中国核工业集团,核电知识全集

 国际原子能机构是一个同联合国建立关系，并由世界各国在原子能领域进行科学技术合作的机构。

1954年12月，第九届联合国大会通过决议，要求成立一个专门致力于和平利用原子能的国际机构。1956年10月26日，来自世界82个国家的代表举行会议，通过了旨在保障监督和和平利用核能的国际原子能机构规约。1957年7月29日，规约正式生效。同年10月，国际原子能机构召开首次全体会议，宣布该机构正式成立。

国际原子能机构的宗旨是谋求加速扩大原子能对全世界和平、健康及繁荣的贡献，确保由机构本身，或经机构请求，或在其监督管制下提供的援助不用于推进任何军事目的。

国际原子能机构规定，任何国家只要经过机构理事会推荐和大会批准，并交存对机构规约的接受书，即可成为该机构的成员国。截至2009年2月，国际原子能机构共有146个成员国。

国际原子能机构总部设在奥地利维也纳，组织机构包括大会、理事会和秘书处。大会由全体成员国组成，每年举行一次。理事会是决策机构，由35个国家的代表组成，每年举行四次会议。秘书处为执行机构，由总干事领导。总干事由理事会任命，大会批准，任期4年。

国际原子能机构自成立以来，在保障监督领域，已与140多个国家和地区组织签订了全面保障监督协定及单项保障协定，核武器国家也分别与其缔结了自愿保障协定。

现任国际原子能机构总干事巴拉迪1942年6月出生于埃及，1997年12月首次出任国际原子能机构总干事，2001年获得连任。2005年9月26日，国际原子能机构第49届大会再次批准了该机构理事会对巴拉迪继续出任下一届总干事的任命。

推进核电规模发展必须重视提高单堆机组安全水平

林诚格、易湘红

一、随着核电机组大量增加，核风险随之增大。这个非定量的叙述可以为大众理解。所以为了保持和降低总的核风险，就要提高单堆机组的安全水平。

二、应用概率论与数理统计知识，可以对群堆的安全水平进行定量的分析。

1、方法一[1]：

假设两个的事件A和B，他们各自发生的概率分别为P（A）和P（B）。我们可以计算出发生A事件或B事件的概率为：

P(A或B)=P(A)+P(B)-P(A和B) 

=P(A)+P(B)-P(A)P(B)                 …公式(1)

    如果是A、B、C三个事件,则

P(A或B或C)=P(A)+P(B)+P(C)-P(A和B)-P(A和C）

-P(B和C)+P(A和B和C）         …公式(2)

    对于n个事件E1，E2，……En，则 

        P(E1或E2或……或En)

=  -  +  +…

…-(-1)N P(E1和E2和……和En)  …公式(3)

如果P(E1)=P(E2)= ……=P(En)=p

当概率p很小，且np<<1时，则

P（E1或E2或……或En）≈np         …公式(4)

定义是不发生Ei的状态,即P（）=1-P（Ei）, 则有

P（至少有一个Ei发生）=1-P（无Ei发生）=1-P（和…）=1-P()P() …P()=1-{[1-P(E1)][1-P(E2)] …[1-P(En)]}

如果P(E1)=P(E2)= ……=P(En)=p, 则

P(至少有一个Ei发生)=1-(1-p)N               …公式(5)

2、方法二[2]：

定义 设将试验重复进行n次，每次试验中，事件A发生的概率均为p，则称这n次试验为n重贝努里试验。若以X表示n重贝努里试验事件A发生的次数，则称X服从参数为n,p的二项分布。记作X~B（n,p)分布律为：

至少发生一次的概率等于1减去一次也不发生的概率（也就是发生零次的概率），即P{X≥1}＝1－ P{X＝0}=1-(1-p) N，与公式(5)完全一致。二项分布的数学期望为np.

3、应用概率论与数理统计知识对核电机组安全性的定量分析。

(1) 计算堆芯熔化概率为10-4，100个堆一年发生事故的概率[3]

由于n=100,p=10-4,np<<1, 可直接应用公式(4), 得出P=np=0.01/年。

如应用公式（5）, 同样P{X≥1}＝1-(1-p) N =0.01/年

(2) 计算堆芯熔化概率为10-4，1000个堆一年发生事故的概率

当n=1000时, P{X≥1}＝1-(1-p) N =0.095，仍然可以用np来进行近似计算。

(3) 计算堆芯熔化概率为10-4， 1万堆年左右发生事故的概率。

当n=7000时, P{X≥1}＝1－ P{X＝0}=1-(1-p) N =0.5034

当n=10000时, P{X≥1}＝1－ P{X＝0}=1-(1-p) N =0.6321

当n=20000时, P{X≥1}＝1－ P{X＝0}=1-(1-p) N =0.87

也就是接近一万堆年时，发生严重事故的可能性就比较大了。

不同的n和p值的事故概率表 

三、分析和结论

1、当np<<1时，有P（E1或E2或……或En）≈np，因为堆芯熔化概率为<10-4，几百个堆每年发生事故的概率满足np<<1的条件，所以群堆每年发生事故的概率可以近似于群堆数量乘以单堆熔化概率，与反应堆数量呈正比；

2、当np接近1时，发生事故的概率就比较大；

从上表中不难看出，当累计运行2万堆年时，对AP1000而言，发生事故的概率仍然可以视为小概率事件（0.01）；而二代机组发生事故的可能性已经比较大了(0.87)。

这就是为什么要在推进核电规模发展的情况下要强调提高单堆机组安全水平的缘故。

参考资料:

[1] NUREG-0492, Fault Tree Handbook, USNRC, January,1981.

[2]盛骤等,概率论与数理统计，第三版，浙江大学, 2001年12月.

[3] 林诚格, 国际核电安全的发展历史对我国发展核电的影响，核电，2007年2月.

核电站专业名词：核岛（NI）

    核电站由核岛（NI）、常规岛（CI）和辅助配套设施（BOP）组成，其中核岛是指核电站安全壳内的核反应堆及有关系统的统称，功能类似于常规电站的“锅炉岛”，其特殊性主要体现在两个方面：一是利用核能生产蒸汽，二是针对放射性风险配置了特殊的安全设施。核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统等。 

    核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及相连接的系统所组成。一回路中的冷却剂（高温高压的水流）将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽。在一回路水中加入硼酸用来控制反应性的慢变化，稳压器维持压力的稳定并补偿冷态和热态时的体积变化，相联的化学和容积控制系统维持水量，调节冷却水硼酸浓度控制反应堆的反应性，对水进行净化处理除去裂变产物和腐蚀产物，在冷却剂中加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。当一回路发生失水时，反应堆安全注射系统就作为安全给水系统，通过这几部分的协同工作保证堆芯的冷却，并使反应堆停堆。核反应堆停堆后，余热冷却系统带走燃料元件因裂变产生的热量。 

    安全壳喷淋系统由两条的管线与喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。当发生失水事故时，密封安全壳内的压力和温度升高，喷淋系统的主要作用是降低安全壳内的压力和温度，喷淋水中含有碱用以除去放射性碘。 

    辅助系统主要由以下六个部分组成：设备冷却水系统、反应堆腔室和废燃料冷却系统、辅助给水系统、通风和空调系统、压缩空气系统，以及放射性废物处理系统。 

    核岛设备，包括核电站反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主管道、主泵、堆内构件、控制棒驱动机构等。国内制造企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司、哈尔滨电站设备集团公司、中国第一重型机械集团、中国第二重型机械集团、四川三洲川化机核能设备制造有限公司等。国内生产核岛辅助设备的企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司以及部分起重机、泵、阀、容器等制造企业。国内企业参与核岛设备制造起步较晚，主要设备的制造能力与供货质量与国外企业相比有较大的差距，目前，国内运行及在建核电站的重要核级泵和阀门大多需要进口。 

    国外生产核岛设备的生产制造企业主要有：法国的阿海珐公司、阿尔斯通公司，美国西屋公司，日本的东芝公司、三菱公司，韩国斗山重工等。

核电站专业名词：反应堆安全屏障

核电站安全的基本目标是，确保公众和厂区工作人员在所有运行工况下受到的辐射照射保持在适当的规定限值之内；在事故工况下受到的辐射保持在可接受的限值之内。为了实现这一基本目标，保证充分的安全性，核电站设计必须满足下列总的安全要求：提供手段以确保在所有运行工况下，在事故工况期间和之后能实现安全停堆并维持安全停堆状态、从堆芯排除余热；提供手段以减少可能的放射性物质释放，确保在运行工况期间和之后的任何释放不超过规定的限值，同时，确保在事故工况期间和之后的任何释放不超过可接受的限值。为此，核电站设计中设置了四道反应堆安全屏障。 

第一道屏障——核燃料芯块。

现代反应堆广泛采用耐高温、耐辐射和耐腐蚀的二氧化铀陶瓷核燃料。经过烧结、磨光的这些陶瓷型的核燃料芯块能保留住98%以上的放射性裂变物质不使逸出，只有穿透能力较强的中子和γ射线才能辐射出来。这就大大减少了放射性物质的泄漏。

第二道屏障——锆合金包壳管。

二氧化铀陶瓷芯块被装入包壳管，叠成柱体，组成了燃料棒。由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须绝对密封，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。

第三道屏障——压力容器和封闭的一回路系统。

这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。

第四道屏障——安全壳厂房。

它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。

核电站专业名词：纵深防御

    核电站为我们生产大量电力的同时也会产生大量我们所不希望的放射性，为了保护电站工作人员和电站周围居民的健康，核电站始终坚持“质量第一,安全第一”的原则。“纵深防御”这一概念就是核电站消防设计应遵循的基本原则。 

