核电发展历史

『壹』 核电地发展历史

自1951年12月美国实验增殖堆号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。
在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一 种成熟的能源。中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整 的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年 的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。中国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由中国自己研究设计建造的。
2007年，中国核电总发电量628.62亿千瓦时，上网电量为592.63亿千瓦时，同比分别增长14.61%和14.39%。田湾核电站2台106万千瓦的机组分别于2007年5月和8月投入商运，中国核电运行机组达到11台，运行总装机容量达907.8万千瓦。
截至2007年底，中国电力装机容量达到7.13亿千瓦，全国电力供需继续保持总体平衡态势。同时，随着田湾核电站两台百万千瓦核电机组投产，目前全国核电装机容量已达885万千瓦。
2007年全国水电、火电装机容量均保持超过10%的增长，分别达到1.45亿千瓦和5.54亿千瓦。而风电并网生产的装机总容量则实现翻番，达到403万千瓦。
中国对于核电的发展已经开始放宽政策，长期以来，中国官方一直强调要“有限”发展核电产业。而在2003年以来，中国出现了全面性能源紧张。在这种情况下，国内关于大力发展核电产业的呼声日益强烈。高层关于发展核电的这一最新表态无疑是值得肯定的，因为它确立了核电产业的战略性地步，不但对解决中国长期性的能源紧张有积极意义，而且也是和平时期保持中国战略威慑能力的理想途径，可谓“一箭双雕”。
从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。
国际核电企业以日系为中心，形成三足鼎立的局面：日本富士财团的日立―美国通用、日本三井财团的东芝―美国西屋、日本三菱财团的三菱重工―法国阿海珐。日本在核电技术和市场的垄断雏形已经出现，中国加快发展核能应用的能源战略调整必然受制于日本。
编辑本段核电技术方案
纵观核电发展历史，核电站技术方案大致可以分四代，即：
第一代核电站
核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
第二代核电站
上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。
第三代核电站
上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD文件（utility requirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即（EUR）文（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要求能在2010年前进行商用建造。
第四代核电站
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、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），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技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。
第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段。
中国核电分布
一、秦山核电站（中核）
秦山核电站地处浙江省海盐县。 秦山一期
[1]一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。 一期扩建项目（方家山核电工程）
[2]一期扩建项目（方家山核电工程）是中核集团在秦山地区规划建设的国产化百万千瓦级核电工程项目，位于浙江省海盐县方家山，距离秦山核电站一期工程反应堆约600米，项目规划容量为2×110万千瓦。2008年3月4日，经国家发改委立项通知，该项目工程全面展开。 方家山核电项目的前期工作已获国家发改委正式批准，其环境影响评价报告和厂址安全分析报告也已通过环境保护部评审。预计核岛负挖工程将于2008年7月底结束，并在今年岁末具备正式开工条件。 方家山扩建项目使用国际最成熟且应用最广泛的二代改进型压水堆核电技术，计划工期60个月，预计其1、2号机组将分别于2013年底和2014年10月正式投产。届时，秦山核电公司的总装机容量将达到230万千瓦，每年向华东电网输送的电力超过160亿度。 秦山核电站目前营运一台30万千瓦压水堆核电机组。方家山扩建项目竣工后，秦山核电站将形成一台30万千瓦机组和两台100万千瓦机组的“1+2”群堆运行格局，其营运管理也将实现从原型堆到商业堆的重大跨越。 秦山二期核电站及扩建工程
[3]二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2× 65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使中国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为中国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进中国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。 二期扩建工程（3、4号机组）是继由中国自主设计、自主建造、自主管理和自主运营的首座国产大型商用核电站——秦山核电二期工程（1、2号机组）建成投产后，在其设计和技术基础上进行改进的扩建工程，是“十一五”期间开工建设的国家重点工程项目。工程建设规模为两台65万千瓦压水堆核电机组，在浙江省海盐县秦山核电二期1、2号机组以西约300米处的预留扩建场地建设。秦山核电二期扩建工程2006年4月28日开工， 3号机组计划于2010年12月建成投产，4号机组力争2011年年底投产。届时，秦山第二核电厂的总装机容量将达到260万千瓦，每年可向华东电网输送超过160亿千瓦时的电力。 秦山三期核电站
[4]秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。2005年9月22日，工程通过国家竣工验收。
二、广东大亚湾核电站（中广核）
大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。
三、岭澳核电站（中广核）
岭澳核电站位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。 一期工程，采用中国CPR1000压水堆技术，装机容量2×99万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约30%，于1997年5月开工建设，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。 二期工程，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，1号和2号机组综合国产化率分别超过50%和70%，于2005年12月开工建设，两台机组计划于2010年至2011年建成投入商业运行。 三期工程，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，预计2011年开工建设。
四、田湾核电站（中核）
位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。 一期工程，采用俄罗斯AES-91型压水堆技术，装机容量2×106万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约70%。于1999年10月20日正式开工（FCD），单台机组的建设工期为62个月，分别于2007年5月和2007年8月正式投入商运。 二期工程3号和4号机组的建设已启动，单机容量均为100万千瓦。 三期工程5号和6号机组的建设已启功，采用中国二代加CPR1000核电技术。
五、红沿河核电站（中广核）
辽宁红沿河核电站位于辽宁省大连市瓦房店东岗镇，地处瓦房店市西端渤海辽东湾东海岸。规划建设6台机组，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约60%，1号机组于2007年8月正式开工，至2012年建成投入商业运营。目前在建中....
六、宁德核电站（中广核）
规划建设6台机组，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约75%以上，1#机组于2008年2月FCD，1、2#机组计划于2013年左右建成投入商业运行。
七、 阳江核电站
2004年，经10多年筹备的广东阳江核电项目也有望在年底通过国家核准，这个规划投资达80亿美元、规划建设6台百万千瓦级机组的全国最大核电项目一期工程于2006年正式动工。目前在建中........
八、三门核电站
2004年7月，位于浙江南部的三门核电站一期工程建设获得国务院批准。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。一期工程总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。三门核电站最快将在2010年前后发挥作用。
九 、海阳核电站
位于山东烟台海阳市东南部海边、总投资达600亿元的海阳核电站首期工程已于2007年年底开工。目前，海阳核电工程前期准备工作已全面完成，计划2010年首期工程两台机组并网发电。与此同时，该项目的配套工程---抽水蓄能电站工程，也将与核电站一期工程同时开工建设。"两电"工程完工后，每 年将提供600万千瓦电能。据了解，海阳核电站建成后将是中国最大的核能发电项目。
海阳核电站项目是经过国家发改委同意、由中国电力投资集团(中电投)控股建设的核电项目。中电投占40%、中国核工业集团占20%、国电集团占20%、 山东鲁信控股占10%、华能集团占5%、烟台市电力开发占5%。据了解，由于核电对技术和安全性要求高，此前核电站的建设都是具有军工背景的企业承担。
海阳核电站位于海阳市东南部的海边，在海阳市大辛家镇的冷家庄和邻近的董家庄。处于胶东电力负荷中心，地质条件优越，是国内基础条件最好的核电站址之 一。工程分三期实施，一期将建设2台100万千瓦级核电机组。该项目可行性研究报告显示，海阳核电站的规划容量为600万千瓦级核电机组，并留有扩建余 地，总装机容量870万千瓦，发电机组全部投产后，年发电量接近三峡电站发电量的90%。一期工程投资250亿元，规划建设两台百万千瓦级核电机组。
山东乳山核电项目工程总体规划建设六台百万级核电机组，一期工程建设两台百万级核电机组，2006年开始前期工程准备工作，争取在“十二五”末投产发电。
国防科工委在2008年1月7日召开的国防科技工业工作会议上透露，2008年中国将开工建设福建宁德、福清和广东阳江三个核电项目。
另外，中国台湾省现有3座核电站；在建的1座；拟建的尚有2座。已经投产的台湾省庆山和国盛两座核电站，装机容量分别为2×63.6和2×98.5万千瓦。
十、咸宁核电站
鄂赣交界处的湖北省通山县，有一座湖北省第二大的水库——富水水库。富水河上的这座水库建成于1964年，蓄洪、发电、灌溉、养殖、航运兼顾，年发电量1.412亿度，坝高45米，顶宽6.4米，坝顶长941米，有8个泄水闸，库面浩浩11万亩，库容量17.64亿立方米，两岸群峰秀丽，库中有无数岛屿，当地人称它为“湖北的千岛湖”。这样一个秀美的地方，还隐藏着中国首个内陆核电项目——湖北咸宁核电厂。11月18日，成都商报记者对这个正进行建设的项目进行了实地探访。
进入位于通山县大畈镇大墈村的核电站工地，是一条26公里长的专用大件运输道路——核电公路。公路已建成，目前还有一座跨湖的大桥正紧张施工中。核电站，就位于大桥连接的湖心岛——狮子岩上。
咸宁核电项目于2009年全面启动建设。今年5月15日，核电项目一期常规岛及核电站辅助系统工程总承包等合同一揽子框架协议在武汉签署，中国广东核电集团工程有限公司举行了咸宁分公司及咸宁项目部揭牌仪式。
据通山县政府公众信息网公布，至11月4日，主场区场平土石方工程完成1610万立方米，占总量的76.1%。1、2号核岛达到厂平标高，施工现场按照今年底4台机组达到厂平标高的目标加快推进。计划今年底全部完工。
咸宁核电项目也标志着中国进入第三代核电发展阶段。它将首次采用非能动型压水堆核电技术，备受中国核电行业关注。该核电技术是目前唯一通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，是全球核电市场中最安全、最先进的。总投资达600多亿元的咸宁核电项目，其业主是由中广核集团与湖北省能源集团共同设立的湖北核电有限公司（双方分别持股60%和40%，由中广核集团控股）。2008年6月这家公司成立时预计：经过2年的前期准备和5年半的主体工程建设之后，湖北将首次用上核电。
十一、兴原认证中心 兴原认证中心是国家认监委批准、国家认可委认可，唯一具有对核电企业同时进行质量、环境、职业健康安全管理体系认证的机构。目前，对中国大部分核电企业进行了认证。通过认证，促进了中国核电的安全水平。

