核電發展歷史

『壹』 核電地發展歷史

自1951年12月美國實驗增殖堆號（EBR-1）首次利用核能發電以來，世界核電至今已有50多年的發展歷史。截止到2005年年底，全世界核電運行機組共有440多台，其發電量約佔世界發電總量的16%。
在發達國家，核電已有幾十年的發展歷史，核電已成為一 種成熟的能源。中國的核工業已也已有40多年發展歷史，建立了從地質勘察、采礦到元件加工、後處理等相當完整 的核燃料循環體系，已建成多種類型的核反應堆並有多年 的安全管理和運行經驗，擁有一支專業齊全、技術過硬的隊伍。核電站的建設和運行是一項復雜的技術。中國目前已經能夠設計、建造和運行自己的核電站。秦山核電站就是由中國自己研究設計建造的。
2007年，中國核電總發電量628.62億千瓦時，上網電量為592.63億千瓦時，同比分別增長14.61%和14.39%。田灣核電站2台106萬千瓦的機組分別於2007年5月和8月投入商運，中國核電運行機組達到11台，運行總裝機容量達907.8萬千瓦。
截至2007年底，中國電力裝機容量達到7.13億千瓦，全國電力供需繼續保持總體平衡態勢。同時，隨著田灣核電站兩台百萬千瓦核電機組投產，目前全國核電裝機容量已達885萬千瓦。
2007年全國水電、火電裝機容量均保持超過10%的增長，分別達到1.45億千瓦和5.54億千瓦。而風電並網生產的裝機總容量則實現翻番，達到403萬千瓦。
中國對於核電的發展已經開始放寬政策，長期以來，中國官方一直強調要「有限」發展核電產業。而在2003年以來，中國出現了全面性能源緊張。在這種情況下，國內關於大力發展核電產業的呼聲日益強烈。高層關於發展核電的這一最新表態無疑是值得肯定的，因為它確立了核電產業的戰略性地步，不但對解決中國長期性的能源緊張有積極意義，而且也是和平時期保持中國戰略威懾能力的理想途徑，可謂「一箭雙雕」。
從核電發展總趨勢來看，中國核電發展的技術路線和戰略路線早已明確並正在執行，當前發展壓水堆，中期發展快中子堆，遠期發展聚變堆。具體地說就是，近期發展熱中子反應堆核電站；為了充分利用鈾資源，採用鈾鈈循環的技術路線，中期發展快中子增殖反應堆核電站；遠期發展聚變堆核電站，從而基本上「永遠」解決能源需求的矛盾。
國際核電企業以日系為中心，形成三足鼎立的局面：日本富士財團的日立―美國通用、日本三井財團的東芝―美國西屋、日本三菱財團的三菱重工―法國阿海琺。日本在核電技術和市場的壟斷雛形已經出現，中國加快發展核能應用的能源戰略調整必然受制於日本。
編輯本段核電技術方案
縱觀核電發展歷史，核電站技術方案大致可以分四代，即：
第一代核電站
核電站的開發與建設開始於上世紀50年代。1954年，前蘇聯建成電功率為5兆瓦的實驗性核電站：1957年，美國建成電功率為9萬千瓦的shipping port 原型核電站，這些成就證明了利用核能發電的技術可行性。國際上把上述實驗性和原型核電機組稱為第一代核電機組。
第二代核電站
上世界60年代後期，在實驗性和原型核電機組基礎上，陸續建成電功率在30萬千瓦的壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組，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。上世紀70年代，因石油漲價引發的能源危機促進了核電的大發展。目前世界上商業運行的四百多座核電機組絕大部分是在這段時期建成的，習慣上稱之為第二代核電機組。
第三代核電站
上世紀90年代，為了解決三里島和切爾諾貝利核電站的嚴重事故的負面影響，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，即URD文件（utility requirements document）和「歐洲用戶對輕水堆核電站的要求」，即（EUR）文（European utility requirements document），進一步明確了預防與緩解嚴重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。國際上通常把滿足URD文件或EUR文件的核電機組稱為第三代核電機組。對第三代核電機組要求能在2010年前進行商用建造。
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、韓國和阿根廷等十個有意發展核能的國家，聯合組成了「第四代國際核能論壇」（GIF），於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。根據設想，第四代核能方案的安全性和經濟性將更加優越，廢物量極少，無需廠外應急，並具備固有的防止核擴散的能力。高溫氣冷堆，熔鹽堆，鈉冷快堆就是具有第四代特點的反應堆。
第一代核電站為原型堆，其目的在於驗證核電設計技術和商業開發前景；第二代核電站為技術成熟的商業堆，目前在運的核電站絕大部分屬於第二代核電站；第三代核電站為符合URD或EUR要求的核電站，其安全性和經濟性均較第二代有所提高，屬於未來發展的主要方向之一；第四代核電站強化了防止核擴散等方面的要求，目前處在原型堆技術研發階段。
中國核電分布
一、秦山核電站（中核）
秦山核電站地處浙江省海鹽縣。 秦山一期
[1]一期工程，採用中國CNP300壓水堆技術，裝機容量1×30萬千瓦，設計壽命30年，綜合國產化率大於70%，1985年3月澆灌第一罐核島底板混凝土（FCD），1991年12月首次並網發電，1994年4月設入商業運行，1995年7月通過國家驗收。經過十多年的管理運行實踐，實現了周恩來總理提出的「掌握技術、積累經驗、培養人才，為中國核電發展打下基礎」的目標。 一期擴建項目（方家山核電工程）
[2]一期擴建項目（方家山核電工程）是中核集團在秦山地區規劃建設的國產化百萬千瓦級核電工程項目，位於浙江省海鹽縣方家山，距離秦山核電站一期工程反應堆約600米，項目規劃容量為2×110萬千瓦。2008年3月4日，經國家發改委立項通知，該項目工程全面展開。 方家山核電項目的前期工作已獲國家發改委正式批准，其環境影響評價報告和廠址安全分析報告也已通過環境保護部評審。預計核島負挖工程將於2008年7月底結束，並在今年歲末具備正式開工條件。 方家山擴建項目使用國際最成熟且應用最廣泛的二代改進型壓水堆核電技術，計劃工期60個月，預計其1、2號機組將分別於2013年底和2014年10月正式投產。屆時，秦山核電公司的總裝機容量將達到230萬千瓦，每年向華東電網輸送的電力超過160億度。 秦山核電站目前營運一台30萬千瓦壓水堆核電機組。方家山擴建項目竣工後，秦山核電站將形成一台30萬千瓦機組和兩台100萬千瓦機組的「1+2」群堆運行格局，其營運管理也將實現從原型堆到商業堆的重大跨越。 秦山二期核電站及擴建工程
[3]二期工程及擴建工程，採用中國CNP650壓水堆技術，裝機容量2× 65萬千瓦，設計壽命40年，綜合國產化率二期約55%，二擴約70%，1#、2#機組先後於1996年6月和1997年3月開工，經過近8年的建設，兩台機組分別於2002年4月、2004年5月投入商業運行，使中國實現了由自主建設小型原型堆核電站到自主建設大型商用核電站的重大跨越，為中國自主設計、建設百萬千瓦級核電站奠定了堅實的基礎，並將對促進中國核電國產化發展，進而拉動國民經濟發展發揮重要作用。 二期擴建工程（3、4號機組）是繼由中國自主設計、自主建造、自主管理和自主運營的首座國產大型商用核電站——秦山核電二期工程（1、2號機組）建成投產後，在其設計和技術基礎上進行改進的擴建工程，是「十一五」期間開工建設的國家重點工程項目。工程建設規模為兩台65萬千瓦壓水堆核電機組，在浙江省海鹽縣秦山核電二期1、2號機組以西約300米處的預留擴建場地建設。秦山核電二期擴建工程2006年4月28日開工， 3號機組計劃於2010年12月建成投產，4號機組力爭2011年年底投產。屆時，秦山第二核電廠的總裝機容量將達到260萬千瓦，每年可向華東電網輸送超過160億千瓦時的電力。 秦山三期核電站
[4]秦山三期（重水堆）核電站採用加拿大成熟的坎杜6重水堆技術（CANDU 6），裝機容量2×728兆瓦，設計壽命40年，綜合國產化率約55%，參考電廠為韓國月城核電站3號、4號機組。1號機組於2002年11月19日首次並網發電，並於2002年12月31日投入商業運行。2號機組於2003年6月12日首次並網發電，並於2003年7月24日投入商業運行。2005年9月22日，工程通過國家竣工驗收。
二、廣東大亞灣核電站（中廣核）
大亞灣核電站是採用法國M310壓水堆技術，裝機容量2×98.4 萬千瓦，設計壽命40年，綜合國產化率不足10%，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。
三、嶺澳核電站（中廣核）
嶺澳核電站位於廣東大亞灣西海岸大鵬半島東南側。 一期工程，採用中國CPR1000壓水堆技術，裝機容量2×99萬千瓦，設計壽命40年，綜合國產化率約30%，於1997年5月開工建設，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。 二期工程，採用中國改進型CPR1000壓水堆技術，裝機容量2×100萬千瓦，設計壽命40年，1號和2號機組綜合國產化率分別超過50%和70%，於2005年12月開工建設，兩台機組計劃於2010年至2011年建成投入商業運行。 三期工程，採用採用中國改進型CPR1000壓水堆技術，裝機容量2×100萬千瓦，設計壽命40年，預計2011年開工建設。
四、田灣核電站（中核）
位於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，並留有再建2至4台的餘地。 一期工程，採用俄羅斯AES-91型壓水堆技術，裝機容量2×106萬千瓦，設計壽命40年，綜合國產化率約70%。於1999年10月20日正式開工（FCD），單台機組的建設工期為62個月，分別於2007年5月和2007年8月正式投入商運。 二期工程3號和4號機組的建設已啟動，單機容量均為100萬千瓦。 三期工程5號和6號機組的建設已啟功，採用中國二代加CPR1000核電技術。
五、紅沿河核電站（中廣核）
遼寧紅沿河核電站位於遼寧省大連市瓦房店東崗鎮，地處瓦房店市西端渤海遼東灣東海岸。規劃建設6台機組，採用中國改進型CPR1000壓水堆技術，單機容量100萬千瓦，設計壽命40年，綜合國產化率約60%，1號機組於2007年8月正式開工，至2012年建成投入商業運營。目前在建中....
六、寧德核電站（中廣核）
規劃建設6台機組，採用採用中國改進型CPR1000壓水堆技術，單機容量100萬千瓦，設計壽命40年，綜合國產化率約75%以上，1#機組於2008年2月FCD，1、2#機組計劃於2013年左右建成投入商業運行。
七、 陽江核電站
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准，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於2006年正式動工。目前在建中........
八、三門核電站
2004年7月，位於浙江南部的三門核電站一期工程建設獲得國務院批准。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，獲准在浙江省境內建設的第二座核電站。三門核電站總佔地面積740萬立方米，可分別安裝6台100萬千瓦核電機組。全面建成後，裝機總容量將達到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，將首先建設兩台目前國內最先進的100萬千瓦級壓水堆技術機組。三門核電站最快將在2010年前後發揮作用。
九 、海陽核電站
位於山東煙台海陽市東南部海邊、總投資達600億元的海陽核電站首期工程已於2007年年底開工。目前，海陽核電工程前期准備工作已全面完成，計劃2010年首期工程兩台機組並網發電。與此同時，該項目的配套工程---抽水蓄能電站工程，也將與核電站一期工程同時開工建設。"兩電"工程完工後，每 年將提供600萬千瓦電能。據了解，海陽核電站建成後將是中國最大的核能發電項目。
海陽核電站項目是經過國家發改委同意、由中國電力投資集團(中電投)控股建設的核電項目。中電投佔40%、中國核工業集團佔20%、國電集團佔20%、 山東魯信控股佔10%、華能集團佔5%、煙台市電力開發佔5%。據了解，由於核電對技術和安全性要求高，此前核電站的建設都是具有軍工背景的企業承擔。
海陽核電站位於海陽市東南部的海邊，在海陽市大辛家鎮的冷家莊和鄰近的董家莊。處於膠東電力負荷中心，地質條件優越，是國內基礎條件最好的核電站址之 一。工程分三期實施，一期將建設2台100萬千瓦級核電機組。該項目可行性研究報告顯示，海陽核電站的規劃容量為600萬千瓦級核電機組，並留有擴建余 地，總裝機容量870萬千瓦，發電機組全部投產後，年發電量接近三峽電站發電量的90%。一期工程投資250億元，規劃建設兩台百萬千瓦級核電機組。
山東乳山核電項目工程總體規劃建設六台百萬級核電機組，一期工程建設兩台百萬級核電機組，2006年開始前期工程准備工作，爭取在「十二五」末投產發電。
國防科工委在2008年1月7日召開的國防科技工業工作會議上透露，2008年中國將開工建設福建寧德、福清和廣東陽江三個核電項目。
另外，中國台灣省現有3座核電站；在建的1座；擬建的尚有2座。已經投產的台灣省慶山和國盛兩座核電站，裝機容量分別為2×63.6和2×98.5萬千瓦。
十、咸寧核電站
鄂贛交界處的湖北省通山縣，有一座湖北省第二大的水庫——富水水庫。富水河上的這座水庫建成於1964年，蓄洪、發電、灌溉、養殖、航運兼顧，年發電量1.412億度，壩高45米，頂寬6.4米，壩頂長941米，有8個泄水閘，庫面浩浩11萬畝，庫容量17.64億立方米，兩岸群峰秀麗，庫中有無數島嶼，當地人稱它為「湖北的千島湖」。這樣一個秀美的地方，還隱藏著中國首個內陸核電項目——湖北咸寧核電廠。11月18日，成都商報記者對這個正進行建設的項目進行了實地探訪。
進入位於通山縣大畈鎮大墈村的核電站工地，是一條26公里長的專用大件運輸道路——核電公路。公路已建成，目前還有一座跨湖的大橋正緊張施工中。核電站，就位於大橋連接的湖心島——獅子岩上。
咸寧核電項目於2009年全面啟動建設。今年5月15日，核電項目一期常規島及核電站輔助系統工程總承包等合同一攬子框架協議在武漢簽署，中國廣東核電集團工程有限公司舉行了咸寧分公司及咸寧項目部揭牌儀式。
據通山縣政府公眾信息網公布，至11月4日，主場區場平土石方工程完成1610萬立方米，占總量的76.1%。1、2號核島達到廠平標高，施工現場按照今年底4台機組達到廠平標高的目標加快推進。計劃今年底全部完工。
咸寧核電項目也標志著中國進入第三代核電發展階段。它將首次採用非能動型壓水堆核電技術，備受中國核電行業關注。該核電技術是目前唯一通過美國核管理委員會最終設計批準的第三代核電技術，是全球核電市場中最安全、最先進的。總投資達600多億元的咸寧核電項目，其業主是由中廣核集團與湖北省能源集團共同設立的湖北核電有限公司（雙方分別持股60%和40%，由中廣核集團控股）。2008年6月這家公司成立時預計：經過2年的前期准備和5年半的主體工程建設之後，湖北將首次用上核電。
十一、興原認證中心 興原認證中心是國家認監委批准、國家認可委認可，唯一具有對核電企業同時進行質量、環境、職業健康安全管理體系認證的機構。目前，對中國大部分核電企業進行了認證。通過認證，促進了中國核電的安全水平。