    目前，大多数核电站的设计、建造和运行都是遵守纵深防御的原则，从设备和措施上提供多层次的重迭保护，确保反应堆的功率能得到有效的控制，燃料组件能得到充分冷却，放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。“纵深防御”包括以下五道防线：

第一道防线：精心设计,精心施工，确保核电站的设备精良。建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培养，使得人人关心安全，人人注意安全,防止发生故障。

第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障； 

    第三道防线：必要时启动由设计提供的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故；

    第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大，保护安全壳厂房；

    第五道防线：万一发生极不可能发生的事故，并且有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划,努力减少事故对居民的影响。 

    有了以上互相依赖、相互支持的各道防线，核电站就非常安全了。

核燃料铀的提取——浸出

    核能作为目前最清洁的一种能源，在其发展过程中，我们必须从矿石中提取铀—一种能够发生核裂变并产生核聚能的金属，而铀在矿石中含量是相当低的。铀在地球上的平均含量比较低，且很分散，这就要求我们不能像火法冶金一样，直接从矿石中提取，必须进行湿法冶金——其中包括浸出、分离、纯化、浓缩、沉淀等多个工序，制取发展核能所必须的铀制剂。因此首先必须针对矿石的特性进行浸出，将大多数无用的杂质分离出来。浸出就是用化学试剂将与众多矿物伴生的矿石中的有用组分—铀转化为可溶性化合物，并选择性地溶解出来，得到含金属铀的溶液，实现铀组分与杂质组分的分离过程。 

　　随着核电的发展，需要愈来愈多的铀作为核反应堆的核燃料，因此我们要从各种不同铀矿石中采取浸出的方法提取铀，来获得我们所需要铀产品，这也是制取核燃料的第一步。接着通过离子交换或萃取的方法制取铀的化合物，并通过沉淀的方法制取铀的浓缩物，然后通过纯化、氧化还原制取铀的氧化物，再通过冶金制取铀金属，最后制成我们所需要的核燃料。

　　这里所提到的浸出就是将含有溶剂的水溶液，例如酸溶液或碱溶液等，直接与矿石按一定的比例进行搅拌混合接触，使之在矿石中的铀有选择性地溶解在含有酸、碱的水溶液中，而与其它不溶解的矿物进行分离，得到含有绝大部分的铀而只含有极少部分溶解的其它矿物成分的水溶液，从而实现铀与其它矿物的分离。

　　浸出技术经过长期的发展，特别是我国核工业经历几十年的发展，产生许多不同的浸出的方式和方法。浸出过程根据固液接触方式和形式是多种多样的。

　　影响浸出效率的高低取决于许多因素，其中最主要的就是我们所常说的浸出六大因素的研究：

　　1）矿石的粒度；2）浸出液固比；3）浸出试剂的浓度；4）浸出时的温度；5）浸出时间的长短；6）氧化剂的用量。

　　浸出的机理主要是当含有浸出剂（如硫酸或碱）的溶液与含有铀的矿物接触时，溶液中的溶剂不断地通过矿石中孔隙向铀矿物表面扩散，当溶液中的溶剂与所要取得的铀矿物接触时，铀矿物就不断地扩散到溶液中与溶剂进行结合生成新的化合物，同时含有溶解铀的溶剂也不断地向矿物外的溶液中扩散，此时进入溶液中的铀矿物即是我们所要取得的目标物——铀化合物。

　　目前，无论是按浸出技术还是按浸出过程分类，我们所常采用的方法有搅拌浸出、堆浸、地浸（包括爆破浸出）、渗滤浸出、流态化浸出、薄层浸出。但是目前回收核燃料铀最主要采用的方法有搅拌浸出、堆浸、地浸。其它方法应用的范围比较窄，如爆破浸出只适应于硬岩铀矿石和矿石储量比较小的矿床。

　　搅拌浸出顾名思义就是磨细的矿石与浸出剂在槽中进行充分地搅拌混合。铀矿石的搅拌浸出是指将矿石破磨成粉状——一般情况下矿石破磨到-100目到-200目左右——与浸出剂在搅拌槽中进行混合，在强化浸出条件下（如增加温度、提高浸出剂浓度、选择适当的浸出剂种类、延长搅拌浸出时间、提高搅拌速度等六大条件）通过搅拌所进行的浸出方式。其搅拌方式有机械搅拌（如机械搅拌槽）与空气搅拌两种（如巴丘克搅拌槽）。

　　搅拌浸出原理：搅拌浸出也是固液传质的过程，通过磨细的物料增大固相的接触表面，使被包裹的铀矿物充分地暴露出来，从而增大了铀与浸出剂的接触几率，同时在搅拌条件下，强化固相表面铀浸出剂的更新几率，不断保持铀表面浸出剂在比较高的浓度下，保证固液表面的浸出剂有比较大的浓差，从而达到提高浸出率的目的。

　　影响搅拌浸出效率的因素有：矿石粒度；浸出剂的浓度；浸出液固比；氧化剂；浸出温度；浸出时间等等。

　　搅拌浸出适合于各种不同类型的铀矿石，根据矿石性质，可选择酸法浸出和碱法浸出。但搅拌浸出水冶厂的建设周期长，投资大，生产成本高，特别是磨矿费用在搅拌浸出中占有很大的比重，对某些矿石的固液分离也是一个比较难的问题。因此在上世纪80年代到90年代，为了简化流程，节省投资，一般不采用搅拌浸出。目前从节省国家资源的角度出发，为了充分利用有效资源，我们又在开始进行搅拌浸出的研究。一般在矿石铀含量比较高的情况下，大多采用搅拌浸出。虽然它的磨矿费用和固液分离费用所占的比重较高，但由于铀的回收率比其它几种浸出方法的浸出率高出近10%以上，所以搅拌浸出仍然是浸出铀的首选方式。

　　搅拌浸出的示意图如图1所示：

图1  搅拌浸出示意图

　　堆浸是堆置浸出法的简称，是指将稀的化学溶剂喷洒到预先堆置好的矿石堆上，有选择性地溶解（浸出）矿石中的目标成分——铀，使铀形成离子或络合离子并使之转入溶液，以便进行进一步的提取或回收。堆浸的矿石仅需粗碎即可，根据情况一般仅需破碎到-5~-8mm，如果浸出性能比较好，有时可能只要破碎到-10mm左右即可，而溶液在矿堆中总是处于非饱和流状态的流动。

　　堆浸法的原理：借助于喷洒于矿堆上含有化学溶剂的水溶液流经矿堆时，缓慢流动的处于非饱和流状态的溶液，经过矿石孔隙与矿石表面接触，易溶解的铀即溶解在溶液中，这样永远保证固液相表面溶剂有比较大的浓差。

　　堆浸常用的浸出剂是硫酸，适合于处理氧化条件好的次生矿，对于含有硫化物和铁含量比较高的矿石还可结合细菌浸出，以减少浸出剂的用量。另外，堆浸的时间较长，自然环境的氧化作用可以满足一定要求，一般不需加氧化剂或者只需要很少的氧化剂。

　　矿堆的构筑一般为2000到4000吨矿石构成一堆，有时一堆高达5000吨，高度一般在2.5米到3米，喷淋强度一般在30~50升/m2?h，大多数每天24小时均匀喷淋，一堆喷淋在一个半月左右，即可以达到将铀完全浸出的目的，虽然渣品位一般比搅拌浸出高一些，但是浸出率可以基本上保持在70~75%左右。对于边缘品位的矿石和其它一些品位比较低的铀矿石足以达到目的。

　　与搅拌浸出相比，堆浸有较多的优点：

　　1）投资少，成本低；

　　2）省去了能耗大的细磨和固液分离工序，简化了工艺过程；

　　3）灵活性大，适合于处理偏远地区的小矿点；

　　4）矿堆可在地表，也可设在井下，尾渣返回充填，减少了环境污染，

　　5）堆浸只适用于不适合进行搅拌浸出的贫矿、表外矿、尾弃矿等。

　　但堆浸的浸出速率低，浸出效率低，很难达到水冶厂的浸出效果，更加不适合于处理难浸矿石和非氧化矿，另外还要求有适宜的气候条件。一般情况下浸出率比搅拌浸出低10%左右，如果对于含量较高的铀矿石使用堆浸则对资源是一个较大的浪费。因此对于难处理的矿石，对于气候恶劣的地区以及对于比较富裕的矿不采用堆浸的方法，只对那些边缘矿、比较贫的矿和废弃的尾矿进行适当的处理以回收有用的资源。

　　与堆浸法类似的还有槽式渗滤浸出。它是将浸出剂与矿石一起置于一个槽内，在常温下浸泡数次，以达到浸出铀的目的。槽浸可使用较高的浸出剂浓度，浸出时间相对堆浸要短一些。

图2 堆浸示意图

图3 槽式渗滤浸出示意图

核电站设备专业名词：蒸汽发生器

 蒸发器（evaporator）是指通过加热使溶液浓缩或从溶液中析出晶粒的设备，主要由加热室和蒸发室两部分组成。加热室向液体提供蒸发所需要的热量，促使液体沸腾汽化；蒸发室使气液完全分离。加热室中产生的蒸气带有大量液沫，到了较大空间的蒸发室后，这些液体借自身凝聚或除沫器等的作用得以与蒸气分离。通常除沫器设在蒸发室的顶部。 

    蒸发器按操作压力分常压、加压和减压3种。按溶液在蒸发器中的运动状况分有：

    ①循环型。沸腾溶液在加热室中多次通过加热表面，如循环管式、悬筐式、外热式、列文式和强制循环式等；

    ②单程型。沸腾溶液在加热室中一次通过加热表面，不作循环流动，即行排出浓缩液，如升膜式、降膜式、搅拌薄膜式和离心薄膜式等；

    ③直接接触型。加热介质与溶液直接接触传热，如浸没燃烧式蒸发器。蒸发装置在操作过程中，要消耗大量加热蒸汽，为节省加热蒸汽，可采用多效蒸发装置和蒸汽再压缩蒸发器。蒸发器广泛用于化工、轻工等部门。