『贰』 核电的发展历史是怎样的

您好！核电自1951年12月美国实验增殖堆1号(EBR-1)首次利用核能发电，1954年6月苏联第一座核电厂首次向电网送电，到现在已有近50年的历史，大致经过了验证示范、高速发展和滞缓发展三个阶段。现在处于复苏之前的过渡阶段。
1验证示范阶段

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，先后建成了一批钚生产堆，随后开发了潜艇推进动力堆。
从50年代初开始，美、苏、英、法等国把核能部分地转向民用，利用已有的军用核技术，开发建造以发电为目的的反应堆，从而进入核电验证示范的阶段。美国在潜艇动力堆的技术基础上，于1957年12月建成希平港(Shippingport)压水堆核电厂，于1960年7月建成德累斯顿(Dresden-1)沸水堆核电厂，为轻水堆核电的发展开辟了道路。英国于1956年10月建成卡尔德霍尔(CalderHallA)产钚、发电两用的石墨气冷堆核电厂。苏联于1954年建成奥布宁斯克(APS-1)压力管式石墨水冷堆核电厂后，于1964年建成新沃罗涅日压水堆核电厂。加拿大于1962年建成NPD天然铀重水堆核电厂。这些核电厂显示出比较成熟的技术和低廉的发电成本，为核电的商用推广打下了基础。
2高速发展阶段

60年代末70年代初，各工业发达国家的经济处于上升时期，电力需求以十年翻了一番的速度迅速增长。各国出于对化石燃料资源供应的担心，寄希望于核电。美、苏、英、法等国都制订了庞大的核电发展计划。后起的联邦德国和日本，也挤进了发展核电的行列。一些发展中国家，如印度、阿根廷、巴西等，则以购买成套设备的方式开始进行核电厂建设。
美国轻水堆核电的经济性得到验证之后，首先形成核电厂建设的第一个高潮， 1967年核电厂订货达到25.6GW；从1969年开始，美国核电总装机容量超过英国，居世界第一位，1973年美国核电总装机容量占世界的2/3。1973年世界第一位石油危机后，为摆脱对中东石油的依赖，形成了第二个核电厂建设高潮。1973、1974两年，共订货66.9GW，核电设备制造能力达到每年25~30GW。美国还通过出口轻水堆技术和开放分离功市场，使轻水堆成为世界核电厂建设的主导堆型。
在核电大发展的形势下，美、英、法、联邦德国等国还积极开发了快中子增殖堆和高温气冷堆，建成一批实验堆和原型堆。
3滞缓发展阶段

1979年世界发生了第二次石油危机。在这以后，各国经济发展速度迅速减缓，加上大规模的节能措施和产业结构调整，电力需求增长率大幅度下降。1980年仅增长1.7%，1982年下降了2.3%。许多新的核电厂建设项目被停止或推迟，订货合同被取消。例如1983年以前美国共取消了108台核电机组以及几十台火电机组的合同。
1979年3月美国发生了三里岛核电厂事故， 1986年4月苏联发生了切尔诺贝利核电厂事故，对世界核电的发展产生重大影响，公众接受问题成为核电发展的障碍之一，有一些国家如瑞士、意大利、奥地利等已暂时停止发展核电。
为保证核电的安全性，美国在三里岛事故后所采取的提高安全性的措施，使核电厂建设工期拖长，投资增加，核电厂的经济竞争力下降，特别是投资风险的不确定性阻滞了核电的继续发展。
从80年代末到90年代初开始，各核工业发达国家积极为核电的复苏而努力，着手制订以更安全、更经济为目标的设计标准规范。美国率先制订了先进轻水堆的电力公司要求文件(Utility Requirements Document，URD)，同时理顺核电厂安全审批程序。西欧国家制订了欧洲的电力公司要求文件(EUR)，日本、韩国也在制订类似的文件(分别为JURD和KURD)。这些文件的基本思想和原则都是一致的。各核电设备供应厂商通用电气按URD的要求进行了更安全、更经济轻水堆型的开发研究，美国通用电气公司同日本东芝公司、日立公司联合开发了改良型沸水堆ABWR，美国ABB-CE开发了改良型压水堆系统80+，美国西屋公司开发了非能动安全型压水堆AP-600，法国法马通公司和德国西门子公司联合开发了改良型欧洲压水堆EPR等，其中ABWR、系统80+和AP-600已获得美国核监管委员会(USNRC)的最终设计批准书(final design approval，FDA)，并有两台ABWR机组在日本建成投产，运行情况良好。另有四台ABWR机组正分别在日本(两台)和中国台湾(两台)建造。与此同时，一些发展中国家也继续坚持发展核电。中国大陆在90年代初建成三台机组，目前在建的有8台。中国还在帮助巴基斯坦建造300MW的恰希马压水堆核电厂。此外，印度、巴西、伊朗等国也在建设核电厂。1998年底在建的36台核电机组中大部分属于发展中国家。
4美国的核电发展

美国原子能委员会在1951年规定，要在优先发展军用生产堆和动力堆的条件下，发展民用发电堆。1953年5月原子能委员会给国会两院提出报告，美国应在民用核能方面保持世界领先地位。1954年艾森豪威尔政府向国会提出修改原子能法，允许私营企业取得反应堆所有权，但核燃料仍归政府掌握，允许私人使用。在此政策指引下，美国政府与私营企业签订合同，建设了第一批实验验证性核电厂。这个时期的核电发展，由美国政府负责研究开发及核岛的建设和运行，私营企业仅负责厂址准备和常规岛建设。合同期满后，由原子能委员会负责拆除退役，核电厂的风险绝大部分由政府承担。1957年9月颁布的普赖斯-安德生法案又规定，一旦发生核事故，全部赔偿金额限于5.6亿美元，其中由政府承担5亿美元，进一步推进了核电的发展。1962年美国原子能委员会向肯尼迪总统建议：认为核电经济性已优于常规火电，发展核电可为电力供应节约大量资金，并提出了一系列的政策，包括核燃料私有。该建议在1964年原子能法的再次修改中被采纳。在核电技术趋于成熟时，为占领核电的国际市场，60年代末美国政府批准低富集铀的出口，把美国的轻水堆推向世界。70年代后期，美国的核电发展转入低潮，1978年以后没有任何核电厂订货。
关于快中子增殖堆的研究发展，1971年6月尼克松总统宣布要在1980年建成快中子商用示范性克林奇河核电厂。1977年4月卡特总统以防止核扩散为由，提出了限制核电发展的政策，决定停止克林奇河快中子堆核电厂的建设和燃料后处理技术的开发。
5苏联(俄罗斯)的核电发展

