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來源：互聯網

核電站（nuclear powerplant），亦稱核電廠，是通過適當的裝置將核能轉變成電能的設施，為利用原子核裂變反應放出的核能來發電的發電廠，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。核電站的系統和設備由核島、常規島和配套設施3部分組成，按工作原理分為壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨氣冷堆、高溫氣冷堆和快中子增殖堆等，世界上大多數核電站是壓水堆核電站。

1954年1月蘇聯建成世界上第一座商用核電廠—奧布靈斯克核電廠，至1970年各國均建成大量第1代核電站。1970年至1995年，全球建成約400多座商業運行的核電機組，主要為壓水堆、沸水堆、重水堆等，為第2代核電站。2012年后，第3代核電站投入運行，堆型以沸水堆ABWR、壓水堆AP600、非能動先進壓水堆AP1000和歐洲壓水堆EPR、模塊式高溫氣冷堆為代表。1999年后各國開始第4代核電站建設和研究，涉及堆型包括3種快中子反應堆系統和3種熱中子反應堆系統，及中國自主研發的高溫氣冷堆、快堆。中國自行設計建造和運行的首臺原型核電機組為秦山核電站機組，1985年開工，1994年商業運行，此后先后建成秦山二、三期、嶺澳一期和田家灣等核電站。

核電站具有無污染、方便儲存和運輸、運行穩定等優點。截至2022年12月，全球32個國家在運核電機組共計411座，裝機容量371.0千兆瓦特，18個國家在建核電機組共計58座，裝機容量為59.3千兆瓦特，其中美國、中國、法國、韓國、加拿大為在運核電機組最多的5個國家。截至2023年7月，中國大陸地區共有77臺核電機組，包括運行機組55座，在建機組22座，核電機組數量和總裝機容量位居世界第三位，核電站主要分布在東部沿海8個省份。

發展歷史

技術起源

1942年12月美國在芝加哥大學建成世界上第一座核反應堆，證明了實現受控核裂變鏈式反應的可能性。但當時正處于第二次世界大戰期間，核能主要為軍用服務。美國、蘇聯、英國和法國，配合原子彈的發展，先后建成了一批生產堆，隨后開發了潛艇推進動力堆。1948年9月3日，核反應堆首次在美國田納西州橡樹嶺的X-10石墨反應堆發電，這是第一個為燈泡供電的核電站。1951年，美國最先建成世界上第一座實驗性核電站，并首次利用核能發電，最初產生約18千瓦的電力。

第1代核電站

1954年1月，前蘇聯建成了世界上第一座商用核電廠—奧布靈斯克核電廠，發電功率為5000千瓦，開啟了核能應用于能源、工業、航天等廣泛領域的先行示范。此后美國第一個原型核電站希平港（shippingport）原型核電廠1957年在希平港投運，電功率為90兆瓦，這些前蘇聯、美國的原型機投入商運，證明了利用核能發電的技術可行性。

1954-1965年間世界共有38個機組投入運行，屬于早期原型反應堆，1956年英國建成45兆瓦原型天然鈾[yóu]石墨氣冷堆核電站；1957年美國建成60兆瓦原型壓水堆核電站；1962年法國建成60兆瓦天然鈾石墨氣冷堆；1962年加拿大建成25兆瓦天然鈾重水堆核電站。這一時期采用此類堆型的核電站稱為第1代核電站，功率普遍較小。同時從20世紀50年代全球開始進行核聚變試驗，英、美、蘇聯等國均進行了研究取得一定進展。1962年，英國的杜恩雷快堆（DFR）成為世界上第一個向國家電網供電的快中子反應堆（FNR）。

第2代核電站

20世紀60年代后期開始，由于石油危機的爆發，推進了核電站發展的腳步，全球建成大量壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組，特點為商業化、批量化，機組類型主要有美國壓水堆核電機型（PWR、系統80）和沸水堆核電機型（BWR）、法國壓水堆核電機型（P4、M310）、俄羅斯輕水堆核電機型（VVER），及加拿大重水堆核電機型（CANDU）等，二代核電廠的主要堆型有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、石墨氣冷堆（GCR），及石墨水冷堆（LWGR）等，形成以美國西屋電氣公司Model系列、System80及一沸水堆（BWR）等系列標準核電廠，采用此類堆型或機組的核電站為第2代核電站。

20世紀70年代是發展核電的高潮時期，核電站進入了商用推廣階段，堆型集中在壓水堆和沸水堆，單堆電功率大多在1000兆瓦左右，并且核電站的發電成本已明顯低于火電。其中氣冷堆核電廠由于其建造費用和發電成本競爭不過輕水堆核電廠，20世紀70年代末已停止興建。石墨水冷堆核電站由于其安全性能存在較大缺陷，切爾諾貝利核事故以后，各國不再興建。

在1966～1980年間，全球共有242個核電機組投入運行，1969～1985年全球核電站總容量占發電機組總容量由1970年的1.5％增加到1985年的15％，最大單機容量為1450兆瓦。日本、法國引進、消化了美國的壓水堆、沸水堆技術；法國核電發電量增加了20.4倍，比例從3.7%增加到40%以上；日本核電發電量增加了21.8倍，比例從1.3%增加到20%。

