核電廠核電廠發(fā)電原理

核電廠簡介

核電站是怎樣發(fā)電的呢？簡而言之，它是以核反應堆來代替火電站的鍋爐，以核燃料在核反應堆中發(fā)生特殊形式的“燃燒”產(chǎn)生熱量，來加熱水使之變成蒸汽。蒸汽通過管路進入汽輪機，推動汽輪發(fā)電機發(fā)電。一般說來，核電站的汽輪發(fā)電機及電器設備與普通火電站大同小異，其奧妙主要在于核反應堆。

核電站除了關(guān)鍵設備——核反應堆外，還有許多與之配合的重要設備。以壓水堆核電站為例，它們是主泵，穩(wěn)壓器，蒸汽發(fā)生器，安全殼，汽輪發(fā)電機等。它們在核電站中有各自的特殊功能。

核電廠主泵

如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是把冷卻劑送進堆內(nèi)，然后流過蒸汽發(fā)生器，以保證裂變反應產(chǎn)生的熱量及時傳遞出來。

核電廠穩(wěn)壓器

又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統(tǒng)壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發(fā)生事故時，提供超壓保護。穩(wěn)壓器里設有加熱器和噴淋系統(tǒng)，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內(nèi)壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發(fā)以增加壓力。

核電廠蒸汽發(fā)生器

它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次回路水，并使之變成蒸汽，再通入汽輪發(fā)電機的汽缸作功。

核電廠安全殼

用來控制和限制放射性物質(zhì)從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質(zhì)的傷害。萬一發(fā)生罕見的反應堆一回路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產(chǎn)物釋放到周圍的最后一道屏障。安全殼一般是內(nèi)襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。

核電廠汽輪機

核電站用的汽輪發(fā)電機在構(gòu)造上與常規(guī)火電站用的大同小異，所不同的是由于蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規(guī)火電站的大。

注：

核裂變是一個原子核分裂成幾個原子核的變化。只有一些質(zhì)量非常大的原子核像鈾(yóu)、釷(tǔ)等才能發(fā)生核裂變。這些原子的原子核在吸收一個中子以后會分裂成兩個或更多個質(zhì)量較小的原子核，同時放出二個到三個中子和很大的能量，又能使別的原子核接著發(fā)生核裂變……，使過程持續(xù)進行下去，這種過程稱作鏈式反應。原子核在發(fā)生核裂變時，釋放出巨大的能量稱為原子核能，俗稱原子能。1克鈾-235完全發(fā)生核裂變后放出的能量相當于燃燒2.5噸煤所產(chǎn)生的能量。

將原子核裂變釋放的核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿南到y(tǒng)和設備，通常稱為核電站也稱原子能發(fā)電站。核燃料裂變過程釋放出來的能量，經(jīng)過反應堆內(nèi)循環(huán)的冷卻劑，把能量帶出并傳輸?shù)藉仩t產(chǎn)生蒸汽用以驅(qū)動渦輪機并帶動發(fā)電機發(fā)電。核電站是一種高能量、少耗料的電站。以一座發(fā)電量為100萬千瓦的電站為例，如果燒煤，每天需耗煤 7000～8000噸左右，一年要消耗200多萬噸。若改用核電站，每年只消耗1.5噸裂變鈾或钚，一次換料可以滿功率連續(xù)運行一年。可以大大減少電站燃料的運輸和儲存問題。此外，核燃料在反應堆內(nèi)燃燒過程中，同時還能產(chǎn)生出新的核燃料。核電站基建投資高，但燃料費用較低，發(fā)電成本也較低，并可減少污染。

漢語拼音：hédiànchǎng

核電廠使用的是鈾或者钚的裂變反應，這種裂變反應的實際質(zhì)能轉(zhuǎn)換比例非常低，但是由于物質(zhì)轉(zhuǎn)化后的能量很大，也算是很高效的一種方式。

對于核廢料的回收來說，由于回收成本較大而且也比較危險，從經(jīng)濟角度來說并不劃算。

自1942年，恩里科·費米在芝加哥大學負責設計建造了人類歷史上第一座核反應堆（Chicago Pile-1核反應堆）以來，世界上已經(jīng)出現(xiàn)了各種各樣的核電廠堆型。由于反應堆是一個非常復雜的系統(tǒng)，并且隨著發(fā)展人們已經(jīng)開發(fā)出了許多種不同結(jié)構(gòu)、不同用途的反應堆，因此對反應堆的分類也無法簡單的采用單一的一種方法進行。一般來說，反應堆會按照冷卻劑、慢化劑、用途、中子能量等標準進行分類，如下表。

反應堆分類示意表

目前，最常見的分類方法是按冷卻劑和慢化劑分類，大家比較熟悉的有壓水堆、重水堆、高溫氣冷堆、鈉冷快堆等。

（1）壓水堆核電廠：以壓水堆為熱源的核電廠。它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電廠核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統(tǒng)設備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機組及二回路等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。