『貳』 核電的發展歷史是怎樣的

您好！核電自1951年12月美國實驗增殖堆1號(EBR-1)首次利用核能發電，1954年6月蘇聯第一座核電廠首次向電網送電，到現在已有近50年的歷史，大致經過了驗證示範、高速發展和滯緩發展三個階段。現在處於復甦之前的過渡階段。
1驗證示範階段

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。但當時正處於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，先後建成了一批鈈生產堆，隨後開發了潛艇推進動力堆。
從50年代初開始，美、蘇、英、法等國把核能部分地轉向民用，利用已有的軍用核技術，開發建造以發電為目的的反應堆，從而進入核電驗證示範的階段。美國在潛艇動力堆的技術基礎上，於1957年12月建成希平港(Shippingport)壓水堆核電廠，於1960年7月建成德累斯頓(Dresden-1)沸水堆核電廠，為輕水堆核電的發展開辟了道路。英國於1956年10月建成卡爾德霍爾(CalderHallA)產鈈、發電兩用的石墨氣冷堆核電廠。蘇聯於1954年建成奧布寧斯克(APS-1)壓力管式石墨水冷堆核電廠後，於1964年建成新沃羅涅日壓水堆核電廠。加拿大於1962年建成NPD天然鈾重水堆核電廠。這些核電廠顯示出比較成熟的技術和低廉的發電成本，為核電的商用推廣打下了基礎。
2高速發展階段

60年代末70年代初，各工業發達國家的經濟處於上升時期，電力需求以十年翻了一番的速度迅速增長。各國出於對化石燃料資源供應的擔心，寄希望於核電。美、蘇、英、法等國都制訂了龐大的核電發展計劃。後起的聯邦德國和日本，也擠進了發展核電的行列。一些發展中國家，如印度、阿根廷、巴西等，則以購買成套設備的方式開始進行核電廠建設。
美國輕水堆核電的經濟性得到驗證之後，首先形成核電廠建設的第一個高潮， 1967年核電廠訂貨達到25.6GW；從1969年開始，美國核電總裝機容量超過英國，居世界第一位，1973年美國核電總裝機容量佔世界的2/3。1973年世界第一位石油危機後，為擺脫對中東石油的依賴，形成了第二個核電廠建設高潮。1973、1974兩年，共訂貨66.9GW，核電設備製造能力達到每年25~30GW。美國還通過出口輕水堆技術和開放分離功市場，使輕水堆成為世界核電廠建設的主導堆型。
在核電大發展的形勢下，美、英、法、聯邦德國等國還積極開發了快中子增殖堆和高溫氣冷堆，建成一批實驗堆和原型堆。
3滯緩發展階段

1979年世界發生了第二次石油危機。在這以後，各國經濟發展速度迅速減緩，加上大規模的節能措施和產業結構調整，電力需求增長率大幅度下降。1980年僅增長1.7%，1982年下降了2.3%。許多新的核電廠建設項目被停止或推遲，訂貨合同被取消。例如1983年以前美國共取消了108台核電機組以及幾十台火電機組的合同。
1979年3月美國發生了三里島核電廠事故， 1986年4月蘇聯發生了切爾諾貝利核電廠事故，對世界核電的發展產生重大影響，公眾接受問題成為核電發展的障礙之一，有一些國家如瑞士、義大利、奧地利等已暫時停止發展核電。
為保證核電的安全性，美國在三里島事故後所採取的提高安全性的措施，使核電廠建設工期拖長，投資增加，核電廠的經濟競爭力下降，特別是投資風險的不確定性阻滯了核電的繼續發展。
從80年代末到90年代初開始，各核工業發達國家積極為核電的復甦而努力，著手制訂以更安全、更經濟為目標的設計標准規范。美國率先制訂了先進輕水堆的電力公司要求文件(Utility Requirements Document，URD)，同時理順核電廠安全審批程序。西歐國家制訂了歐洲的電力公司要求文件(EUR)，日本、韓國也在制訂類似的文件(分別為JURD和KURD)。這些文件的基本思想和原則都是一致的。各核電設備供應廠商通用電氣按URD的要求進行了更安全、更經濟輕水堆型的開發研究，美國通用電氣公司同日本東芝公司、日立公司聯合開發了改良型沸水堆ABWR，美國ABB-CE開發了改良型壓水堆系統80+，美國西屋公司開發了非能動安全型壓水堆AP-600，法國法馬通公司和德國西門子公司聯合開發了改良型歐洲壓水堆EPR等，其中ABWR、系統80+和AP-600已獲得美國核監管委員會(USNRC)的最終設計批准書(final design approval，FDA)，並有兩台ABWR機組在日本建成投產，運行情況良好。另有四台ABWR機組正分別在日本(兩台)和中國台灣(兩台)建造。與此同時，一些發展中國家也繼續堅持發展核電。中國大陸在90年代初建成三台機組，目前在建的有8台。中國還在幫助巴基斯坦建造300MW的恰希馬壓水堆核電廠。此外，印度、巴西、伊朗等國也在建設核電廠。1998年底在建的36台核電機組中大部分屬於發展中國家。
4美國的核電發展