第3代核電站

1979年美國三英里島核電站發生熔堆事故，1986年蘇聯切爾諾貝利核事故后，核電安全部門不斷提高安全性要求和審批規范，同時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，使核電建設期增長和建設成本增加，美國電力公司研究院和歐洲分別發布和制定了《先進輕水堆用戶要求》《歐洲用戶對輕水堆核電站的要求》，加上20世紀80年代后期世界經濟進入平緩發展期，使1985年后全球核電站發展減慢。

這一時期建設的核電站被稱為第3代核電站，其堆芯熔化概率和大規模放射性物質釋放概率分別為10-7和10-8量級，反應堆壽命約60年，第3代核電站主要堆型有先進沸水堆（ABWR）、非能動先進壓水堆（AP1000）、歐洲壓水堆（EPR），中國“華龍一號”“國和一號”和“玲龍一號”。其中，美國西屋公司的AP1000和法國阿海琺公司開發的EPR技術在理論上都有很高的安全性，但這些設計理論上很好，實踐起來卻困難重重。至2022年，三代核電技術已經成為全球主流并網的核電技術，早期建設的二代核電技術將陸續退出現役運行。

中國核電站的建設始于20世紀80年代中期，首臺核電機組裝在秦山核電站，1985年開工，1994年商業運行，電功率為300兆瓦，為中國自行設計建造和運行的原型核電機組，采用壓水堆型反應堆。1982年從法國引進大亞灣核電機組，1987年開工，1994年投運。在1996～2006年中國建成秦山二期、三期、嶺澳一期和田家灣等4座核電站的8臺核電機組，總裝機容量＜10000兆瓦，出口了一臺容量為300兆瓦的核電機組到巴基斯坦。在此期間，核電容量僅占中國總發電容量的1％左右。使中國成為繼美國、英國、法國、蘇聯、加拿大和瑞典后，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，中國大陸已建成并投入商業運行的核電站有7個，分別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臺機組。

第4代核電站

1995年后，全球面臨化石能源大量使用后行將枯竭和全球變暖、環境惡化的雙重壓力，各國又出臺了發展核電的政策和討論。全球開始加快可控熱核聚變反應堆研究。1991年英國首次用等離子體方法進行了可控熱核聚變反應，在輕原子核中較易實現核聚變的為和。由中、美、歐洲、日、俄、韓和印度組成的國際組織開始建造國際熱核聚變實驗堆。歐美目前建成研究的核聚變裝置有美國TFTR托卡馬克裝置、日本JT-60裝置、歐洲聯合環（JET）等。

1999年6月美國能源部首次提出了第4代核電站的倡議，2000年1月，在美國能源部的倡議下，美國、英國、瑞士、南非、日本、法國等國家聯合組成“第四代國際核能論壇”（GIF），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系統（GenⅣ）。在同年次月，美國眾議院通過了“保障美國未來能源”的法案，支持在現有核電廠址上建設新的核電機組，增加國家在核能方面的研究費用，增加各大學的核科學及核工程的教育經費和研究費用。第4代核電站滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖風險低、防止核擴散等基本要求，涉及堆型包括3種快中子反應堆系統和3種熱中子反應堆系統，及微軟創始人比爾·蓋茨推動的行波堆技術，中國自主研發的高溫氣冷堆、快堆。

中國在20世紀80年代中期在清華大學開展高溫氣冷堆的研發工作，2003年滿功率并網發電，并在2008年在榮成市建成200兆瓦的示范核電站。在鈉冷快堆研發方面，中國原子能科學院在2000年建造鈉冷實驗快堆，電功率20兆瓦。在可控熱核聚變反應堆研究方面，中國1984年建成可控熱核聚變反應裝置—中國環流1號，1994年建成中國環流器新1號裝置，1999年中國科學院等離子物理研究院的HT-7超導托卡馬克試驗裝置獲得穩定的可重復的等離子體。2002年中國環流器2號（HL-2A）投入運行。

工作原理

核電站是用鈾、钚等作核燃料，將其在裂變反應中產生的能量轉變為電能的發電廠，1個鈾?235原子核裂變時放出的能量約為200兆電子伏，裂變能在核島中主要以熱能形式產生，并通過冷卻劑的載帶和交換，把水加熱為蒸氣，進入常規島，推動蒸汽或氣體驅動渦輪發電機組發電。其核心設備是核反應堆。核反應堆加熱水產生蒸汽，將原子核裂變能轉化為熱能；蒸汽壓力推動汽輪機旋轉，熱能轉化為機械能；然后汽輪機帶動發電機旋轉，將機械能轉變成電能。

核反應堆的原理為鈾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。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，持續進行為裂變的鏈式反應。鏈式反應產生大量熱能，導出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動汽輪機發電。同時需要普通水、重水、純石墨礦等作為減速劑，減緩快中子的速度。為維持鏈式反應持續進行，需控制中子的增殖速度，以金屬鎘為材料制成控制棒，把鎘棒插在反應堆芯中上下移動，通過改變鎘棒在堆芯中的深淺度，可控制中子的增殖速度。

