核電廠

核電廠（Nuclear power plant），即核能發電廠，或稱核電站。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接至發電機發電。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個國家運行，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車諾比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，因為燃料成本僅占生產成本的一小部分，並且因為它們不容易調度，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X-10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EBR-1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，世界上第一個全刻表核電站：英國謝拉斐爾德開始發電，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反應爐核電廠，它的工作原理是：

- 使用鋯金屬當外殼封裝的低濃縮鈾燃料棒，組成燃料束作為核燃料在核子反應爐內進行核分裂並釋放出大量熱能。因為鈾-235的在自然環境下的半衰期長達703,800,000年，所以使用中子減速劑提高釋放出中子的連鎖反應，使用控制棒吸收中子降低釋放出中子的數量。
- 高壓下的循環冷卻水自核子反應爐裡把熱能帶出，在蒸汽發生器內將水加熱生成蒸汽（一莫耳的水在加熱至攝氏100度的水蒸氣時，體積會從1毫升膨脹至30.6公升，相當於產生1697.8倍的壓力）；高溫高壓的蒸汽推動蒸汽渦輪發動機將熱能轉為動能，進而推動交流發電機的轉子線圈在磁場裡旋轉，產生感應電流。

核電廠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接至發電機發電。

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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。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｜反應堆組件｜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｜中子減速劑｜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

## 類型

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### 按照工作原理

核電站核子反應爐按照反應堆的形式不同，分為以下類型

- 輕水反應堆（Light Water Reactor）：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（Boiling Water Reactor）
- 壓水反應堆（Pressurized Water Reactor）：如美國三哩島核電廠。
- 重水反應堆（Heavy Water Reactor）：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（High Temperature Gas-cooled Reactor）
- 壓力管式石墨慢化沸水反應爐（RBMK）：前蘇聯所發展的技術，由於設計缺陷易生事故，已較少使用，如烏克蘭車諾比核電站。
- 快中子增殖反應堆（Fast Breeder Reactor）：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
- 英國龍堆（共26座）
- 法國天然鈾石墨氣冷堆
- 美國恩里科-費米核電站
- 美國德勒斯登核電站

#### 第二代

直至1990年代末建設的核電站，設計運行壽命30-40年。堆故障率10萬年一次。包括：

- 壓水反應堆
- 坎度重水堆
- 沸水反應堆
- 先進氣冷堆：從英國鎂諾克斯氣冷堆發展而來，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。運行壽命50-60年。包括：

- CPR-1000

#### 第三代

- ACPR1000+ — 中華人民共和國基於法國CPR-1000改進版
- 進步型沸水式反應爐 （ABWR），先進沸水堆，由通用電氣設計，在日本於1996年第一次運行
- 三菱先進壓水堆(APWR)
- 增強型坎度重水堆6(EC6)
- VVER-1000/392 (PWR) 包括不同的改型的AES-91、AES-92.

還沒有商業建造的三代堆：

- 西屋AP600
- System 80+
- 印度先進重水堆

#### 第三代+

- 先進坎杜堆 (ACR-1000)
- AP1000
- 歐洲壓水堆 (EPR)
- 經濟簡化沸水堆 （ESBWR）
- APR-1400 美國System 80+的發展型號，是韓國Next Generation Reactor （KNGR）原型。
- VVER-1200
- V392M (PWR) — AES-2006/92有被動安全系統
- V491 (PWR) — AES-2006/91 有主動安全系統
- V513 (PWR) — AES-2006/91M 有主/被動安全系統及VVER-TOI-特性, 基於V491與V510
- VVER-1300
- V510 (PWR) — AES-2010，基於V392M
- EU-ABWR — 基於先進沸水堆，擴大了功率輸出，遵從歐洲安全標準
- B&W mPower — 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）

## 運轉限制

核電廠會抽取河水或海水來冷卻機組，假使水溫過高，無法使機組有效降溫，或是為了避免排出的熱水影響生態，就會降載或停機。

## 全球核電站一覽

根據世界核能協會2012年8月的數據，全世界31個國家有435座工作反應堆。

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## 核能發電量佔比

國家｜核能發電量（TWh）｜核能佔各國發電量比 美國｜779.2｜18.6% 406.8｜4.9% 法國｜323.8｜64.8% 俄羅斯｜204.0｜18.4% 大韓民國｜171.6｜30.7% 加拿大｜83.5｜13.7% 日本｜77.5｜5.6% × 10｜54.4｜20.3% 瑞典｜46.7｜28.6% 印度｜44.7｜3.1% 37.3｜12.5% 芬蘭｜32.8｜42.0% 比利時｜31.3｜41.2% 阿拉伯聯合大公國｜31.2｜19.7% 捷克｜28.7｜40.0% 資料來源：國際原子能總署

2000｜2001｜2002｜2003｜2004｜2005｜2006｜2007｜2008｜2009

發電量(TWh)｜2,580｜2,653｜2,696｜2,641｜2,761｜2,768｜2,803｜2,746｜2,737｜2,699

佔全球發電量比｜16.59%｜16.81%｜16.5%｜15.61%｜15.58%｜15%｜14.64%｜13.7%｜13.41%｜13.32%

2010｜2011｜2012｜2013｜2014｜2015｜2016｜2017｜2018｜2019

發電量(TWh)｜2,768｜2,652｜2,470｜2,490｜2,541｜2,575｜2,613｜2,637｜2,696｜2,796

佔全球發電量比｜12.83%｜11.92%｜10.83%｜10.63%｜10.58%｜10.61%｜10.49%｜10.29%｜10.12%｜10.36%

2020

發電量(TWh)｜2,700

佔全球發電量比｜10.07%

## 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

國家｜核電機組｜類型｜裝置容量(MW)｜運轉年數｜除役時間｜除役原因

德國｜Greifswald 5｜VVER-440/V-213｜408｜0.5｜1989｜核心部分熔毀

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毀

日本｜福島第一 2號機｜BWR｜760｜37｜2011｜冷卻失效導致核心熔毀

日本｜福島第一 3號機｜BWR｜760｜35｜2011｜冷卻失效導致核心熔毀

日本｜福島第一 4號機｜BWR｜760｜32｜2011｜冷卻失效導致核心熔毀

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｜核心熔毀

蘇聯｜車諾比 4號機｜RBMK LWGR｜925｜2｜1986｜火災導致熔毀

美國｜三哩島 2號機｜PWR｜880｜1｜1979｜核心部分熔毀

## 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 MWd/kgU (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)。