标题：核电
基本知识
1.什么是核能
世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂 都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。
这里提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成：
铀－235 含量0.71% 
铀－238 含量99.28% 
铀－234 含量0.0058%  核电（铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。） 
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。
铀－235裂变放出多少能量呢？请记住一个数字， 
即1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。
2.核反应堆原理
反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。
压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。
压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器， 在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电， 而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主 冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。　
3.什么是核电站
火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸 汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。
核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量 热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气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。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。
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。　
4.什么是核电厂
电是电厂生产出来的。我们知道有烧煤或石油的火力发电厂，有靠水力发电的水电站，还有一些靠风力、太阳能、 地热、潮汐能、波浪能、沼气生产电力的小型或实验性发 电装置。核电厂就是一种靠原子核内蕴藏的能量，大规模生产电力的新型发电厂。
核电厂用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫做“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生出来，并通过电网送到四面八方。这就是最普通 的压水反应堆核电厂的工作原理。　
5.什么是放射性
约在100年前，科学家发现某些物质能放出三种射线：α（阿尔法）射线、β（贝塔）射线，γ（伽玛）射线。
以后的研究证明：α射线是α粒子（氦原子核）流，β射线 是β粒子（电子）流，γ（伽玛）射线是光子流。
这些射线的共同特点是：1、有一定穿透物质的能力；2、人的五官不能感知，但能使照相底片感光；3、照射到某些特 殊物质上能发出可见的荧光；4、通过物质时有产生电离作用。
射线主要通过电离作用对生物体产生一定的影响。
射线并不可怕，我们吃的食物、住的房屋，甚至我们的身体 内都有能放出射线的物质。我们戴夜光表、作X光检查、乘飞机、吸烟都会接受一定的辐射剂量。但是，过高的辐射剂 量会引起有害健康的效应。
两个关于放射性的计量单位
居里（Curie，符号为：Ci），表示单位时间内发生衰变的原子核数。1居里（Ci）=3.7x10^10贝克（Bq），1克的镭226每秒能产生3.7×10^10次原子核衰变，该源的放射性强度即为1居里。换算：1毫居里=3.7×10^7次/秒 1微居里=3.7×10^4次/秒。
贝克勒尔（Becquerel，符号为：Bq），是放射性活度的国际单位制导出单位，1 Bq指每秒有一个原子衰变。比如，一克的镭放射性活度有3.7×10^10Bq。
概括起来可以认为：
1R（伦琴）相当于10mSv（豪西弗）=10,000μSv（微西弗）=0.01Sv（西弗）=1rem（雷姆）　
6.什么是反应堆
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能-热能转换的装置。
核电厂用的压水反应堆有一个厚厚的钢质贺筒形外壳，腰部 有几个进水口和出水口，称为压力容器，900兆瓦的压水堆， 其压力容器高12米，直径3.9米，壁厚约0.2米。