核电站设备专业名词：反应堆压力容器

反应堆压力容器（reactor pressure vessel）是安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳，是压水堆核电站中的关键设备，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点，而且是不可更换的设备，必须保证其在核电站40年寿命期内绝对安全可靠。

反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应在一个密封的空间内进行，它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。

反应堆压力容器分为钢和预应力混凝土两类。钢压力容器可用于各种类型的核反应堆，预应力混凝土压力容器成功地用于气冷堆，正在探索用于其他类型的核反应堆。 

    目前，我国只能生产60万千瓦级压水堆核电站的反应堆压力容器。一重集团和上锅分别为恰希玛一期工程和秦山二期工程提供了一台反应堆压力容器；岭澳二期和秦山二期扩建工程的反应堆压力容器将分别由东方电气集团和一重集团承担供货任务。中广核集团与一重集团联手，积极推进百万千瓦级反应堆压力容器的国产化，预计在2010年辽宁红沿河核电一期工程将率先采用我国自主制造的核反应堆压力容器。 

    欧美等国家百万千瓦级核反应堆压力容器的生产已经比较成熟，主要生产厂家有法国的法玛通、日本的三菱、韩国的斗山等。

核能知识：反应堆的固有安全性

在由于某些原因从外部引入反应性，使中子通量增加（核燃料、冷却剂温度上升）的情况下，反应堆本身具有防止核反应失控的工作特性。我们称这种特性为固有的安全性。固有特性来自反应堆本身所具有的负反应性温度效应、空泡效应、多普勒效应、氙和钐的积累和核燃料的燃耗等。

反应堆内各部分温度升高而再生系数K变小的现象称为负反应性温度效应，对反应堆的稳定性和安全性起决定作用。

反应堆冷却剂中，特别是在沸水堆中产生的蒸汽泡，随功率增长而加大，从而造成相当大的负泡系数，使反应性下降，这个效应叫空泡效应，有利于反应堆运行的安全。多普勒效应是指裂变中产生的快中子在慢化过程中被核燃料吸收的效应。它随燃料本身的温度变化而有很大的变化。特别重要的是这种效应是瞬时的，当燃料温度上升时，它马上就起作用。

在裂变产物中积累起来的氙和钐是对反应堆毒性很大的元素，这两种元素很容易吸收热中子，使堆内的热中子减少，反应性也下降。

一般说来，反应堆长期运行之后，反应性要下降，这是由于燃料的燃耗加深而引起的。

以上这些效应，一般都有利于反应堆运行的安全，但在一定的条件下，也有不利的一面。

在轻水堆情况下，有三个效应是起作用的。第一，由于燃料温度的上升，铀－238吸收中子的份额增加，从而使反应性有很大的下降（负反应性），是多普勒效应起了作用；第二，轻水慢化剂温度升高，其密度变小，中子与慢化剂碰撞的机会减少，中子慢化效果降低，反应性减小，负反应性温度效应起了作用；第三，轻水冷却剂温度升高，就产生气泡，其道理与第二点相同。由于中子泄漏增加，使反应性有很大下降，这就是所谓的空泡效应。

　　在气冷堆的情况下，由于多普勒效应的作用，燃料给出了负的温度效应。另一方面，因为气冷堆的功率密度低，石墨的热容量大，所以当发生事故时，堆芯温度上升慢，二氧化碳冷却剂的密度低，即使在冷却剂丧失的情况下，对反应性几乎也没有什么影响，功率仍将继续上升，这时，要靠快停堆系统来控制。

核能及其机理

1. 原子的组成 

原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。

2. 原子核的结构

原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。

3. 同位素

质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。 同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。　

4. 核能

    在50多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能，同时放出2—3个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。

原子弹就是利用原子核裂变放出的能量起杀伤破坏作用，而核电反应堆也是利用这一原理获取能量，所不同的是，它是可以控制的。

5. 轻核聚变 

    两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。

氢弹是利用氘氚原子核的聚变反应瞬间释放巨大能量起杀伤破坏作用，正在研究受控热核聚变反应装置也是应用这一基本原理，它与氢弹的最大不同是，其释放能量是可以被控制的。

6．铀的特性及其能量的释放

铀是自然界中原子序数最大的元素，天然铀由几种同位素构成:除了0.７1％的铀-235（235是质量数）、微量铀-234外，其余是铀-238，铀-235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的2700000倍。也就是说1克Ｕ-235完全裂变释放的能量相当于2吨半优质煤完全燃烧时所释放的能量。

7. 核能如何释放

    核能的获得主要有两种途径，即重核裂变与轻核聚变。Ｕ-235，有一个特性，即当一个中子轰击它的原子核时，它能成两个质量较小的原子核，同时产生2—3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量。

如果有一个新产生的中子，再去轰击另一个铀-235原子核，便引起新的裂变，以此类推，这样就使裂变反应不断地持续下去，这就是裂变链式反应，在链式反应中，核能就连续不断地释放出来。

8. 核聚变能量的释放

与铀相同数量的轻核聚变时放出的能量要比铀大几倍。例如1克氘化锂（Ｌi-6）完全反应所产生的能量约为1克铀-235裂变能量的三倍多。实现核聚变的条件十分苛刻，即需要使氢核处于几千万度以上高温才能使相当的核具有动能实现聚合反应。 

9. 核电站是清洁的能源 

    目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体造成的“温室效应“，将使地球气温升高，会造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排放这些有害物质，不会造成“温室效应“，与火电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态环境等。

在国外核电站的周围有人居住、游泳、放牧牛羊、钓鱼，有的核电站位于大城市附近，有的位于游览区。核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相比，更有利于保护环境。

10．核电站是经济的能源

世界上有核电国家的多年统计资料表明，虽然核电站的比投资高于燃煤电厂，但是，由于核燃料成本显著地低于燃煤成本，以及燃料是长期起作用的因素，这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂。

11．核能是可持续发展的能源

世界上已探明的铀储量约490万吨，钍储量约275万吨。这些裂变燃料足够使用到聚变能时代。聚变燃料主要是氘和锂，海水中氘的含量为0.034克/升，据估计地球上总的水量约为138亿亿立方米，其中氘的储量约40万亿吨，地球上的锂储量有2000多亿吨，锂可用来制造氚，足够人类在聚变能时代使用。按目前世界能源消费的水平，地球上可供原子核聚变的氘和氚，能供人类使用上千亿年。因此，有些能源专家认为，只要解决了核聚变技术，人类就将从根本上解决了能源问题。

世界核电发展的基本态势

文/陈肇博（国家核电技术公司  董事）

世界核电基本情况

世界核电起源于五十年代，在七十年代和八十年代发展达成高峰。上世纪八十年代后期，三里岛事件和切尔诺贝利事件，以及核废料处置问题引进关注，世界核电发展几近停滞；九十年代以来，核电技术先进国家积极开发更为安全和更为经济的三代核电站，满足URD和EUR的要求，取得了重大的进展。如美国西屋公司的AP1000和AREVA的EPR，以及GE公司的ABWR等。核废料的有效处置技术得到进步。

截至2007年9月底，世界共有439台核电机组在运行，总装机容量为3.72亿千瓦。共有34台机组在建，总装机容量为0.278亿千瓦。

2007年世界有核电国家和地区核电装机容量（单位：MW）

美国第一，接近100GW，其次为德、法、日等。中国仅有8.5GW，占世界第11位。2006年世界核电发电总量为2.66万亿千瓦时。法国的核电发电量占全国总发电量的78%，美国占19%，中国仅为1.9%。

安全是核电发展的生命线。在对正在运行的二代机组进行延寿的同时，世界各国新近开工建设的核电项目，基本上是更为安全和先进的三代核电机组。目前已经开发出ABWR、ESBWR、EPR、AP1000、APR1400、APWR1600等三代核电堆型。

中国核电的基本情况

        到目前为止，我国共有11台核电机组并网发电，总装机容量近900万千瓦；在建的机组8台，容量780万千瓦。

  经过20多年的发展，中国在核电技术的研究开发、工程设计、设备制造、工程建设、运营管理等方面，具备了相当的基础、实力和新鲜经验。 

 2006年底，中国发电装机容量已达622GW。但核电所占比例非常低，仅占1.9%。

∙∙●         目前中国电力装机总量和发展需求：

图表数据来自国家开发银行专家委员会《2005－2030年电力需求预测及发展战略研究》

∙●        中国积极发展核电的必要性

电力已经成为制约中国国民经济发展的一个重要瓶颈。长期以来，火电（主要是燃煤电站）在中国电力结构中所占比例过大，水电继续大规模开发的容量有限。为满足日常增长的电力需要，中国要积极发展更为安全可靠和经济的核电：

∙●         中国核电发展规划

图表数据来自国家开发银行专家委员会《2005－2030年电力需求预测及发展战略研究》

∙●         中国目前已开工或近期开工的核电项目，共24个机组，总装机容量达25.5 GW，将于2010年到2014年间建成发电。

∙●         核燃料的配套发展 

中国也在加紧实施与核电相配套的核燃料生产和核废料处理的多项工程任务，包括从铀资源的勘探，天然铀生产，浓缩铀生产，燃料组件制造，到乏燃料的处理，核废物玻璃固化和最终处理等。中国将对核电站卸出的乏燃料进行后处理，实现铀资源循环使用，对后处理产生的高放废液进行玻璃固化，并最终进行深地层贮存，以充分利用铀资料和减少最终核废物数量。

