核电厂

核电厂（Nuclear power plant），即核能发电厂，或称核电站。是一种以核反应为热力源的热电厂，和其他的热电厂一样，以热能驱动蒸汽涡轮发动机并连接至发电机发电。根据国际原子能机构的报告，截至2021年6月，全球范围内共有443所核电厂在33个国家运行，另有52所正在建造中。

核电厂属于高效率的能源建设，对于温室气体、二氧化碳排放几乎是零。核电厂建设成本高昂，技术需求高，养护成本亦高。在控制良好且周边紧急应对系统完善的情况下，核电厂其实是相当安全的设施。核电自商业化应用近70年以来，记载有严重影响的事故有前苏联的切尔诺贝利核事故和日本的福岛核电站事故。

核电厂通常被视为电网基本负荷，因为燃料成本仅占生产成本的一小部分，并且因为它们不容易调度，适合作为基本负载电力供应商。但是核燃料与乏燃料管理的成本尚不确定。

## 历史

1948年9月3日，核反应堆首次在美国田纳西州橡树岭的X-10石墨反应堆发电。这是第一个为灯泡供电的核电站。第二个较大的实验发生在1951年12月20日，位于爱达荷州Arco附近的EBR-1实验站。

1954年6月27日，世界上第一个商用发电的核电站奥布宁斯克核电站在苏联的奥布宁斯克开始运营。1956年10月17日，世界上第一个全刻表核电站：英国谢拉斐尔德开始发电，两个电站除了用于国内电力需求，还用做制作钚。美国第一个商用核电厂，宾夕法尼亚州的码头市核电站于1957年12月18日启用。

## 核电厂发电原理

现在使用最普遍的核电厂为压水反应炉核电厂，它的工作原理是：

- 使用锆金属当外壳封装的低浓缩铀燃料棒，组成燃料束作为核燃料在核子反应炉内进行核分裂并释放出大量热能。因为铀-235的在自然环境下的半衰期长达703,800,000年，所以使用中子减速剂提高释放出中子的连锁反应，使用控制棒吸收中子降低释放出中子的数量。
- 高压下的循环冷却水自核子反应炉里把热能带出，在蒸汽发生器内将水加热生成蒸汽（一莫耳的水在加热至摄氏100度的水蒸气时，体积会从1毫升膨胀至30.6升，相当于产生1697.8倍的压力）；高温高压的蒸汽推动蒸汽涡轮发动机将热能转为动能，进而推动交流发电机的转子线圈在磁场里旋转，产生感应电流。

核电厂是一种以核反应为热力源的热电厂，和其他的热电厂一样，以热能驱动蒸汽涡轮发动机并连接至发电机发电。

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核电厂分两大部分，产生热能的核岛，与将其进行能量转换的常规岛。图中左半部为核岛（位于围阻体建筑内），右半部为常规岛。

## 组成部分

核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和回路系统）与利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。核电站使用的核燃料一般是放射性重金属铀-235或钚。

各系统部件：

燃料处理｜反应堆组件｜安全系统

放射性废物系统｜控制棒｜安全壳

装料层｜冷却剂｜紧急堆芯冷却系统

乏燃料池｜中子发射器｜应急电源系统

发电系统｜中子减速剂｜厂用水系统

冷凝器｜中子毒物｜反应堆保护系统

冷却塔｜核燃料｜备用液体控制系统

发电机｜核反应堆堆芯｜蒸汽生产

汽轮机｜反应堆压力容器｜锅炉给水泵

启动中子源｜蒸汽产生器

## 类型

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### 按照工作原理

核电站核子反应炉按照反应堆的形式不同，分为以下类型

- 轻水反应堆（Light Water Reactor）：现有大部分的商业运转核能反应炉均为此型式。
- 沸水反应堆（Boiling Water Reactor）
- 压水反应堆（Pressurized Water Reactor）：如美国三哩岛核电厂。
- 重水反应堆（Heavy Water Reactor）：如加拿大重水铀反应堆、中华人民共和国秦山III核电厂。
- 高温气冷堆（High Temperature Gas-cooled Reactor）
- 压力管式石墨慢化沸水反应炉（RBMK）：前苏联所发展的技术，由于设计缺陷易生事故，已较少使用，如乌克兰切尔诺贝利核电站。
- 快中子增殖反应堆（Fast Breeder Reactor）：如日本茨城县东海村常阳核电厂和福井县敦贺市文殊反应炉。