苏联在军用石墨水冷型生产堆的基础上，开发建设了一批石墨水冷堆核电厂，最大机组容量达1500MW。又在军用潜艇动力堆的基础上，开发了具有苏联特点的压水堆核电厂，有440MW(WWER-440)和1000MW(WWER-1000)两个级别的机组，不仅在国内建造，还出口到东欧各国和芬兰。
苏联国家计划委员会于60年代提出了能源发展政策，决定在乌拉尔山以西地区不再建造常规火电厂，只建造核电厂。同时考虑到天然铀资源的长期持续稳定供应问题，决定大力开发快中子增殖堆核电厂。苏联成为快中子增殖堆技术最先进的国家之一。70年代建成的原型快堆BN-350和示范快堆BN-600，至今仍在运行，都取得了很好的成绩。
苏联在发展核电过程中缺乏国际交流。特别是切尔诺贝利核电厂，由于缺乏安全意识，基本安全原则和装置设计有缺陷，于1986年酿成灾难性事故，其后果远远超越了国界。在切尔诺贝利核事故之后积极采取措施改进安全性，其中包括建立独立于核工业的国家核安全监管机构，实施质量保证制度，加强同西方国家交流经验，以及争取国际机构和西方国家的支援。
在苏联解体以后，俄罗斯的核工业体制进行了重组，把一些原来在乌克兰等国生产的设备，逐步转到俄罗斯的工厂生产。随着世界各国向更安全、更经济的新一代堆型发展，俄罗斯也积极进行新堆型的开发，如百万千瓦级WWER-1000机组的改良型V-428型和WWER-640型中型核电机组。
6英国的核电发展

英国在1956年10月建成卡尔德霍尔产钚、发电两用石墨气冷堆核电厂之后，陆续建设了一批石墨气冷堆核电厂，因利用镁合金作包壳，称为镁诺克斯反应堆(MGR)。英国曾一度是世界上核电总装机容量最大的国家。
70年代美国轻水堆占领国际市场后，英国的石墨气冷堆很难同美国的轻水堆相竞争，为提高机组的经济性，研究开发了改进气冷堆(AGR)，但仍不能同美国轻水堆相竞争，终于未能打进国际市场。
英国也重视其他堆型的发展，曾建设了一座高温气冷堆(Dragon)，一座实验快堆(DFR)和一座原型快堆(PFR)。
英国核电发展长期处于低潮的主要原因：一是在北海发现了大型油田，能源问题得到缓解，对核电的需求不迫切；二是英国在核能发展上实行国家所有制，主管核能开发的国家原子能局UKAEA和经营核电厂的国家电力局CEGB和SEGB未能及早下决心放弃石墨气冷堆的技术路线。直到80年代后期才决定引进美国技术，建造压水堆核电厂(Sizewell-B)，已比法国晚了20年。
7法国的核电发展

法国早期发展核电的路线大体上同英国类似，采用石墨气冷堆。所不同的是，当英国进行批量化建设时，法国注意了每建一座都有所改进，因此在技术上比英国进步快。
60年代末，石墨气冷堆难于同美国轻水堆竞争的问题一出现，法国政府就十分重视，组织论证，由蓬皮杜总统做出决策，改为发展压水堆，从美国引进技术，消化吸收，建立自己的压水堆设备制造工业体系。法马通公司就是这时由法国同美国西屋公司合资成立的，后来变成为法国的独资公司。法国此时已解决了富集铀的大量生产问题，因此法国政府决定实施标准化、批量化建设方针，制订了一个每年投产七台百万千瓦级压水堆机组的庞大的核电发展规划，取得了很好的经济效益。法国建造核电厂的比投资是世界上最便宜的，发电成本也低于火电。由于经济上的优越性，促使核电替代火电取得成功，到1998年核发电量已占全国总发电量的76%。
8加拿大的核电发展

加拿大发展核电起步较早，在50年代即开始了重水慢化、冷却的天然铀动力堆的开发。1962年，第一座实验堆NPD(22MW)投入运行。1967年，第一座原型堆道格拉斯角(Douglas Point，208MW)建成投产。加拿大重水堆的特点是使用天然铀燃料，采用燃料管道承压的独特结构，实行不停堆换料，称作坎杜(CANDU，由Canada，Deuterium和Uranium三字缩成)型。
在原型堆运行成功后，加拿大开展了较大规模商用坎杜堆的建造工作，于1971~1973年先后建成皮克灵(Pickering)核电厂的4台515MW的机组。在此基础上经过改进，在1976~1979年陆续建成布鲁斯(Bruce)核电厂的4台848MW的机组。80年代以后，加拿大在本国又先后建造了14台坎杜型机组。自80年代至90年代初，加拿大原子能公司(AECL)采用计算机控制等先进技术，不断改进、完善设计，使得CANDU-6型成为当前世界上技术比较成熟的核电厂之一。
加拿大的坎杜型重水堆对发展中国家颇具吸引力，因为：①大型设备较少，便于实现国产化，减少对外国的依赖；②使用天然铀燃料，容易取得；③不停堆换料提高了电厂可利用率，使核电厂有良好的经济性。所以在70年代初即向巴基斯坦和印度出口，随后陆续又向韩国、阿根廷、罗马尼亚出口7台机组。中国秦山三期核电厂两台728MW的机组也采用CANDU-6型，将于2003年投产。
9日本的核电发展

同美、苏、英、法相比，日本在发展核电方面是个后起的国家。由于日本能源资源缺乏，工业发展较快，能源的持续稳定供应是日本政府最关注的问题之一。日本政府认为由于核燃料便于储备，核电可视作“半国产的能源”，有助于减少石油的进口，对实现能源多样化、克服脆弱的能源供应结构有重要作用。因此日本政府一贯积极推进发展核电，70年代石油危机之后也并未因世界核电发展进入低潮而动摇。
日本第一座商用核电厂(166MW的东海村)是从英国进口的石墨气冷堆核电厂(1966年投产，1998年关闭)。后来改为采用美国的轻水堆。有四家电力公司采用压水堆，五家电力公司采用沸水堆。由日本的设备制造厂商三菱公司同美国西屋公司合作掌握了压水堆核电技术，东芝公司和日立公司同美国通用电气公用合作掌握了沸水堆核电技术。
在新一代更安全更经济的堆型开发上，日本在同美国合作中发挥更大作用。标准化的1350MW先进压水堆APWR于1990年完成设计工作。标准化的先进沸水堆ABWR在柏崎·刈羽核电厂6号、7号机组中被采用，于1991年订货，1997~1998年建成投产，是世界上最早建成的满足电力公司要求文件的新一代堆型。
为解决核燃料的长期稳定供应问题，日本政府还积极支持快中子增殖堆技术的开发，先后建成常阳(Joyo)快中子实验堆和文殊(Monju)快中子原型堆。为研究钚的再循环利用，建成了一座普贤(Fugen)先进转化堆ATR。
10中国的核电发展