核電站通常包含兩個回路系統，一回路系統是核蒸氣供應系統，將核電站的核心—反應堆所放出的核能以熱能方式放出，由冷卻劑帶到蒸氣發生器中，用以產生蒸氣；二回路系統是蒸氣驅動汽輪發電機組進行發電的系統，與常規火電廠汽輪發電機系統基本相同。

電站分類

分類標準

按工作原理

核電站按工作原理分為壓水堆核電站、沸水堆核電站、堆核電站、石墨水冷堆核電站、石墨氣冷堆核電站、高溫氣冷堆核電站和快中子增殖堆核電站等，世界上大多數核電站是壓水堆核電站，該分類為主流分類。

按功能或用途

按功能或用途，將核電站劃分為實驗研究堆核電站、生產堆核電站、動力堆核電站等。

實驗研究堆核電站主要用于中子物理、核物理、放射化學、生物、醫學等各學科的實驗研究；核反應堆燃料元件、結構材料的輻照考驗研究；新設計堆型靜、動態的特性試驗研究；同位素、單晶硅、電子元器件、化工制品、食品、生物、醫學制品的輻照、改性研究和技術應用；活化分析等。

生產堆核電站專門用來生產钚（239Pu）和氚（3H）等，為核武器提供原料。此類堆目前世界上已全部關閉。

動力堆核電站以利用核能為目的，將堆芯核裂變產生的熱量在堆外轉換成電能、機械能或熱能，如核電廠動力堆、艦船動力堆，供熱供汽堆。

按中子能譜

按照中子能譜分類分為快中子堆核電站、中能中子堆核電站和熱中子堆核電站。

熱中子反應堆中子能量小于1電子伏，世界上絕大部分核反應堆屬于此范疇。

中能中子反應堆中子能量在1電子伏～10千電子伏范圍，此類核反應堆僅限于特殊用途的實驗研究。

快中子反應堆中子能量在100千電子伏～15兆電子伏范圍。

按慢化劑

按照慢化劑分類分為輕水堆核電站、堆核電站、石墨慢化反應堆核電站等。

石墨慢化反應堆核電站具有高強度、高密度、耐輻照、耐高溫的特點，世界上第一批核電站都是石墨慢化的反應堆核電站。

堆核電站核反應堆采用重水設計，重水是所有慢化劑中中子吸收最弱的材料，慢化能力較好，可用天然鈾作核燃料，但存在價格較高的特點。

輕水堆核電站核反應堆采用輕水作為慢化劑，反應堆功率密度較高，包含壓水堆、沸水堆等，但存在該堆型必須采用富集鈾，且轉化比低等缺點。

按冷卻劑

按照冷卻劑分類分為氣冷核核電站、輕水冷核反應堆核電站、核反應堆核電站、液態金屬冷核反應堆核電站。

氣冷核反應堆核電站的堆型包括冷卻和冷卻。

輕水冷核反應堆核電站堆型主要包括壓水堆和沸水堆。

核反應堆核電站堆型則采用重水冷卻。

液態金屬冷卻的核反應堆核電站堆型主要有鈉冷堆、鉍冷堆、鋰冷卻反應堆、鉛鉍合金冷卻反應堆等。

按核燃料

按照核燃料分類，分成天然鈾燃料核反應堆核電站、稍加濃鈾核反應堆核電站、加濃鈾燃料核反應堆核電站幾種類型。

按核反應堆的運行參數

按照核反應堆的運行參數，劃分出高壓堆核電站、中壓堆核電站、低壓堆核電站，高溫堆核電站、低溫堆核電站。

按核反應堆的結構形式

按照核反應堆的結構形式劃分出壓力殼式堆核電站或壓力管式堆核電站，劃分出立式核電站或臥式核電站等。

按核燃料的形態

按照核燃料的形態劃分出固體酒精堆核電站、流態燃料堆核電站和半流態燃料堆核電站等。

主要種類

輕水堆核電站

輕水堆是核電站中最常用堆型，堆型以普通水（輕水）作冷卻劑和慢化劑，按結構又可分為壓水堆和沸水堆兩類。輕水反應堆核電站的最大優點是結構和運行都比較簡單，尺寸較小，造價低廉，具有良好的安全性、可靠性與經濟性。它的缺點是必須使用低濃鈾，輕水堆天然鈾的利用率低，比重水堆多用天然鈾50％以上。

壓水堆核電站

壓水堆核電站采用壓水堆設計，壓水堆是以加壓的、未發生沸騰的輕水作為慢化劑和冷卻劑的反應堆，主要由核反應堆、一回路系統、二回路系統及其他輔助系統組成，輕水被密閉在回路系統中，稱一回路系統；其內部冷卻劑通過堆芯時被加熱，隨后在蒸汽發生器中將熱量傳給二回路的水，使二回路水沸騰產生蒸汽，蒸汽不斷推動汽輪發電機發電，從而完成從核能到電能的轉換。兩個回路相互隔絕，如燃料元件破損，不會造成第二回路水質污染，以免放射性物質經汽輪機逸出，且該類型反應堆水電站技術成熟，投資較低，安全性好。截至2022年12月，全球運行機組中有壓水堆301臺，裝機容量289.1千兆瓦特，占比77.92%。