（2）沸水堆核電廠：以沸水堆為熱源的核電廠。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優(yōu)點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電廠系統(tǒng)有：主系統(tǒng)（包括反應堆）、蒸汽-給水系統(tǒng)、反應堆輔助系統(tǒng)等。

（3）重水堆核電廠：以重水堆為熱源的核電廠。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電廠是發(fā)展較早的核電廠，有各種類別，但已實現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的只有加拿大發(fā)展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電廠。

（4）鈉冷快堆核電廠：由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換為電能的核電廠?？於言谶\行中既消耗裂變材料，又生產(chǎn)新裂變材料，而且所產(chǎn)可多于所耗，能實現(xiàn)核裂變材料的增殖。

目前，世界上已商業(yè)運行的核電廠堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變?nèi)剂?，即使再利用轉(zhuǎn)換出來的钚-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1%~2%，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉(zhuǎn)換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，可以認為，快堆可將鈾資源的利用率提高到60%~70%。

1954年，前蘇聯(lián)奧布寧斯克核電廠并網(wǎng)發(fā)電，揭開核能用于發(fā)電的序幕。半個世紀以來，核電經(jīng)歷了20世紀60年代的起步階段，20世紀70—80年代的快速發(fā)展階段和20世紀80年代一直到21世紀初的緩慢發(fā)展階段以及21世紀以來的復蘇階段。

起步階段：20世紀50年代中期至60年代初。在此期間，世界共有38個機組投入運行，屬于早期原型反應堆，即“第一代”核電廠。除1954年蘇聯(lián)建成的第一座核電廠外，還包括1956年英國建成的45兆瓦原型天然鈾石墨氣冷堆核電廠、1957年美國建成的60兆瓦原型壓水堆核電廠、1962年法國建成的600兆瓦天然鈾石墨氣冷堆和1962年加拿大建成的25兆瓦天然鈾重水堆核電廠。

高速發(fā)展階段：20世紀60年代中期至80年代初。其間，世界共有242個核電機組投入運行，屬于“第二代”核電廠。由于受石油危機的影響，核電經(jīng)歷了一個大規(guī)模高速發(fā)展階段，鼎盛時期平均每17天就會有一座新核電廠投入運行。美國成批建造了500?1 100兆瓦的壓水堆、沸水堆，并出口其他國家；蘇聯(lián)建造了1 000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1 000兆瓦的VVER型壓水堆；日本、法國引進、消化了美國的壓水堆、沸水堆技術(shù)，其核電發(fā)電量均增加了20多倍。

減緩發(fā)展階段：20世紀80年代初至21世紀初。由于1979年的美國三哩島核電廠事故以及1986年的蘇聯(lián)切爾諾貝利核泄漏事故，全球核電發(fā)展迅速降溫。在此階段，人們開始重新評估核電的安全性和經(jīng)濟性。為確保核電廠的安全，世界各國加強了安全設施，制定了更嚴格的審批制度。據(jù)國際能源機構(gòu)統(tǒng)計，在1990—2004年間，全球核電總裝機容量年增長率由此前的17%降至2%。

開始復蘇階段：21世紀以來，隨著世界經(jīng)濟的復蘇以及越來越嚴重的能源危機，核能作為清潔能源的優(yōu)勢重新受到青睞。同時，經(jīng)過多年的技術(shù)發(fā)展，核電的安全可靠性進一步提高，世界核電的發(fā)展開始進入復蘇期，世界各國制定了積極的核電發(fā)展規(guī)劃。美國、歐洲、日本開發(fā)的先進的輕水堆核電廠，即“第三代”核電廠取得重大進展。

第三代核能系統(tǒng)派生于目前運行中的第二代核能系統(tǒng)，并吸取了這些反應堆幾十年的運行經(jīng)驗，進一步采用經(jīng)過開發(fā)驗證且可行的新技術(shù)，旨在提高現(xiàn)有反應堆的安全性。首次建成的采用第三代技術(shù)的核電機組是日本1997年投入運行的柏崎刈羽核電廠的兩臺先進型沸水堆機組（ABWR）。

2010年5月，國際原子能機構(gòu)總干事天野之彌在討論《不擴散核武器條約》的會議上指出，核能作為一種清潔、穩(wěn)定且有助減緩氣候變化影響的能源正為越來越多的國家所接受。

盡管2011年日本福島核事故為世界核電工業(yè)發(fā)展蒙上了一層陰影，但是核電作為安全、清潔、高效的能源依然被國際認可。在能源緊缺、全球變暖的時代背景下，考慮到各國的國情和經(jīng)濟發(fā)展需要，大多數(shù)國家仍選擇繼續(xù)審慎發(fā)展核電工業(yè)。據(jù)國際原子能機構(gòu)預測，全球有60多個國家計劃發(fā)展核能，包括30個無核國家，全球核能發(fā)電量在今后20年將會提高一倍。