美國原子能委員會在1951年規定，要在優先發展軍用生產堆和動力堆的條件下，發展民用發電堆。1953年5月原子能委員會給國會兩院提出報告，美國應在民用核能方面保持世界領先地位。1954年艾森豪威爾政府向國會提出修改原子能法，允許私營企業取得反應堆所有權，但核燃料仍歸政府掌握，允許私人使用。在此政策指引下，美國政府與私營企業簽訂合同，建設了第一批實驗驗證性核電廠。這個時期的核電發展，由美國政府負責研究開發及核島的建設和運行，私營企業僅負責廠址准備和常規島建設。合同期滿後，由原子能委員會負責拆除退役，核電廠的風險絕大部分由政府承擔。1957年9月頒布的普賴斯-安德生法案又規定，一旦發生核事故，全部賠償金額限於5.6億美元，其中由政府承擔5億美元，進一步推進了核電的發展。1962年美國原子能委員會向肯尼迪總統建議：認為核電經濟性已優於常規火電，發展核電可為電力供應節約大量資金，並提出了一系列的政策，包括核燃料私有。該建議在1964年原子能法的再次修改中被採納。在核電技術趨於成熟時，為佔領核電的國際市場，60年代末美國政府批准低富集鈾的出口，把美國的輕水堆推向世界。70年代後期，美國的核電發展轉入低潮，1978年以後沒有任何核電廠訂貨。
關於快中子增殖堆的研究發展，1971年6月尼克松總統宣布要在1980年建成快中子商用示範性克林奇河核電廠。1977年4月卡特總統以防止核擴散為由，提出了限制核電發展的政策，決定停止克林奇河快中子堆核電廠的建設和燃料後處理技術的開發。
5蘇聯(俄羅斯)的核電發展

蘇聯在軍用石墨水冷型生產堆的基礎上，開發建設了一批石墨水冷堆核電廠，最大機組容量達1500MW。又在軍用潛艇動力堆的基礎上，開發了具有蘇聯特點的壓水堆核電廠，有440MW(WWER-440)和1000MW(WWER-1000)兩個級別的機組，不僅在國內建造，還出口到東歐各國和芬蘭。
蘇聯國家計劃委員會於60年代提出了能源發展政策，決定在烏拉爾山以西地區不再建造常規火電廠，只建造核電廠。同時考慮到天然鈾資源的長期持續穩定供應問題，決定大力開發快中子增殖堆核電廠。蘇聯成為快中子增殖堆技術最先進的國家之一。70年代建成的原型快堆BN-350和示範快堆BN-600，至今仍在運行，都取得了很好的成績。
蘇聯在發展核電過程中缺乏國際交流。特別是切爾諾貝利核電廠，由於缺乏安全意識，基本安全原則和裝置設計有缺陷，於1986年釀成災難性事故，其後果遠遠超越了國界。在切爾諾貝利核事故之後積極採取措施改進安全性，其中包括建立獨立於核工業的國家核安全監管機構，實施質量保證制度，加強同西方國家交流經驗，以及爭取國際機構和西方國家的支援。
在蘇聯解體以後，俄羅斯的核工業體制進行了重組，把一些原來在烏克蘭等國生產的設備，逐步轉到俄羅斯的工廠生產。隨著世界各國向更安全、更經濟的新一代堆型發展，俄羅斯也積極進行新堆型的開發，如百萬千瓦級WWER-1000機組的改良型V-428型和WWER-640型中型核電機組。
6英國的核電發展

英國在1956年10月建成卡爾德霍爾產鈈、發電兩用石墨氣冷堆核電廠之後，陸續建設了一批石墨氣冷堆核電廠，因利用鎂合金作包殼，稱為鎂諾克斯反應堆(MGR)。英國曾一度是世界上核電總裝機容量最大的國家。
70年代美國輕水堆佔領國際市場後，英國的石墨氣冷堆很難同美國的輕水堆相競爭，為提高機組的經濟性，研究開發了改進氣冷堆(AGR)，但仍不能同美國輕水堆相競爭，終於未能打進國際市場。
英國也重視其他堆型的發展，曾建設了一座高溫氣冷堆(Dragon)，一座實驗快堆(DFR)和一座原型快堆(PFR)。
英國核電發展長期處於低潮的主要原因：一是在北海發現了大型油田，能源問題得到緩解，對核電的需求不迫切；二是英國在核能發展上實行國家所有制，主管核能開發的國家原子能局UKAEA和經營核電廠的國家電力局CEGB和SEGB未能及早下決心放棄石墨氣冷堆的技術路線。直到80年代後期才決定引進美國技術，建造壓水堆核電廠(Sizewell-B)，已比法國晚了20年。
7法國的核電發展

法國早期發展核電的路線大體上同英國類似，採用石墨氣冷堆。所不同的是，當英國進行批量化建設時，法國注意了每建一座都有所改進，因此在技術上比英國進步快。
60年代末，石墨氣冷堆難於同美國輕水堆競爭的問題一出現，法國政府就十分重視，組織論證，由蓬皮杜總統做出決策，改為發展壓水堆，從美國引進技術，消化吸收，建立自己的壓水堆設備製造工業體系。法馬通公司就是這時由法國同美國西屋公司合資成立的，後來變成為法國的獨資公司。法國此時已解決了富集鈾的大量生產問題，因此法國政府決定實施標准化、批量化建設方針，制訂了一個每年投產七台百萬千瓦級壓水堆機組的龐大的核電發展規劃，取得了很好的經濟效益。法國建造核電廠的比投資是世界上最便宜的，發電成本也低於火電。由於經濟上的優越性，促使核電替代火電取得成功，到1998年核發電量已佔全國總發電量的76%。
8加拿大的核電發展

加拿大發展核電起步較早，在50年代即開始了重水慢化、冷卻的天然鈾動力堆的開發。1962年，第一座實驗堆NPD(22MW)投入運行。1967年，第一座原型堆道格拉斯角(Douglas Point，208MW)建成投產。加拿大重水堆的特點是使用天然鈾燃料，採用燃料管道承壓的獨特結構，實行不停堆換料，稱作坎杜(CANDU，由Canada，Deuterium和Uranium三字縮成)型。
在原型堆運行成功後，加拿大開展了較大規模商用坎杜堆的建造工作，於1971~1973年先後建成皮克靈(Pickering)核電廠的4台515MW的機組。在此基礎上經過改進，在1976~1979年陸續建成布魯斯(Bruce)核電廠的4台848MW的機組。80年代以後，加拿大在本國又先後建造了14台坎杜型機組。自80年代至90年代初，加拿大原子能公司(AECL)採用計算機控制等先進技術，不斷改進、完善設計，使得CANDU-6型成為當前世界上技術比較成熟的核電廠之一。
加拿大的坎杜型重水堆對發展中國家頗具吸引力，因為：①大型設備較少，便於實現國產化，減少對外國的依賴；②使用天然鈾燃料，容易取得；③不停堆換料提高了電廠可利用率，使核電廠有良好的經濟性。所以在70年代初即向巴基斯坦和印度出口，隨後陸續又向韓國、阿根廷、羅馬尼亞出口7台機組。中國秦山三期核電廠兩台728MW的機組也採用CANDU-6型，將於2003年投產。
9日本的核電發展

同美、蘇、英、法相比，日本在發展核電方面是個後起的國家。由於日本能源資源缺乏，工業發展較快，能源的持續穩定供應是日本政府最關注的問題之一。日本政府認為由於核燃料便於儲備，核電可視作「半國產的能源」，有助於減少石油的進口，對實現能源多樣化、克服脆弱的能源供應結構有重要作用。因此日本政府一貫積極推進發展核電，70年代石油危機之後也並未因世界核電發展進入低潮而動搖。
日本第一座商用核電廠(166MW的東海村)是從英國進口的石墨氣冷堆核電廠(1966年投產，1998年關閉)。後來改為採用美國的輕水堆。有四家電力公司採用壓水堆，五家電力公司採用沸水堆。由日本的設備製造廠商三菱公司同美國西屋公司合作掌握了壓水堆核電技術，東芝公司和日立公司同美國通用電氣公用合作掌握了沸水堆核電技術。
在新一代更安全更經濟的堆型開發上，日本在同美國合作中發揮更大作用。標准化的1350MW先進壓水堆APWR於1990年完成設計工作。標准化的先進沸水堆ABWR在柏崎·刈羽核電廠6號、7號機組中被採用，於1991年訂貨，1997~1998年建成投產，是世界上最早建成的滿足電力公司要求文件的新一代堆型。
為解決核燃料的長期穩定供應問題，日本政府還積極支持快中子增殖堆技術的開發，先後建成常陽(Joyo)快中子實驗堆和文殊(Monju)快中子原型堆。為研究鈈的再循環利用，建成了一座普賢(Fugen)先進轉化堆ATR。
10中國的核電發展