沸水堆核電站

沸水堆核電站采用沸水堆，此類堆型是以沸騰的輕水作為慢化劑和冷卻劑的反應堆，冷卻劑通過堆芯時直接被加熱變成飽和蒸汽，蒸汽推動汽輪發電機發電，完成從核能到電能的轉換。其特點為無第二回路，水直接在反應堆內沸騰，省去蒸汽發生器，但事故時有將放射性物質帶入汽輪機并逸出的危險性，該類型反應堆有回路系統簡單，設備較少，燃料比功率小的特點。截至2022年12月，全球運行機組中有沸水堆42臺，裝機容量44.1千兆瓦特，占比11.89%，輕水冷卻慢化堆11臺，裝機容量7.4千兆瓦特，占比1.99%。

重水堆核電站

重水堆是以重水作為慢化劑，以輕水或重水作冷卻劑的反應堆，用天然鈾作燃料，其能量轉換原理與壓水堆類似，重水對中子慢化性能較好，吸收中子少，因而可用天然鈾作燃料，適用于天然鈾資源豐富，又缺乏鈾濃縮能力的國家。重水堆核電站按其結構形式可分為壓力殼和壓力管式2種。截至2022年12月，全球運行機組中有重水堆46臺，裝機容量24.1千兆瓦特，占比11.19%。

壓力殼式重水堆核電站

壓力殼式重水堆核電站采用壓力殼式設計，冷卻劑只用重水，內部結構材料比壓力管式少，使用中子經濟性好，生成新燃料钚-239的凈產比較高，用作燃料，結構類似壓水堆，但因柵格節距大，壓力殼比壓水堆大，單堆功率最大為30萬千瓦。

壓力管式重水堆核電站

壓力管式重水堆核電站的冷卻劑不受限制，可用重水、輕水、氣體或有機化合物，尺寸不受限制，堆芯大，可使中子的泄漏損失減小，可省去補償燃耗的控制棒。壓力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷卻和重水慢化、沸騰輕水冷卻兩種反應堆。兩種堆的結構大致相同。主要堆型有加拿大坎杜型壓力管式重水堆核電站。

重水慢化、重水冷卻堆核電站，即作慢化劑又作冷卻劑的重水，在壓力管中流動，冷卻燃料，須保持在高壓狀態下，流過壓力管的高溫高壓的重水，把裂變產生的熱量帶出堆芯，在蒸汽發生器內傳給二回路的輕水，以產生蒸汽，帶動汽輪發電機組發電。

重水慢化、沸騰輕水冷卻堆核電站，堆型為垂直布置的，燃料管道內流動的輕水冷卻劑在堆芯內上升的過程中，引起沸騰，所產生的蒸汽直接送進汽輪機，推動汽輪發電機組發電。

氣冷堆核電站

氣冷堆核電站采用氣冷堆型設計，指使用石墨慢化、氮氣冷卻的反應堆，氫氣流經堆芯時直接被加熱，高溫氣體推動汽輪發電機發電，完成從核能到電能的轉換，有天然鈾石墨氣冷堆、改進型氣冷堆和高溫氣冷堆3種堆型，氣冷堆以氣體為冷卻劑，以耐高溫石墨作慢化劑。氣體在反應堆中被加熱后流入蒸發器加熱水使之產生蒸汽推動汽輪發電機組發電。截至2022年12月，全球運行機組中有高溫氣冷堆1臺，裝機容量0.2千兆瓦特，占比0.24%。

天然鈾石墨氣冷堆核電站

天然鈾石墨氣冷堆核電站，該堆型即天然鈾作燃料，石墨作慢化劑，二氧化碳作冷卻劑的反應堆，出口氣溫650℃。該堆型存在鋼材易受二氧化碳超腐蝕，熱能利用效率低等問題。

改進型氣冷堆核電站

改進型氣冷堆核電站采用改進型氣冷堆設計，該堆型是在天然鈾石墨氣冷堆的基礎上發展起來的。設計的目的是改進蒸汽條件，提高氣體冷卻劑的最大允許溫度。如采用高濃縮鈾為燃料的，用氦氣作冷卻劑，出口氣溫可達950℃。但改進型氣冷堆在經濟上的競爭能力差。

高溫氣冷堆核電站

高溫氣冷堆核電站采用高溫氣冷堆設計，該堆型被稱為第三代氣冷堆，石墨作為慢化劑，氦氣作為冷卻劑的堆，具有固有安全、電熱汽多用途、多模塊靈活組合布置等獨特優點。

快中子增殖堆核電站

快中子增殖堆核電站采用快中子增殖堆核，快中子增殖堆核簡稱快堆，核資源利用率高，快堆用钚-239為堆芯，以鈾-238為增殖原料，置于堆芯周圍，形成增殖區。堆內的快中子易被周圍的鈾-238吸收，使鈾-238轉化為可裂變的钚-239。堆內無慢化劑，只有冷卻劑，核燃料利用率達60％～70％，中間換熱器的存在可避免一回路鈉泄漏物直接與水接觸發生化學反應并造成放射性物質外泄。，該堆型特點為鈾資源利用率高。截至2022年12月，全球運行機組中有快堆2臺，裝機容量1.4千兆瓦特，占比0.38%。