在此過程中，核電系統(tǒng)設計也進入了第四代，第四代核能系統(tǒng)的發(fā)展目標是增強能源的可持續(xù)性，提高核電廠的經(jīng)濟競爭性、安全和可靠性以及防擴散和防止外部侵犯能力。目前提出的第四代的反應堆概念有6種：氣體冷卻快堆（GFR）、鉛冷卻快堆（LFR）、鈉冷卻快堆（SFR）、熔鹽堆（MSR）、超臨界水冷堆（SCWR）和超高溫氣冷堆（VHTR）。

第四代核能系統(tǒng)與前幾代完全不同，必須以大量的技術(shù)進步為前提。目前這些系統(tǒng)正處在研究之中。

2012年2月和3月，美國率先在全球內(nèi)批準了四臺AP1000核電機組的建造和運行聯(lián)合許可證（COL）。這也是在自三哩島事故之后，美國34年來首次啟動核電建設項目。此外，美國核管會（NRC）于2011年3月至12月底，先后批準10臺核電機組延壽至60年。

雖然全球核電復蘇一定程度上受到了福島核事故的影響，但是中國堅持安全高效發(fā)展核電的決心并未改變，近年來發(fā)布的核電中長期發(fā)展規(guī)劃明確提出，到2020年，我國在運核電裝機容量將達到5 800萬千瓦，在建核電裝機容量接近3 000萬千瓦。截至2015年6月，全球在建核電機組67臺，裝機容量約為6 548萬千瓦，其中超過70%的在建核電機組集中在亞洲的中國、印度和歐洲的俄羅斯等國家?？傊?，世界核電的發(fā)展是在“棄核”與“啟核”的交疊中進行，但前進的腳步從未停歇。

全球首座商用核動力電站開始于20世紀50年代，目前31個國家擁有445臺商業(yè)核動力反應堆，總裝機容量達387GW，這一發(fā)電量超過法國或德國所有電力來源的3倍不止。另外還有64座商用核動力反應堆在建，相當于目前核電裝機容量的18%。同時，已有150多座商用核動力反應堆具有明確的建設計劃，相當于目前核電裝機容量的一半

全球16個國家在很大程度上依賴于核電，其核電占比超過本國電力供給的1/4。法國電力來源中，核電貢獻3/4左右；比利時、捷克、芬蘭、匈牙利、斯洛伐克、瑞典、瑞士，斯洛文尼亞，烏克蘭等國的核電占比達1/3或更多；南韓、保加利亞核電提供30%以上的電能；美國、英國、西班牙、羅馬尼亞核電占各國電能的20%；日本過去很大成分上依賴核電，占比超過1/4，目前期望返回當時水平。在那些不持有核電廠的國家中，意大利和丹麥，能源供給中，有10%來自于核電。

（1）美國核電狀況

美國以最多的運行核電廠數(shù)量奠定了其核電領域的霸主地位。美國的費米反應堆也使人類首次實現(xiàn)了自持核反應，率領人類進入了核能時代。西屋公司設計了第一座商業(yè)化反應堆，通用公司設計了首座沸水堆、率先設計出非能動三代壓水堆。可以看到，美國的核電一直走在世界最前列。

目前，美國的新能源戰(zhàn)略是均衡的、全面的能源戰(zhàn)略，它考慮了三大要素：支持經(jīng)濟增長和創(chuàng)造就業(yè)機會、提高能源安全、發(fā)展低碳能源技術(shù)并為清潔能源的未來奠定基礎。核能作為美國最重要的低碳能源之一，對美國能源低碳化有著積極的歷史貢獻，也是未來不可或缺的重要組成。

美國在運核電廠中內(nèi)陸地區(qū)核電廠占據(jù)多數(shù)（不考慮河口廠址達到61.5%）。美國在人口眾多的大城市周邊建設運營了核電廠，如紐約的印第安角核電廠周邊50英里范圍內(nèi)人口多達1 800萬。

美國在運核電廠多在三哩島核事故前建成投產(chǎn)，部分機組陸續(xù)達到設計壽命，但美國政府和業(yè)主并沒直接讓這些“老舊落后”的機組停運，而是針對這些機組進行安全評估，決策是否繼續(xù)使用（延壽）。全美累計有100臺申請延壽運行，截至2013年10月，其中78臺獲得批準，部分機組已經(jīng)開始延壽運行。不僅是延壽，美國還積極開展核電機組的功率提升改造，至1977年9月19日Calvert Cliffs1號機組擴容改造以來，已有154臺次機組進行了擴容改造，合計提升堆功率21 104.8兆瓦、電功率7 034.9兆瓦。

美國在建的3座核電廠5臺機組分別為VCSummer核電廠2、3號機組、Vogtle核電廠3、4號機組和Watts Bar2號機組，全部坐落于美國的內(nèi)陸地區(qū)。

（2）法國核電狀況

法國煤炭、石油、天然氣資源不多。水力資源利用率高達95%以上。因此隨著能源消耗的增加，能源自給率在核能未大規(guī)模開發(fā)前不斷下降。為滿足經(jīng)濟發(fā)展對電力的需求，法國政府堅持“能源獨立”的政策，決定優(yōu)先發(fā)展核電，早在1974年就宣布新建電站都是核電廠，不再建火電站。目前法國核電廠提供全國77%左右的電力供應。在世界上，法國的核電裝機總量僅次于美國，是世界上核電對核電依賴程度最高的國家。