中国为了打破超级大国的核垄断，保卫世界和平，从50年代后期即着手发展核武器，并很快掌握了原子弹、氢弹和核潜艇技术。中国掌握的石墨水冷生产堆和潜艇压水动力堆技术为中国核电的发展奠定了基础。80年代初期，中国政府制订了发展核电的技术路线和技术政策，决定发展压水堆核电厂。采用“以我为主，中外合作”的方针，引进外国先进技术，逐步实现设计自主化和设备国产化。
自主设计建造的秦山核电厂300MW压水堆核电机组，于1991年底并网发电，1994年4月投入商业运行。同香港合资，从外国进口成套设备建造的广东大亚湾核电厂，两台930MW压水堆机组，分别于1994年2月1日和5月4日投入商业运行。
目前正在建设4座核电厂8台机组。秦山二期核电厂两台600MW压水堆机组按自主设计、自主管理方式建设。岭澳核电厂两台1000MW压水堆机组按大亚湾核电厂方式建设，改为完全由中方自主管理，请外商当顾问，提高了设备国产化的比例。秦山三期核电厂两台700MW坎杜型重水堆机组由加拿大原子能公司按交钥匙方式总承包建设。田湾核电厂两台WWER-1000(V-428型)压水堆机组从俄罗斯进口成套设备。以上各机组计划于2003年至2005年建成。
中国台湾现有三座核电厂6台机组，其中4台是沸水堆，2台是压水堆，总装机容量为4884MW，都是引进美国技术建造的。正在建设的第四座核电厂，两台机组都采用美国通用电气公司同日本东芝、日立公司联合开发的先进沸水堆(ABWR)，装机容量为1300MW。谢谢阅读！

『叁』 核电技术的发展史

第一代核电技术
第一代核电技术即早期原型反应堆，主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。
前苏联在1954年建成5兆瓦实验性石墨沸水堆型核电站；英国1956年建成45兆瓦原型天然铀石墨气冷堆型核电站；美国1957年建成60兆瓦原型压水堆型核电站；法国1962年建成60兆瓦天然铀石墨气冷堆型核电站；加拿大1962年建成25兆瓦天然铀重水堆型核电站。这些核电站均属于第一代核电站。
第二代核电技术
第二代核电技术是在第一代核电技术的基础上建成的，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。
在第二代核电技术高速发展期，美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。美国成批建造了500至1100兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家；前苏联建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型压水堆；日本和法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了20多倍。
美国三里岛核电站事故和前苏联切尔诺贝利核电站事故催生了第二代改进型核电站，其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等，安全性能得到显著提升。此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆，如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。我国运行的核电站大多为第二代改进型。
第三代核电技术
第三代核电技术指满足美国“先进轻水堆型用户要求”（URD）和“欧洲用户对轻水堆型核电站的要求”（EUR）的压水堆型技术核电机组，是具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。
第三代先进压水堆型核电站主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等技术类型，其中具有代表性的是美国的AP1000和法国的EPR。中国已引进AP1000等技术，分别在浙江三门和山东海阳等地开工建造。
第四代核电技术
第四代核电是由美国能源部发起，并联合法国、英国、日本等9个国家共同研究的下一代核电技术。仍处于开发阶段，预计可在2030年左右投入应用。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。

『肆』 核电有怎样的发展过程

1986年10月，总部均设在巴黎的国际能源局和经合组织属下的核能源局，分别发表报告，指出整个西欧今后仍会致力发展新能源，尤其是发展核电厂；如果停止发展石油以外的能源，可能在90年代再次陷入能源危机。从实际来看，前苏联核电厂发生事故，对欧洲震动最大，但并没有影响欧洲各国续建核电站的计划。例如：联邦德国反对派要求在10年内取消核电站，但是政府并不放弃继续新建5个电站的计划，到1990年，联邦德国核电站发电能力达2230万千瓦。
法国也有反核组织，但在民意测验中，支持兴建核电站的占65%，它将继续兴建17个新的核电站。
前苏联计划的核能曾以特别快的速度发展。根据苏联从1986年到2000年的经济和社会发展的基本方针；苏联到1990年生产14800～18800亿度电，其中3900亿度电来自核电站，约占20%。同1985年相比，到1990年通过发展核能节约了7500万～9000万吨标准燃料；苏联解体后，俄罗斯科学家还提出建造地下核电站的方案。
再从日本方面来说，1985年的核发电能力仅为2452万千瓦，占全国总发电能力的16%；到20世纪80年代末核发电量达1590亿度，占全国总发电量26%。而其他能源发电量所占比例是：油占25%，天然气占21%，水力占14%，煤占10%，地热等占4%。核电占据鳌头，因此，日本电力工业已开始进入以核电为主力的时代。1992年6月的统计表明；日本运行的核电站有42座，装机总容量为3000万千瓦。
日本核电的发展值得我们注意。
日本电力设备的结构，战前是“水主煤从”，战后从20世纪60年代初起变成“油主水从、煤从”。20世纪70年代，特别是第一次“石油危机”后，发电用能源向多样化发展。在这一过程中，同油电在整个发电量中的比重下降成正比，核电飞速增长。
核电在日本所以能够异军突起，主要在于核燃料用在发电具有很多优越性。在至今人类能掌握的各种发电能源中，它是最经济、稳定的高效能源。
日本从1966年建成第一座核电站以来，核电站从未发生过大的事故。
日本的电力公司非常重视普及核电知识的宣传。在核电站比较集中的地方，都有由他们出资建成的核电展览馆，供市民免费参观，里面有反应堆的模型和显示核发电整个过程的挂图等。看过之后，因不了解核发电而产生的不安，就会消除。日本人民因受过原子弹伤害，对核问题比较敏感。但是由于认识到核电和核弹的区别，在资源缺乏的日本发展核电有利，因此，并不一般地反对建核电站。就是反对建核电站的部分在野党，近些年态度也有变化。
1986年7月18日，日本综合能源调查会的原子能部，提出了对21世纪日本核电远景的预测报告，根据这一预测，2010年，日本发电用核反应堆将达86座，2030年，将达112座；核发电设备能力，2010年、2030年将分别达到当时的3.5倍、5.5倍。过25～30年左右，日本用的电，每两度中就有一度是核电。
日本综合能源调查会是通产大臣的咨询机关。它的这个预测报告制定于前苏联切尔诺贝利核电站事故之后，在制定报告过程中，国际油价已经出现大幅度下降。但是这个报告证明，日本并未因为这两个因素而动摇今后发展核电的基本方向。
据日本通产省资源能源厅1987年初发表的数字表明，就是在1986年日本核电站的开工率达76.2%，创历史最高水平。
资源能源厅说，1986年，日本全国运转中的各种类型的核反应堆共有32座。平均开工率自1982年以来，已连续五年超过70%。这在西方发达国家中也是高水平的。若同1985年统计的开工率相比较，日本的开工率仅次于联邦德国。
最后，再看一看核发电量最多的美国。
美国开发核电已有悠久的历史，据美国能源部1986年统计，美国有100座核电站在运行，核电站数量居世界第一位美国、前苏联、归本及欧洲大部分地区的情况是如此，其他地方的个别国家，虽有点变化也就无关大局了。因此，国际原子能机构1987年2月公布的。数字表明，世界核能发，展总的趋势没有受切尔诺贝利事故太大的影响，1986年又有21座核反应堆联网发电，新增加核发电量2094万千瓦。
当切尔诺贝利事故煽起世界性的反核浪潮宁息以后，人们能够比较冷静地对事件作出公正的评价。1987年初，21国欧洲委员会议会就核安全问题举行了听证会。他们拿1986年4月26日切尔诺贝利反应堆发生爆炸和起火，对人的健康造成的已知的和估计会产生的长期影响，与普通电厂同其他辐射源对人们的健康和环境带来的危险作比较。专家们得出了基本一致的看法，认为尽管发生了这次核事故，利用核燃料发电仍然比利用普通燃料发电要安全得多。现在，世界上第一个投入使用的美国核电站，已经走完30年的运营期而报废。目前世界上已有或正在兴建的500多个反应堆，或早或迟也会走到这一步。美国能源部估计，美国现有16个反应堆将在本世纪末到期，到2005年将有53个反应堆，2010年有70个反应堆到期报废。现在看来，处理这些反应堆的成本比刚进入核电时代预计的高，报废日期又比预计日期提前，电站内金属管件受辐射而变脆的情况比当初估计的严重。1986年的另一项重要科技成就是，日本金属矿业团在濑户内海的秀川县成功地建造了世界上第一座用海水提铀的工厂，这座于4月下旬投产的提铀厂年产10吨铀。海水提铀的工业化，为人类开发海水中数十亿吨铀储量迈出了可贵的第一步。
如果将这项储量考虑在内，那么，广阔的海洋几乎成为核燃料取之不尽的宝藏。
1686年，是核工业有沉痛教训的一年，也是获得很大成就的一年。
自核电站问世以来，由于工程技术的不断改善使核电站的运行性能不断提高，运行的安全可靠性日趋完善，事故发生率也在下降。这就使得核电站的时间利用率和负荷明显提高，进一步显示了核电站的经济效益和它在各类发电系统中的竞争能力。回顾核电的发展史，尤其是从世界性能源发展的长远观点看，核电站的发展前景是美好的。随着工程技术和管理水平的不断改善，必将给核电工业带来新的生机。
我们不妨再就日本的情况来说，这个国家非但没有停止发展核电，而且还着手制定了面向21世纪的核电长期战略计划，并以每年投产两座核反应堆的速度增建新的核电站。原因就在于日本已拥有一整套安全防护对策。
日本的安全对策是在“没有安全也就没有原子能利用”的前提下，从原子能发电设备的多重保护设计、国家制定严格的发展原子能发电的安全规则、原子能发电企业采取万全的运营措施、提高操作人员的素质、减少人为的失误、加强地方居民对核电站安全运转的监督和关注为内容，构成一套完整的安全防护体系。
1995年底时全球运营中的核电站为437个。
正在运行中的核电站，规模上美国居首位，其次为法国、日本、德国、俄罗斯、加拿大。法国核电占法国电力总量的78.2%，核电开发几乎达到极限。
国际上的分析家早于1993年5月作了预测，认为以后10年内亚洲对核电的需求将激增。
核能开发是世界各国21世纪能源战略的发展重点。
核电这门现代高技术产业正以它强大的生命力，克服它前进道路上的种种障碍，茁壮成长，日趋成熟。