組成部分

核電站主要由核島、常規島和配套設施3部分組成。

核島

核島部分是指在高溫高壓和帶放射條件下工作的部分，是核電站的核心，作用是生產核蒸汽主要是核裂變反應發生區和核蒸汽供應系統，該部分由壓水堆本體和一回路系統設備組成，總體功能與火力發電廠的鍋爐設備相同，包括壓力殼、反應堆、炮料棒組件、堆芯安全應急冷卻系統、蒸汽交換器、給泵和穩壓器等，分為核島蒸汽供應系統、核島的輔助系統2個系統。

核島蒸汽供應系統

核島蒸汽供應系統包括5個子系統，為一回路主系統、化學和容積控制系統、余熱排出系統、安全注射系統、控制保護和檢測系統。

一回路主系統也稱為冷卻劑循環系統，包括壓水堆、冷卻劑泵、蒸汽發生器、穩壓器和主管道等，核反應堆外殼是一個耐高壓容器，稱為壓力容器或壓力殼，其內安裝著由許多核燃料組件構成的堆芯，一回路主系統由多個環路對稱地并聯在壓力容器接管上構成，每個環路有一臺主泵和一臺蒸汽發生器。在其中一個環路上裝有一臺穩壓器，以維持一回路的運行。核燃料在核反應堆中裂變釋放出熱能，冷卻劑在主循環泵的驅動下使輕水進入核反應堆被加熱為高溫水，進入蒸汽發生器時將熱量轉交給二回路系統；同時，冷卻劑中加入可溶化學物質，流過反應堆時使中子減速。

化學與容積控制系統是重要的一回路輔助系統，用于實現耐一回路冷卻劑的容積控制和凋節冷卻劑的硼濃度，以控制壓水堆的反應性變化，同時對反應堆冷卻劑進行凈化處理。

余熱排出系統又稱停堆冷卻系統，作用是在反應堆停堆，裝卸料或維修時，用以導出燃料元件發出的余熱，是一個熱量傳遞系統，由一表面式熱交換器來實現，系統冷卻劑流動的驅動力來自于余熱排出泵。余熱排出系統是重要的衰變余熱排出途徑，因此屬于安全二級的設備。

安全注射系統，又稱緊急堆芯冷卻系統，作用是在反應堆發生嚴重事故，為堆芯提供應急的和持續的冷卻。安全注射系統由高壓安全注射、中壓安全注射和低壓安全注射三個子系統組成，根據事故引起的反應堆冷卻劑的降壓情況，在不同的壓力下分別投入運行。

控制保護和檢測系統，為上述4個系統提供檢測數據，并對系統進行控制和保護。對相關儀表和控制系統設計標準，國際采用較主流的為美國和國際電工委員會在壓水堆核電廠安全相關儀表和控制系統設計標準，對儀表和控制系統設計的基本原則，保證儀表和控制系統性能和高可靠性的最低限度的功能和設計要求，計算機作為安全系統設備時的最低功能要求和設計要求做了明確標準。

核島的輔助系統

核島的輔助系統包括6個子系統，為設備冷卻水系統、硼回收系統、反應堆的安全殼及噴淋系統、核燃料的裝換料及貯存系統、安全殼及核輔助廠房通風和過濾系統、柴油發電機組。

設備冷卻水系統作用是冷卻所有位于核島內的帶放射性水。冷凍水系統設有閉式的冷凍水回路，將安全殼連續通風系統、反應堆堆坑通風系統、核輔助廠房通風系統、核燃料廠房通風系統冷卻器所回收的熱量通過冷水機組傳送給設備冷卻水系統，回路上設有波動箱、冷凍水循環泵等設備，系統設有冷凍水分配管網，分別向安全殼連續通風系統、反應堆堆坑通風系統冷卻器、核輔助廠房通風系統、核燃料廠房通風系統冷卻器供水。

硼回收系統作用是對一回路系統的排水進行貯存、處理和監測，將其分離成符合一回路水質要求的水及濃縮的硼酸溶液。系統收集來自化學與容積控制系統下泄管線以及來自核島排氣和疏水系統的可復用一回路冷卻劑，經凈化（過濾和除鹽）、除氣和硼水分離后，向反應堆硼和水補給系統提供硼酸溶液。硼回收系統由凈化、硼水分離和除硼三部分組成。凈化部分包括前置暫存、過濾除鹽和除氣三個階段。

核蒸汽供應系統大都置于安全殼內，一旦發生事故安全殼既可以防止放射性物質外泄，又能防止外來的襲擊，如飛機墜毀等，安全殼噴淋系統則保證事故發生引起安全殼內的壓力和溫度升高時能對安全殼進行噴淋冷卻。