（本文是根据原作者在中美关系会议上能源论坛的主题发言编辑而成，题目为编者所加。）

核能系统的研究开发

近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了“国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约（Charter），约定共同合作研究开发核能系统（Gen Ⅳ）。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷。核能系统开发的目标是要在2030年左右创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环也包括在内，组成完整的核能利用系统。

　　GIF主要是由各国部门支持的科研院所、高等院校和工业界的专家所组成，自2000年至2002年三年中，先后有100多名专家开过八次研讨会，提出了核能系统的具体技术目标，主要是：

　　1、核电机组比投资不大于1000美元/KW，发电成本不大于3美分/KWh，建设周期不超过三年；

　　2、非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施；

　　3、尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受；

　　4、核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估；

　　5、要有全寿期和全环节的管理系统；

　　6、要有国际合作的开发机制。

　　GIF在2002年5月在巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。

　　属于热中子堆的是：

　　超临界水冷堆（SCWR， Supercritical water-cooled Reactor）

　　很高温气冷堆（VHTR， Very-high-temperature gas-cooled reactor）

　　熔盐堆（MSR，Molten salt reactor）

　　属于快中子堆的是：

　　带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR, Sodium-cooled fast reactor）

　　铅冷快堆（LFR, Lead-cooled fast reactor）

　　气冷快堆（GFR, Gas-cooled fast reactor）

　　无论对这六种堆型中的任何一种来说，要从现在的概念设计进展到商用示范，都有大量的研究开发工作要做，需要相当长的时间。

　　参加GIF的十个国家的专家对上述六种核能利用系统的研究开发工作大纲和分工合作进行了研究协调，提出了初步的工作“路线图”（Roadmap），认为从现在的概念设想转变成商业实施（产业化），需要经过四个步骤的工作：

　　第一步：可存在性（生命力，Viability）研究。研究明确要使该方案切实可行的关键所在，并证明其原则可行。

　　第二步：性能研究。工程规模的研究开发和优化，使其性能达到期望的水平。

　　第三步：系统示范。建造中等或较大规模的示范系统以验证设计。

　　第四步：商用实施。

目前，GIF的十个国家的参加单位只对第一步和第二步做了初步安排和分工，尚未安排第三步和第四步。目前尚不能确定究竟那一种堆型系统能成功，但按照GIF对的展望计划，将在2020年前后选定一种或几种堆型，2025年前后建成创新的原型机组系统示范，如果在原型机组上能成功地显示这种创新技术在安全性和经济性上的优越性，确实能与其他能源的发电机组竞争，那么大约从2030年起就可广泛地采用核电机组系统，而在那时，现在正在运行的第二代核电机组均将达到60年寿期（批准延寿后）的退役年限。可以用机组去取代。

资料来源：节选自欧阳予院士在“在第七界核电工业展览会暨三代核电技术报告会”上的发言

国际核能发电历史沿革

   1、第一代核能发电机组

第一代核能发电是利用原子核裂变能发电的初级阶段，从为军事服务走向和平利用，时间大体上在上世纪50年代到60年代中期，以开发早期的原型堆核电厂为主。

例如，美国西屋电气公司开发的民用压水堆核电厂，希平港（shippingport）核电厂在美国建成；以及通用电气公司（GE）开发的民用沸水堆核电厂，第一个建在美国加利福尼亚湾洪保德湾，以及随后1960年7月建成德累斯顿（Dresden-I）。前苏联1954年在莫斯科附近奥布宁斯克建成第一座压力管式石墨水冷核电厂，英国1956年建成第一座产钚、发电两用的石墨气冷核电厂——卡德霍尔核电厂。

这一时期的工作，为下一步商用核电厂的发展奠定了基础。第二代核电厂基本上仿照了这一代核电厂的模式，只是技术上更加成熟,容量逐步扩大，并逐步引进先进技术。

        2、第二代核能发电机组

    （1）概况

第二代核能发电是商用核电厂大发展的时期，从上世纪60年代中期到90年代末，即使目前在兴建的核电厂，还大多属于第二代的核能发电机组。前后形成两次核电厂建设高潮，一次是在美国轻水堆核电厂的经济性得到验证之后，另一次是在1973年世界第一次石油危机后，使得各国将核电作为解决能源问题的有力措施。

第二代核电厂的建设形成了几个主要的核电厂类型，他们是压水堆核电厂，沸水堆核电厂，重水堆（CANDU）核电厂，气冷堆核电厂，以及压力管式石墨水冷堆核电厂。建成441座核电厂，最大的单机组功率做到150万千瓦，总的运行业绩达到上万个堆年。期间仅出现过两次较大的事故，即三里岛核电厂事故和切尔诺贝利核电厂事故。

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，上世纪70年代末已停止兴建。石墨水冷堆核电厂由于其安全性能存在较大缺陷，切尔诺贝利核电厂事故以后，不再兴建。

从上世纪80年代开始，世界核电进入一个缓慢的发展时期，除亚洲国家外，核电建设的规模都比较小。造成这种局面的原因主要有：①1979年世界发生了第二次石油危机，各国经济发展的速度迅速减缓；同时大规模的节能措施和产业结构调整，使得电力需求的增长率大幅度降低，1980年仅增长1.7%，1982年为负增长-2.3%，1983年以前美国共取消了108台核电机组及几十台火电机组的合同。②两次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主要关注点，一些欧洲国家如瑞士、意大利、奥地利、瑞典、德国等相继暂停发展核电；同时严格的审批程序，以及为预防事故所采取的提高安全的措施，使核电厂的建设工期拖长，投资增加，导致核电的经济竞争力下降，特别是投资风险的不确定性，阻碍了核电的进一步发展。

    （2）中国第二代压水堆改进型机组特点

我国核电技术的引进是从引进法国机组开始的。法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西屋公司标准312堆型，通过改进批量化建设发展成为标准化的CPY技术。为了提高法国核电的出口竞争力，法玛通公司在CPY的基础上形成了安全性和经济性较好的M310堆型。大亚湾核电站引进的就是这种新型的M310堆型，同时我国开展了百万千瓦级大型商用核电技术的消化、吸收和创新工作。

岭澳一期核电站以大亚湾核电站为参考电站，维持热功率和其它主要运行参数不变，结合经验反馈和核安全技术发展要求，通过37项技术改进，进一步提高了电站安全水平和技术经济性能，总体性能达到了国际同类型在役核电站的先进水平。

在建的岭澳二期核电站在大亚湾和岭澳一期核电站的技术基础上，根据运行经验反馈和参考法国同类机组批量改造计划，进行了多项技术改进，其中重大改进有15项。岭澳二期工程按“自主设计、部件采购”模式实施。

CRP－1000方案是最近由中广核集团推出的，它以岭澳一期和岭澳二期为参考基础，为进一步满足新版安全法规的要求，相应采纳了一些新技术。在后续项目中，CRP－1000方案仍将结合经验反馈，陆续采用新技术，使其安全性和经济性进一步提高。应该说，CRP－1000是目前国内安全可靠性、成熟性、经济性等各方面有一定竞争力的核电技术方案。是我国可以在“十一五”和“十二五”期间进行建设的百万千瓦级“二代加”改进核电技术方案。辽宁红沿河核电站项目将采用CPR－1000技术方案。

CRP－1000拟采用的主要新技术有：

①为了满足新安全法规、导则的要求，进一步应用的新技术。 

②在岭澳二期基础上进一步完善数字化仪控技术。 

③事故处理规程由事故定向转为状态定向。 

④采用半速汽轮发电机组。原大亚湾与岭澳一期均采用全速汽轮机组，现采用半速汽轮发电机组可具有以下优点：

提高机组效率，继而提升电价竞争力；

半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争的局面。

⑤首炉堆芯即采用18个月换料方案。原来大亚湾与岭澳一期的堆芯换料为12个月，换料时间改为18个月后，可减少换料大修次数，降低大修成本，并可提高电站可利用率，增加发电量。

⑥反应堆压力容器设计寿命为60年。原来法国（包括美国）的反应堆压力容器设计寿命均为40年，提高到60年后对核电站总的经济效益有很大提高。

⑦堆坑注水技术：有利于防止或延迟RPV熔穿；防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿等。

⑧主回路应用LBB设计理念。

⑨工程建设采用可视化进度控制。

⑩采用三维辅助设计。

        3、第三代核能发电机组

    （1）背景

从九十年代开始人们逐渐加大了对化学燃料发电引起的环境污染，特别是对温室效应引起的全球变暖的关注，使得核能发电重新提上仪事日程。同时，各核工业发达国家从80年代末到90年代初陆续开始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，理顺核电厂的安全审批程序。其中，美国率先制订了先进轻水堆核电厂的电力公司要求文件（URD），西欧国家相继制订了欧洲电力公司要求文件(EUR)。

为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就成为新一代核电技术开发的核心。如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累计约4000堆·年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生概率达到5×10-4/堆·年。这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的；同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。

美国最早开展严重事故的研究，1975年WASH-1400报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方法。WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事故。WASH-1400还首次建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。

在这种背景下，一些发达国家的核电设备供应商利用自己的技术储备和经验积累，开始开发符合《电力公司要求文件》要求的，具备严重事故预防和缓解措施的先进轻水堆核电厂。同时在提高核电厂的经济性方面亦采取了一系列措施，主要有提高单堆容量，降低单位造价；加深燃耗，延长换料周期，缩短停堆换料时间，提高核电厂的可利用率；延长核电厂的寿命至60年；以及采用模块化设计，缩短建造周期等。

    （2）第三代核电机组的设计原则和特点

第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和IAEA新建议法规的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。