『伍』 核电的发展过程是怎样的

1986年10月，总部均设在巴黎的国际能源局和经合组织属下的核能源局，分别发表报告，指出整个西欧今后仍会致力发展新能源，尤其是发展核电厂；如果停止发展石油以外的能源，可能在90年代再次陷入能源危机。从实际来看，前苏联核电厂发生事故，对欧洲震动最大，但并没有影响欧洲各国续建核电站的计划。例如：联邦德国反对派要求在10年内取消核电站，但是政府并不放弃继续新建5个电站的计划，到1990年，联邦德国核电站发电能力达2230万千瓦。

法国也有反核组织，但在民意测验中，支持兴建核电站的占65％，它将继续兴建17个新的核电站。

前苏联计划的核能曾以特别快的速度发展。根据苏联从1986年到2000年的经济和社会发展的基本方针；苏联到1990年生产14800～18800亿度电，其中3900亿度电来自核电站，约占20％。同1985年相比，到1990年通过发展核能节约了7500万～9000万吨标准燃料；苏联解体后，俄罗斯科学家还提出建造地下核电站的方案。

再从日本方面来说，1985年的核发电能力仅为2452万千瓦，占全国总发电能力的16％；到20世纪80年代末核发电量达1590亿度，占全国总发电量26％。而其他能源发电量所占比例是：油占25％，天然气占21％，水力占14％，煤占10％，地热等占4％。核电占据鳌头，因此，日本电力工业已开始进入以核电为主力的时代。1992年6月的统计表明；日本运行的核电站有42座，装机总容量为3000万千瓦。

日本核电的发展值得我们注意。

日本电力设备的结构，战前是“水主煤从”，战后从20世纪60年代初起变成“油主水从、煤从”。20世纪70年代，特别是第一次“石油危机”后，发电用能源向多样化发展。在这一过程中，同油电在整个发电量中的比重下降成正比，核电飞速增长。

核电在日本所以能够异军突起，主要在于核燃料用在发电具有很多优越性。在至今人类能掌握的各种发电能源中，它是最经济、稳定的高效能源。

日本从1966年建成第一座核电站以来，核电站从未发生过大的事故。

日本的电力公司非常重视普及核电知识的宣传。在核电站比较集中的地方，都有由他们出资建成的核电展览馆，供市民免费参观，里面有反应堆的模型和显示核发电整个过程的挂图等。看过之后，因不了解核发电而产生的不安，就会消除。日本人民因受过原子弹伤害，对核问题比较敏感。但是由于认识到核电和核弹的区别，在资源缺乏的日本发展核电有利，因此，并不一般地反对建核电站。就是反对建核电站的部分在野党，近些年态度也有变化。

1986年7月18日，日本综合能源调查会的原子能部，提出了对21世纪日本核电远景的预测报告，根据这一预测，2010年，日本发电用核反应堆将达86座，2030年，将达112座；核发电设备能力，2010年、2030年将分别达到当时的3.5倍、5.5倍。过25～30年左右，日本用的电，每两度中就有一度是核电。

日本综合能源调查会是通产大臣的咨询机关。它的这个预测报告制定于前苏联切尔诺贝利核电站事故之后，在制定报告过程中，国际油价已经出现大幅度下降。但是这个报告证明，日本并未因为这两个因素而动摇今后发展核电的基本方向。

据日本通产省资源能源厅1987年初发表的数字表明，就是在1986年日本核电站的开工率达76.2％，创历史最高水平。

资源能源厅说，1986年，日本全国运转中的各种类型的核反应堆共有32座。平均开工率自1982年以来，已连续五年超过70％。这在西方发达国家中也是高水平的。若同1985年统计的开工率相比较，日本的开工率仅次于联邦德国。

最后，再看一看核发电量最多的美国。

美国开发核电已有悠久的历史，据美国能源部1986年统计，美国有100座核电站在运行，核电站数量居世界第一位。当时还有27座正在兴建中。他们长期以来在开发核电方面积累了丰富的经验。美国核电站多年的建设和运行经验证明，核电站事故发生的可能性虽然不能绝对排除，但百分比是微小的。如果在设备和管理方面，严格地按照科学规定办事，事故是可以避免的。

美国核能专家认为，选择优良的核反应堆堆型是确保核电站安全运行的关键。迄今为止，发生严重事故并危及人体安全酌，一般都是石墨堆，而压水堆不容易发生严重事故，即使发生事故，由于种种安全措施，放射性物质也不易因外泄而引起对环境的污染和危害人体。

由于经济需要等方面的原因，美国核电站绝大部分都建在人口稠密的城市附近。但是，因为核电站建造者严格遵守核规章委员会制定的安全标准条例，所以核电站从未出现过实际威胁附近城市居民安全的严重事故。美国核规章委员会要求核屯站的建造者在提出建造申请时，必须制定相应的安全保障措施。经过核规章委员会严格审查认可后，才发放建站许可证。核电站在建造和运行期间，核规章委员会要定期进行检查，如果发现问题，有权对核电站提出包括停止运行在内的各种要求。

这些，都无疑为世界核电的发展提供了宝贵的经验。

美国、前苏联、归本及欧洲大部分地区的情况是如此，其他地方的个别国家，虽有点变化也就无关大局了。因此，国际原子能机构1987年2月公布的。数字表明，世界核能发，展总的趋势没有受切尔诺贝利事故太大的影响，1986年又有21座核反应堆联网发电，新增加核发电量2094万千瓦。

当切尔诺贝利事故煽起世界性的反核浪潮宁息以后，人们能够比较冷静地对事件作出公正的评价。1987年初，21国欧洲委员会议会就核安全问题举行了听证会。他们拿1986年4月26日切尔诺贝利反应堆发生爆炸和起火，对人的健康造成的已知的和估计会产生的长期影响，与普通电厂同其他辐射源对人们的健康和环境带来的危险作比较。专家们得出了基本一致的看法，认为尽管发生了这次核事故，利用核燃料发电仍然比利用普通燃料发电要安全得多。

前苏联的国家原子能利用委员会副主席说，如果重新用煤和石油等有机燃料来发电，对人们的健康和环境带来的危险将会大大增加。

设在维也纳的国际原子能机构核安全部门的负责人也说：“人们现在已认识到‘煤和石油燃烧后产生的物质’对我们的环境是一个重大的威胁”。他提到了一例子，一个发电能力为100万千瓦的普通电厂在城市居民中引起死亡的人数和生病的人数可以分别达到3～30人和2000～20000人，而一个发电力相仿的核电厂在正常运转的情况下引起死亡和生病的人数最多分别是一个。