核燃料的裝換料及貯存系統，作用是實現對燃料元件的裝卸料和貯存。

安全殼及核輔助廠房通風和過濾系統作用是實現安全殼和輔助廠房的通風，同時防止放射性外泄。

柴油發電機組作用是為核島提供應急電源。

常規島

常規島的作用是進行電力生產，常規島系統與火電站的系統相似，包括3個子系統，包含二回路系統、蒸汽系統和循環冷卻水系統，各系統的設備均安裝在汽輪發電機廠房內，常規島的主要功能是把核蒸汽供應系統提供的熱能在汽輪機中轉變成機械能，再帶動發電機轉動而轉變成電能。在事故工況下，又是核反應堆的一個可靠冷源，從而可保證反應堆安全運行。

二回路系統

二回路系統又稱汽輪發電機系統，由蒸汽系統、汽輪發電機組、凝汽器、蒸汽排放系統、給水加熱系統及輔助給水系統等組成，系統中的蒸汽發生器相當于常規火電站的鍋爐，其余部分與火電站的蒸汽動力循環系統相同。

蒸汽系統

蒸汽系統用于將蒸汽發生器產生的蒸汽輸送到汽輪機蒸汽和輸水系統TSD、汽輪機軸封系統TSS、汽水分離再熱器系統TSR蒸汽向凝汽器排放系統TSC、蒸汽向大氣排放系統TSA、輔助蒸汽系統WSD、輔助給水系統TFA的汽動泵和汽輪機主汽門。蒸汽系統常規島部分不按核安全功能分級，但是為了防止電氣廠房受非核安全分級的主蒸汽管道破裂的影響而設有管道防甩裝置。

循環冷卻水系統

常規島循環冷卻水系統由高位水箱、臥式離心泵、板式冷卻器以及水母管及各用戶冷卻器組成，系統為閉式回路。其中高位水箱為冷卻水泵提供正吸入壓頭及起到容積緩沖的作用，同時來自常規島除鹽水分配系統的補水經高位水箱上的浮子閥控制進入常規島設備冷卻系統，以補償冷卻水的損失。

配套設施

配套設施是指除了核島和常規島外的一切建筑物和結構，及其他一些為電站配套的設施，如辦公設施、維護設施、儲藏設施、生活設施等。

發展趨勢

三代核電技術成為發展主流

世界上核電發達國家已經開工建設和已向核安全當局申請建設許可證的核電機組均為第三代。而已向核安全當局申請建設許可證、在建和已運行的第三代核電站中，美國占26座，日本有14座，俄羅斯有2座，法國和芬蘭各有1座。其中美國有12臺AP1000機組已向美國核監管委會申請建造運行許可證。法國宣布不會再新建第二代核電站。世界核電技術正在向安全性、經濟性更好的第三代過渡。

模塊化小堆技術

小堆是全球核能重要發展方向之一，小堆擁具有小堆芯、使用非能動安全機制以及設計集成等特點，采用模塊化和工廠制造方法，能夠縮短建設周期，初始投資低、建設周期短，利于降低投資風險和融資費用。全球主要中核集團國家將模塊化小堆技術視為未來核工業發展的一個重要技術制高點，支持本國企業開展相關技術研發，已推出80多種小堆設計。美國推動小堆在民用和國防領域的應用，準備完成5種小堆的首堆建設。俄羅斯已建成全球首座小堆電廠，啟動小型鉛冷快堆首堆建設，推進另外3座小堆核電廠建設，并于2019年建成全球首座浮動核電站“羅蒙諾索夫院士”號浮動核電站。加拿大、法國和英國計劃在2030年前建成首堆。中國正大力推進小堆技術發展，石島灣高溫氣冷堆示范工程雙堆已實現滿功率運行，“玲龍一號”首堆已開工建設。

電站分布

全球分布

截至2022年12月，全球32個國家在運核電機組共計411座，裝機容量371.0千兆瓦特，18個國家在建核電機組共計58座，裝機容量為59.3千兆瓦特，其中美國、中國、法國、韓國、加拿大為運核電機組最多的5個國家，永久關停209座。2022年統計的全球最新十大核電站中8座核電站位于亞洲國家，歐洲和北美洲國家各有1座，全球有國際原子能機構（IAEA）、經濟合作與發展組織核能署（NEA）、世界核營運者組織（WANO）、世界核協會（WNA）、國際輻射防護委員會（ICRP）等組織和協會進行核電站的監督或管制。

中國分布

截至2023年7月，中國大陸地區共有77座核電機組，包括運行機組55座，在建機組22座。此外擁有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，核電機組數量和總裝機容量位居世界第三位，核電站分布在東部沿海8個省份，自北向南分別是遼寧省、山東、江蘇省、浙江省、福建省、廣東省、廣西壯族自治區、海南。2022年臺灣地區在運核電機組3座，裝機容量2859兆瓦。截至2024年5月，中國在建核電機組26臺，總裝機容量3030萬千瓦，在建數量和裝機容量均保持世界第一。

