气冷堆核电站

天然铀石墨气冷堆核电站，该堆型即天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆，出口气温650℃。该堆型存在钢材易受二氧化碳超腐蚀，热能利用效率低等问题。

改进型气冷堆核电站

改进型气冷堆核电站采用改进型气冷堆设计，该堆型是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。设计的目的是改进蒸汽条件，提高气体冷却剂的最大允许温度。如采用高浓缩铀为燃料的，用氦气作冷却剂，出口气温可达950℃。但改进型气冷堆在经济上的竞争能力差。

高温气冷堆核电站

高温气冷堆核电站采用高温气冷堆设计，该堆型被称为第三代气冷堆，石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆，具有固有安全、电热汽多用途、多模块灵活组合布置等独特优点。

快中子增殖堆核电站

快中子增殖堆核电站采用快中子增殖堆核，快中子增殖堆核简称快堆，核资源利用率高，快堆用钚-239为堆芯，以铀-238为增殖原料，置于堆芯周围，形成增殖区。堆内无慢化剂，只有冷却剂，核燃料利用率达60％～70％，中间换热器的存在可避免一回路钠泄漏物接与水接触发生化学反应并造成放射性物质外泄，该堆性特点为铀资源利用率高。截至2022年12月，全球运行机组中有快堆2台，装机容量1.4千兆瓦特，占比0.38%。

组成部分

核电站主要由核岛、常规岛和配套设施3部分组成。

核岛

核岛部分是指在高温高压和带放射条件下工作的部分，是核电站的核心，作用是生产核蒸汽主要是核裂变反应发生区和核蒸汽供应系统，该部分由压水堆本体和一回路系统设备组成，总体功能与火力发电厂的锅炉设备相同，包括压力壳、反应堆、炮料棒组件、堆芯安全应急冷却系统、蒸汽交换器、给泵和稳压器等，分为核岛蒸汽供应系统、核岛的辅助系统2个系统。

核岛蒸汽供应系统

核岛蒸汽供应系统包括5个子系统，为一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统、安全注射系统、控制保护和检测系统。

一回路主系统也称为冷却剂循环系统，包括压水堆、冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器和主管道等，核反应堆外壳是一个耐高压容器，称为压力容器或压力壳，其内安装着由许多核燃料组件构成的堆芯，一回路主系统由多个环路对称地并联在压力容器接管上构成，每个环路有一台主泵和一台蒸汽发生器。在其中一个环路上装有一台稳压器，以维持一回路的运行。核燃料在核反应堆中裂变释放出热能，冷却剂在主循环泵的驱动下使轻水进入核反应堆被加热为高温水，进入蒸汽发生器时将热量转交给二回路系统；同时，冷却剂中加入可溶化学物质，流过反应堆时使中子减速。

化学与容积控制系统是重要的一回路辅助系统，用于实现耐一回路冷却剂的容积控制和凋节冷却剂的硼浓度，以控制压水堆的反应性变化，同时对反应堆冷却剂进行净化处理。

余热排出系统又称停堆冷却系统，作用是在反应堆停堆，装卸料或维修时，用以导出燃料元件发出的余热，是一个热量传递系统，由一表面式热交换器来实现，系统冷却剂流动的驱动力来自于余热排出泵。余热排出系统是重要的衰变余热排出途径，因此属于安全二级的设备。

安全注射系统，又称紧急堆芯冷却系统，作用是在反应堆发生严重事故，为堆芯提供应急的和持续的冷却。安全注射系统由高压安全注射、中压安全注射和低压安全注射三个子系统组成，根据事故引起的反应堆冷却剂的降压情况，在不同的压力下分别投入运行。

控制保护和检测系统，为上述4个系统提供检测数据，并对系统进行控制和保护。对相关仪表和控制系统设计标准，国际采用较主流的为美国和国际电工委员会在压水堆核电厂安全相关仪表和控制系统设计标准，对仪表和控制系统设计的基本原则，保证仪表和控制系统性能和高可靠性的最低限度的功能和设计要求，计算机作为安全系统设备时的最低功能要求和设计要求做了明确标准。