对于核能的安全性已经为国际所公认。

核能的优点是十分鲜明的，其能量密度大，功率高，为其他能源所不及。这就容易使安全装置集中，提高效率。人们往往忽视，功率小设施就分散，即使微小的危险也随之分散而导致经常发生大量不被人发觉的各种事故。

在能量储存方面，核能比太阳能、风能等其他新能源容易储存，后者常常什么时候有，什么时候才能利用，除非安装储存缓冲器，但这种装置目前价格昂贵。核燃料的储存占地不大，在核船舶或核潜艇中，也同样占据不大空间，因为它们两年才换料一次。相反，烧重油或烧煤设备需庞大的储存罐或占地很多。

核电作为一种新兴的能源事业，已在世界能源中占有举足轻重的地位，但它并非十全十美。正像其他任何先进技术一样，核电既能造福于人类，也伴有一定的潜在风险。从对核能的指责声中，我们就听到了一些对生态环境的影响以及其他疑虑。例如，台湾北部核能一、二厂和南部的核三厂，对沿海渔业就有不小的冲击；南湾的珊瑚也因受到废热水浸害而死亡。

其实，无论是核电站还是火电站，都有余热排人环境，因此废热对环境的影响并不是核电站独有的，只是程度上有差别。核电站通过冷却水排入水中的余热要比火电站高约35％～50％。

世界上很多国家把核电站建在沿海，利用海水作冷却水，既可为核电站提供无限的冷却水，又比河水能更好地消散余热，减少余热对环境的影响。为了尽可能减少余热对天然水域的影响，人们还采取了不少措施，如制定排放标准，限制排放引起的升温；选择合适的排放位置及排放方式；提高热转换效率；余热利用等。

日本核电站排水温度一般高出海水温度有7～9℃，进入海域后扩散很快，温度迅速下降，一般在1～2公里外的水表面温度即降到1～2℃，因此对水资源不会带来有害影响。据国外报道，多数核电站附近的捕鱼量没有明显变化，有的地方还有增加。

核电站在投入正常运行时，进入废气、废液和固体废物中的放射性物质只是极少的一部分。核电站设有完善的三废处理系统，可对放射性废物实行有效的处理。在核电站周围还设置许多监测点，定期采集空气、水样、土样和动植物样品进行分析，监督放射性物质对环境的污染。放射性物质很难以有害量进入环境。

因此，担心和忧虑核电站污染环境和破坏生态平衡是不必要的。利用核电站循环水的排水灌溉农田；利用冷却永的余热为温室供热，培养瓜果和鱼类是可以做到的。

最后，从经济上的未定因素来考虑。一座核电站的服役年龄为30～40年，退役以后，其费用应当计人核发电的成本中去。

现在，世界上第一个投入使用的美国核电站，已经走完30年的运营期而报废。目前世界上已有或正在兴建的500多个反应堆，或早或迟也会走到这一步。美国能源部估计，美国现有16个反应堆将在本世纪末到期，到2005年将有53个反应堆，2010年有70个反应堆到期报废。现在看来，处理这些反应堆的成本比刚进入核电时代预计的高，报废日期又比预计日期提前，电站内金属管件受辐射而变脆的情况比当初估计的严重。为此，专家们已开始认真考虑核电站报废问题，提出了下列几种处置方案：

(1)封存处理：从反应堆中移走核燃料，并对辐射进行监控。这些措施实行之初十分简便，但一些专家认为，由于辐射要持续若干世纪，长期持续的警戒和监控，累计成本可能很高，最后还是不得不拆除。

(2)埋葬处理：从反应堆中移走核燃料，加盖一层厚厚的水泥壳，把整个电站区罩起来。苏联切尔诺贝利核电站发生事故后，就是这样处置的。埋葬具有与封存相同的许多优点，但实施中人员会受不同程度的放射性沾染。

(3)拆除处理：优点是无须背上长期警戒和维护的沉重包袱，而且站区随即可作他用，包括建设新的核电站。但问题在于对施工人员可能造成严重的辐射沾染，且拆除成本高。

美国希平波特核电站，成了第一个进行拆除处理方法的试验场。

因此，今后核能工业的发展，我们仍然应该谨慎地先建立核能工业发展的评估制度和严密的管理措施，这样才能使核工业健康发展而免蹈某些国家先行中所犯错误的覆辙。

世界核电工业之所以发展迅速，主要因为它具有较强的经济竞争力、环境污染较小、燃料丰富三个优点。在权衡利弊时，从现代的观点来看，无论如何，利还是大于弊。

目前，人类对核燃料即铀资源的勘探工作还十分有限。但是根据已经发现的天然铀矿，如果用于核发电，足可以使用几千年。

1986年的另一项重要科技成就是，日本金属矿业团在濑户内海的秀川县成功地建造了世界上第一座用海水提铀的工厂，这座于4月下旬投产的提铀厂年产10吨铀。海水提铀的工业化，为人类开发海水中数十亿吨铀储量迈出了可贵的第一步。

如果将这项储量考虑在内，那么，广阔的海洋几乎成为核燃料取之不尽的宝藏。

1686年，是核工业有沉痛教训的一年，也是获得很大成就的一年。

自核电站问世以来，由于工程技术的不断改善使核电站的运行性能不断提高，运行的安全可靠性日趋完善，事故发生率也在下降。这就使得核电站的时间利用率和负荷明显提高，进一步显示了核电站的经济效益和它在各类发电系统中的竞争能力。

诚然，核电技术的先进性和可靠性是确保安全的重要因素，但实行严格的科学管理同样也是确保安全的重要因素，这是人们从这场切尔诺贝利核事故中应该吸取的严重教训。

安全设备的日趋复杂化，促使我们必须把希望寄托在一系列复杂设备运行的安全无误上。那么能不能建造出包含内在安全因素的核反应堆呢?回答应该是肯定的。

瑞典研制成功的“内在过程绝对安全”反应堆就是具有代表性的新型反应堆。它的设计思想是：即使初级冷却系统失灵，堆芯仍能冷却下来。内在安全能保证不用复杂的安全设备，反应堆仍然能安全运转。

核电站的充分安全问题并非是不能解决的。

不可否认，切尔诺贝利事故对核电发展带来某些消极作用。然而，这并不能否定核电的优点。回顾核电的发展史，尤其是从世界性能源发展的长远观点看，核电站的发展前景是美好的。随着工程技术和管理水平的不断改善，必将给核电工业带来新的生机。

我们不妨再就日本的情况来说，这个国家非但没有停止发展核电，而且还着手制定了面向21世纪的核电长期战略计划，并以每年投产两座核反应堆的速度增建新的核电站。原因就在于日本已拥有一整套安全防护对策。

日本的安全对策是在“没有安全也就没有原子能利用”的前提下，从原子能发电设备的多重保护设计、国家制定严格的发展原子能发电的安全规则、原子能发电企业采取万全的运营措施、提高操作人员的素质、减少人为的失误、加强地方居民对核电站安全运转的监督和关注为内容，构成一套完整的安全防护体系。

日本在技术上把核反应堆运转过程中在堆内产生和积存的放射性物质全部密封起来，以免有害气体外泄。即使在运转过程中发生事故，也能把放射性物质封闭起来而不影响周围居民的安全。

他们实施多重防护主要包括：

(1)防止发生异常的对策：要求核发电系统在设计上必须留有足够的安全系数，选用的设备和材料必须保证质量，对施工质量也要有严格的要求和验收，发电系统中还配有在部分机器出现异常时能自动确保安全的“安全系统”，和一旦出现操作失误能确保整个系统安全的“连锁装置系统”。对投入运转后的核反应堆和涡轮机实施严格的定期检查。