中國為了打破超級大國的核壟斷，保衛世界和平，從50年代後期即著手發展核武器，並很快掌握了原子彈、氫彈和核潛艇技術。中國掌握的石墨水冷生產堆和潛艇壓水動力堆技術為中國核電的發展奠定了基礎。80年代初期，中國政府制訂了發展核電的技術路線和技術政策，決定發展壓水堆核電廠。採用「以我為主，中外合作」的方針，引進外國先進技術，逐步實現設計自主化和設備國產化。
自主設計建造的秦山核電廠300MW壓水堆核電機組，於1991年底並網發電，1994年4月投入商業運行。同香港合資，從外國進口成套設備建造的廣東大亞灣核電廠，兩台930MW壓水堆機組，分別於1994年2月1日和5月4日投入商業運行。
目前正在建設4座核電廠8台機組。秦山二期核電廠兩台600MW壓水堆機組按自主設計、自主管理方式建設。嶺澳核電廠兩台1000MW壓水堆機組按大亞灣核電廠方式建設，改為完全由中方自主管理，請外商當顧問，提高了設備國產化的比例。秦山三期核電廠兩台700MW坎杜型重水堆機組由加拿大原子能公司按交鑰匙方式總承包建設。田灣核電廠兩台WWER-1000(V-428型)壓水堆機組從俄羅斯進口成套設備。以上各機組計劃於2003年至2005年建成。
中國台灣現有三座核電廠6台機組，其中4台是沸水堆，2台是壓水堆，總裝機容量為4884MW，都是引進美國技術建造的。正在建設的第四座核電廠，兩台機組都採用美國通用電氣公司同日本東芝、日立公司聯合開發的先進沸水堆(ABWR)，裝機容量為1300MW。謝謝閱讀！

『叄』 核電技術的發展史

第一代核電技術
第一代核電技術即早期原型反應堆，主要目的是為通過試驗示範形式來驗證核電在工程實施上的可行性。
前蘇聯在1954年建成5兆瓦實驗性石墨沸水堆型核電站；英國1956年建成45兆瓦原型天然鈾石墨氣冷堆型核電站；美國1957年建成60兆瓦原型壓水堆型核電站；法國1962年建成60兆瓦天然鈾石墨氣冷堆型核電站；加拿大1962年建成25兆瓦天然鈾重水堆型核電站。這些核電站均屬於第一代核電站。
第二代核電技術
第二代核電技術是在第一代核電技術的基礎上建成的，它實現了商業化、標准化等，包括壓水堆、沸水堆和重水堆等，單機組的功率水平在第一代核電技術基礎上大幅提高，達到千兆瓦級。
在第二代核電技術高速發展期，美、蘇、日和西歐各國均制定了龐大的核電規劃。美國成批建造了500至1100兆瓦的壓水堆、沸水堆，並出口其他國家；前蘇聯建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型壓水堆；日本和法國引進、消化了美國的壓水堆、沸水堆技術，其核電發電量均增加了20多倍。
美國三里島核電站事故和前蘇聯切爾諾貝利核電站事故催生了第二代改進型核電站，其主要特點是增設了氫氣控制系統、安全殼泄壓裝置等，安全性能得到顯著提升。此前建設的所有核電站均為一代改進堆或二代堆，如日本福島第一核電站的部分機組反應堆。我國運行的核電站大多為第二代改進型。
第三代核電技術
第三代核電技術指滿足美國「先進輕水堆型用戶要求」（URD）和「歐洲用戶對輕水堆型核電站的要求」（EUR）的壓水堆型技術核電機組，是具有更高安全性、更高功率的新一代先進核電站。
第三代先進壓水堆型核電站主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等技術類型，其中具有代表性的是美國的AP1000和法國的EPR。中國已引進AP1000等技術，分別在浙江三門和山東海陽等地開工建造。
第四代核電技術
第四代核電是由美國能源部發起，並聯合法國、英國、日本等9個國家共同研究的下一代核電技術。仍處於開發階段，預計可在2030年左右投入應用。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。

『肆』 核電有怎樣的發展過程

1986年10月，總部均設在巴黎的國際能源局和經合組織屬下的核能源局，分別發表報告，指出整個西歐今後仍會致力發展新能源，尤其是發展核電廠；如果停止發展石油以外的能源，可能在90年代再次陷入能源危機。從實際來看，前蘇聯核電廠發生事故，對歐洲震動最大，但並沒有影響歐洲各國續建核電站的計劃。例如：聯邦德國反對派要求在10年內取消核電站，但是政府並不放棄繼續新建5個電站的計劃，到1990年，聯邦德國核電站發電能力達2230萬千瓦。
法國也有反核組織，但在民意測驗中，支持興建核電站的佔65%，它將繼續興建17個新的核電站。
前蘇聯計劃的核能曾以特別快的速度發展。根據蘇聯從1986年到2000年的經濟和社會發展的基本方針；蘇聯到1990年生產14800～18800億度電，其中3900億度電來自核電站，約佔20%。同1985年相比，到1990年通過發展核能節約了7500萬～9000萬噸標准燃料；蘇聯解體後，俄羅斯科學家還提出建造地下核電站的方案。
再從日本方面來說，1985年的核發電能力僅為2452萬千瓦，佔全國總發電能力的16%；到20世紀80年代末核發電量達1590億度，佔全國總發電量26%。而其他能源發電量所佔比例是：油佔25%，天然氣佔21%，水力佔14%，煤佔10%，地熱等佔4%。核電占據鰲頭，因此，日本電力工業已開始進入以核電為主力的時代。1992年6月的統計表明；日本運行的核電站有42座，裝機總容量為3000萬千瓦。
日本核電的發展值得我們注意。
日本電力設備的結構，戰前是「水主煤從」，戰後從20世紀60年代初起變成「油主水從、煤從」。20世紀70年代，特別是第一次「石油危機」後，發電用能源向多樣化發展。在這一過程中，同油電在整個發電量中的比重下降成正比，核電飛速增長。
核電在日本所以能夠異軍突起，主要在於核燃料用在發電具有很多優越性。在至今人類能掌握的各種發電能源中，它是最經濟、穩定的高效能源。
日本從1966年建成第一座核電站以來，核電站從未發生過大的事故。
日本的電力公司非常重視普及核電知識的宣傳。在核電站比較集中的地方，都有由他們出資建成的核電展覽館，供市民免費參觀，裡面有反應堆的模型和顯示核發電整個過程的掛圖等。看過之後，因不了解核發電而產生的不安，就會消除。日本人民因受過原子彈傷害，對核問題比較敏感。但是由於認識到核電和核彈的區別，在資源缺乏的日本發展核電有利，因此，並不一般地反對建核電站。就是反對建核電站的部分在野黨，近些年態度也有變化。
1986年7月18日，日本綜合能源調查會的原子能部，提出了對21世紀日本核電遠景的預測報告，根據這一預測，2010年，日本發電用核反應堆將達86座，2030年，將達112座；核發電設備能力，2010年、2030年將分別達到當時的3.5倍、5.5倍。過25～30年左右，日本用的電，每兩度中就有一度是核電。
日本綜合能源調查會是通產大臣的咨詢機關。它的這個預測報告制定於前蘇聯切爾諾貝利核電站事故之後，在制定報告過程中，國際油價已經出現大幅度下降。但是這個報告證明，日本並未因為這兩個因素而動搖今後發展核電的基本方向。
據日本通產省資源能源廳1987年初發表的數字表明，就是在1986年日本核電站的開工率達76.2%，創歷史最高水平。
資源能源廳說，1986年，日本全國運轉中的各種類型的核反應堆共有32座。平均開工率自1982年以來，已連續五年超過70%。這在西方發達國家中也是高水平的。若同1985年統計的開工率相比較，日本的開工率僅次於聯邦德國。
最後，再看一看核發電量最多的美國。
美國開發核電已有悠久的歷史，據美國能源部1986年統計，美國有100座核電站在運行，核電站數量居世界第一位美國、前蘇聯、歸本及歐洲大部分地區的情況是如此，其他地方的個別國家，雖有點變化也就無關大局了。因此，國際原子能機構1987年2月公布的。數字表明，世界核能發，展總的趨勢沒有受切爾諾貝利事故太大的影響，1986年又有21座核反應堆聯網發電，新增加核發電量2094萬千瓦。
當切爾諾貝利事故煽起世界性的反核浪潮寧息以後，人們能夠比較冷靜地對事件作出公正的評價。1987年初，21國歐洲委員會議會就核安全問題舉行了聽證會。他們拿1986年4月26日切爾諾貝利反應堆發生爆炸和起火，對人的健康造成的已知的和估計會產生的長期影響，與普通電廠同其他輻射源對人們的健康和環境帶來的危險作比較。專家們得出了基本一致的看法，認為盡管發生了這次核事故，利用核燃料發電仍然比利用普通燃料發電要安全得多。現在，世界上第一個投入使用的美國核電站，已經走完30年的運營期而報廢。目前世界上已有或正在興建的500多個反應堆，或早或遲也會走到這一步。美國能源部估計，美國現有16個反應堆將在本世紀末到期，到2005年將有53個反應堆，2010年有70個反應堆到期報廢。現在看來，處理這些反應堆的成本比剛進入核電時代預計的高，報廢日期又比預計日期提前，電站內金屬管件受輻射而變脆的情況比當初估計的嚴重。1986年的另一項重要科技成就是，日本金屬礦業團在瀨戶內海的秀川縣成功地建造了世界上第一座用海水提鈾的工廠，這座於4月下旬投產的提鈾廠年產10噸鈾。海水提鈾的工業化，為人類開發海水中數十億噸鈾儲量邁出了可貴的第一步。
如果將這項儲量考慮在內，那麼，廣闊的海洋幾乎成為核燃料取之不盡的寶藏。
1686年，是核工業有沉痛教訓的一年，也是獲得很大成就的一年。
自核電站問世以來，由於工程技術的不斷改善使核電站的運行性能不斷提高，運行的安全可靠性日趨完善，事故發生率也在下降。這就使得核電站的時間利用率和負荷明顯提高，進一步顯示了核電站的經濟效益和它在各類發電系統中的競爭能力。回顧核電的發展史，尤其是從世界性能源發展的長遠觀點看，核電站的發展前景是美好的。隨著工程技術和管理水平的不斷改善，必將給核電工業帶來新的生機。
我們不妨再就日本的情況來說，這個國家非但沒有停止發展核電，而且還著手制定了面向21世紀的核電長期戰略計劃，並以每年投產兩座核反應堆的速度增建新的核電站。原因就在於日本已擁有一整套安全防護對策。
日本的安全對策是在「沒有安全也就沒有原子能利用」的前提下，從原子能發電設備的多重保護設計、國家制定嚴格的發展原子能發電的安全規則、原子能發電企業採取萬全的運營措施、提高操作人員的素質、減少人為的失誤、加強地方居民對核電站安全運轉的監督和關注為內容，構成一套完整的安全防護體系。
1995年底時全球運營中的核電站為437個。
正在運行中的核電站，規模上美國居首位，其次為法國、日本、德國、俄羅斯、加拿大。法國核電佔法國電力總量的78.2%，核電開發幾乎達到極限。
國際上的分析家早於1993年5月作了預測，認為以後10年內亞洲對核電的需求將激增。
核能開發是世界各國21世紀能源戰略的發展重點。
核電這門現代高技術產業正以它強大的生命力，克服它前進道路上的種種障礙，茁壯成長，日趨成熟。