核岛的辅助系统

核岛的辅助系统包括6个子系统，为设备冷却水系统、硼回收系统、反应堆的安全壳及喷淋系统、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、柴油发电机组。

设备冷却水系统作用是冷却所有位于核岛内的带放射性水。冷冻水系统设有闭式的冷冻水回路，将安全壳连续通风系统、反应堆堆坑通风系统、核辅助厂房通风系统、核燃料厂房通风系统冷却器所回收的热量通过冷水机组传送给设备冷却水系统，回路上设有波动箱、冷冻水循环泵等设备，系统设有冷冻水分配管网，分别向安全壳连续通风系统、反应堆堆坑通风系统冷却器、核辅助厂房通风系统、核燃料厂房通风系统冷却器供水。

硼回收系统作用是对一回路系统的排水进行贮存、处理和监测，将其分离成符合一回路水质要求的水及浓缩的硼酸溶液。系统收集来自化学与容积控制系统下泄管线以及来自核岛排气和疏水系统的可复用一回路冷却剂，经净化（过滤和除盐）、除气和硼水分离后，向反应堆硼和水补给系统提供硼酸溶液。硼回收系统由净化、硼水分离和除硼三部分组成。净化部分包括前置暂存、过滤除盐和除气三个阶段。

核蒸汽供应系统大都置于安全壳内，一旦发生事故安全壳既可以防止放射性物质外泄，又能防止外来的袭击，如飞机坠毁等，安全壳喷淋系统则保证事故发生引起安全壳内的压力和温度升高时能对安全壳进行喷淋冷却。

核燃料的装换料及贮存系统，作用是实现对燃料元件的装卸料和贮存。

安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统作用是实现安全壳和辅助厂房的通风，同时防止放射性外泄。

柴油发电机组作用是为核岛提供应急电源。

常规岛

常规岛的作用是进行电力生产，常规岛系统与火电站的系统相似，包括3个子系统，包含二回路系统、蒸汽系统和循环冷却水系统，各系统的设备均安装在汽轮发电机厂房内，常规岛的主要功能是把核蒸汽供应系统提供的热能在汽轮机中转变成机械能，再带动发电机转动而转变成电能。在事故工况下，又是核反应堆的一个可靠冷源，从而可保证反应堆安全运行。

二回路系统

二回路系统又称汽轮发电机系统，由蒸汽系统、汽轮发电机组、凝汽器、蒸汽排放系统、给水加热系统及辅助给水系统等组成，系统中的蒸汽发生器相当于常规火电站的锅炉，其余部分与火电站的蒸汽动力循环系统相同。

蒸汽系统

蒸汽系统用于将蒸汽发生器产生的蒸汽输送到汽轮机蒸汽和输水系统TSD、汽轮机轴封系统TSS、汽水分离再热器系统TSR蒸汽向凝汽器排放系统TSC、蒸汽向大气排放系统TSA、辅助蒸汽系统WSD、辅助给水系统TFA的汽动泵和汽轮机主汽门。蒸汽系统常规岛部分不按核安全功能分级，但是为了防止电气厂房受非核安全分级的主蒸汽管道破裂的影响而设有管道防甩装置。

循环冷却水系统

常规岛循环冷却水系统由高位水箱、卧式离心泵、板式冷却器以及水母管及各用户冷却器组成，系统为闭式回路。其中高位水箱为冷却水泵提供正吸入压头及起到容积缓冲的作用，同时来自常规岛除盐水分配系统的补水经高位水箱上的浮子阀控制进入常规岛设备冷却系统，以补偿冷却水的损失。