核電給法國人帶來的好處一目了然。因為運營成本低，核電電價僅是傳統(tǒng)煤電電價的60%，所以法國人一直享受著歐洲最廉價的電力。因為大量使用核電，法國早就實現(xiàn)了能源獨立，并且每年約有20%的電力輸送到意大利、荷蘭、德國和比利時“賣電賺錢”，創(chuàng)造了大量的利潤。同時，因為核電廠遍布法國各地，所以它會給當?shù)厝颂峁┐罅烤蜆I(yè)機會。由于大規(guī)模采用核電，法國溫室氣體排放量相對較低。有統(tǒng)計數(shù)字表明，發(fā)展核電使法國每年少排放3.45億噸二氧化碳，而其每千瓦小時的碳排放量僅是英國或者德國的1/10。法國的核電技術(shù)還經(jīng)常推銷到海外，賺取大量的外匯。

法國核電的統(tǒng)一性非常強。把19座現(xiàn)役核電廠列出來，可以明顯看到這種統(tǒng)一：1985年以前投產(chǎn)運行的9座現(xiàn)役核電廠，全部使用900兆瓦壓水反應堆；此后再投產(chǎn)的核電廠，清一色的1 300兆瓦壓水反應堆(2000年和2002年投產(chǎn)的舒茲、西沃兩座核電廠除外，分別使用了1 450兆瓦和1 495兆瓦壓水堆)。所有現(xiàn)役核電廠，都屬于二代核電技術(shù)，再加上發(fā)電機組高度統(tǒng)一，這樣的好處就是大大節(jié)省了管理和運營成本，提高了安全系數(shù)。也正是因為以上這些原因，法國才能在油價不斷上漲的今天，長期保持穩(wěn)定而低廉的民用和工業(yè)電價。

因為從一開始就下決心發(fā)展核電，法國核電的布局也非常合理，瀕海的西部，還有內(nèi)陸靠近河流的地區(qū)，都有核電廠分布。精心布設的核電網(wǎng)絡避免了遠距離、大功率傳輸?shù)某杀竞蛽p耗，這也是法國保持低廉電價的重要原因。

（3）日本核電狀況

日本是一個陸地面積僅有37.8萬平方千米的島國，人口為1.26億，人口密度高達每平方千米337人，由于受到自然條件的限制，其常規(guī)能源資源十分缺乏。在常規(guī)能源的供應中，海外依存度達到80%，石油幾乎全部依賴進口。多年的實踐，尤其是1973年和1978年兩次石油危機的沖擊，使日本嚴重地意識到，依靠進口能源，對于保障能源供應是十分脆弱的。為了提供安全穩(wěn)定的能源供應，日本一方面采取厲行節(jié)能的政策，另一方面實行能源供應多元化，尤其強調(diào)大力發(fā)展核能。1973年石油危機后，加速了核電的發(fā)展；前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故發(fā)生后，日本國內(nèi)的反核情緒上升，使核電發(fā)展的阻力加大；近年來，尤其是京都會議以后，日本政府認為核電是解決生態(tài)環(huán)境、減少二氧化碳排出量和保障能源穩(wěn)定供應的有效途徑。目前，日本是世界第三大核能發(fā)電大國，次于美、法兩國。

2011年福島核事故給全球滾熱的核電市場狠狠地潑了盆冷水，全球的核電格局也受到了影響。由于事故后民間對發(fā)展核電極力反對，日本政府嘗試關(guān)閉國內(nèi)全部的核電廠。但是由于核電在其能源結(jié)構(gòu)中作用重大，日本目前已經(jīng)放棄“無核化”。

（4）韓國核電狀況

韓國自然資源十分貧乏，除擁有少量煤炭、木材和水力資源外，它所消耗的絕大部分化石燃料(煤炭、石油、天然氣)依靠進口，兩次石油危機的沖擊，大大地損害了韓國的經(jīng)濟，因此韓國制定了推行多渠道發(fā)展各種不同能源的政策，逐步減少對國外進口能源(尤其是石油)的依賴程度，其中特別強調(diào)了核能的發(fā)展。重視引進國外先進技術(shù)，努力實現(xiàn)核電的國產(chǎn)化。

韓國發(fā)展核電只有30余年的歷史，但是韓國卻成為國際核電市場新的有力競爭者，2009年韓國與阿聯(lián)酋簽訂200億美元的核電建設協(xié)議。韓國的迅速崛起也打破了由美、法、日三國主導的核電市場格局。目前韓國已經(jīng)成為世界第三個具備自行研發(fā)第三代核電技術(shù)的國家。