『伍』 核電的發展過程是怎樣的

1986年10月，總部均設在巴黎的國際能源局和經合組織屬下的核能源局，分別發表報告，指出整個西歐今後仍會致力發展新能源，尤其是發展核電廠；如果停止發展石油以外的能源，可能在90年代再次陷入能源危機。從實際來看，前蘇聯核電廠發生事故，對歐洲震動最大，但並沒有影響歐洲各國續建核電站的計劃。例如：聯邦德國反對派要求在10年內取消核電站，但是政府並不放棄繼續新建5個電站的計劃，到1990年，聯邦德國核電站發電能力達2230萬千瓦。

法國也有反核組織，但在民意測驗中，支持興建核電站的佔65％，它將繼續興建17個新的核電站。

前蘇聯計劃的核能曾以特別快的速度發展。根據蘇聯從1986年到2000年的經濟和社會發展的基本方針；蘇聯到1990年生產14800～18800億度電，其中3900億度電來自核電站，約佔20％。同1985年相比，到1990年通過發展核能節約了7500萬～9000萬噸標准燃料；蘇聯解體後，俄羅斯科學家還提出建造地下核電站的方案。

再從日本方面來說，1985年的核發電能力僅為2452萬千瓦，佔全國總發電能力的16％；到20世紀80年代末核發電量達1590億度，佔全國總發電量26％。而其他能源發電量所佔比例是：油佔25％，天然氣佔21％，水力佔14％，煤佔10％，地熱等佔4％。核電占據鰲頭，因此，日本電力工業已開始進入以核電為主力的時代。1992年6月的統計表明；日本運行的核電站有42座，裝機總容量為3000萬千瓦。

日本核電的發展值得我們注意。

日本電力設備的結構，戰前是「水主煤從」，戰後從20世紀60年代初起變成「油主水從、煤從」。20世紀70年代，特別是第一次「石油危機」後，發電用能源向多樣化發展。在這一過程中，同油電在整個發電量中的比重下降成正比，核電飛速增長。

核電在日本所以能夠異軍突起，主要在於核燃料用在發電具有很多優越性。在至今人類能掌握的各種發電能源中，它是最經濟、穩定的高效能源。

日本從1966年建成第一座核電站以來，核電站從未發生過大的事故。

日本的電力公司非常重視普及核電知識的宣傳。在核電站比較集中的地方，都有由他們出資建成的核電展覽館，供市民免費參觀，裡面有反應堆的模型和顯示核發電整個過程的掛圖等。看過之後，因不了解核發電而產生的不安，就會消除。日本人民因受過原子彈傷害，對核問題比較敏感。但是由於認識到核電和核彈的區別，在資源缺乏的日本發展核電有利，因此，並不一般地反對建核電站。就是反對建核電站的部分在野黨，近些年態度也有變化。

1986年7月18日，日本綜合能源調查會的原子能部，提出了對21世紀日本核電遠景的預測報告，根據這一預測，2010年，日本發電用核反應堆將達86座，2030年，將達112座；核發電設備能力，2010年、2030年將分別達到當時的3.5倍、5.5倍。過25～30年左右，日本用的電，每兩度中就有一度是核電。

日本綜合能源調查會是通產大臣的咨詢機關。它的這個預測報告制定於前蘇聯切爾諾貝利核電站事故之後，在制定報告過程中，國際油價已經出現大幅度下降。但是這個報告證明，日本並未因為這兩個因素而動搖今後發展核電的基本方向。

據日本通產省資源能源廳1987年初發表的數字表明，就是在1986年日本核電站的開工率達76.2％，創歷史最高水平。

資源能源廳說，1986年，日本全國運轉中的各種類型的核反應堆共有32座。平均開工率自1982年以來，已連續五年超過70％。這在西方發達國家中也是高水平的。若同1985年統計的開工率相比較，日本的開工率僅次於聯邦德國。

最後，再看一看核發電量最多的美國。

美國開發核電已有悠久的歷史，據美國能源部1986年統計，美國有100座核電站在運行，核電站數量居世界第一位。當時還有27座正在興建中。他們長期以來在開發核電方面積累了豐富的經驗。美國核電站多年的建設和運行經驗證明，核電站事故發生的可能性雖然不能絕對排除，但百分比是微小的。如果在設備和管理方面，嚴格地按照科學規定辦事，事故是可以避免的。

美國核能專家認為，選擇優良的核反應堆堆型是確保核電站安全運行的關鍵。迄今為止，發生嚴重事故並危及人體安全酌，一般都是石墨堆，而壓水堆不容易發生嚴重事故，即使發生事故，由於種種安全措施，放射性物質也不易因外泄而引起對環境的污染和危害人體。

由於經濟需要等方面的原因，美國核電站絕大部分都建在人口稠密的城市附近。但是，因為核電站建造者嚴格遵守核規章委員會制定的安全標准條例，所以核電站從未出現過實際威脅附近城市居民安全的嚴重事故。美國核規章委員會要求核屯站的建造者在提出建造申請時，必須制定相應的安全保障措施。經過核規章委員會嚴格審查認可後，才發放建站許可證。核電站在建造和運行期間，核規章委員會要定期進行檢查，如果發現問題，有權對核電站提出包括停止運行在內的各種要求。

這些，都無疑為世界核電的發展提供了寶貴的經驗。

美國、前蘇聯、歸本及歐洲大部分地區的情況是如此，其他地方的個別國家，雖有點變化也就無關大局了。因此，國際原子能機構1987年2月公布的。數字表明，世界核能發，展總的趨勢沒有受切爾諾貝利事故太大的影響，1986年又有21座核反應堆聯網發電，新增加核發電量2094萬千瓦。

當切爾諾貝利事故煽起世界性的反核浪潮寧息以後，人們能夠比較冷靜地對事件作出公正的評價。1987年初，21國歐洲委員會議會就核安全問題舉行了聽證會。他們拿1986年4月26日切爾諾貝利反應堆發生爆炸和起火，對人的健康造成的已知的和估計會產生的長期影響，與普通電廠同其他輻射源對人們的健康和環境帶來的危險作比較。專家們得出了基本一致的看法，認為盡管發生了這次核事故，利用核燃料發電仍然比利用普通燃料發電要安全得多。

前蘇聯的國家原子能利用委員會副主席說，如果重新用煤和石油等有機燃料來發電，對人們的健康和環境帶來的危險將會大大增加。

設在維也納的國際原子能機構核安全部門的負責人也說：「人們現在已認識到『煤和石油燃燒後產生的物質』對我們的環境是一個重大的威脅」。他提到了一例子，一個發電能力為100萬千瓦的普通電廠在城市居民中引起死亡的人數和生病的人數可以分別達到3～30人和2000～20000人，而一個發電力相仿的核電廠在正常運轉的情況下引起死亡和生病的人數最多分別是一個。

對於核能的安全性已經為國際所公認。

核能的優點是十分鮮明的，其能量密度大，功率高，為其他能源所不及。這就容易使安全裝置集中，提高效率。人們往往忽視，功率小設施就分散，即使微小的危險也隨之分散而導致經常發生大量不被人發覺的各種事故。

在能量儲存方面，核能比太陽能、風能等其他新能源容易儲存，後者常常什麼時候有，什麼時候才能利用，除非安裝儲存緩沖器，但這種裝置目前價格昂貴。核燃料的儲存佔地不大，在核船舶或核潛艇中，也同樣占據不大空間，因為它們兩年才換料一次。相反，燒重油或燒煤設備需龐大的儲存罐或佔地很多。

核電作為一種新興的能源事業，已在世界能源中佔有舉足輕重的地位，但它並非十全十美。正像其他任何先進技術一樣，核電既能造福於人類，也伴有一定的潛在風險。從對核能的指責聲中，我們就聽到了一些對生態環境的影響以及其他疑慮。例如，台灣北部核能一、二廠和南部的核三廠，對沿海漁業就有不小的沖擊；南灣的珊瑚也因受到廢熱水浸害而死亡。