压力容器是堆芯，堆芯由燃料组件和控制棒组件等组成。水在它们的间隙中流过。水在此起两个作用，一是降低中子的速度使之易于被铀－235核吸收，二是带出热量。900兆瓦 的压水堆 一般装有157个燃料组件，约含80吨二氧化铀。
压力容器顶装有控制棒驱动机构，通过改变控制棒的位置来 实现开堆、停堆（包括紧急停堆）和调节功率的大小。　
7.核事故
一般来说，在核设施（例如核电厂）内发生了意外情况，造 成放射性物质外泄，致使工作人员和公众受超过或相当于规 定限值的照射，则称为核事故。显然，核事故的严重程度可 以有一个很大的范围，为了有一个统一的认识标准，国际上 把核设施内发生的有安全意义的事件分为七个等级。
由表可以看出，只有4－7级才称为“事故”。5级以上的事 故需要实施场外应急计划，这种事故世界上共发生过四次， 即苏联切尔诺贝利事故、英国温茨凯尔事故，美国三里岛事故和日本福岛核电站事故。　
8.厂房描述
中国的大部分厂房都是这样的，二代技术，最近又有关于三代技术的厂房，有兴趣的可以去别处查找下，本人水平有限。
1）、 反应堆厂房：包括内外安全壳和内部结构以及堆芯熔融物捕捉器。反应堆厂房是双层圆筒形结构，该建筑包容并支撑与一回路相关的主要设施（包括压力容器和主冷却回路，包括主泵，蒸发器和稳压器）。反应堆换料腔和内部结构。辅助设备。厂房的主要功能是防止外部事件对内部反应的影响，确保不发生泄漏。包括一回路发生事故失水，使厂房内压力和温度升高。
1．1）、 安全壳：安全壳是双层墙体结构，其中内墙体由预应力混凝土筒体和混凝土穹顶构成，内面衬以钢衬里，保证密封。外安全壳抵抗外部冲击。1.8米宽的环形区域将内外安全壳隔离，该区域处于负压状态，收集发生泄漏事故后泄漏物的收集，保证泄漏物在排入大气前被过滤，双层安全壳是考虑在严重事故对环境的有效保护。
1．2）、 内部结构：主要功能是提供反应堆压力容器的支撑和附属设备的支撑；人员及设备的生物防护；防止管道的甩击和飞射物对安全壳、各回路以及安全系统的影响。
1．3）、 结构描述：内部结构是钢筋混凝土结构包括一次屏蔽墙，二次屏蔽墙，反应堆换料腔；楼板和墙体。
1．4）、 堆芯熔融物捕捉器：位于堆芯CVCS和VDS系统下部分为三部分，由堆坑下部、堆芯熔融物扩展通道和扩张区域组成。表面覆盖细石混凝土。底部有循环水系统，用以事故状态下对熔融物降温，水来自换料储水箱。
2）、 安全厂房：安全厂房1&4分为9层，分别布置在安全壳两侧；厂房2&3分为8层，布置在一起，采用双层墙体。外墙与厂房各楼层分开，通向厂房的门应有门禁系统。
3）、 燃料厂房：位于反应堆厂房和安全厂房2、3相对的位置，与反应堆厂房和安全厂房位于一个筏基础之上。9层（0.00-19.5m区域）。西侧为乏燃料水池及相关设施。东侧为事故废气过滤机组。采用双层墙，门应有门禁系统。
4）、 核辅助厂房：核辅助厂房内设置与电厂运行必需的与安全无关的辅助系统，同时设置有部分维修区域。是钢筋混凝土结构，基础与厂房的筏基础是分离的，放射性设备周围设置屏蔽结构以及有系统的隔离。提供充分的生物隔离。
5）、 进出厂房：基础厂房内设有为保障人员安全进出核岛所必需的设备和设施。进出厂房的基础和核岛的基础临近，设置沉降缝，允许相对的位移。
6）、 放射性废弃物厂房：分为放射性废弃物厂房(HQB)和放射性废弃物储存厂房（HQS），其可收集、储存、处理液体和固体放射性废弃物。为两个机组公用，它同1号机组的核辅助厂房建筑直接连接，用来储存、运输树脂类废弃物以及收集、临时储存、运送废液。在放射性废弃物厂房和2号机辅助厂房附属建筑（2HQS）之间连接一条热管，用来输送2号机的废液。7）、 应急柴油机房：（HD）是钢筋混凝土结构，其钢筋混凝土筏基及地下部分及外墙使用沥青绝缘材料来防水的。用来放置柴油燃料储存罐、柴油燃料槽房间的楼板、墙体及天花板表面是掺合了憎油材料的水泥砂浆抹面的。
8）、 安全厂用水泵房：为混凝土结构，其钢筋混凝土结构设计、配合比及工艺应具备足够的耐久性以保证结构主体能防止地下水和海水的侵蚀，所有与水接触的混凝土表面应使用精细模板，其他地方可以使用粗制模板。
发电过程
目前，人类实际应用的主要能源还是化石能源。煤、石油、天然气等化石能源的利用，对人类生存、发展、进步产生过巨大的影响。进入21世纪后，人们更加注重生存环境和生存空间的质量。大量燃用化石能源产生的温室效应、酸雨现象对人类生存环境造成了严重破坏。同时，化石能源经长期开采，其资源日趋枯竭，已不足以支撑全球经济的发展。在寻找替代能源的过程中，人们开始越来越重视核能的应用，而核能最主要的应用就是核能发电。
人类首次实现核能发电是在1951年。当年8月，美国原子能委员会在爱达荷州一座钠冷块中子增殖实验堆上进行了世界上第一次核能发电实验并获得成功。1954年，苏联建成了世界上第一座实验核电站，发电功率5000KW。 　核电站与火电站发电过程相同，均是热能—机械能—电能的能量转换过程，不同之处主要是热源部分。火电站是通过化石燃料在锅炉设备中燃烧产生热量，而核电站则是通过核燃料链式裂变反应产生热量。
核电站的组成通常有两部分：核系统及核设备，又称为核岛；常规系统及常规设备，又称为常规岛。这两部分就组成了核能发电系统。
