核電廠GB 505492010T 電廠標識系統編碼標準《大亞灣核電 廠周圍限制區安全保障與環境管理條例》，即核能發電廠，或稱核電 站《大亞灣核電 站生產管理叢書》。是一種以核反應為熱力源的熱電廠，和其他的熱電廠一樣，以熱能驅動蒸汽渦輪發動機並連線至發電機發電。根據國際原子能機構的報告，截至 2021 年 6 月，全球範圍內共有 443 所核電廠在 33 個國家執行，另有 52 所正在建造中。 核電廠屬於高效率的能源建設，對於溫室氣體、二氧化碳排放幾乎是零。核電廠建設成本高昂，技術需求高，養護成本亦高。在控制良好且周邊緊急應對系統完善的情況下，核電廠其實是相當安全的設施。核電自商業化應用近 70 年以來，記載有嚴重影響的事故有前蘇聯的切爾諾貝利核事故和日本的福島核電站事故。 核電廠通常被視為電網基本負荷，因為燃料成本僅佔生產成本的一小部分，並且因為它們不容易排程，適合作為基本負載電力供應商。但是核燃料與乏燃料管理的成本尚不確定。 歷史 1948 年 9 月 3 日，核反應堆首次在美國田納西州橡樹嶺的 X10 石墨反應堆發電。這是第一個為燈泡供電的核電站。第二個較大的實驗發生在 1951 年 12 月 20 日，位於愛達荷州 Arco 附近的 EBR1 實驗站。 1954 年 6 月 27 日，世界上第一個商用發電的核電站奧布寧斯克核電站在蘇聯的奧布寧斯克開始運營。1956 年 10 月 17 日，世界上第一個核電站：英國開始發電，兩個電站除了用於國內電力需求，還用做製作鈽。美國第一個商用核電廠，賓夕法尼亞州的碼頭市核電站於 1957 年 12 月 18 日啟用。 核電廠發電原理 現在使用最普遍的核電廠為壓水式反應器核電廠，它的工作原理是：用鈾製成的核燃料在反應堆內進行核分裂並釋放出大量熱能；高壓下的迴圈冷卻水把熱能帶出，在蒸汽產生器內生成蒸汽；高溫高壓的蒸汽推動汽輪機，進而推動發電機旋轉。 核電廠分兩大部分，產生熱能的核島，與將其進行能量轉換的常規島 Nuclear Island Nuclear Power 20170811 查閱。圖中左半部為核島（位於圍阻體建築內），右半部為常規島。 組成部分 核電站一般分為兩部分：利用原子核裂變生產蒸汽的核島（包括反應堆裝置和迴路系統）與利用蒸汽發電的常規島（包括汽輪發電機系統）。核電站使用的核燃料一般是放射性重金屬鈾 235 或鈽。 各系統部件： 燃料處理 反應堆元件 安全系統 放射性廢物系統 控制棒 安全殼 裝料層 冷卻劑 緊急堆芯冷卻系統 乏燃料池 中子發射器 應急電源系統 發電系統 中子慢化劑 廠用水系統 冷凝器 中子毒物 反應堆保護系統 冷卻塔 核燃料 備用液體控制系統 發電機 核反應堆堆芯 蒸汽生產 汽輪機 反應堆壓力容器 鍋爐給水泵 啟動中子源 蒸汽產生器 型別 縮圖 1957 年紀念日本核電落成郵票 按照工作原理 核電站核子反應爐按照反應堆的形式不同，分為以下型別 輕水反應堆：現有大部份的商業運轉核能反應爐均為此型式。 沸水反應堆 壓水反應堆：如美國三哩島核電廠。 重水反應堆：如加拿大重水鈾反應堆、中華人民共和國秦山 III 核電廠。 高溫氣冷堆 壓力管式石墨慢化沸水反應爐：前蘇聯所發展的技術，由於設計缺陷易生事故，已較少使用，如烏克蘭切爾諾貝利核電站。 快中子增殖反應堆：如日本茨城縣東海村常陽核電廠和福井縣敦賀市文殊反應爐。 劃代 第一代 指早期的原型反應堆。包括 美國碼頭市核電站 英國（共 26 座） 法國 美國 美國 第二代 直至 1990 年代末建設的核電站，設計執行壽命 3040 年。堆故障率 10 萬年一次。包括： 壓水反應堆 沸水反應堆 ：從英國發展而來，採用石墨漫化劑、二氧化碳氣冷。 VVER 第二代 2000 年以後建造的一些現代化改進堆型。執行壽命 5060 年。包括： CPR1000 第三代 ACPR1000 中華人民共和國基於法國 CPR1000 改進版 先進沸水堆 APWR EC6 VVER1000392 PWR 包括不同的改型的 AES91、AES92 還沒有商業建造的三代堆： 西屋 印度 第三代 ACR1000 AP1000 歐洲壓水堆 EPR （ESBWR） 美國 System 80 的發展型號，是韓國 Next Generation Reactor （KNGR）原型。 