统观各国已提出的设计方案，有下列特点：

① 在安全性上，满足URD文件的要求，主要是：

堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；

大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年；

应有预防和缓解严重事故的设施。

核燃料热工安全余量≥15%。

② 在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争；

机组可利用率≥87%；

设计寿命为60年；

建设周期不大于54个月。

③ 采用非能动安全系统

即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进，是代表核安全发展方向的。

④ 单机容量进一步大型化

研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万-170万千瓦前均如此）。因此，欧洲法马通、德国电站联盟联合设计的EPR机组的电功率为160万-170万千瓦，日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦，俄罗斯也正在设计单机电功率为150万千瓦的WWER型第三代核电机组，美国西屋公司和燃烧公司也在原单机容量为65万千瓦的AP-600型的基础上改进，设计出单机电功率为110－120万千瓦的AP-1000型机组。

⑤ 采用整体数字化控制系统

国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。

⑥ 施工建设模块化以缩短工期

核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方向发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR机组已成功地采用了这种技术。美国AP-1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。

    （3）第三代核电厂的主要类型

① 先进压水堆核电厂

在国际上，目前已比较成熟的第三代核电压水堆有AP-1000、ERP和System80+三个型号，System80+虽已经美国NRC批准，但美国已放弃不用。

i）AP600与AP1000先进的非能动的压水堆电厂。

紧凑布置的反应堆冷却剂系统。反应堆冷却剂系统采用二环路，各有一台蒸汽发生器、两台屏蔽式电动泵、一条热管段和两条冷管段组成，泵的吸入管直接连在蒸汽发生器下端，省去泵的单独支撑。

非能动的安全系统。由重力、自然循环和储能等按自然规律来驱动的安全系统。包括非能动余热派出系统、非能动安全注射系统，以及非能动的安全壳冷却系统。

非能动余热排出热交换器的进口与反应堆冷却剂系统热管段相连，出口与蒸汽发生器出口腔相连。在冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，将反应堆余热带到安全壳内换料水箱。

非能动安全注射系统有两台堆芯补水箱、两台安注箱和位于安全壳的换料水箱组成。与反应堆冷却剂环路连接并充满硼水，靠重力注射。当正常上充水系统故障时，可应付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏时，提供堆芯应急冷却，最终将反应堆冷却剂系统全部淹没。非能动安全壳冷却剂系统以钢安全壳作为传热界面，首先利用位于安全壳屏蔽厂房顶部的水箱，喷淋钢安全壳外表面；随后将空气从安全壳屏蔽构筑物顶部引入，沿导流板，经安全壳底部，再沿钢安全壳外表面向上流动，导出钢安全壳内部的热量，作为最终热阱。

熔融物堆内滞留。在严重事故下将堆芯熔融物保持在堆内，通过压力容器外表进行冷却是AP1000缓解严重事故的重要策略。反应堆的堆腔设计成能在事故工况下将堆腔淹没到冷却剂环路高度以上，同时在反应堆保温层与压力容器之间设计有通路，水进入通路，带走热量，加热后的水或蒸汽从堆腔上部流出。

在安全壳内设置氢气点火器和氢复合器来防止氢气爆燃。美国西屋公司自八十年代以来，在能源部和NRC的支持下，耗资六亿多美元对非能动安全系统的功能、机理和可靠性等进行了大量的研究、开发、试验、验证和分析论证工作，其形成的设计文件已通过美国NRC的审查批准，2004年9月获得了最终设计批准书（FDA）。

AP600和AP1000的设计已通过美国核监管委员会的审评。

ii）EPR欧洲压水堆核电厂是通过对现有技术较为成熟的压水堆加以改进。基本上仍然沿用能动的安全系统，增加其冗余度；降低燃料棒的线功率密度，提高安全余量；加大单机组容量，电功率达到1500-1600MWe，以降低单位功率造价；并采取相应的严重事故预防和缓解措施，其特点如下：

简化冗余的安全系统结构。安全系统采用n+2的概念，4系列的安注系统，安全壳内设置硼化水储存水箱，余热派出系统与低压安注系统组合在一起。

        双层安全壳。内层为金属衬里预应力钢筋混凝土安全壳，外层为钢筋混凝土安全壳，两层之间设有过泸排放系统，以防止安全壳超压，并保护环境。

        严重事故后果的设计。在稳压器顶部设有专门的卸压阀，其卸压能力可保证一次侧快速减压至5bar,以防止严重事故情况下高压熔堆。堆芯熔融物扩散及捕集，用以在堆芯熔融物在压力容器外扩展时，收集熔融物，并转运至熔融物冷却区（堆芯捕集器），其下部有循环冷却水通道，用以保护核岛基础底板；换料水箱中的水靠重力注入熔融物，使其冷却固定。安全壳内装有氢复合器，以便在任何时候使氢的平均浓度保持在10%以下，从而避免发生氢爆的危险。

        第一座EPR核电厂已在芬兰奥尔基洛托（Olkiluoto 3）建造，原计划在2009年春季进入调试，现整个计划已推迟。

        iii）APWR和APWR+（USAPWR）是日本三菱公司与美国西屋公司合作开发的新一代压水堆核电厂。APWR同样是通过对现有四环路压水堆核电厂进行优化改进，采用257个17×17的燃料组件，电功率为1530MWe，其主要特点如下：

        四个系列专设安全系统。APWR将应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统均设计成4×50%的机械系列，并将出水管线直接注入压力容器。换料水池设置在安全壳内；安注箱经优化设计，将加大注水范围，以满足早期迅速大量注入冷却水，尽早再淹没堆芯；及至堆芯再淹没后，以较小流量长期注水使堆芯冷却下来。

        APWR准备在敦贺3、4建造。

        APWR+是在APWR基础上进行改进，将燃料组件有效长度从3.7米增加到4.3米，核电厂的电功率增加到1750MWe,换料周期为24个月，可利用率的目标为95%。与APWR相比，APWR+有下列特点：

        将堆芯核仪表改成从反应堆上部插入方式，取消下部仪表管座。安全系统的特点是利用蒸汽发生器二次侧卸压，以导出衰变热；同时使得系统压力可以快速下降，减少一次侧的失水。由于一次侧压力在堆芯有水覆盖的情况下，降到低压安注泵接入压力，因此可以取消高压安注泵。此外，在大破口失水事故时，一回路系统被低压安注泵注入的大量水淹没，破口出来的蒸汽被回路淹没水凝结，其结果有可能导致取消安全壳喷淋系统。鉴于换料水池位于安全壳运转层上，即使低压安注泵实效，换料水池的水亦能依靠重力非能动地流入堆芯。安全壳通风系统的冷却水源采用多样化设计，以提高其可靠性。在主蒸汽管道破裂时，为了保证堆芯硼酸的注入，硼酸注入箱利用减压沸腾原理维持硼注入箱压力，非能动地注入堆芯。

        APWR+预计2007年报美国核监管委员会审批。

        iv）APR1400是在韩国标准两回路压水堆核电厂（KSNP）的基础上发展起来的，电功率1450MWe，韩国标准核电厂的原型设计是《系统80》，APR1400则相当于《系统80+》

    安全注入系统采用4系列反应堆直接注入方式；并通过安装在安注箱内的流量调节设备,在发生失水事故时，调节安注流量，有效地利用冷却水。采用安全壳内设置换料水池，将稳压器排放管路连接到换料水池，以及非能动氢复合器，熔融物堆内滞留及堆外冷却等缓解严重事故措施。

        韩国计划在2010年后兴建四座APR1400。

        v）IRIS堆型

        即“国际创新保安反应堆”（International Reactor Innovative and secure）,是由美国、英国、日本、意大利等的工业界，研究院所和高等院校共同推出的一种模块式一体化压水反应堆，其特点是将反应堆堆芯和蒸汽发生器、主泵等一并放置于一个压力容器内，这些设备之间没有管道联接，从而消灭了传统压水堆由于主管道破裂而发生“失水事故”的可能，再加上它设有高度非能动热输出能力的安全系统，又有能耐严重事故下压力值的压力容器和球形安全壳，因而使大量放射性释放环境几乎不可能，可能不需厂外应急。堆芯核燃料一次装料可连续运行4年乃至8年而不需换料，这就有利于防止核扩散，且高放射性废物量也大大减少。这些实际上已在相当程度上符合核电机组的要求，故有的专家认为，IRIS堆可以说是属于的，或是介于第三代与之间的。

    由于一体化，整个核蒸汽供应系统均在一个压力容器内，故可以在设备制造厂内把它作为一个模块制造完成后运往工地安装，以缩短工期。但由于压力容器不能过大，每个模块的功率也受限不能大，一般电功率只300MW左右,故其经济性如何,还是问题。

        这种创新型的反应堆必有一系列的技术难点需要解决，故有必要建原型堆考验后，才能商用建造。

②先进沸水堆核电厂

i）ABWR是改进型（先进）沸水堆，由美国通用电气公司和日本东芝公司和日立联合开发。已有两个机组在日本柏崎·刈羽核电厂建成，称柏崎·刈羽6号和7号机组，电功率1315MWe，分别在1996年12月和1997年7月投产运行。下图示出ABWR核电厂的模型图。ABWR的主要特点如下：