核岛中主要的设备为核反应堆及由载热剂（冷却剂）提供热量的蒸汽发生器，它替代常规火电站中蒸汽锅炉的作用。常规岛的主要设备为气轮机和发电机及其相应附属设备，常规岛的组成与常规火电站气轮机大致相同。[1]
中国现状
核电分布  中国核电站分布图采用中国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）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。
（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（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。　广西防城港（红沙）核电站位于广西自治区防城港市港口区光坡镇红沙村，可规划建设六台百万千瓦级核电机组，由中国广东核电集团与广西投资集团共同投资，中国广东核电集团为主负责工程建设和运营管理。2008年10月10日，国家发展改革委同意防城港红沙核电项目开展前期工作。按照国家的安排，工程采用自主品牌核电技术CPR1000，建设两台百万千瓦级压水堆核电机组。目前，项目业主公司——广西防城港核电有限公司已正式注册成立，各项前期工作正在积极推进。
2010年4月9日下午，防城港核电站项目一期工程主体工程在南宁市荔园山庄举行保险签约仪式，这是广西首个核电承保项目。核电厂以岭澳核电站为参考电站，按“翻版加改进”方式规划建设容量为6台1000MW级CPR1000二代改进型压水堆机组，一期建设2台CPR1000二代改进型压水 堆机组，一期建设项目拟定投资约270亿元。
广西防城港核电项目是我国北部湾地区首个核电项目，项目规划建设6台百万千瓦级压水堆核电站，一次规划、分期建设。其中，一期工程规划建设两台百万千万级压水堆核电机组，首台机组于2014年建成投入商业运行。广西防城港核电站项目规划建设6台百万千瓦级核电机组。其中，一期工程采用自主品牌中国改进型压水堆核电技术CPR1000，建设两台单机容量为108万千瓦的核电机组，工程总投资约260亿元，设备国产化比例将达到87%，首台机组预计于2015年建成投入商业运行。项目将从工程设计、工程管理、设备制造、调试运营等各个方面，使具有自主知识产权的我国核电技术得到进一步推广应用。 一期工程建成后，每年可为广西提供150亿千瓦时安全、清洁、经济的电力，与同等规模燃煤电站相比，每年可减少电煤消耗600万吨，减少二氧化碳排放量约1482万吨、二氧化硫和氮氧化物排放量约13.64万吨，环保效益相当于新增了9.82万公顷森林，不但有力促进广西经济发展方式转变，也将对实现我国控制温室气体排放目标、保护生态环境、保障北部湾经济区电力供应发挥积极作用。
核电站只需消耗很少的核燃料，就可以产生大量的电能，每千瓦时电能的成本比火电站要低20%以上。核电站还可以大大减少燃料的运输量。例如，一座100万千瓦的火电站每年耗煤三四百万吨，而相同功率的核电站每年仅需铀燃料三四十吨。核电的另一个优势是干净、无污染，几乎是零排放，对于发展迅速环境压力较大的中国来说，再合适不过。
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。政策规划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”。
中国目前建成和在建的核电站总装机容量为870万千瓦，预计到2010年中国核电装机容量约为2000万千瓦，2020年约为4000万千瓦。到2050年，根据不同部门的估算，中国核电装机容量可以分为高中低三种方案：高方案为3.6亿千瓦（约占中国电力总装机容量的30%），中方案为2.4亿千瓦（约占中国电力总装机容量的20%），低方案为1.2亿千瓦（约占中国电力总装机容量的10%）。
中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划，准备到2020年中国电力总装机容量预计为9亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的4%，即是中国核电在2020年时将为3600-4000万千瓦。也就是说，到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。
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。
[2]2012年9月26日中国国家电监会透露，截至2011年底，中国已有7个核电站投入运营，总装机达到1257万  新核电项目[3]千瓦，为2002年装机447万千瓦的2.8倍。据统计，目前，中国在建(含扩建)核电站13个，在建装机容量3397万千瓦，在建规模居世界第一。此外，还有一批项目处于前期准备阶段。[2]
[3]日前全文公布的《能源发展“十二五”规划》首次明确未来核电的发展速度和规模。“十一五”期间，我国核电总装机规模从685万千瓦提升到1082万千瓦，年均增长率为9.6%。最新公布的能源“十二五”规划显示，到2015年，我国运行核电装机达到4000万千瓦，在建规模1800万千瓦。未来我国核电发展年均增速达到29.9%，这也意味着我国核电建设将提速。[3]