其實，無論是核電站還是火電站，都有餘熱排人環境，因此廢熱對環境的影響並不是核電站獨有的，只是程度上有差別。核電站通過冷卻水排入水中的余熱要比火電站高約35％～50％。

世界上很多國家把核電站建在沿海，利用海水作冷卻水，既可為核電站提供無限的冷卻水，又比河水能更好地消散余熱，減少余熱對環境的影響。為了盡可能減少余熱對天然水域的影響，人們還採取了不少措施，如制定排放標准，限制排放引起的升溫；選擇合適的排放位置及排放方式；提高熱轉換效率；余熱利用等。

日本核電站排水溫度一般高出海水溫度有7～9℃，進入海域後擴散很快，溫度迅速下降，一般在1～2公里外的水表面溫度即降到1～2℃，因此對水資源不會帶來有害影響。據國外報道，多數核電站附近的捕魚量沒有明顯變化，有的地方還有增加。

核電站在投入正常運行時，進入廢氣、廢液和固體廢物中的放射性物質只是極少的一部分。核電站設有完善的三廢處理系統，可對放射性廢物實行有效的處理。在核電站周圍還設置許多監測點，定期採集空氣、水樣、土樣和動植物樣品進行分析，監督放射性物質對環境的污染。放射性物質很難以有害量進入環境。

因此，擔心和憂慮核電站污染環境和破壞生態平衡是不必要的。利用核電站循環水的排水灌溉農田；利用冷卻永的余熱為溫室供熱，培養瓜果和魚類是可以做到的。

最後，從經濟上的未定因素來考慮。一座核電站的服役年齡為30～40年，退役以後，其費用應當計人核發電的成本中去。

現在，世界上第一個投入使用的美國核電站，已經走完30年的運營期而報廢。目前世界上已有或正在興建的500多個反應堆，或早或遲也會走到這一步。美國能源部估計，美國現有16個反應堆將在本世紀末到期，到2005年將有53個反應堆，2010年有70個反應堆到期報廢。現在看來，處理這些反應堆的成本比剛進入核電時代預計的高，報廢日期又比預計日期提前，電站內金屬管件受輻射而變脆的情況比當初估計的嚴重。為此，專家們已開始認真考慮核電站報廢問題，提出了下列幾種處置方案：

(1)封存處理：從反應堆中移走核燃料，並對輻射進行監控。這些措施實行之初十分簡便，但一些專家認為，由於輻射要持續若干世紀，長期持續的警戒和監控，累計成本可能很高，最後還是不得不拆除。

(2)埋葬處理：從反應堆中移走核燃料，加蓋一層厚厚的水泥殼，把整個電站區罩起來。蘇聯切爾諾貝利核電站發生事故後，就是這樣處置的。埋葬具有與封存相同的許多優點，但實施中人員會受不同程度的放射性沾染。

(3)拆除處理：優點是無須背上長期警戒和維護的沉重包袱，而且站區隨即可作他用，包括建設新的核電站。但問題在於對施工人員可能造成嚴重的輻射沾染，且拆除成本高。

美國希平波特核電站，成了第一個進行拆除處理方法的試驗場。

因此，今後核能工業的發展，我們仍然應該謹慎地先建立核能工業發展的評估制度和嚴密的管理措施，這樣才能使核工業健康發展而免蹈某些國家先行中所犯錯誤的覆轍。

世界核電工業之所以發展迅速，主要因為它具有較強的經濟競爭力、環境污染較小、燃料豐富三個優點。在權衡利弊時，從現代的觀點來看，無論如何，利還是大於弊。

目前，人類對核燃料即鈾資源的勘探工作還十分有限。但是根據已經發現的天然鈾礦，如果用於核發電，足可以使用幾千年。

1986年的另一項重要科技成就是，日本金屬礦業團在瀨戶內海的秀川縣成功地建造了世界上第一座用海水提鈾的工廠，這座於4月下旬投產的提鈾廠年產10噸鈾。海水提鈾的工業化，為人類開發海水中數十億噸鈾儲量邁出了可貴的第一步。

如果將這項儲量考慮在內，那麼，廣闊的海洋幾乎成為核燃料取之不盡的寶藏。

1686年，是核工業有沉痛教訓的一年，也是獲得很大成就的一年。

自核電站問世以來，由於工程技術的不斷改善使核電站的運行性能不斷提高，運行的安全可靠性日趨完善，事故發生率也在下降。這就使得核電站的時間利用率和負荷明顯提高，進一步顯示了核電站的經濟效益和它在各類發電系統中的競爭能力。

誠然，核電技術的先進性和可靠性是確保安全的重要因素，但實行嚴格的科學管理同樣也是確保安全的重要因素，這是人們從這場切爾諾貝利核事故中應該吸取的嚴重教訓。

安全設備的日趨復雜化，促使我們必須把希望寄託在一系列復雜設備運行的安全無誤上。那麼能不能建造出包含內在安全因素的核反應堆呢?回答應該是肯定的。

瑞典研製成功的「內在過程絕對安全」反應堆就是具有代表性的新型反應堆。它的設計思想是：即使初級冷卻系統失靈，堆芯仍能冷卻下來。內在安全能保證不用復雜的安全設備，反應堆仍然能安全運轉。

核電站的充分安全問題並非是不能解決的。

不可否認，切爾諾貝利事故對核電發展帶來某些消極作用。然而，這並不能否定核電的優點。回顧核電的發展史，尤其是從世界性能源發展的長遠觀點看，核電站的發展前景是美好的。隨著工程技術和管理水平的不斷改善，必將給核電工業帶來新的生機。

我們不妨再就日本的情況來說，這個國家非但沒有停止發展核電，而且還著手制定了面向21世紀的核電長期戰略計劃，並以每年投產兩座核反應堆的速度增建新的核電站。原因就在於日本已擁有一整套安全防護對策。

日本的安全對策是在「沒有安全也就沒有原子能利用」的前提下，從原子能發電設備的多重保護設計、國家制定嚴格的發展原子能發電的安全規則、原子能發電企業採取萬全的運營措施、提高操作人員的素質、減少人為的失誤、加強地方居民對核電站安全運轉的監督和關注為內容，構成一套完整的安全防護體系。

日本在技術上把核反應堆運轉過程中在堆內產生和積存的放射性物質全部密封起來，以免有害氣體外泄。即使在運轉過程中發生事故，也能把放射性物質封閉起來而不影響周圍居民的安全。

他們實施多重防護主要包括：

(1)防止發生異常的對策：要求核發電系統在設計上必須留有足夠的安全系數，選用的設備和材料必須保證質量，對施工質量也要有嚴格的要求和驗收，發電系統中還配有在部分機器出現異常時能自動確保安全的「安全系統」，和一旦出現操作失誤能確保整個系統安全的「連鎖裝置系統」。對投入運轉後的核反應堆和渦輪機實施嚴格的定期檢查。

(2)防止異常事故擴大對策：主要是在設計上配有一套能夠自動檢測，早期發現多種異常並使核反應堆緊急停止，自動消除余熱的系統。

(3)防止放射性物質泄出的對策：配有一套出現異常時使用的反應堆堆芯冷卻裝置，它由高壓注人裝置、低壓注入裝置、反應堆堆芯噴霧器等系統構成。

日本政府不但訂有各種核發電安全對策的規章制度，而且對核電站從設計、興建到投產後的安全運轉都實施積極的監督和干預。設計階段，通產省首先聽取各方專家對所設計核反應堆的安全性進行充分論證，然後由通產大臣發放准許製造的許可證。建設階段，在對工程設計、施工方法和內容進行認真的審查之後，由通產省授予准建權。一個核電站竣工而未投入運轉之前，通產省將對它進行嚴格的驗收。

此外，對管理操作人員也進行嚴格的挑選和訓練。新人進站後，首先要在有經驗的操作員的指導和監督下見習一年，然後到操作訓練中心參加標准訓練課程的學習，才可擔任輔機操作員。工作五至六年後，輔機操作員才能作為主機操作員走上關鍵技術崗位。具有六至七年主機操作員經歷，並通過了國家考試者，才有資格被選拔為運轉負責人。此外，主機操作員每三年需接受一次運轉訓練中心的模擬訓練，輔機操作員每年需接受三次模擬訓練。

為加強核安全的研究，完善核安全對策，日本科學技術廳決定，在核安全委員會內設立核事故分析專門機構。

核事故分析專門機構的任務是，研究如何從組織上保障核設施的安全，經常重新估價安全措施的可靠性，以防止重大事故發生。此外，這個專門機構還要制定緊急情況下的人員撤離方案，對引起事故的錯誤操作原因進行綜合研究。

為加強核安全管理和防範措施，日本科技廳要設立兩個咨詢系統，一個是國外核事故可能造成對日本污染的預測預報系統；另一個是能夠在核事故發生後及時提供切實可行措施的緊急技術建議系統。

預測預報系統以氣象數據為依據，要能測出距日本2000～3000公里以內地區的核輻射劑量。緊急技術建議系統要掌握國內所有核成套設備的管道線路圖和其他數據，在非常情況下根據這些數據，及時提出如何防止事故擴大及減少放射性污染等技術性建議。

日本科技廳認為，這些機構雖然是一種咨詢性質的機構，但是他們可以協助核安全委員會，迅速地為國家制定有效的應急對策。

前蘇聯切爾諾貝利核電站發生事故後，日本更加清醒地認識到進一步強化安全對策的重要性。他們進一步充實完善國家有關發展核電的各種規章制度，使核電技術標准更加完善。國家對核電站實行有效的監督、管理，制定新的核反應堆的投產、廢棄的規定與措施，制定與核燃料循環相應的技術標准。國家還建立專門的機構使安全檢查制度化。加強核電企業的管理機能，把確保安全作為企業經營最重要的一環。