著名電站

柏崎刈羽核電站

日本柏崎刈羽核電站位于日本西海岸新潟縣柏崎刈羽村，1-5號機組采用BWR-5技術，單臺機組裝機容量為110萬千瓦，在1985-1993年期間實現首次并網。6-7號機組采用ABWR技術，單臺機組裝機容量135.6萬千瓦，均在1996年實現首次并網，共有7臺沸水堆核電機組，總裝機容量821.2萬千瓦。目前柏崎羽核電站所有機組均處于關停狀態，一直沒有通過重啟批準。

布魯斯核電站

加拿大布魯斯核電站位于安大略省布魯斯鎮休倫湖東岸，機組在1976-1987年期間實現首次并網。1-2號機組采用CANDU791技術，3-4號機組采用CANDU750A技術，5-8號機組采用CANDU750B技術。截至2023年10月，核電站在運8臺重水堆核電機組，總裝機容量694.4萬千瓦。

蔚珍核電站

韓國蔚珍核電站位于慶尚北道蔚珍郡，1-2號機組采用法國CP1技術，單臺機組裝機容量分別為101.3萬千瓦和101萬千瓦，分別于1988年和1989年實現首次并網。3-4號機組采用韓國自主研發的OPR-1000技術，單臺機組裝機容量分別為105.1萬千瓦和105.3萬千瓦，均于1998年實現首次并網。5-6號機組采用OPR-1000技術，單臺機組裝機容量分別為104.9萬千瓦和105萬千瓦，分別于2003年和2005年實現首次并網。核電站在運6臺壓水堆核電機組，總裝機容量622.6萬千瓦。在韓蔚核能發電廠南側，韓國建設新蔚珍核電站，在建機組2臺，采用APR1400技術，單臺機組裝機容量140萬千瓦。

扎波羅熱核電站

烏克蘭扎波羅熱核電站位于烏克蘭扎波羅熱州扎波羅熱附近第聶伯河卡霍夫卡水庫河畔，是目前歐洲最大的核電站，機組均采用VVERV-320技術，單臺機組裝機容量100萬千瓦。1-4號機組在1984-1987年逐年依次實現首次并網，5-6號機組分別于1989年和1995年實現首次并網。截至2023年10月，核電站在運6臺壓水堆核電機組，總裝機容量600萬千瓦。2022年開始的2022俄烏沖突中，扎波羅熱核電站遭到多次武裝攻擊。2022年9月11日，扎波羅熱核電站全面中斷運作。

帕盧埃尓核電站

法國帕魯埃爾核電站（PaluelNuclearPowerPlant，NPP）位于法國諾曼底地區，來自英吉利海峽的水用于冷卻，該發電站由4座壓水反應堆組成，建于1977年至1980年之間，每座發電量為1330兆瓦。總裝機容量為5320兆瓦。由électricitédeFranceSA（EDF）運營。

紅沿河核電站

紅沿河核電站是東北地區首座核電站，原稱遼寧溫坨子核電站，是中國目前在運裝機容量最大的核電站。核電站于2007年8月開工建設，一期工程4臺機組于2016年9月全部投產商運；二期工程（5、6號機組）于2015年開工建設，2022年6月6號機組投產。截至2023年6月，電站共有6臺機組，總裝機容量超過671萬千瓦，年發電量可達480億千瓦時。截至2022年底，電站6臺機組累計上網電量2363億千瓦時。

秦山核電站

秦山核電站為中國第一座自行設計建造的核電站，是中國目前已建成的機組數量最多、堆型最豐富、裝機容量最大的核電基地。秦山核電有限公司負責運行管理。1970年2月8日，秦山核電站以“七二八工程”命名誕生。1985年，秦山一期核電站正式動工建設。1991年12月15日，秦山核電站并網發電。三期工程由中國和加拿大政府合作，建設兩臺70萬千瓦發電機組，于2003年建成。截至2023年6月，電站共建成9臺機組，總裝機容量為662萬千瓦，年發電量約520億千瓦時。

昌江核電站

昌江核電站不僅承擔發電功能，還在溫排水區域成功養殖了白蝶貝，培育出高品質澳白珍珠。

標準規范

防止放射性泄漏的屏障

國際原子能機構于1978年制定了有關核電站廠址選擇、設計、運行和質量保證等四個安全規程，并于1988年對上述四個規程進行了修改。中國國家核安全局也于1986年發布了相應的四個核安全法規，并于1991年對四個法規進行了修訂。有堆堆芯損傷事故的發生頻率為10-4/堆·年，新堆10 -5/堆·年，對核電站的核心部分—反應堆，其安全的三原則是反應性控制（核反應堆功率可控）、余熱排出（燃料有效冷卻）、放射性包容（放射性無泄漏）。為了防止放射性裂變物質泄漏，核安全規程對核電站設置了如下7道屏障：