（5）俄羅斯核電狀況

1954年，前蘇聯(lián)建成了世界上第一座核電機組。盡管1986年的切爾諾貝利核事故給俄羅斯造成了很大的災難，但是在政府支持下，俄羅斯核電產(chǎn)業(yè)朝著重視技術(shù)研發(fā)、大力推動核電出口發(fā)展。核能出口成為俄羅斯實現(xiàn)經(jīng)濟增長目標的一項重要措施。

在停滯十多年后，電力需求每年以3%的速度遞增；其次，俄羅斯在歐洲的大約50吉瓦的發(fā)電廠在2010年達到設計使用壽期；再次，Gazprom公司考慮到向西方國家出口天然氣將獲利5倍，因此，在近兩年中將發(fā)電用的天然氣供應量削減了12%，并且，到2020年，西西伯利亞油田將被開采殆盡，屆時，他們只能提供俄羅斯目前發(fā)電量1/10的燃料（目前是3/4）。考慮到這些緊縮以及20世紀90年代核電廠的改進，俄羅斯政府于2000年底決定延長最早的12個核電廠的運行壽期，共5.76吉瓦，占核電總裝機容量的29%。僅僅由于核電廠的性能改進從而大大提高了核發(fā)電量。2001年的核發(fā)電量達到125太瓦時，占總發(fā)電量的15%。出于成本效益考慮，即完成已部分建造的9吉瓦核電廠的平均成本為680美元/千瓦，而新建的燃氣電廠成本（包括必要的基礎設施）為950美元/千瓦（新建核電廠的成本預計為900美元/千瓦），因此俄羅斯原子能部建議迅速增加核電容量。

同時，俄羅斯還將核電技術(shù)出口到中國等其他國家，在國外有3個反應堆建造項目，全部都是VVER-1000機組。

（6）加拿大核電狀況

加拿大在核能領域的科研和開發(fā)方面有著與英國和美國同樣悠久的歷史。加拿大自主研發(fā)的坎杜（CANDU）堆型是加拿大的核電支柱，技術(shù)成熟、無需濃縮、不用燃料后處理、無任何钚積存，成為許多國家的追求的堆型。

（7）德國核電狀況

由于對核電存在環(huán)保和安全方面的顧慮，德國計劃不再建設新的核電廠，并在福島事故后關(guān)閉了8臺核電機組。盡管德國大力發(fā)展可再生能源，但是遠不能彌補關(guān)閉所有核電廠造成的電力短缺。德國目前還有9臺核電機組，并從法國大量引進核電，可以說也在間接的享受著核電。德國想跟核電說再見，不太容易！

（8）英國核電狀況

英國曾是世界上核電發(fā)展領先的國家，但自20世紀70年代起，北海油田的開發(fā)使其能源狀況得到改善，加上對核電安全的顧慮，英國的核電發(fā)展步入冬天。30年后的21世紀初，英國重新開啟核電的大門。

（9）歐洲核電狀況

在歐洲，除了英、法、德外還有很多國家國內(nèi)建有核電廠，這些國家建造的核電廠具有規(guī)模小、年代久的特點。由于建造年代久遠，近年來的安全測試不是很樂觀，但是為了解決能源問題，它們還是堅持發(fā)展核電。

（10）拉美核電狀況

拉丁美洲目前有6核電機組，其中巴西、阿根廷、墨西哥各2臺。另有2個在建核電廠，其中巴西的安哥拉3號機組將于2015年完工，阿根廷的阿圖查2號機組在2012年試運行。委內(nèi)瑞拉政府在福島核事故之后凍結(jié)了國內(nèi)的核電計劃。

根據(jù)統(tǒng)計數(shù)據(jù)，截至2017年7月16日，我國已投運核電機組37座，運行裝機容量為3474萬千瓦，其中壓水堆34座，重水堆2座，快中子反應堆1座，壓水堆數(shù)量占比高達91.89%；我國在建核電機組20座，其中壓水堆19座，高溫氣冷堆1座，壓水堆數(shù)量占比達95%。

根據(jù)中國工程院在2011年的研究預測，我國在2020年發(fā)電裝機將達到171420萬千瓦，2030年達到234916萬千瓦。

根據(jù)對我國中長期發(fā)電裝機總量和除核電外各類電源裝機情況的預測，可推算出核電的裝機容量，即核電在2020年、2030年的裝機容量將分別達到8 030萬千瓦和16 055萬千瓦，分別占當年裝機總量的4.7%和6.8%。

相應地，中國工程院又對我國各類電源中長期發(fā)電量情況進行了預測。我國在2020年、2030年的總發(fā)電量將分別達到70 660億千瓦時、104 520億千瓦時，核電在2020年、2030年的發(fā)電量將分別達到6 000億千瓦時、12 000億千瓦時，分別占當年總發(fā)電量的8.5%、11.5%。

我國核電發(fā)展已從起步階段進入安全高效發(fā)展階段，從建設第二代核電廠發(fā)展到建設第三代核電廠，從建設沿海核電廠發(fā)展到考慮建設內(nèi)陸核電廠。