日本還開展「官、民、學」三位一體的研究體制，積極推進新的核發電技術和安全防護技術的研究，要做到防患於未然。同時還考慮應急狀態下的防護措施，如發展專用機器人。

日本能做到的事情，別的國家也可以去做。核技術終將會成為一門可以使人完全放心的安全技術。

前蘇聯切爾諾貝利核事故這種壞事正在被各國認真總結教訓，逐漸轉變為推動本國核電事業健康發展的好事。他們完善了各種有關核能的法規，規定了核能委員會的職能、核能使用部門的職能和監督機構的職能。

在核能領域，由於切爾諾貝利的震動，1986年成了十分活躍的一年，我們國家還派出記者特意對西歐的核電部門進行考察訪問。由於聯邦德國核電事業無論在經濟技術方面還是設備安全、管理嚴格方面均堪稱楷模，記者對聯邦德國核電事業作了一番巡禮，向中國讀者提供了許多可作形象思維的感性材料。

對前聯邦德國來說，「除了核電之外，沒有別的選擇」。

從前聯邦德國的經驗來看，核電除了清潔價廉之外，還有兩個被我們曾經忽視的好處：一是推動高技術工業發展，帶動相關部門同步發展；二是鍛煉一支高水平的科研和建設隊伍。以生產電力的多寡和運轉率為標准，世界前七位核電站全部在前聯邦德國。前聯邦德國核電站以其經濟效益高、設備可靠和人員專業化程度高著稱於世。

前聯邦德國的核電事業為人們展示了一個十分可信的現實，事實勝於雄辯；核能的高效及安全，只要人們嚴肅認真地對待，是可以做到的，是切實可行的。

目前，國際上核電站設計專家為提高核電站的安全系數進行了深入的調查研究。研究方向大體有兩個，一是探討地下核電站的可行性，二是增補地上核電站的保安措施，尤其是對意外險情的防範措施。研究的結果無疑將導致出現更安全的核電站。

對地上核電站安全運營問題的研究，得出了所謂綜合保安的設想，並具體化為一些新的設計與運營規則。這些新規則要求，核電站設計者在設計時和操作員在值班時，均應考慮和分析可能導致事故的某些意外情況。現有核電站有一套對付反應堆發生設想有可能發生的故障的技術手段，但是過去美蘇核電站事故表明，核電站在運營中會出現一些意想不到的情況，所以新規則要求核電站的設計中要有能夠幫助操作員，在出觀意外險情時及時排除險情的技術裝置。

新規則的另一個重要部分是所謂「雙防系統」。現有的核電站都有一個鋼筋混凝土防護罩，旨在防止反應堆出故障時其放射性物質逸出而危害附近的人畜和環境。但已發生的核電站事故表明，單有這種防護罩還不行。一旦出現未預料到的情況而罩內壓力猛升至5個大氣壓以上，罩本身就可能失去密封性甚至被脹破(爆炸)。新規則要求核電站附設一套可確保操作員使罩內壓力及時降至通常水平的技術設備，必要時操作員還可以啟動防輻射的過濾裝置。這就是新規則所說的「雙防系統」。

地下核電站的必要性和可行性問題，已被認定，它比地上核電站更為安全，並且經濟和技術上都是可行的。前蘇聯的核反應堆的防護罩只有1.6米厚，反應堆內的熔融核燃料一旦逸出而壓到罩壁上，不到1小時就會把罩燒毀。在新的「核電站-88」設計中，防護罩也只能耐受4.6個大氣壓的內部壓力，電纜、管道等也只能耐受8個大氣壓，而在反應堆核燃料熔融事故中蒸汽與氫的爆炸會產生高達13～15個大氣壓的壓力。所以，在未能設計出「絕對安全的反應堆」之前，應將核電站建在地下。目前所說的地下核電站，是把反應堆和控制系統建在石質或半石質地層中的中小型核電站。

據分析，這種地下核電站至少可保證運營中不危害周圍環境，不發生切爾諾貝利核電站那種浩劫式的事故後果，而且便於封存壽終正寢的反應堆，減輕地震對核電站的影響。此外，把核電站轉入地下還可以使核電站的建設得以在現有技術水平上得到發展，而無須等到「絕對安全」的核電站設計問世之後再發展核屯事業。進一步的分析表明，把4個機組的100萬千瓦核電站反應堆和控制系統建在50米深的地下，建築費用只、增加11％～15％，但如果把關閉核電站所需費用算進去，那麼地下核電站的造價比地上核電站還要低一些。拿2個機組的50萬千瓦供熱核電站來說，將反應堆設在地下的建築費用比地上同類核電站多20％～30％，如把關閉核電站所需費用打進去，則只多4％～11％。