[3]“十二五”能源规划还明确提出，对新建厂址全面复核，“十二五”时期只安排沿海厂址。能源“十二五”规划中展示的一幅《国家综合能源基地示意图》标示了未来我国将形成“东部沿海核电开发带”。南都记者从环保部去年牵头完成的《关于全国民用核设施综合安全检查情况的报告》获悉，我国目前共有15台运行核电机组，分布在6个核电厂。目前在建的核电机组共26台，由北至南分别位于辽宁红沿河、山东海阳、浙江三门和方家山、福建宁德和福清、广东台山和阳江、广西防城港、海南昌江。[3]
内陆核电项目存巨大风险被搁浅
2011年初受到日本核泄漏危机影响，国务院常务会议当时决定，调整完善我国核电中长期发展规划，在核安全规划批准之前，暂停审批核电项目。随着能源规划的发布，意味着我国核电项目建设闸门重开，但“只安排沿海厂址”的规划意味着多个内陆城市已经耗费巨资筹建的核电站不得不继续搁浅。据此前报道，仅湖南桃花江、江西彭泽、湖北咸宁等三座已开展前期工作的内陆核电项目，目前累计投资已超100亿元。在业内专家看来，中国多地震、多干旱、人口稠密的国情并不适合发展内陆核电。国务院发展研究中心资源与环境政策研究所研究员王亦楠此前撰文指出，中国发展内陆核电存在巨大风险。[3]核电布局根据国家能源局提出的“十二五”能源规划思路，十二五”能源规划要体现优先发展新能源和可再生能源的原则，其中核电发展要推动内陆核电项目，形成东中部核电带。
在核电规划布局上，一是采用成熟、先进的核电技术，在辽宁、山东、江苏、浙江福建等沿海省区加快发展核电；二是稳步推进江西、湖南、湖北、安徽等中部省份内陆核电项目，形成“东中部核电带”。根据电网负荷分布情况，适当建设一些抽水蓄能电站。
核电的发展有力地带动了核电设备产业的迅速发展。目前我国核电站总体国产化率约为50%-60%，规划到2020年国产化率大于80%。按照装机容量超过7000万千瓦来计算，未来10年，我国核电总投资规模将高达1万亿元，核电设备在核电站投资中占比约60%，设备投资约6000亿元。如果按核岛、常规岛、辅助设备国产化率分别为70%、80%、90%计算，那么国内核电设备制造商将分享3200多亿元的市场，市场潜力巨大。
在核电投资中，基建、设备和其他项目分别占40%、50%和10%。核岛设备、常规岛设备和辅助设备分别占设备投资40%、30%和30%。核电基础件、锻造件以及辅助设备领域存在着较大的投资机会。
作为核电主设备关键原材的铸锻件市场高速发展，大型铸锻件是大型锻件、铸件的合称，是核电站中核岛、常规岛主设备的关键原材。国际上仅有少数公司能够制造。目前，大型铸锻设备大多数需要从国外进口，而且价格昂贵。我国实现大型铸锻件国产化具有较大的市场空间，且可以实现进口替代。
核电阀门占核电设备总投资的5.2%左右，按国家核电中长期发展规划，到2020年新建核电站中阀门总投资累计将达到219亿元。一座具有两台百万千瓦机组核电站每年总维修费用将在1.35亿元人民币左右，核电阀门的维修、更换费用在维修总额中约占50%，阀门维修、更换费用每年达到约6700万元。当我国运行的百万千瓦核电机组装机容量达到7000万千瓦时，每年核电阀门的维修、更换费用就将达到23.45亿元人民币。
目前，我国核电站中除秦山一期、二期中使用部分国产阀门外，其它核岛和常规岛部分所用阀门几乎全部进口。这种依赖进口的状况及国家2020年中长期核电规划中提升设备国产化率的要求，为我国阀门行业未来的“进口替代”提供了良好的发展机遇，同时也为国内有实力的核级阀门制造商的发展提供了巨大商机。
核级仪控系统(I&C)是核电未来发展的趋势，每年可能形成的产业规模达45亿元以上。核级仪控系统是核电站运行操作与监控的中枢神经，是确保核电站安全可靠运行的重要装备。从我国已建成的核电厂来看，除田湾核电站之外，大多数核电站基本采用模拟技术的仪控系统，只有部分系统采用了数字化技术。未来核电数字化智能化系统的企业将会成为最大受益者。[4]发展前景目前全球能源十分缺乏，为了响应节能、环保、减排，世界各国在大力加速发展核电能源，中国也将大力发展清洁电源，其中核电是全国今后电源结构调整的主攻方向，投资规模将大大超过常规电厂。国家对核电发展的战略由“适度发展”到“积极发展”。在这样的背景下，中国的核电能源将获得很好的发展机遇。
2010年，中国核电装机容量突破1000万千瓦，达1082万千瓦，在建规模达26台2914万千瓦。
我国规划2020年核电在发电总量中占比达到5%。完成这一指标保守估计届时核电装机容量至少达到7000万千瓦，如能源需求总量再高一点，则核电装机容量需要达到8000万千瓦。[5]
国际现状
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。[6]
核电技术
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。　第二代上世纪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。
网络用语
网络用语中，“核电”意为“贺电”，对某件事表示祝贺。