(2)防止异常事故扩大对策：主要是在设计上配有一套能够自动检测，早期发现多种异常并使核反应堆紧急停止，自动消除余热的系统。

(3)防止放射性物质泄出的对策：配有一套出现异常时使用的反应堆堆芯冷却装置，它由高压注人装置、低压注入装置、反应堆堆芯喷雾器等系统构成。

日本政府不但订有各种核发电安全对策的规章制度，而且对核电站从设计、兴建到投产后的安全运转都实施积极的监督和干预。设计阶段，通产省首先听取各方专家对所设计核反应堆的安全性进行充分论证，然后由通产大臣发放准许制造的许可证。建设阶段，在对工程设计、施工方法和内容进行认真的审查之后，由通产省授予准建权。一个核电站竣工而未投入运转之前，通产省将对它进行严格的验收。

此外，对管理操作人员也进行严格的挑选和训练。新人进站后，首先要在有经验的操作员的指导和监督下见习一年，然后到操作训练中心参加标准训练课程的学习，才可担任辅机操作员。工作五至六年后，辅机操作员才能作为主机操作员走上关键技术岗位。具有六至七年主机操作员经历，并通过了国家考试者，才有资格被选拔为运转负责人。此外，主机操作员每三年需接受一次运转训练中心的模拟训练，辅机操作员每年需接受三次模拟训练。

为加强核安全的研究，完善核安全对策，日本科学技术厅决定，在核安全委员会内设立核事故分析专门机构。

核事故分析专门机构的任务是，研究如何从组织上保障核设施的安全，经常重新估价安全措施的可靠性，以防止重大事故发生。此外，这个专门机构还要制定紧急情况下的人员撤离方案，对引起事故的错误操作原因进行综合研究。

为加强核安全管理和防范措施，日本科技厅要设立两个咨询系统，一个是国外核事故可能造成对日本污染的预测预报系统；另一个是能够在核事故发生后及时提供切实可行措施的紧急技术建议系统。

预测预报系统以气象数据为依据，要能测出距日本2000～3000公里以内地区的核辐射剂量。紧急技术建议系统要掌握国内所有核成套设备的管道线路图和其他数据，在非常情况下根据这些数据，及时提出如何防止事故扩大及减少放射性污染等技术性建议。

日本科技厅认为，这些机构虽然是一种咨询性质的机构，但是他们可以协助核安全委员会，迅速地为国家制定有效的应急对策。

前苏联切尔诺贝利核电站发生事故后，日本更加清醒地认识到进一步强化安全对策的重要性。他们进一步充实完善国家有关发展核电的各种规章制度，使核电技术标准更加完善。国家对核电站实行有效的监督、管理，制定新的核反应堆的投产、废弃的规定与措施，制定与核燃料循环相应的技术标准。国家还建立专门的机构使安全检查制度化。加强核电企业的管理机能，把确保安全作为企业经营最重要的一环。

日本还开展“官、民、学”三位一体的研究体制，积极推进新的核发电技术和安全防护技术的研究，要做到防患于未然。同时还考虑应急状态下的防护措施，如发展专用机器人。

日本能做到的事情，别的国家也可以去做。核技术终将会成为一门可以使人完全放心的安全技术。

前苏联切尔诺贝利核事故这种坏事正在被各国认真总结教训，逐渐转变为推动本国核电事业健康发展的好事。他们完善了各种有关核能的法规，规定了核能委员会的职能、核能使用部门的职能和监督机构的职能。

在核能领域，由于切尔诺贝利的震动，1986年成了十分活跃的一年，我们国家还派出记者特意对西欧的核电部门进行考察访问。由于联邦德国核电事业无论在经济技术方面还是设备安全、管理严格方面均堪称楷模，记者对联邦德国核电事业作了一番巡礼，向中国读者提供了许多可作形象思维的感性材料。

对前联邦德国来说，“除了核电之外，没有别的选择”。

从前联邦德国的经验来看，核电除了清洁价廉之外，还有两个被我们曾经忽视的好处：一是推动高技术工业发展，带动相关部门同步发展；二是锻炼一支高水平的科研和建设队伍。以生产电力的多寡和运转率为标准，世界前七位核电站全部在前联邦德国。前联邦德国核电站以其经济效益高、设备可靠和人员专业化程度高著称于世。

前联邦德国的核电事业为人们展示了一个十分可信的现实，事实胜于雄辩；核能的高效及安全，只要人们严肃认真地对待，是可以做到的，是切实可行的。

目前，国际上核电站设计专家为提高核电站的安全系数进行了深入的调查研究。研究方向大体有两个，一是探讨地下核电站的可行性，二是增补地上核电站的保安措施，尤其是对意外险情的防范措施。研究的结果无疑将导致出现更安全的核电站。

对地上核电站安全运营问题的研究，得出了所谓综合保安的设想，并具体化为一些新的设计与运营规则。这些新规则要求，核电站设计者在设计时和操作员在值班时，均应考虑和分析可能导致事故的某些意外情况。现有核电站有一套对付反应堆发生设想有可能发生的故障的技术手段，但是过去美苏核电站事故表明，核电站在运营中会出现一些意想不到的情况，所以新规则要求核电站的设计中要有能够帮助操作员，在出观意外险情时及时排除险情的技术装置。

新规则的另一个重要部分是所谓“双防系统”。现有的核电站都有一个钢筋混凝土防护罩，旨在防止反应堆出故障时其放射性物质逸出而危害附近的人畜和环境。但已发生的核电站事故表明，单有这种防护罩还不行。一旦出现未预料到的情况而罩内压力猛升至5个大气压以上，罩本身就可能失去密封性甚至被胀破(爆炸)。新规则要求核电站附设一套可确保操作员使罩内压力及时降至通常水平的技术设备，必要时操作员还可以启动防辐射的过滤装置。这就是新规则所说的“双防系统”。

地下核电站的必要性和可行性问题，已被认定，它比地上核电站更为安全，并且经济和技术上都是可行的。前苏联的核反应堆的防护罩只有1.6米厚，反应堆内的熔融核燃料一旦逸出而压到罩壁上，不到1小时就会把罩烧毁。在新的“核电站-88”设计中，防护罩也只能耐受4.6个大气压的内部压力，电缆、管道等也只能耐受8个大气压，而在反应堆核燃料熔融事故中蒸汽与氢的爆炸会产生高达13～15个大气压的压力。所以，在未能设计出“绝对安全的反应堆”之前，应将核电站建在地下。目前所说的地下核电站，是把反应堆和控制系统建在石质或半石质地层中的中小型核电站。

据分析，这种地下核电站至少可保证运营中不危害周围环境，不发生切尔诺贝利核电站那种浩劫式的事故后果，而且便于封存寿终正寝的反应堆，减轻地震对核电站的影响。此外，把核电站转入地下还可以使核电站的建设得以在现有技术水平上得到发展，而无须等到“绝对安全”的核电站设计问世之后再发展核屯事业。进一步的分析表明，把4个机组的100万千瓦核电站反应堆和控制系统建在50米深的地下，建筑费用只、增加11％～15％，但如果把关闭核电站所需费用算进去，那么地下核电站的造价比地上核电站还要低一些。拿2个机组的50万千瓦供热核电站来说，将反应堆设在地下的建筑费用比地上同类核电站多20％～30％，如把关闭核电站所需费用打进去，则只多4％～11％。