我國目前采用的核電技術(shù)路線都是第二代改進技術(shù)和第三代技術(shù)。第二代核電的設計沒有把預防和緩解嚴重事故作為必須要求有的措施，世界上核電廠運行50多年以來發(fā)生的三次嚴重事故表明：第二代核電的設計低估了發(fā)生嚴重事故的可能性。因此，第三代核電把預防和緩解嚴重事故作為設計上必須要滿足的要求。這是第三代與第二代在安全要求上的根本差別。

中國現(xiàn)在主要有3套第三代核電設計方案，分別是華龍一號、AP1000/CAP1400、EPR

華龍一號：由中國兩大核電企業(yè)中國核工業(yè)集團和中國廣核集團聯(lián)合研發(fā)，該技術(shù)實現(xiàn)了先進性和成熟性的統(tǒng)一、安全性和經(jīng)濟性的平衡、能動與非能動的結(jié)合，主要技術(shù)指標和安全指標滿足我國和全球最新安全要求，具有完全自主知識產(chǎn)權(quán)，具備國際競爭比較優(yōu)勢和參與國際競標條件。華龍一號已在福建福清核電廠開始建設。

AP1000是美國西屋電氣公司在傳統(tǒng)反應堆基礎上研發(fā)的一種新堆型。其設計理念是：在傳統(tǒng)成熟的壓水堆核電技術(shù)的基礎上，引入安全系統(tǒng)非能動化理念。采用非能動的簡化型設計和模塊化設計建造技術(shù)，在大量減少設備數(shù)量（特別是能動設備）的同時提高系統(tǒng)的可靠性，并縮短建造周期，從而在進一步提高安全性的同時提高其經(jīng)濟性。2007年，AP1000技術(shù)進入中國，確定AP1000依托項目，西屋電氣公司向中國有關(guān)單位轉(zhuǎn)讓AP1000相關(guān)技術(shù)。（CAP1400型壓水堆核電機組是在消化、吸收、全面掌握我國引進的第三代先進核電AP1000非能動技術(shù)的基礎上，通過再創(chuàng)新開發(fā)出具有我國自主知識產(chǎn)權(quán)、功率更大的非能動大型先進壓水堆核電機組。目前我國所建的示范電站位于山東威海市榮成石島灣廠址，擬建設2臺CAP1400型壓水堆核電機組，設計壽命60年，單機容量140萬千瓦。）

EPR（歐洲先進壓水堆）是法國法瑪通公司和德國西門子公司在法國N4和德國的Konvoi反應堆的基礎上聯(lián)合改進開發(fā)的反應堆。EPR吸取了法德核電廠運行三十多年的經(jīng)驗，保持了技術(shù)的連續(xù)性，沒有技術(shù)斷代的問題。EPR采取了“增加專設安全系統(tǒng)”的思路，即在第二代的基礎上再增加和強化專設安全系統(tǒng)。重要的專設安全系統(tǒng)都由二系列增加為四系列，同時增設緩解嚴重事故后果的設備。這樣，提高了安全性，相應核電廠系統(tǒng)比第二代更復雜。同時通過提高機組容量，與二代堆相比具有更高的經(jīng)濟和技術(shù)性能。廣東臺山核電一期工程建設兩臺EPR 核電機組，單機容量為175萬千瓦，是目前世界上單機容量最大的核電機組。

核電廠驗收是指核電廠業(yè)主和總承包商或供貨商之間為澄清雙方就完成合同規(guī)定的有關(guān)供貨責任而達成協(xié)議并通過證書的形式予以確認的過程。一般分為臨時驗收和最終驗收兩個階段。

中文名稱

核電廠驗收

英文名稱

acceptance of nuclear power plant

定　　義

核電廠業(yè)主和總承包商或供貨商之間為澄清雙方就完成合同規(guī)定的有關(guān)供貨責任而達成協(xié)議并通過證書的形式予以確認的過程。一般分為臨時驗收和最終驗收兩個階段。

應用學科

電力（一級學科），核電（二級學科）

對核蒸汽供應系統(tǒng)和汽輪發(fā)電機組等核電廠主設備的性能以及對核電廠滿功率運行時的關(guān)鍵運行指標進行考核，以檢驗核電廠建成后是否達到合同規(guī)定的性能保證值的試驗工作。當核電廠完成全部單系統(tǒng)試驗、預運行試驗、裝料、臨界和各臺階的功率試驗之后，若條件允許應及時進行核電廠的性能試驗。核電廠性能試驗要求機組在滿功率附近進行，而滿功率示范運行對機組功率有類似要求，所以核電廠性能試驗一般情況下可與滿功率示范運行結(jié)合起來做。一般情況下，性能考核應在商業(yè)運行日之前完成，性能考核試驗也是整個調(diào)試階段的一部分，但也有可能由于供貨商或業(yè)主的原因要將某項考核試驗予以推遲或在采取糾正行動后重復進行，為此要在供貨合同中規(guī)定相應條款。