核電站安全防護

核反應堆是強大的輻射源，反應堆形成的放射性物質包括裂變產物、結構材料和冷卻劑的活化。核電站的輻射防護分為常規運行時的輻射防護、事故狀態下的輻射防護措施。

為防止裂變產物和放射性物質的溢出，核島設有燃料包殼、一回路壓力邊界和安全殼三道屏障。核電站的輻射屏障在設計上需要完全防止放射性物質的溢出，同時還要進行輻射監測。

國際原子能機構（IAEA）將發生的核事件分為0~7八個等級，1～3級稱為事件，4～7級稱為事故，安全上無重要意義的事件則定為分級表以下/0級。其中中國運行核電機組和研究堆一直保持了良好的安全業績，從未發生過國際核與輻射事件分級表（INES）2級及以上的事件或事故。核電站的安全控制系統通常包括以下幾個層次：

現有核電技術來看，發生堆芯熔化事故的概率非常小，而且新的核能系統往往設計為在堆芯熔化的狀態下仍然可以控制放射性物質不向環境泄漏。因此核電站事故率極低。

特點

優點

經濟效益

核電在總能源中占據較高比例，經濟指標具有較強競爭力。1993年統計美國該年核電生產出創紀錄的電量6160億度，足夠供6500萬個家庭用電一年，1973年至1993年，因利用核電使美國少消耗石油46億桶，煤11億噸，天然氣7.9萬億立米，節約1350億美元。據測算，100萬千瓦的核電可替代的標準煤與200萬千瓦水電、350萬千瓦風電、470萬千瓦光伏發電相當。其他經濟效益上核電站的優點還包括與其他形式的發電相比，核電具有成本競爭力，除非可以直接獲得低成本的化石燃料。核電廠的燃料成本只占總發電成本的一小部分，盡管資本成本高于燃煤電廠，也遠高于燃氣電廠。

社會效益

核能產生時不會像化石能源釋放二氧化碳、碳氧化物、氮氧化物、顆粒物等大氣污染物，核電站可顯著減少火力發電燃煤造成的溫室效應和酸雨效應，如廣東大亞灣核電基地6臺百萬千瓦級核電機組與同等規模的燃煤電站相比，每年可減少標煤消耗約1471萬噸，減少向環境排放二氧化碳約3619萬噸，二氧化硫約35萬噸，氮氧化物約23萬噸，環保效益相當于種植了近10萬公頃的森林。

缺點

核廢料難以處理

核電站多采用鈾作為燃料，反應過后會有一定的放射性物質殘留，俗稱三廢，對環境污染極大，容易造成嚴重的安全問題，國際法對核廢料處置并沒有明確要求，導致各國都可以自行選擇處置標準和處置方法。全球主要有近地表處置法、深層地質處置法2種處理核廢料的方式，其中近地表處置法即將核廢料埋于地表面、近地表或地表下幾十米的洞穴中，捷克、芬蘭、法國、西班牙、瑞典等國家都采用了這一方法，該方法是一種不可循環利用的處理方式。深層地質處置法將核廢料埋藏于地層下250米-1000米的深度，利用周圍地質成分吸附住放射性元素，從而避免污染。世界主要的核能國家都將乏燃料后處理技術列入本國的核能發展計劃，并加大了研究投入。

重大事故

切爾諾貝爾核事故

切爾諾貝利核事故或稱切爾諾貝利事件，是1986年4月26日于蘇聯烏克蘭普里比亞特市切爾諾貝利核電站發生的核反應堆破裂事故。該事故是歷史上最嚴重的核電事故，也是首例被國際核事件分級表評為最高第7級事件的特大事故。切爾諾貝利核事故給白俄羅斯造成的直接經濟損失在2350億美元以上，核電站周圍30千米范圍被劃為隔離區，切爾諾貝利的核輻射通過風力、雨水等傳播途徑，污染了烏克蘭、白俄羅斯、俄羅斯等土壤。事故發生至今，核電站周圍四千多平方千米的隔離區依舊罕有人跡。

三哩島核泄漏事故

三英里島核泄露事故，簡稱“三哩島事件”，是1979年3月28日發生在美國賓夕法尼亞州薩斯奎哈納河三哩島核電站（Three-MilesIslandNuclearGeneratingStation）的一次部分堆芯熔毀事故，是美國商業核電歷史上最嚴重的一次事故，該事件被評為國際核事件分級的7級系統中的第5級。場內污染清理工作開始于1979年8月，并于1993年12月才正式結束，總清理費用約為10億美元。

福島第一核電站事故

福島第一核電廠事故是2011年3月11日在日本福島第一核電站發生的核事故，由日本東北地方太平洋近海地震和伴隨而來的海嘯所引發，事故在國際核事件分級表（INES）中被分類為最嚴重的7級。2015年3月堆芯內所有核燃料都已熔毀。事故發生至2023年，核電站內儲存有超過130萬噸的核污染水。日本政府和東京電力公司以核電站內大量儲水罐妨礙廢堆作業為由，決定將經“多核素處理系統”處理并稀釋后的核污染水排放入海。盡管排海決定遭到日本國內外強烈反對，日本政府和東京電力公司仍于2023年8月24日啟動了核污染水的排海。

參考資料 >

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簡述全球核能技術發展史.中國核電網.2023-10-25

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核動力廠和研究堆監管.國家核安全局.2023-10-24

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