1995年底时全球运营中的核电站为437个。

正在运行中的核电站，规模上美国居首位，其次为法国、日本、德国、俄罗斯、加拿大。法国核电占法国电力总量的78.2％，核电开发几乎达到极限。

国际上的分析家早于1993年5月作了预测，认为以后10年内亚洲对核电的需求将激增。

核能开发是世界各国21世纪能源战略的发展重点。

核电这门现代高技术产业正以它强大的生命力，克服它前进道路上的种种障碍，茁壮成长，日趋成熟。

『陆』 世界核电站发展历程

西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
2002年3月，核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。AP1000主要的设计特点包括：
（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计
AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性
AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力。AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。
（3）严重事故预防与缓解措施
AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：
堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路。
为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。
针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。
针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。
对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。
对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。
针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
（4）仪控系统和主控室设计
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
（5）建造中大量采用模块化建造技术
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。
通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。美国西屋电气公司在中国核电招标中成功竞标，将向中国进行技术转让，建设4台核电机组。西屋公司总裁兼首席执行官史睿智先生接受新华社记者采访时表示，西屋的AP1000核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的“第三代＋”核电技术，“这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术”。
AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。
AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。这样既进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。
西屋公司提供的技术材料称，AP1000在建设过程中，可利用模块化技术，多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组建设工期。AP1000从开工建设到加载原料开始发电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优势明显。西屋预计，中国的4台核电机组将于2013年建成发电。
中国在美国、法国、俄罗斯等投标方中认真比较后选择西屋的核电技术。在美国本土，计划中将要建设的18台核电机组中，已经有至少12个确定选择AP1000技术为设计基础。他说：“西屋非常高兴这次中国也选择了AP1000。现在能够进军中国核电市场对于西屋意义重大，我们致力于和中国核电市场发展长期、互利的合作关系。”
西屋公司是全球压水反应堆核电技术的龙头，早在1957年就开发出了全球首个压水反应堆。目前全球超过40%的运营核电机组都是由西屋建造或经西屋批准利用其设计基础建造的。
AP1000是西屋在AP600技术的基础上延展开发的。AP600以“非能动性”为特点的设计最早始于1991年，西屋当初试图将核电站技术从经济效益和安全水平两方面都提升到一个新高度，保持自己在核电领域的技术领先优势。AP600在1998年获得美国核管会的“最终设计批准”，但随着世界电力市场的不断变化，核电新的目标电价降至每度3美分，AP600已无法满足这个要求。为此西屋启动了AP1000的开发工作，目标是更便宜、更安全、更高效的核反应堆技术，以提升其在核电市场的竞争力。
由于AP1000脱胎于AP600，因此研发进程大大加快，通过设计改进达到增容目的，显著提高发电功率，同时又保持了原有系统的安全性和简洁性。从AP600到AP1000，经过了15年的开发和完善。史睿智特意提到，在多年的开发工作中，不少中国工程技术人员也参与其中。
AP1000作为当今核电市场最具竞争力的技术，应用到中国核电机组建设中，“对于中美双方是真正的双赢合作”。中国将依托先进核电技术，更好地满足日益增加的能源需求。而与中国合作，一方面为美国创造大量就业岗位，同时也为美国的产品、技术和服务出口提供了良机。
西屋电气的 AP1000 有以下特点：
1、世界市场现有的最安全、最先进、经过验证的核电站 (保守概率风险评估 (PRA):堆芯损毁概率为可忽略不计的 2.5x10- 7 )；
2、唯一得到美国核管会最后设计批准（FDA）的新三代+核电站；
3、基于标准的西屋压水反应堆 (PWR)技术，该技术已实现了超过 2,500 反应堆年次的成功的运营 ；
4、1100 MWe设计，对于提供基本发电负荷容量很理想；
5、模块化设计，有利于标准化并提高建造质量；
6、更经济的运营 (更少的混凝土和钢铁，更少零部件和系统，意味着更少的安装、检测和维护 )；
7、 更简便的运营(配备行业最先进的仪表和控制系统 )；
8、 符合美国用户要求文件（URD）对新一代商用反应堆的要求。

『柒』 核能的发展历史

核能问世的准备时期，可以追溯到19世纪末至20世纪初。
19世纪末，英国物理学家汤姆逊发现了电子；1895年，德国物理学家伦琴发现了X射线；1896年，法国物理学家贝克勒尔首次发现了天然铀的放射性；1898年，居里夫人又发现了新的放射性元素钋和镭；1902年，她经过4年的艰苦努力成功分离出毫克级的高纯镭；1905年，爱因斯坦提出了著名的质能转换公式E＝mc2（c为光速，E为能量，m为转换成能量的质量）。
1914年，英国物理学家卢瑟福通过实验，确定氢原子核是一个正电荷单元，称为质子。1932年，英国物理学家查得威克发现了中子。1938年，德国科学家哈恩和他的助手斯特拉斯曼用中子轰击铀原子核，发现了核裂变现象。有些元素可以自发地放出射线，这些元素叫做放射性元素。放射性元素可以放出3种看不见的射线。一种是α射线，就是氦原子核。一种是β射线，就是高速电子。一种是γ射线，就是高能电磁波。其中γ射线的穿透能力最强。当中子撞击铀原子核时，一个铀核吸收了一个中子而分裂成两个较轻的原子核，同时发生质能转换，放出很大的能量，并产生两个或3个中子，这就是举世闻名的核裂变反应。
在一定的条件下，新产生的中子会继续引起更多的铀原子核裂变，这样一代代传下去，像链条一样环环相扣，所以科学家将其命名为链式裂变反应。1946年，在法国居里实验室工作的我国科学家钱三强、何泽慧夫妇发现了铀原子核的“三裂变”、“四裂变”现象。链式裂变反应释放出巨大的核能，1千克铀235裂变释放出的能量，相当于2500吨标准煤燃烧产生的能量。只有铀233、铀235和钚239这3种核素可以由能量为0.025电子伏的热中子引起核裂变。它们都可用作核燃料，其中只有铀235是天然存在的，而铀233、钚239是在反应堆中人工生产出来的。铀235在天然铀中的含量仅为0.7%。

『捌』 核电站类型的发展历程

20世纪年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，世界上已经商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自20世纪60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核
电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。 对于第三代核电站类型有各种不同看法。
美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了第三代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为第三代核电站的主力堆型。
中国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，和正在运行发电的第二代核电机组相比，预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站事故中暴露出来的弱点。据悉，中国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。
通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站称为第三代核电站。
世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计，主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆)，以及欧洲的EPR(压水堆)等型号，它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。而中国有13台第二代核电机组正在运行发电，未来重点放在建设第三代核电机组上，并开发出具有中国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。为此，国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程，建设4套第三代AP1000压水堆核电机组。国家中长期科技发展规划纲要已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项。 第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。
第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。
世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。

『玖』 中国核电的发展历史概况有哪些

改革开放初期，我国做出了自主设计、建造秦山30万千瓦压水堆核电站和引进建设大亚湾万千瓦压水堆核电站的战略决策。继1991年秦山核电站和1994年大亚湾核电站建成投运后，我国又先后建设了秦山二期、岭澳、秦山三期和田湾核电站，形成浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。目前我国已经投运的核电机组11台，总装机容量910万千瓦。2008年，核电占全国电力装机总容量的1.3%，核电年发电量683.94亿千瓦时，占全国总发电量的2％左右。

我国已经具备30万—60万千瓦压水堆核电站自主设计能力，基本具备了第二代百万千瓦级核电站设计能力，以及自主批量规模建设的工程设计能力。在核电设备制造方面，60万千瓦和100万千瓦核电站国产化率可达70%以上。

我国核电站投入运行以来，核电发电量和上网电量逐年稳步提高，其运行业绩和管理水平均达到世界先进水平。2008年，中核集团核电发电量为376亿千瓦时，相当于当年减少二氧化碳排放3700多万吨，减少二氧化硫排放20多万吨。环境监测表明，核电厂周围环境的辐射水平仍保持在核电厂建成前的环境水平。

进入新世纪，国家对核工业的发展做出新的战略调整，到2020年，我国核电运行装机容量将突破4000万千瓦，核电装机容量将占电力总装机容量的5％。而且经过近30年的发展建设，我国基本具备了“中外结合，以我为主，发展核电”的能力。随着浙江三门、山东海阳为代表的第三代核电站的开工建设，我国核电工业的春天已经到来。

『拾』 核电站的建设历史

第一代核电站
20世纪50年至60年代初，苏联、美国等建造了第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站，日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站
20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，世界上已经商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自20世纪60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。
第三代核电站
对于第三代核电站类型有各种不同看法。
美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了第三代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为第三代核电站的主力堆型。
中国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，和正在运行发电的第二代核电机组相比，预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站事故中暴露出来的弱点。据悉，中国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。
通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站称为第三代核电站。
世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计，主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆)，以及欧洲的EPR(压水堆)等型号，它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。而中国有13台第二代核电机组正在运行发电，未来重点放在建设第三代核电机组上，并开发出具有中国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。为此，国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程，建设4套第三代AP1000压水堆核电机组。国家中长期科技发展规划纲要已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项（CAP1400）。
第四代核能系统
第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。
第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。
世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。
第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：