試驗時的運行工況 在進行性能試驗時機組應已在額定功率下穩(wěn)定運行了若干小時，且機組功率穩(wěn)定在95%~100%額定功率范圍內(nèi)。核電廠應保證正常運行時需投運的所有系統(tǒng)應均投入使用。蒸汽發(fā)生器排污和二回路補水等系統(tǒng)應暫停。電網(wǎng)頻率，發(fā)電機功率因數(shù)，一、二回路的溫度、壓力和流量以及蒸汽發(fā)生器水位、凝汽器真空等主要參數(shù)應盡可能保持穩(wěn)定不變。這樣可以減少對測定數(shù)據(jù)的修正。

試驗方法和要求 性能試驗一般由業(yè)主組織進行，設備供應商可以參與性能試驗的全過程，性能試驗的全部或部分也可以由業(yè)主與供貨商雙方認可的獨立第三方進行。在核電廠的供貨合同中一般都規(guī)定了有關(guān)性能試驗的試驗方法、試驗標準和考核要求。根據(jù)這些試驗方法、標準和要求，業(yè)主編寫或委托編寫全部性能試驗的試驗程序，經(jīng)設備供貨商審核同意并由業(yè)主最終批準后實施。試驗結(jié)束后完成試驗報告，給出試驗結(jié)果是否滿足合同要求的分析結(jié)論。

試驗儀表 性能試驗所用儀器儀表可以由業(yè)主提供，供貨商認可，也可以由供貨商提供，業(yè)主認可。試驗儀表必須符合合同規(guī)定的對試驗儀表的技術(shù)要求，尤其是精確度要求。試驗儀表在試驗前應由業(yè)主和供貨商雙方認可的獨立第三方進行標定，且雙方均可對標定過程進行見證。

試驗項目 核電廠性能試驗按照合同規(guī)定一般需進行核蒸汽供應系統(tǒng)輸出熱功率及其出口端蒸汽濕度、機組電功率、機組熱耗率、廠用電消耗、機組噪聲、振動等各項性能試驗。每項試驗可以單獨進行，也可以插在滿功率示范運行過程中進行。單獨試驗時，應在機組連續(xù)運行24h之后進行。

核蒸汽供應系統(tǒng)輸出熱功率及其出口端蒸汽濕度 通過核蒸汽供應系統(tǒng)輸出端蒸汽參數(shù)的測量，可得到其輸出熱功率。對于采用自然循環(huán)式蒸汽發(fā)生器的壓水堆和沸水堆而言，其輸出端為飽和蒸汽。為確定其焓值，除測量出口端的蒸汽壓力外還必須測定其相對濕度，而且相對濕度本身也往往就是合同規(guī)定所要考核的輸出端蒸汽品質(zhì)的指標。測量相對濕度的辦法一般是在給水中加入一定濃度的放射性示蹤元素(一般為24Na)或穩(wěn)定化學元素(一般為銫)，通過測量輸出端蒸汽凝結(jié)水中所含添加元素的濃度即可推算出蒸汽的相對濕度。

在考核試驗之前，一般先在低于額定功率的工況下通過測定輸出端熱功率來標定反應堆的核測量儀表(輸出端的熱功率要扣減反應堆冷卻劑泵的熱功率份額和穩(wěn)壓器電加熱份額才是反應堆的熱功率)。然后才能按照標定后的核測量儀表指示把反應堆功率提升并穩(wěn)定在額定值，并在此額定功率水平下測定輸出端蒸汽參數(shù)。對于壓水堆核蒸汽供應系統(tǒng)，合同所保證的輸出端參數(shù)一般都考慮了蒸汽發(fā)生器的堵管率和污垢系數(shù)，在對實測數(shù)據(jù)分析時要扣除新蒸汽發(fā)生器對蒸汽參數(shù)帶來的附加裕量。

機組電功率 指汽輪機在規(guī)定的終端參數(shù)下運行時通過發(fā)電機輸出端測得的發(fā)電機輸出電壓和電流計算的發(fā)電機輸出電功率。機組最大連續(xù)功率(MCR)是由供貨商給定的當汽輪機運行在額定參數(shù)條件下的汽輪發(fā)電機組輸出端的電功率。在發(fā)這一功率時，機組能在規(guī)定的終端參數(shù)下，在不超過設計壽命的條件下可無限期地運行。該功率通常對應有一熱耗率保證值，這時汽輪機調(diào)節(jié)閥不一定要全部開啟。最大連續(xù)功率也稱額定功率、額定出力或額定負荷。