配套设施

配套设施是指除了核岛和常规岛外的一切建筑物和结构，及其他一些为电站配套的设施，如办公设施、维护设施、储藏设施、生活设施等。

发展趋势

三代核电技术成为发展主流

世界上核电发达国家已经开工建设和已向核安全当局申请建设许可证的核电机组均为第三代。而已向核安全当局申请建设许可证、在建和已运行的第三代核电站中，美国占26座，日本有14座，俄罗斯有2座，法国和芬兰各有1座。其中美国有12台AP1000机组已向美国核监管委会申请建造运行许可证。法国宣布不会再新建第二代核电站。世界核电技术正在向安全性、经济性更好的第三代过渡。

模块化小堆技术

小堆是全球核能重要发展方向之一，小堆拥具有小堆芯、使用非能动安全机制以及设计集成等特点，采用模块化和工厂制造方法，能够缩短建设周期，初始投资低、建设周期短，利于降低投资风险和融资费用。全球主要中核集团国家将模块化小堆技术视为未来核工业发展的一个重要技术制高点，支持本国企业开展相关技术研发，已推出80多种小堆设计。美国推动小堆在民用和国防领域的应用，准备完成5种小堆的首堆建设。俄罗斯已建成全球首座小堆电厂，启动小型铅冷快堆首堆建设，推进另外3座小堆核电厂建设，并于2019年建成全球首座浮动核电站“罗蒙诺索夫院士”号浮动核电站。加拿大、法国和英国计划在2030年前建成首堆。中国正大力推进小堆技术发展，石岛湾高温气冷堆示范工程双堆已实现满功率运行，“玲龙一号”首堆已开工建设。

电站分布

全球分布

截至2022年12月，全球32个国家在运核电机组共计411座，装机容量371.0千兆瓦特，18个国家在建核电机组共计58座，装机容量为59.3千兆瓦特，其中美国、中国、法国、韩国、加拿大为运核电机组最多的5个国家，永久关停209座。2022年统计的全球最新十大核电站中8座核电站位于亚洲国家，欧洲和北美洲国家各有1座，全球有国际原子能机构（IAEA）、经济合作与发展组织核能署（NEA）、世界核营运者组织（WANO）、世界核协会（WNA）、国际辐射防护委员会（ICRP）等组织和协会进行核电站的监督或管制。

中国分布

截至2023年7月，中国大陆地区共有77座核电机组，包括运行机组55座，在建机组22座。此外拥有20座民用研究堆，包括在役研究堆18座，正在退役研究堆2座，核电机组数量和总装机容量位居世界第三位，核电站分布在东部沿海8个省份，自北向南分别是辽宁省、山东、江苏省、浙江省、福建省、广东省、广西壮族自治区、海南。2022年台湾地区在运核电机组3座，装机容量2859兆瓦。

著名电站

柏崎刈羽核电站

日本柏崎刈羽核电站位于日本西海岸新潟县柏崎刈羽村，1-5号机组采用BWR-5技术，单台机组装机容量为110万千瓦，在1985-1993年期间实现首次并网。6-7号机组采用ABWR技术，单台机组装机容量135.6万千瓦，均在1996年实现首次并网，共有7台沸水堆核电机组，总装机容量821.2万千瓦。目前柏崎羽核电站所有机组均处于关停状态，一直没有通过重启批准。

布鲁斯核电站

加拿大布鲁斯核电站位于安大略省布鲁斯镇休伦湖东岸，机组在1976-1987年期间实现首次并网。1-2号机组采用CANDU791技术，3-4号机组采用CANDU750A技术，5-8号机组采用CANDU750B技术。截至2023年10月，核电站在运8台重水堆核电机组，总装机容量694.4万千瓦。

蔚珍核电站

韩国蔚珍核电站位于庆尚北道蔚珍郡，1-2号机组采用法国CP1技术，单台机组装机容量分别为101.3万千瓦和101万千瓦，分别于1988年和1989年实现首次并网。3-4号机组采用韩国自主研发的OPR-1000技术，单台机组装机容量分别为105.1万千瓦和105.3万千瓦，均于1998年实现首次并网。5-6号机组采用OPR-1000技术，单台机组装机容量分别为104.9万千瓦和105万千瓦，分别于2003年和2005年实现首次并网。核电站在运6台压水堆核电机组，总装机容量622.6万千瓦。在韩蔚核能发电厂南侧，韩国建设新蔚珍核电站，在建机组2台，采用APR1400技术，单台机组装机容量140万千瓦。