1995年底時全球運營中的核電站為437個。

正在運行中的核電站，規模上美國居首位，其次為法國、日本、德國、俄羅斯、加拿大。法國核電佔法國電力總量的78.2％，核電開發幾乎達到極限。

國際上的分析家早於1993年5月作了預測，認為以後10年內亞洲對核電的需求將激增。

核能開發是世界各國21世紀能源戰略的發展重點。

核電這門現代高技術產業正以它強大的生命力，克服它前進道路上的種種障礙，茁壯成長，日趨成熟。

『陸』 世界核電站發展歷程

西屋公司在已開發的非能動先進壓水堆AP600的基礎上開發了AP1000。
2002年3月，核管會已經完成AP1000設計的預認證審查（Pre-certification Review），AP600有關的試驗和分析程序可以用於AP1000設計。2004年12月獲得了美國核管會授予的最終設計批准。
AP1000為單堆布置兩環路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統採用非能動設計，布置在安全殼內，安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構。AP1000主要的設計特點包括：
（1）主迴路系統和設備設計採用成熟電站設計
AP1000堆芯採用西屋的加長型堆芯設計，這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組、Tihange 3號機組等得到應用；燃料組件採用可靠性高的Performance+；採用增大的蒸汽發生器（D125型），和正在運行的西屋大型蒸汽發生器相似；穩壓器容積有所增大；主泵採用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標準的三環路壓力容器相似，取消了堆芯區的環焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。
（2）簡化的非能動設計提高安全性和經濟性
AP1000主要安全系統，如余熱排出系統、安注系統、安全殼冷卻系統等，均採用非能動設計，系統簡單，不依賴交流電源，無需能動設備即可長期保持核電站安全，非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴重事故的設計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內，避免放射性釋放。
在AP1000設計中，運用PRA分析找出設計中的薄弱環節並加以改進，提高安全水平。AP1000考慮內部事件的堆芯熔化概率和放射性釋放概率分別為5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，遠小於第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
簡化非能動設計大幅度減少了安全系統的設備和部件，與正在運行的電站設備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少了約50%，35%，80%，70%和45%。同時採用標准化設計，便於采購、運行、維護，提高經濟性。西屋公司以AP600的經濟分析為基礎，對AP1000作的經濟分析表明，AP1000的發電成本小於3.6美分/kWh，具備和天然氣發電競爭的能力。AP1000隔夜價低於1200美元/千瓦（包括業主費用和廠址費用）。
（3）嚴重事故預防與緩解措施
AP1000設計中考慮了以下幾類嚴重事故：
堆芯和混凝土相互反應；高壓熔堆；氫氣燃燒和爆炸；蒸汽爆炸；安全殼超壓；安全殼旁路。
為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器和混凝土底板發生反應，AP1000採用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內設計（IVR）。在發生堆芯熔化事故後，將水注入到壓力容器外璧和其保溫層之間，可靠地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物。在AP600設計時已進行過IVR的試驗和分析，並通過核管會的審查。對於AP1000，這些試驗和分析結果仍然適用，但需作一些附加試驗。由於採用了IVR技術，可以保證壓力容器不被熔穿，從而避免了堆芯熔融物和混凝土底板發生反應。
針對高壓熔堆事故，AP1000主迴路設置了4列可控的自動卸壓系統（ADS），其中3列卸壓管線通向安全殼內換料水儲存箱，1列卸壓管線通向安全殼大氣。通過冗餘多樣的卸壓措施，能可靠地降低一迴路壓力，從而避免發生高壓熔堆事故。
針對氫氣燃燒和爆炸的危險，AP1000在設計中使氫氣從反應堆冷卻劑系統逸出的通道遠離安全殼壁，避免氫氣火焰對安全殼璧的威脅。同時在環安全殼內部布置冗餘、多樣的氫點火器和非能動自動催化氫復合器，消除氫氣，降低氫氣燃燒和爆炸對安全殼的危險。
對於蒸汽爆炸事故，由於AP1000設置冗餘多樣的自動卸壓系統，避免了高壓蒸汽爆炸發生。而在低壓工況下，由於IVR技術的應用，堆芯熔融物沒有和水直接接觸，避免了低壓蒸汽爆炸發生。
對於由於喪失安全殼熱量排出引起的安全殼超壓事故，AP1000非能動安全殼冷卻系統的兩路取水管線的排水閥在失去電源和控制時處於故障安全位置，同時設置一路管線從消防水源取水，確保冷卻的可靠性。事故後長期階段僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內的熱量，有效防止安全殼超壓。由於採用了IVR技術，不會發生堆芯熔融物和混凝土底板的反應，避免了產生非凝結氣體引起的安全殼超壓事故。
針對安全殼旁路事故，AP1000通過改進安全殼隔離系統設計、減少安全殼外LOCA發生等措施來減少事故的發生。
（4）儀控系統和主控室設計
AP1000儀控系統採用成熟的數字化技術設計，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統和信息提供、操作避免發生共模失效。主控室採用布置緊湊的計算機工作站控制技術，人機介面設計充分考慮了運行電站的經驗反饋。
（5）建造中大量採用模塊化建造技術
AP1000在建造中大量採用模塊化建造技術。模塊建造是電站詳細設計的一部分，整個電站共分4種模塊類型，其中結構模塊122個，管道模塊154個，機械設備模塊55個，電氣設備模塊11個。模塊化建造技術使建造活動處於容易控制的環境中，在製作車間即可進行檢查，經驗反饋和吸取教訓更加容易，保證建造質量。平行進行的各個模塊建造大量減少了現場的人員和施工活動。
通過與前期工程平行開展的按模塊進行混凝土施工、設備安裝的建造方法，AP1000的建設周期大大縮短至60個月，其中從第一罐混凝土到裝料只需36個月。美國西屋電氣公司在中國核電招標中成功競標，將向中國進行技術轉讓，建設4台核電機組。西屋公司總裁兼首席執行官史睿智先生接受新華社記者采訪時表示，西屋的AP1000核電技術是目前唯一一項通過美國核管理委員會最終設計批準的「第三代＋」核電技術，「這是目前全球核電市場中最安全、最先進的商業核電技術」。
AP1000是一種先進的「非能動型壓水堆核電技術」。用鈾製成的核燃料在「反應堆」的設備內發生裂變而產生大量熱能，再用處於高壓下的水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發電機一起旋轉，電就源源不斷地產生出來，並通過電網送到四面八方。採用這一原理的核電技術就是壓水堆核電技術。
AP1000最大的特點就是設計簡練，易於操作，而且充分利用了諸多「非能動的安全體系」，比如重力理論、自然循環、聚合反應等，比傳統的壓水堆安全體系要簡單有效得多。這樣既進一步提高了核電站的安全性，同時也能顯著降低核電機組建設以及長期運營的成本。
西屋公司提供的技術材料稱，AP1000在建設過程中，可利用模塊化技術，多頭並進實施建設，極大地縮短了核電機組建設工期。AP1000從開工建設到載入原料開始發電，最快只需要36個月，建設成本方面的節約優勢明顯。西屋預計，中國的4台核電機組將於2013年建成發電。
中國在美國、法國、俄羅斯等投標方中認真比較後選擇西屋的核電技術。在美國本土，計劃中將要建設的18台核電機組中，已經有至少12個確定選擇AP1000技術為設計基礎。他說：「西屋非常高興這次中國也選擇了AP1000。現在能夠進軍中國核電市場對於西屋意義重大，我們致力於和中國核電市場發展長期、互利的合作關系。」
西屋公司是全球壓水反應堆核電技術的龍頭，早在1957年就開發出了全球首個壓水反應堆。目前全球超過40%的運營核電機組都是由西屋建造或經西屋批准利用其設計基礎建造的。
AP1000是西屋在AP600技術的基礎上延展開發的。AP600以「非能動性」為特點的設計最早始於1991年，西屋當初試圖將核電站技術從經濟效益和安全水平兩方面都提升到一個新高度，保持自己在核電領域的技術領先優勢。AP600在1998年獲得美國核管會的「最終設計批准」，但隨著世界電力市場的不斷變化，核電新的目標電價降至每度3美分，AP600已無法滿足這個要求。為此西屋啟動了AP1000的開發工作，目標是更便宜、更安全、更高效的核反應堆技術，以提升其在核電市場的競爭力。
由於AP1000脫胎於AP600，因此研發進程大大加快，通過設計改進達到增容目的，顯著提高發電功率，同時又保持了原有系統的安全性和簡潔性。從AP600到AP1000，經過了15年的開發和完善。史睿智特意提到，在多年的開發工作中，不少中國工程技術人員也參與其中。
AP1000作為當今核電市場最具競爭力的技術，應用到中國核電機組建設中，「對於中美雙方是真正的雙贏合作」。中國將依託先進核電技術，更好地滿足日益增加的能源需求。而與中國合作，一方面為美國創造大量就業崗位，同時也為美國的產品、技術和服務出口提供了良機。
西屋電氣的 AP1000 有以下特點：
1、世界市場現有的最安全、最先進、經過驗證的核電站 (保守概率風險評估 (PRA):堆芯損毀概率為可忽略不計的 2.5x10- 7 )；
2、唯一得到美國核管會最後設計批准（FDA）的新三代+核電站；
3、基於標準的西屋壓水反應堆 (PWR)技術，該技術已實現了超過 2,500 反應堆年次的成功的運營 ；
4、1100 MWe設計，對於提供基本發電負荷容量很理想；
5、模塊化設計，有利於標准化並提高建造質量；
6、更經濟的運營 (更少的混凝土和鋼鐵，更少零部件和系統，意味著更少的安裝、檢測和維護 )；
7、 更簡便的運營(配備行業最先進的儀表和控制系統 )；
8、 符合美國用戶要求文件（URD）對新一代商用反應堆的要求。

『柒』 核能的發展歷史

核能問世的准備時期，可以追溯到19世紀末至20世紀初。
19世紀末，英國物理學家湯姆遜發現了電子；1895年，德國物理學家倫琴發現了X射線；1896年，法國物理學家貝克勒爾首次發現了天然鈾的放射性；1898年，居里夫人又發現了新的放射性元素釙和鐳；1902年，她經過4年的艱苦努力成功分離出毫克級的高純鐳；1905年，愛因斯坦提出了著名的質能轉換公式E＝mc2（c為光速，E為能量，m為轉換成能量的質量）。
1914年，英國物理學家盧瑟福通過實驗，確定氫原子核是一個正電荷單元，稱為質子。1932年，英國物理學家查得威克發現了中子。1938年，德國科學家哈恩和他的助手斯特拉斯曼用中子轟擊鈾原子核，發現了核裂變現象。有些元素可以自發地放出射線，這些元素叫做放射性元素。放射性元素可以放出3種看不見的射線。一種是α射線，就是氦原子核。一種是β射線，就是高速電子。一種是γ射線，就是高能電磁波。其中γ射線的穿透能力最強。當中子撞擊鈾原子核時，一個鈾核吸收了一個中子而分裂成兩個較輕的原子核，同時發生質能轉換，放出很大的能量，並產生兩個或3個中子，這就是舉世聞名的核裂變反應。
在一定的條件下，新產生的中子會繼續引起更多的鈾原子核裂變，這樣一代代傳下去，像鏈條一樣環環相扣，所以科學家將其命名為鏈式裂變反應。1946年，在法國居里實驗室工作的我國科學家錢三強、何澤慧夫婦發現了鈾原子核的「三裂變」、「四裂變」現象。鏈式裂變反應釋放出巨大的核能，1千克鈾235裂變釋放出的能量，相當於2500噸標准煤燃燒產生的能量。只有鈾233、鈾235和鈈239這3種核素可以由能量為0.025電子伏的熱中子引起核裂變。它們都可用作核燃料，其中只有鈾235是天然存在的，而鈾233、鈈239是在反應堆中人工生產出來的。鈾235在天然鈾中的含量僅為0.7%。

『捌』 核電站類型的發展歷程

20世紀年代，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多台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、標准化、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的標准化和系列化核電站，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，採用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，採用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，採用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，採用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，採用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′也屬於Model 312，Model 414一類標准核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標准核電站。
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台在建核電機組，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
電站發生事故之後，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。 對於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，並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台了新規定，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，今後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台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，並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託工程，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。 第四代核能系統概念（有別於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，始見於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，美國能源部發起並約請阿根廷、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，並發表了「九國聯合聲明」。隨後，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）」，擬於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。

『玖』 中國核電的發展歷史概況有哪些

改革開放初期，我國做出了自主設計、建造秦山30萬千瓦壓水堆核電站和引進建設大亞灣萬千瓦壓水堆核電站的戰略決策。繼1991年秦山核電站和1994年大亞灣核電站建成投運後，我國又先後建設了秦山二期、嶺澳、秦山三期和田灣核電站，形成浙江秦山、廣東大亞灣和江蘇田灣三個核電基地。目前我國已經投運的核電機組11台，總裝機容量910萬千瓦。2008年，核電佔全國電力裝機總容量的1.3%，核電年發電量683.94億千瓦時，佔全國總發電量的2％左右。

我國已經具備30萬—60萬千瓦壓水堆核電站自主設計能力，基本具備了第二代百萬千瓦級核電站設計能力，以及自主批量規模建設的工程設計能力。在核電設備製造方面，60萬千瓦和100萬千瓦核電站國產化率可達70%以上。

我國核電站投入運行以來，核電發電量和上網電量逐年穩步提高，其運行業績和管理水平均達到世界先進水平。2008年，中核集團核電發電量為376億千瓦時，相當於當年減少二氧化碳排放3700多萬噸，減少二氧化硫排放20多萬噸。環境監測表明，核電廠周圍環境的輻射水平仍保持在核電廠建成前的環境水平。

進入新世紀，國家對核工業的發展做出新的戰略調整，到2020年，我國核電運行裝機容量將突破4000萬千瓦，核電裝機容量將占電力總裝機容量的5％。而且經過近30年的發展建設，我國基本具備了「中外結合，以我為主，發展核電」的能力。隨著浙江三門、山東海陽為代表的第三代核電站的開工建設，我國核電工業的春天已經到來。

『拾』 核電站的建設歷史

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。第一代核電廠屬於原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗示範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多台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、標准化、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的標准化和系列化核電站，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，採用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，採用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，採用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，採用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，採用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′也屬於Model 312，Model 414一類標准核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標准核電站。
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台在建核電機組，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後，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
對於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，並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台了新規定，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，今後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台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，並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託工程，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（CAP1400）。
第四代核能系統
第四代核能系統概念（有別於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，始見於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，美國能源部發起並約請阿根廷、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，並發表了「九國聯合聲明」。隨後，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）」，擬於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：