機組熱耗率 指機組發(fā)出單位電量(kW·h)所消耗的核蒸汽供應系統(tǒng)熱功率(kJ)，其計算公式是：機組熱耗率=機組額定熱功率(MW)×3600/機組額定電功率(MW)。由于機組熱耗率是衡量機組整個熱力系統(tǒng)熱效率的參數(shù)，整個熱力系統(tǒng)中的相關(guān)熱力設備的性能要求都應在合同中加以規(guī)定，作為機組熱耗率保證值測量所依據(jù)的條件。如果給水回熱加熱器不包括在汽輪機供貨商的合同范圍，買方最好在其技術(shù)條件中提供附有充分數(shù)據(jù)的給水加熱系統(tǒng)圖，以便于計算出整個裝置的熱耗率保證值，否則供貨商應在合同中闡明計算保證熱耗率時采用的給水加熱器數(shù)目和分布、各給水加熱器的端差和汽輪機到各加熱器之間的壓降。汽水分離再熱器若不包括在汽輪機供貨合同中則也應采取同樣方法進行處理。如果汽輪機供貨合同包括了給水回熱加熱系統(tǒng)，則應將給水抽汽回熱級數(shù)、加熱器數(shù)目和分布、給水泵在給水加熱系統(tǒng)中的位置、供貨終端所要求的給水溫度及其允許偏差、加熱器的端差等技術(shù)要求在合同中加以規(guī)定。如果有些裝置不屬于供貨商的范圍，如加熱器、閥門、管道或泵，而其性能與保證值所依據(jù)的條件有所不同，則在合同階段汽輪機供貨商應有機會或者調(diào)整其保證值，或者對熱力驗收試驗結(jié)果按商定辦法進行修正。

廠用電消耗 一般是通過實際測量在機組正常運行時需連續(xù)運行或運行時間超過50%的電機負荷，或測量廠用變壓器的負荷，再進行計算的。對廠用電各項負荷，在合同中均按項列出。

其他考核項目 有些合同中規(guī)定，要考核運行能力，如最大負荷變化率、甩負荷不停堆能力、甩負荷不停機能力等。有些合同還規(guī)定要考核機組噪聲、振動和發(fā)電機溫升、發(fā)電機漏氫率等。具體項目與數(shù)據(jù)，均在合同中列出。對于循環(huán)水泵流量的測量一般在循環(huán)水系統(tǒng)調(diào)試結(jié)束時就可進行，類似這樣的性能試驗可在機組性能試驗之前進行。

性能試驗結(jié)果的處理 由于性能試驗不一定是在合同規(guī)定的試驗條件下進行的，因此考核其出力、效率的保證性能時，應對實測結(jié)果以適當?shù)男拚€加以修正。其中對試驗結(jié)果影響最大的是循環(huán)冷卻水的溫度。試驗時的溫度如與設計溫度有偏離，則應按給定曲線進行修正。對廠用電要進行電壓、溫度、濕度和取水水位等修正。

滿功率示范運行 目的是考驗核電廠能在設計的額定功率下安全可靠地連續(xù)運行。一般要求按核電廠正常運行工況連續(xù)滿功率穩(wěn)定運行100~120h，功率波動應保持在 0~-5%范圍內(nèi)，不能發(fā)生功率降低或中斷運行的情況。試驗過程要由記錄儀監(jiān)測發(fā)電機總電功率、反應堆熱功率水平、蒸汽發(fā)生器的給水流量和水位以及主蒸汽流量等。每班必須對運行情況，包括負荷變化的原因和設備不正常情況等做好詳細記錄。在滿功率示范運行過程中可以結(jié)合進行性能測定試驗，因為核電廠已經(jīng)處于較長時間的滿功率穩(wěn)定工況下運行，對于進行性能測定試驗是十分有利的。當連續(xù)100~120h滿功率運行結(jié)束，達到了考驗目的，并且核電廠的主要系統(tǒng)和部件以及輻射防護方面均未發(fā)生不可接受的異常情況時，核電廠將投入商業(yè)運行，同時業(yè)主將開始與設備供貨商著手設備的驗收工作。有些合同規(guī)定，在性能試驗前，進行四個星期或700h的試運行作為示范運行。試運行時的功率不低于滿功率的80%，并包括100h的連續(xù)滿功率運行。

當核電廠完成機組調(diào)試、性能試驗和示范運行，核電廠的系統(tǒng)和設備經(jīng)試驗考核全部達到其技術(shù)性能和要求時，核電廠投入正常運行。這時，核電廠的管理由業(yè)主的工程建設部門移交給業(yè)主的生產(chǎn)運行部門，核電廠正式投入商業(yè)運行。2100433B

《核電廠消防》根據(jù)中國核工業(yè)集團公司的要求而編寫，可作為核電廠全體員工及其承包商基本安全授權(quán)培訓的學習教材。本教材講解了有關(guān)消防法律、法規(guī)，燃燒和火災基礎知識，燃燒產(chǎn)物對人體的影響；講解了核電廠消防的特點，核電廠運行期間防火安全要求和措施，滅火原理及滅火方法，核電廠滅火組織和火災響應，火場逃生方法和注意事項；介紹了核風險的特殊考慮、對核電廠消防系統(tǒng)和設備的要求、火災自動報警系統(tǒng)和滅火系統(tǒng)等內(nèi)容。本教材可以幫助核電廠人員及其承包商了解燃燒和火災基礎知識、核電廠防火安全要求和措施、滅火方法和火場逃生方法，盡可能使他們在今后的工作中運用這些要求和措施，防止火災發(fā)生以及火災時能履行自己的職責，從而確保自己的安全以及確保電廠安全、可靠、經(jīng)濟地運行。