采用先进的燃料和堆芯设计。采用最新的锆衬垫燃料设计，燃料棒沿轴向采用分区富集度布置，使轴向功率分布趋于均匀。

先进沸水堆核电厂模型图

采用内置式再循环泵。取消堆外再循环系统，简化了结构。采用湿式电机结构，电机的线圈浸在水中，不需要轴密封。

采用电力－水力组合的控制棒驱动机构。正常运行时用电力驱动控制棒，而紧急停堆时利用液压驱动使控制棒迅速插入，从而实现快速停堆和精细调节的功能。

采用三个的应急堆芯冷却和余热排出系统，每个系统负责堆芯一个区。每个区都有二个高压堆芯充水系统、一个堆芯隔离冷却系统、三个余热排出/低压堆芯充水系统。

采用钢筋混凝土结构的安全壳，具有必要的强度，以承受压力，内部衬有钢衬里，保证安全壳的气密性。

ii）ESBWR经济简化型沸水堆。1992年美国通用电气公司开始设计自然循环的沸水堆，其特点系统采用非能动的安全系统，电功率670MWe，称简化型沸水堆（SBWR）。这一开发计划后来改变了，转向设计一个大功率、经济规模的，采用成熟技术和ABWR设备的ESBWR。

ESBWR的设计基于自然循环和非能动安全特性，以提高核电厂的性能和简化设计。下图给出ESBWR的系统示意图，由于容器外区的水与围板以内的水汽混合物的密谋差，加上烟囱效应，构成主冷冷却剂的自然循环。

经济简化型沸水堆核电厂系统图

ESBWR的安全系统是非能动的。它包括：①自动卸压系统，由安装在主蒸汽管道上的10个安全释放阀和8个卸压阀组成，分别将蒸汽排放到抑压池和干井。②重力驱动的冷却系统，在自动卸压系统将反应堆容器卸压后，补给水靠重力流入容器。③分离的冷凝系统，它由4个的高压环路组成，每个环路有一台热交换器，在反应堆停闭和全厂失电后，蒸汽将在管侧冷凝，热交换器管束放在安全壳外的大水池中，通过自然循环导出余热。④非能动安全壳冷却系统，由4条安全相关的的高压环路组成，每个环路有一台热交换器与安全壳相通，凝结水及释放阀管线淹没在抑压池内，热交换器设置在安全壳外的大水池内，通过自然循环导出失水事故后安全壳内的热量。

③先进坎度（CANDU）型重水堆（ACR）核电厂。

ACR除继续保持CANDU型重水堆的水平压力管，不停堆装卸料，的低温、低压重水慢化回路等特点外，在设计上作了如下改进：i）采用低富集度（1.65%）的二氧化铀燃料组件，使燃耗增加三倍，乏燃料减少2/3；ii）采用轻水冷却剂回路，提高蒸汽的压力和温度，提高核电厂的热效率；iii）除了控制棒停堆系统外，还采用了在慢化剂中注入液态钆的第二停堆系统；iv）将轻水屏蔽水箱作为严重事故时的后备热阱；v）全堆芯具有负的冷却剂空穴系数；vi）安全壳采用钢衬里预应力混凝土结构。

加拿大正在进行ACR－700与ACR－1000的开发，ACR－1000预期2014年投入运行。

下图给出ACR－1000的示意图。

ACR－1000示意图

核电基本知识

　时代呼唤核能

　　人类100多万年进化发展的过程，就是一部不断向自然索取更多能源的历史，在现代社会中能源的人均消耗已经成为衡量一个国家生产水平和生活水平的重要标志之一。按现在的开采水平估计，世界上的煤、石油、天然气资源将在几十年内逐渐枯竭。如果不加紧开发新能源 ，几十年后，人类将怎么办？

　　我国是一个发展中国家，人均能耗仅为发达国家的几十分之一。国民经济要大发展，首先能源要有个大发展。我国的煤、石油、水力等虽然丰富，但是人口众多，人均占有量不到世界平均值的二分之一。而且，我国能源资源分布极不均匀。60%以上的煤矿集中在东北，70%的水力资源在西南。而人口、工业多集中在东南沿海地区。“北煤南运、西电东送”的难题一直是制约我国经济发展的巨大障碍。煤、石油、天然气还是重要的化工原料，用作燃料非常可惜。同时，由于大量燃烧煤碳和石油所引起的环境污染和生态平衡问题越来越受到人们的重视。因此，我们的时代需要有新型的能源。

2003年广东省发电装机容量约3600万千瓦，而要在2010年实现国民生产总值翻一翻，广东省装机容量预计需要达到5500万千瓦，到2020年，则需要达到9000万千瓦。

　　一座100万千瓦的火电厂，每年要烧煤300万吨。广东是缺煤地区，增建5000万千瓦火电厂，则每天需用50艘万吨或300列火车进行“北煤南运”。

　　一座100万千瓦的核电站，每年只需要补充30吨核燃料，6辆卡车就可以运到现场，而且核电成本比火电低15-50%。

　　占全省面积不到四分之一的珠江三角洲，集中了占全省火电厂50%左右的装机容量，排放的二氧化硫容量已趋饱和，火电发展已受到。核电作为安全清洁的能源，在广东发展势在必行。 

　　核能的崛起 

　　科学家们经过多年研究，他们认为除了煤、石油气等燃料以外，还有很多可以利用的能源。比如风能、太阳能、地热能、潮汐能、生物质能、海水温差等等。但是，以上这些能源很难在短期内实现大规模的的工业生产和应用。只有核能，才是一种可以大规模使用的安全的和经济的工业能源。从20世纪50年代以来，美国、法国、比利时、德国、英国、日本、加拿大等发达国家都建造了大量核电站，核电站发出的电量已占世界总发电量的16%，其中法国核电站的发电量已占该国总发电量的75%，在这些国家，核电的发电成本已经低于煤电。国际经验证明，核电是一种经济、安全、可靠、清洁的新能源。

　　核电站的建设和运行是一项复杂的高技术。目前，我国已基本掌握了这门高技术，能够设计、建造我国自己的核电站了。并且已经拥有一批具有安全管理和运行经验专业齐全的技术人才。 

　　核电站

　　核电站是利用原子核内部蕴藏的能量大规模生产电力的新型发电站。它大体上  可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括核反应堆和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。后一部分与普通火电厂大同小异，而前一部分则截然不同。

　　核电站使用的燃料称为“核燃料”。核燃料含有易裂变物质铀-235。一座100万千瓦的核电站每年只需要补充30吨左右的核燃料，而同样规模的烧煤电厂每年要烧煤300万吨。　　　　　　　

　　目前国际上技术最为成熟的核岛设计多采用压水式反应堆。大亚湾核电站和岭澳核电站都是压水堆机组。 

　　核能是清洁的能源 

　　在相同功率的情况下，核电站排放到环境中的有害物质比火电厂要少得多。核电站对周围居民的辐射影响，远远低于燃煤电厂和天然辐射，是安全而清洁的能源。

核反应堆

《核电中长期发展规划(2005-2020年)》

已经正式批准了国家发展改革委上报的《核电中长期发展规划(2005-2020年) 》。这标志着中国核电发展进入了新的阶段。 

　　以下为该《规划》全文—— 

核电中长期发展规划 

　　(2005～2020年) 

　　国家发展和改革委员会 

　　二OO七年十月 

　　前 言 

　　核能已成为人类使用的重要能源，核电是电力工业的重要组成部分。由于核电不造成对大气的污染排放，在人们越来越重视地球温室效应、气候变化的形势下，积极推进核电建设，是我国能源建设的一项重要，对于满足经济和社会发展不断增长的能源需求，保障能源供应与安全，保护环境，实现电力工业结构优化和可持续发展，提升我国综合经济实力、工业技术水平和国际地位，都具有重要的意义。 

　　核电发展专题规划是电力发展规划的重要组成部分。本规划在总结国内核电建设和世界核电发展经验的基础上，分析研究了我国发展核电的意义和相关条件，提出了核电发展的指导思想、方法和目标。在核电自主化发展战略的实施、核电建设项目布局与进度安排、厂址资源开发与储备、核电安全运行与技术服务体系、配套核燃料循环及核能技术研发项目及落实规划所需要的保障与措施等方面提出了具体的实施方案。各地区各部门应按照规划合理安排核电建设，促进核电工业有序健康地发展。 

　　一、核电发展的现状 

　　(一)核电在世界能源结构中的地位 

　　自20世纪50年代中期第一座商业核电站投产以来，核电发展已历经50年。根据国际原子能机构2005年10月发表的数据，全世界正在运行的核电机组共有442台，其中：压水堆占60%，沸水堆占21%，重水堆占9%，石墨堆等其它堆型占10%。这些核电机组已累计运行超过1万堆?年。全世界核电总装机容量为3.69亿千瓦，分布在31个国家和地区；核电年发电量占世界发电总量的17%。 

　　核电发电量超过20%的国家和地区共16个，其中包括美、法、德、日等发达国家。各国核电装机容量的多少，很大程度上反映了各国经济、工业和科技的综合实力和水平。核电与水电、火电一起构成世界能源的三大支柱，在世界能源结构中有着重要的地位。 

　　(二)我国核电发展取得的成绩 

　　我国是世界上少数几个拥有比较完整核工业体系的国家之一。为推进核能的和平利用，上世纪七十年代做出了发展核电的决定，经过三十多年的努力，我国核电从无到有，得到了很大的发展。自1983年确定压水堆核电技术路线以来，目前在压水堆核电站设计、设备制造、工程建设和运行管理等方面已经初步形成了一定的能力，为实现规模化发展奠定了基础。 

　　1、核电建设和运营取得良好业绩。 

　　自1991年我国第一座核电站—秦山一期并网发电以来，我国有6座核电站共11台机组906.8万千瓦先后投入商业运行，8台机组790万千瓦在建(岭澳二期、秦山二期扩建、红沿河一期)。 

　　截至目前，我国核电站的安全、运行业绩良好，运行水平不断提高，运行特征主要参数好于世界均值；核电机组放射性废物产生量逐年下降，放射性气体和液体废物排放量远低于国家标准许可限值。秦山一期核电站已安全运行14年，最近一个燃料循环周期还创造了连续安全运行400天的新记录。大亚湾核电站近年的运行水平与核能发达国家的水平相当，运行业绩进入了世界先进行列。我国投运和在建核电项目情况见表1。 