扎波罗热核电站

乌克兰扎波罗热核电站位于乌克兰扎波罗热州扎波罗热附近第聂伯河卡霍夫卡水库河畔，是目前欧洲最大的核电站，机组均采用VVERV-320技术，单台机组装机容量100万千瓦。1-4号机组在1984-1987年逐年依次实现首次并网，5-6号机组分别于1989年和1995年实现首次并网。截至2023年10月，核电站在运6台压水堆核电机组，总装机容量600万千瓦。2022年开始的2022俄乌冲突中，扎波罗热核电站遭到多次武装攻击。2022年9月11日，扎波罗热核电站全面中断运作。

帕卢埃尓核电站

法国帕鲁埃尔核电站（PaluelNuclearPowerPlant，NPP）位于法国诺曼底地区，来自英吉利海峡的水用于冷却，该发电站由4座压水反应堆组成，建于1977年至1980年之间，每座发电量为1330兆瓦。总装机容量为5320兆瓦。由ÉlectricitédeFranceSA（EDF）运营。

红沿河核电站

红沿河核电站是东北地区首座核电站，原称辽宁温坨子核电站，是中国目前在运装机容量最大的核电站。核电站于2007年8月开工建设，一期工程4台机组于2016年9月全部投产商运；二期工程（5、6号机组）于2015年开工建设，2022年6月6号机组投产。截至2023年6月，电站共有6台机组，总装机容量超过671万千瓦，年发电量可达480亿千瓦时。截至2022年底，电站6台机组累计上网电量2363亿千瓦时。

秦山核电站

秦山核电站为中国第一座自行设计建造的核电站，是中国目前已建成的机组数量最多、堆型最丰富、装机容量最大的核电基地。秦山核电有限公司负责运行管理。1970年2月8日，秦山核电站以“七二八工程”命名诞生。1985年，秦山一期核电站正式动工建设。1991年12月15日，秦山核电站并网发电。三期工程由中国和加拿大政府合作，建设两台70万千瓦发电机组，于2003年建成。截至2023年6月，电站共建成9台机组，总装机容量为662万千瓦，年发电量约520亿千瓦时。

标准规范

防止放射性泄漏的屏障

国际原子能机构于1978年制定了有关核电站厂址选择、设计、运行和质量保证等四个安全规程，并于1988年对上述四个规程进行了修改。中国国家核安全局也于1986年发布了相应的四个核安全法规，并于1991年对四个法规进行了修订。有堆堆芯损伤事故的发生频率为10-4/堆·年，新堆10 -5/堆·年，对核电站的核心部分—反应堆，其安全的三原则是反应性控制（核反应堆功率可控）、余热排出（燃料有效冷却）、放射性包容（放射性无泄漏）。为了防止放射性裂变物质泄漏，核安全规程对核电站设置了如下7道屏障：

核电站安全防护

核反应堆是强大的辐射源，反应堆形成的放射性物质包括裂变产物、结构材料和冷却剂的活化。核电站的辐射防护分为常规运行时的辐射防护、事故状态下的辐射防护措施。

为防止裂变产物和放射性物质的溢出，核岛设有燃料包壳、一回路压力边界和安全壳三道屏障。核电站的辐射屏障在设计上需要完全防止放射性物质的溢出，同时还要进行辐射监测。

国际原子能机构（IAEA）将发生的核事件分为0~7八个等级，1～3级称为事件，4～7级称为事故，安全上无重要意义的事件则定为分级表以下/0级。其中中国运行核电机组和研究堆一直保持了良好的安全业绩，从未发生过国际核与辐射事件分级表（INES）2级及以上的事件或事故。核电站的安全控制系统通常包括以下几个层次：