VVER1200 V392M PWR 92 有被動安全系統 V491 PWR 91 有主動安全系統 V513 PWR 91M 有主 被動安全系統及 VVERTOI 特性，基於 V491 與 V510 VVER1300 V510 PWR AES2010，基於 V392M EUABWR 基於先進沸水堆，擴大了功率輸出，遵從歐洲安全標準 美國巴布柯克 威爾科斯公司（Babcock Wilcox） 第四代 中國華能石島灣高溫氣冷堆核電站 （VHTR） 全球核電站一覽 根據世界核能協會 2012 年 8 月的資料，全世界 31 個國家有 435 座工作反應堆。 核能發電量佔比 classwikitable 國家 核能發電量（TWh） 核能佔各國發電量比 7716 196 3832 50 3634 690 2084 200 1505 280 868 143 811 550 654 119 613 72 542 208 514 308 480 508 418 148 398 32 290 366 全球核能發電量統計 BP Statistical Review of World Energy 2021 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 發電量 TWh 2580 2653 2696 2641 2761 2768 2803 2746 2737 2699 佔全球發電量比 1659 1681 165 1561 1558 15 1464 137 1341 1332 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 2018 2019 發電量 TWh 2768 2652 2470 2490 2541 2575 2613 2637 2696 2796 佔全球發電量比 1283 1192 1083 1063 1058 1061 1049 1029 1012 1036 2020 發電量 TWh 2700 佔全球發電量比 1007 重大核電站事故 切爾諾貝爾核事故 三哩島核洩漏事故 福島第一核電站事故 因事故損壞除役的核電機組 因事故損壞而除役的核電機組 來源 World Nuclear AssociationDecommissioning Nuclear Facilities 國家 核電機組 型別 裝置容量 MW 運轉年數 除役時間 除役原因 德國 Greifswald 5 VVER440V213 408 05 1989 核心部分熔燬 德國 Gundremmingen A BWR 237 10 1977 意外關停 日本 福島第一 1 號機 BWR 439 40 2011 冷卻失效導致核心熔燬 日本 福島第一 2 號機 BWR 760 37 2011 冷卻失效導致核心熔燬 日本 福島第一 3 號機 BWR 760 35 2011 冷卻失效導致核心熔燬 日本 福島第一 4 號機 BWR 760 32 2011 冷卻失效導致核心熔燬 日本 文殊 Prot FNR 246 1 2016 鈉洩露 斯洛伐克 Bohunice A1 Prot GCHWR 93 4 1977 換料事故導致核心損毀 西班牙 Vandellos 1 GCR 480 18 1990 渦輪火災 瑞士 St Lucens Exp GCHWR 6 3 1966 核心熔燬 蘇聯 車諾比 4 號機 RBMK LWGR 925 2 1986 火災導致熔燬 美國 三哩島 2 號機 PWR 880 1 1979 核心部分熔燬 術語 燃耗限值 核燃料在反應爐中進行核分裂反應時，其中的可裂變物質會在反應過程中逐漸減少，因核燃料棒在核反應堆內不同位置，而核反應速率有所不同，每一束核燃料可運轉的時間，依其裝填在反應爐內的位置作精確計算。以核一廠為例，每束燃料之燃耗限值為 54 MWdkgU 百萬瓦日 公斤鈾，一般來說可以在反應爐中運轉 4 個週期 72 個月。 參見 核能發電 核子反應爐列表 各國核能發展 參考資料 外部連結 中國核工業集團公司 日本核能危機 Q A 綠色和平 CHNS 核能學會 核能資訊中心 核能科技協進會 中國廣核集團 Category 核能