### 划代

#### 第一代

指早期的原型反应堆。包括

- 美国码头市核电站
- 英国龙堆（共26座）
- 法国天然铀石墨气冷堆
- 美国恩里科-费米核电站
- 美国德累斯顿核电站

#### 第二代

直至1990年代末建设的核电站，设计运行寿命30-40年。堆故障率10万年一次。包括：

- 压水反应堆
- 坎度重水堆
- 沸水反应堆
- 先进气冷堆：从英国镁诺克斯气冷堆发展而来，采用石墨漫化剂、二氧化碳气冷。
- VVER

#### 第二代+

2000年以后建造的一些现代化改进堆型。运行寿命50-60年。包括：

- CPR-1000

#### 第三代

- ACPR1000+ — 中华人民共和国基于法国CPR-1000改进版
- 进步型沸水式反应炉 （ABWR），先进沸水堆，由通用电气设计，在日本于1996年第一次运行
- 三菱先进压水堆(APWR)
- 增强型坎度重水堆6(EC6)
- VVER-1000/392 (PWR) 包括不同的改型的AES-91、AES-92.

还没有商业建造的三代堆：

- 西屋AP600
- System 80+
- 印度先进重水堆

#### 第三代+

- 先进坎杜堆 (ACR-1000)
- AP1000
- 欧洲压水堆 (EPR)
- 经济简化沸水堆 （ESBWR）
- APR-1400 美国System 80+的发展型号，是韩国Next Generation Reactor （KNGR）原型。
- VVER-1200
- V392M (PWR) — AES-2006/92有被动安全系统
- V491 (PWR) — AES-2006/91 有主动安全系统
- V513 (PWR) — AES-2006/91M 有主/被动安全系统及VVER-TOI-特性, 基于V491与V510
- VVER-1300
- V510 (PWR) — AES-2010，基于V392M
- EU-ABWR — 基于先进沸水堆，扩大了功率输出，遵从欧洲安全标准
- B&W mPower — 美国巴布柯克-威尔科斯公司（Babcock & Wilcox）

#### 第四代

- 中国华能石岛湾高温气冷堆核电站 （VHTR）

## 运转限制

核电厂会抽取河水或海水来冷却机组，假使水温过高，无法使机组有效降温，或是为了避免排出的热水影响生态，就会降载或停机。

## 全球核电站一览

根据世界核能协会2012年8月的数据，全世界31个国家有435座工作反应堆。

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## 核能发电量占比

国家｜核能发电量（TWh）｜核能占各国发电量比 美国｜779.2｜18.6% 406.8｜4.9% 法国｜323.8｜64.8% 俄罗斯｜204.0｜18.4% 大韩民国｜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% 芬兰｜32.8｜42.0% 比利时｜31.3｜41.2% 阿拉伯联合酋长国｜31.2｜19.7% 捷克｜28.7｜40.0% 资料来源：国际原子能总署

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

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

占全球发电量比｜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

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

占全球发电量比｜12.83%｜11.92%｜10.83%｜10.63%｜10.58%｜10.61%｜10.49%｜10.29%｜10.12%｜10.36%

2020

发电量(TWh)｜2,700

占全球发电量比｜10.07%

## 重大核电站事故

- 切尔诺贝尔核事故
- 三哩岛核泄漏事故
- 福岛第一核电站事故

## 因事故损坏除役的核电机组

国家｜核电机组｜类型｜装置容量(MW)｜运转年数｜除役时间｜除役原因

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

德国｜Gundremmingen A｜BWR｜237｜10｜1977｜意外关停

日本｜福岛第一 1号机｜BWR｜439｜40｜2011｜冷却失效导致核心熔毁

日本｜福岛第一 2号机｜BWR｜760｜37｜2011｜冷却失效导致核心熔毁

日本｜福岛第一 3号机｜BWR｜760｜35｜2011｜冷却失效导致核心熔毁

日本｜福岛第一 4号机｜BWR｜760｜32｜2011｜冷却失效导致核心熔毁

日本｜文殊｜Prot FNR｜246｜1｜2016｜钠泄露

斯洛伐克｜Bohunice A1｜Prot GCHWR｜93｜4｜1977｜换料事故导致核心损毁

西班牙｜Vandellos 1｜GCR｜480｜18｜1990｜涡轮火灾

瑞士｜St Lucens｜Exp GCHWR｜6｜3｜1966｜核心熔毁

苏联｜切尔诺贝利 4号机｜RBMK LWGR｜925｜2｜1986｜火灾导致熔毁

美国｜三哩岛 2号机｜PWR｜880｜1｜1979｜核心部分熔毁

## 术语

- 燃耗限值
- 核燃料在反应炉中进行核分裂反应时，其中的可裂变物质会在反应过程中逐渐减少，因核燃料棒在核反应堆内不同位置，而核反应速率有所不同，每一束核燃料可运转的时间，依其装填在反应炉内的位置作精确计算。以核一厂为例，每束燃料之燃耗限值为54 MWd/kgU (百万瓦•日/公斤铀)，一般来说可以在反应炉中运转4个周期(72个月)。