现有核电技术来看，发生堆芯熔化事故的概率非常小，而且新的核能系统往往设计为在堆芯熔化的状态下仍然可以控制放射性物质不向环境泄漏。因此核电站事故率极低。

特点

优点

经济效益

核电在总能源中占据较高比例，经济指标具有较强竞争力。1993年统计美国该年核电生产出创纪录的电量6160亿度，足够供6500万个家庭用电一年，1973年至1993年，因利用核电使美国少消耗石油46亿桶，煤11亿吨，天然气7.9万亿立米，节约1350亿美元。据测算，100万千瓦的核电可替代的标准煤与200万千瓦水电、350万千瓦风电、470万千瓦光伏发电相当。其他经济效益上核电站的优点还包括与其他形式的发电相比，核电具有成本竞争力，除非可以直接获得低成本的化石燃料。核电厂的燃料成本只占总发电成本的一小部分，尽管资本成本高于燃煤电厂，也远高于燃气电厂。

社会效益

核能产生时不会像化石能源释放二氧化碳、碳氧化物、氮氧化物、颗粒物等大气污染物，核电站可显著减少火力发电燃煤造成的温室效应和酸雨效应，如广东大亚湾核电基地6台百万千瓦级核电机组与同等规模的燃煤电站相比，每年可减少标煤消耗约1471万吨，减少向环境排放二氧化碳约3619万吨，二氧化硫约35万吨，氮氧化物约23万吨，环保效益相当于种植了近10万公顷的森林。

缺点

核废料难以处理

核电站多采用铀作为燃料，反应过后会有一定的放射性物质残留，俗称三废，对环境污染极大，容易造成严重的安全问题，国际法对核废料处置并没有明确要求，导致各国都可以自行选择处置标准和处置方法。全球主要有近地表处置法、深层地质处置法2种处理核废料的方式，其中近地表处置法即将核废料埋于地表面、近地表或地表下几十米的洞穴中，捷克、芬兰、法国、西班牙、瑞典等国家都采用了这一方法，该方法是一种不可循环利用的处理方式。深层地质处置法将核废料埋藏于地层下250米-1000米的深度，利用周围地质成分吸附住放射性元素，从而避免污染。世界主要的核能国家都将乏燃料后处理技术列入本国的核能发展计划，并加大了研究投入。

重大事故

切尔诺贝尔核事故

切尔诺贝利核事故或称切尔诺贝利事件，是1986年4月26日于苏联乌克兰普里比亚特市切尔诺贝利核电站发生的核反应堆破裂事故。该事故是历史上最严重的核电事故，也是首例被国际核事件分级表评为最高第7级事件的特大事故。切尔诺贝利核事故给白俄罗斯造成的直接经济损失在2350亿美元以上，核电站周围30千米范围被划为隔离区，切尔诺贝利的核辐射通过风力、雨水等传播途径，污染了乌克兰、白俄罗斯、俄罗斯等土壤。事故发生至今，核电站周围四千多平方千米的隔离区依旧罕有人迹。

三哩岛核泄漏事故

三英里岛核泄露事故，简称“三哩岛事件”，是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三哩岛核电站（Three-MilesIslandNuclearGeneratingStation）的一次部分堆芯熔毁事故，是美国商业核电历史上最严重的一次事故，该事件被评为国际核事件分级的7级系统中的第5级。场内污染清理工作开始于1979年8月，并于1993年12月才正式结束，总清理费用约为10亿美元。

福岛第一核电站事故

福岛第一核电厂事故是2011年3月11日在日本福岛第一核电站发生的核事故，由日本东北地方太平洋近海地震和伴随而来的海啸所引发，事故在国际核事件分级表（INES）中被分类为最严重的7级。2015年3月堆芯内所有核燃料都已熔毁。事故发生至2023年，核电站内储存有超过130万吨的核污染水。日本政府和东京电力公司以核电站内大量储水罐妨碍废堆作业为由，决定将经“多核素处理系统”处理并稀释后的核污染水排放入海。尽管排海决定遭到日本国内外强烈反对，日本政府和东京电力公司仍于2023年8月24日启动了核污染水的排海。