　　2、我国已具备积极推进核电建设的基础条件。 

　　经过各有关部门的共同努力，我国已具备了积极推进核电建设的基础条件。 

　　在工程设计方面，我国已经具备了30、60万千瓦级压水堆核电站自主设计的能力；部分掌握了百万千瓦级压水堆核电站的设计能力。 

　　在设备制造方面，自上世纪七十年代即具有了一定的研制能力。目前，可以生产具有自主知识产权的30万千瓦级压水堆核电机组成套设备，按价格计算国产化率超过80%；基本具备成套生产60万千瓦级压水堆核电站机组的能力，经过努力，自主化份额可超过70%；基本具备国内加工、制造百万千瓦级压水堆核电机组的大部分核岛设备和常规岛主设备的条件。 

　　在核燃料循环方面，目前已建立了较为完整的供应保障体系，为核电站安全稳定运行提供了可靠的保障，可以满足目前已投运核电站的燃料需求。 

　　在核能技术研发方面，实验快中子增殖堆和高温气冷实验堆等多项关键技术取得了可喜进展。 

　　在核安全法规及核应急体系建设方面，结合国内核电的实际情况，我国目前已经初步建立了与国际接轨的核安全法规体系；制订了核设施监管和放射性物质排放等管理条例，建立了、地方、企业的三级核电厂内、外应急体系。 

　　二、发展核电的重要意义 

　　(一)有利于保障国家能源安全 

　　一次能源的多元化，是国家能源安全战略的重要保证。实践证明，核能是一种安全、清洁、可靠的能源。我国人均能源资源占有率较低，分布也不均匀，为保证我国能源的长期稳定供应，核能将成为必不可少的替代能源。发展核电可改善我国的能源供应结构，有利于保障国家能源安全和经济安全。 

　　(二)有利于调整能源结构，改善大气环境 

　　我国一次能源以煤炭为主，长期以来，煤电发电量占总发电量的80%以上。大量发展燃煤电厂给煤炭生产、交通运输和环境保护带来巨大压力。随着经济发展对电力需求的不断增长，大量燃煤发电对环境的影响也越来越大，全国的大气状况不容乐观。2004年，燃煤发电厂二氧化硫排放约1200万吨，占全国排放总量的53.2%。2005年，我国发电用煤已达10.75亿吨，如果保持现在的煤电比例，2010年、2020年电煤需求将分别突破17亿吨和20亿吨。电力工业减排污染物，改善环境质量的任务十分艰巨。 

　　核电是一种技术成熟的清洁能源。与火电相比，核电不排放二氧化硫、烟尘、氮氧化物和二氧化碳。以核电替代部分煤电，不但可以减少煤炭的开采、运输和燃烧总量，而且是电力工业减排污染物的有效途径，也是减缓地球温室效应的重要措施。 

　　(三)有利于提高装备制造业水平，促进科技进步 

　　核电工业属于高技术产业，其中核电设备设计与制造的技术含量高，质量要求严，产业关联度很高，涉及上下游几十个行业。加快核电自主化建设，有利于推广应用高新技术，促进技术创新，对提高我国制造业整体工艺、材料和加工水平将发挥重要作用。 

三、核电发展的指导思想、方针和目标 

　　(一)指导思想和发展方针 

　　贯彻“积极推进核电建设”的电力发展基本方针，统一核电发展技术路线，注重核电的安全性和经济性，坚持以我为主，中外合作，以市场换技术，引进国外先进技术，国内统一组织消化吸收，并再创新，实现先进压水堆核电站工程设计、设备制造、工程建设和运营管理的自主化。形成批量化建设中国品牌先进核电站的综合能力，提高核电所占比重，实现核电技术的跨越式发展，迎头赶上世界核电先进水平。 

　　在核电发展战略方面，坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线，目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。积极跟踪世界核电技术发展趋势，自主研究开发高温气冷堆、固有安全压水堆和快中子增殖反应堆技术，根据各项技术研发的进展情况，及时启动试验或示范工程建设。与此同时，自主开发与国际合作相结合，积极探索聚变反应堆技术。 

　　坚持安全第一的核电发展原则，在核电建设、运营、核电设备制造准入，堆型、厂址选择，管理模式等工作中，贯彻核安全一票否决制。 

　　(二)发展目标 

　　根据保障能源供应安全，优化电源结构的需要，统筹考虑我国技术力量、建设周期、设备制造与自主化、核燃料供应等条件，到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万千瓦；核电年发电量达到2600-2800亿千瓦时。在目前在建和运行核电容量1696.8万千瓦的基础上，新投产核电装机容量约2300万千瓦。同时，考虑核电的后续发展，2020年末在建核电容量应保持1800万千瓦左右。核电建设项目进度设想见表2。 

　　在核电自主化方面，实现先进百万千瓦级压水堆核电站的自主设计、自主制造、自主建设和自主运营，全面建立与国际先进水平接轨的建设和运营管理模式，形成比较完整的自主化核电工业体系。 

　　在运行业绩及核安全方面，确保已投运核电站安全可靠运行，主要运行指标达到世界核电运行组织(WANO)先进水平。2020年以前新开工核电站的主要设计指标接近或达到美国核电用户要求文件(URD)或欧洲核电用户要求文件(EUR)的同等要求。 

　　在工程建设方面，通过引入竞争机制，全面实施招投标制和合同管理制，提高项目管理水平，进一步降低工程造价。 

　　在经济性方面，在确保安全性和可靠性的基础上，降低运行成本，实现核电上网电价与同地区的脱硫燃煤电厂相比具有竞争力。 

　　在核电法规和技术标准方面，在核安全、核设施管理、核应急、放射性废物管理，以及工程设计、制造、建设、运营等方面，建立起完整的符合中国国情并与国际接轨的核电法规和标准体系。 

　　四、规划的重点内容与实施 

　　(一)核电发展技术路线 

　　通过国际招标选择合作伙伴，引进新一代百万千瓦压水堆核电站工程的设计和设备制造技术，国内统一组织消化吸收，并再创新，实现自主化，迎头赶上世界压水堆核电站先进水平。“十一五”期间通过两个核电自主化依托工程的建设，全面掌握先进压水堆核电技术，培育国产化能力，力争尽快形成较大规模批量化建设中国品牌核电站的能力。与此同时，为使核电建设不停步，在三代核电技术完全消化吸收掌握之前，以现有二代改进型核电技术为基础，通过设计改进和研发，仍将自主建设适当规模的压水堆核电站。 

　　(二)核电设计自主化 

　　“十五”末及“十一五”初期，充分利用秦山二期和岭澳一期已有技术，并加以改进，建设秦山二期扩建和岭澳二期等核电工程，使国内企业具备自主设计第二代改进型60万千瓦和百万千瓦级压水堆核电站的能力。 

　　“十一五”期间，通过对外合作，引进新一代先进核电技术，建设浙江三门一期和山东海阳一期核电工程，在消化吸收的基础上，进一步优化改进，提高核电的安全性和经济性。工程设计工作可以先从中外联合设计起步，逐步过渡到由国内企业自主完成设计，形成中国先进压水堆核电站品牌和批量化建设的设计能力。为尽快提高核电比重，广东台山采取引进国外技术设备建设三代核电机组。采用消化吸收的二代改进型技术，开工建设辽宁红沿河等核电站。 

　　(三)核电设备制造自主化 

　　核电主设备制造以国内三大设备制造厂家为骨干，同时发挥其它相关企业的专业优势，逐步实施技术改造和产业升级，共同建立起较完整的核电设备制造体系。“十一五”期间要形成不低于每年200万千瓦的核电成套设备生产能力，2010年以后形成每年400万千瓦的生产能力。 

　　有关核电关键设备生产的技术引进工作要按照国家总体部署，结合自主化依托项目的建设，统一组织对外招标，协调好国内各方力量，采取有效措施，做好消化吸收工作。对于我国目前尚不能生产的关键设备，要按照以我为主、引进技术、实现国产化的原则开展工作。对于已引进的技术，加快消化吸收进程，尽快转化为设备制造企业的生产能力。 

　　在设备采购方式上，对于国内已经基本掌握制造技术的设备，原则上均在国内厂家中招标采购。对于少数没有掌握制造技术，且国际市场供应充足、稳定的非关键设备，经论证确定后，可对外招标采购。对于一些关键设备，要通过“市场换技术”方式，或者对外引进技术，或者与国外制造商成立合资、合作企业提供设备。 

　　在国家核电自主化工作领导小组的统一组织下，国内制造企业协调一致，分工合作，引入竞争，提高效率，要以秦山二期扩建和岭澳二期、辽宁红沿河、浙江三门和山东海阳等核电项目为依托，不断提高设备制造自主化的比例，最大限度地掌握制造技术，努力实现核电设备制造业的战略升级。 

　　(四)核电厂址选择和保护 

　　经过多年努力，我国已储备了一定规模的核电厂址资源。除已建和在建工程外，在沿海地区开展前期工作已较充分的厂址还有5000多万千瓦，具体厂址资源开发与储备情况见表3。 

　　此外，2004年以来，在广东粤东(田尾厂址)地区，浙江浙西地区、湖北、江西、湖南等地都开展了核电厂址普选工作，进一步增加了核电厂址储备。 

　　从厂址条件看，到2020年，表3所列核电厂址容量可以满足运行4000万千瓦、在建1800万千瓦的目标。结合我国能源资源和生产力布局情况，从现在起到2020年，新增投产2300万千瓦的核电站，将主要从上述沿海省份的厂址中优先选择，并考虑在尚无核电的山东、福建、广西等沿海省(区)各安排一座核电站开工建设。 

　　除沿海厂址外，湖北、江西、湖南、吉林、安徽、河南、重庆、四川、甘肃等内陆省(区、市)也不同程度地开展了核电厂址前期工作，这些厂址要根据核电厂址的要求、依照核电发展规划，严格复核审定，按照核电发展的要求陆续开展工作。 

　　(五)核电工程建设安排 

　　根据核电发展目标，考虑核电项目前期工作、技术引进、消化吸收、设备制造自主化和工程建设工期等因素，在2005年开工建设的岭澳二期核电项目2×108万千瓦和秦山二期扩建2×65万千瓦的基础上，“十一五”保持合理开工规模，“十二五”开始批量化发展。 

　　考虑核电厂址保护和电网布局，以及调整各地能源结构的需求，在核电厂址开发进度和次序上，统筹安排老厂址扩建和新厂址的开发。新的核电厂址要一次规划，分期建设，逐步实现群堆管理。 

　　“十一五”期间，利用已有技术，并加以改进的秦山二期扩建和广东岭澳二期两个项目可以投产。与此同时，要在引进国外技术，消化吸收的基础上，开工建设浙江三门一期和山东海阳一期两个自主化依托工程，并开工建设辽宁红沿河、广东阳江和福建宁德等核电站。 

　　“十二五”期间，“十一五”开工的5个核电项目均可投产。在核电实现标准化、批量化的基础上，“十二五”期间安排一批新开工建设核电项目，可选择的项目有：广东腰古、粤东(田尾)、江苏田湾二期、浙江三门二期、广东阳江二期、山东海阳二期、辽宁红沿河二期、福建宁德二期、广西核电站以及华中地区核电项目等。“十三五”期间，上个五年开工的核电机组均可投产，到“十三五”末(2020年)，全国核电装机容量将实现规划目标，同时，为2020年以后核电投产打好基础工业，“十三五”期间需开工建设不低于1800万千瓦的核电容量。 

　　在“十三五”和“十四五”期间开工建设的核电厂址，可在沿海省份的厂址中选择，也可在一次能源缺乏的内陆省份的厂址中选择，陆续开工建设。 

(六)核燃料保障能力 

　　坚持核燃料闭合循环的技术路线，坚持内外结合，合理开发国内资源、积极利用国外资源的原则，适度超前发展核燃料产业，建立国内生产、海外开发、国际铀贸易三渠道并举的天然铀资源保障体系。 

　　(七)放射性废物处理 

　　在核电项目建设的同时，同步建设中低放射性废物处置场，以适应核电发展不断增加的中低放射性废物处理的需要。2020年前建成高放射性废物最终处置地下实验室，完成高放射性废物最终处置场规划。 

　　(八)投资估算 

　　按照15年内新开工建设和投产的核电建设规模大致估算，核电项目建设资金需求总量约为4500亿人民币，其中，15年内项目资本金需求量为900亿元，平均每年要投入企业自有资金54多亿元。 

　　此外，核燃料配套资金需求量较大，包括天然铀资源勘探与储备、乏燃料后处理等。资金筹措原则上按企业自筹资本金，银行提供商业贷款方式运作。 

　　五、保障措施和 

　　(一)推进改革和机制创新 

　　核电企业要按照社会主义市场经济的总体要求，建立健全现代产权制度，规范企业法人治理结构，推进改革和机制创新。通过规划内核电项目的建设，逐步推进现有国内技术力量和设备制造企业重组，以适应大规模核电建设的需要。核电项目建成后要参与市场竞争，上网电价与脱硫煤电相比要具有竞争力。按国家电价改革的方向和有关规定，核电企业可与电力用户签订购售电合同，自行协商电量与电价。与核电发展相关的科研、设计、制造、建设和运营等环节也要建立以市场为导向的发展机制。在核燃料供应环节，建立核燃料生产和后处理的专业化公司，形成与世界核燃料市场接轨的价格体系，为核电发展提供可靠的燃料保障和后处理等相关服务。 

　　(二)加大设备研发力度 

　　成立国家核电技术公司，负责统一引进技术、消化吸收和创新，在国内企业实现技术共享；做好核电自主化与科技中长期规划重大专项的结合，统筹协调先进核电工程设计和设备研制工作；将核电设备制造和关键技术纳入国家重大装备国产化规划，形成设备的成套能力。对关键的设备，包括大型铸锻件，集中力量，重点突破。 

　　(三)完善核电安全保障体系，加快法律法规建设 

　　坚持“安全第一、质量第一”的原则。依法强化核电安全监督工作，加强安全执法和监管。加大对核安全监管工作的人、财、物的投入，培育先进的核安全文化，积极开展核安全研究，继续加强核应急系统建设，制定事故预防和处理措施，建立并保持对辐射危害的有效防御体系。 

　　在现有法律框架下，“十一五”期间继续开展核电行业标准的研究工作，“十一五”开始，随着核电堆型与技术方案的确定，要逐步建立和完善我国自己的核电设计、设备制造、建造、运行管理标准体系，为批量化发展核电创造条件；在核电标准化与安全体系完善以前，国家将对参与核电建设、运营和管理的企业资质适当予以控制。 

　　完善核电安全法律法规，尽快完成《原子能法》及配套法规的立法工作；制定和完善有关核电与核燃料工业的科研、开发与建设、核安全等方面的管理办法；健全铀矿资源的勘探和开采的市场准入制度；强化核燃料纯化、转化、浓缩、元件加工、后处理、三废治理、退役服务等领域的生产服务业务的市场准入制度或执业资质制度。 

　　(四)加强运行与技术服务体系建设，加快核电人才培养 

　　按照社会化、市场化和专业化的思路，重点围绕核电站的开发、设计、建造、调试、运行、检修、人员培训、安全防护等方面，进行相应的科研和配套条件建设，建立和完善核电专业化运行与技术服务体系，全面提高核电站的安全、稳定运行水平，为更多企业投资建设核电站创造条件。 

　　我国核电的大规模发展需要大量与核电有关的专业人才。发展核电既是国家战略，同时又为相关行业和专业人员提供了广阔的市场空间和施展才华的机会。为实现2020年核电发展目标，国家、企业和高等院校科研院所要抓住机遇，在科研、设计、燃料、制造、运行和维修等环节，及核电设计、核工程技术、核反应堆工程、核与辐射安全、运行管理等专业领域，大力加强各类人才的培养工作，提高待遇，做好人才储备。重点在清华、上海交大、西安交大设置核电专业，编撰修改核电教材，培养核电人才。 

　　(五)税收优惠及投资优惠 

　　1、国家确定的核电自主化依托项目和国内承担核电设备制造任务的企业，按照《关于加快振兴装备制造业的若干意见》的规定，实施进口税收；核电投产后，对核电企业销售环节，采用现行办法，先征后返。由财政部会同有关部门制定实施细则。 

　　2、国内承担国家核电设备制造自主化任务的企业，进口用于核电设备生产的加工设备和材料，核电工程施工所需进口的材料、施工机具，免征进口关税和进口环节。由财政部会同有关部门研究后确定。 

　　3、核电自主化依托工程建设资金筹措以国内为主，原则上不使用国外商业贷款及出口信贷。国家根据可能，对自主化依托项目建设所需资金，从预算内资金(国债资金)中给予适当支持。支持符合条件的核电企业采用发行企业债券、股票上市等多种方式筹集建设资金。 

　　4、规范核电项目投资行为，对核电项目所需资本金，均以企业自有资金出资，按工程动态总投资不少于20%筹集。 

　　(六)核燃料保障、乏燃料后处理及核电站退役基金 

　　1、为保证核燃料的安全稳定供应，要建立天然铀资源保障体系，并制定方案征收乏燃料后处理基金。“十一五”期间启动有关研究工作，争取在2010年前开始实施。 

　　2、为保证今后核电站“退役”顺利进行，电站投入商业运行开始时，即在核电发电成本中强制提取、积累核电站退役处理费用。在财政设立核电站退役专项基金账户，在各核电站商业运行期内提取。有关费用征收标准和执行办法由国家发展改革委会同财政部、国防科工委研究确定。

中国核电站技术使用情况一览

♦    ·秦山核电站（一期）：30万千瓦压水堆    浙江省海盐县    1985.3／1994.4    自主设计／建造／管理／第二代 

♦    ·大亚湾核电站：2台98.4万千瓦的压水堆核电机组    广东省    1987.8／1994.5    法国法马通公司／第二代 

♦    ·秦山核电站（二期）：2台65万千瓦压水堆核电机组    浙江省海盐县    1996.6／2002.4 1997.3／2004.5    自主设计／建造／管理／第二代 

♦    ·秦山（重水堆）核电站（三期）：2台700兆瓦级核电机组    浙江省海盐县    1998.6／2003.7    加拿大原子能公司／第二代 

♦    ·田湾核电站：4台百万千瓦级核电机组    江苏省连云港市    1999.10开工    俄罗斯原子能公司／第二代 

♦    ·岭澳核电站（一期）：2台99万千瓦的压水堆核电机组    广东省    1997.5／2003.1    法国法马通公司／第二代 

♦    ·岭澳核电站（二期）：2台百万千瓦级压水堆核电机组    广东省     2005年12月动工    法国法马通公司／第二代

♦    ·三门核电站：6台百万千瓦级核电机组    浙江省    计划2009年3月开工    国际招标确定用第三代核电AP1000技术

♦    ·海阳核电站：6台百万千瓦级核电机组    山东省    计划2009年9月开工    国际招标确定用第三代核电AP1000技术

国内核电概况

信息来源：《中国核电运行年报2006》