核电站工作原理 

1. 什么是核电站

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。

2. 核电站工作原理

核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“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，蒸汽推动汽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。

3. 压水堆核电站

以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。

4. 沸水堆核电站

 

以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水>为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。

沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽->给水系统；反应堆辅助系统等。

5. 重水堆核电站

 

 

以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。

重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

6. 快堆核电站

由快中子引起链式裂变反应所释放出>来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239>等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1>％—2>％，但在快堆中，铀-238>原则上都能转换成钚-239>而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60>％—70>％。

7. 世界上目前建造核电站情况

核电自50>年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999>年中期，世界上共有436>座发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676>兆瓦。正在建造的发电反应堆有30>座，总装机容量为21642>兆瓦。

目前世界上有33>个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17>％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70>％。据资料估计，到2005>年核电厂装机容量将达到388567>兆瓦。

8. 核电站在设计上所采取的安全措施

为了确保压水反应堆核电厂的安全，从设计上采取了所能想到的最严密的纵深防御措施。

四重屏障：

为防止放射性物质外逸设置了四道屏障：

裂变产生的放射性物质90>％滞留于燃料芯块中；

密封的燃料包壳；

坚固的压力容器和密闭的回路系统；

能承受内压的安全壳。

多重保护：

在出现可能危及设备和人身的情况时，

进行正常停堆；

因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；

如任何原因 >控制棒未能插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。

9. 核电厂在管理方面采取的安全措施

核电厂有着严密的质量保证体系，对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲。

另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况和是否起到应有的作用。另外对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。领取操纵员执照，然后才能上岗，还要进行定期考核，不合格者将被取消上岗资格。

10. 核电厂发生自然灾害时，它能安全停闭

在核电厂设计中，始终把安全放在第一位，在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,>即使发生了最严重的自然灾害,>反应堆也能安全停闭，不会对当地居民和自然环境造成危害。

在核电厂设计中甚至还考虑了厂区附近的堤坝坍塌、飞机附毁、交通事故和化工厂事故之类的事件，例如一架喷气式飞机在厂区上空坠 >毁，而且碰巧落到反应堆建筑物上，设计要求这时反应堆还是安全的。

11. 核电站的纵深防御措施

核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。纵深防御包括以下五道防线：

·           第一道防线：精心设计，精心施工，确保核电站的设备精良。有严格的质量保证系统，建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培训，使人人关心安全，人人注意安全，防止发生故障。

·           第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。

·           第三道防线：设计提供的多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故。

·           第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大。

·           第五道防线：厂内外应急响应计划，努力减轻事故对居民的影响。
有了以上互相依赖相互支持的各道防线，核电站是非常安全的。

12．核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响

核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。

核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。

 

核电站工作原理及事故原理图文分析说明-日本9.0级大地震

 

 

 

 

核电站工作原理

核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“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，蒸汽推动汽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。

1.1压水堆核电站

以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。

1.2沸水堆核电站

以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。

沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽给水系统；反应堆辅助系统等。

1.3重水堆核电站

以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。

重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

1.4快堆核电站

由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增值。

目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增值堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。

1.5气冷堆核电站

冷气堆是指用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆。用二氧化碳冷却的石墨气冷堆，曾在核电站的发展中占领先地位，但很快就让位于轻水堆，并将逐渐退出反应堆的历史舞台。目前关于气冷堆的研究，越来越集中在用氦气冷却的高温气冷堆上。然而高温气冷堆技术上比较复杂，造价高，一时还难以推广。但它的突出优点仍然吸引着人们去探索。清华大学已经建成10MW高温气冷堆核电站。

2.核电站的类型

目前世界上大规模建造使用的大型发电厂，主要有以下几类：火力发电厂、核能发电厂、水电站。

火力发电厂是使用化石燃料、通过热能转化成机械能发电的。核能发电与普通的火力发电类似，都是产生高温高压蒸汽，在蒸汽轮机中做功。不同的是核能发电的能量来源是核反应堆，而不是化石燃料。水电站是直接利用河流中水的动能和势能，推动水轮机转动发电的。

2011年3月12日：日本福岛核电站第一机组因9.0级大地震导致泄漏爆炸，周围8万居民紧急撤离。日本福岛第一核电站1号机组厂房的外墙和屋顶在爆炸中受损，截止到3月13日，2号、3号机组也已开始发生泄漏，已有190名人员被确认受到核辐射 。

面对日本核电站，一次次的传出核泄漏的新闻，中国放射医学专家表示，遭遇核辐射要尽可能缩短被照射时间，远离放射源，尤其要注意屏蔽。不要暴露皮肤，要穿防护服，戴口罩，做好个人防护 目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70％。据资料估计，到2005年核电厂装机容量将达到388567兆瓦。4.核电站在设计上所采取的安全措施为了确保压水反应堆核电厂的安全，从设计上采取了所能想到的最严密的纵深防御措施。四重屏障：为防止放射性物质外逸设置了四道屏障：裂变产生的放射性物质90％滞留于燃料芯块中；密封的燃料包壳；坚固的压力容器和密闭的回路系统；能承受内压的安全壳。多重保护：在出现可能危及设备和人身的情况时，进行正常停堆；因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；如任何原因控制棒未能插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。核电厂在管理方面采取的安全措施核电厂有着严密的质量保证体系，对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲。另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况和是否起到应有的作用。另外对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。领取操纵员执照，然后才能上岗，还要进行定期考核，不合格者将被取消上岗资格。核电厂发生自然灾害时，它能安全停闭在核电厂设计中，始终把安全放在第一位，在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,即使发生了最严重的自然灾害,反应堆也能安全停闭，不会对当地居民和自然环境造成危害。在核电厂设计中甚至还考虑了厂区附近的堤坝坍塌、飞机坠毁、交通事故和化工厂事故之类的事件，例如一架喷气式飞机在厂区上空坠毁，而且碰巧落到反应堆建筑物上，设计要求这时反应堆还是安全的。核电站的纵深防御措施核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。纵深防御包括以下五道防线：·第一道防线：精心设计，精心施工，确保核电站的设备精良。有严格的质量保证系统，建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培训，使人人关心安全，人人注意安全，防止发生故障。·第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。·第三道防线：设计提供的多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故。·第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大。·第五道防线：厂内外应急响应计划，努力减轻事故对居民的影响。有了以上互相依赖相互支持的各道防线，核电站是非常安全的。核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。5.核电站的潜在风险核电站在运行时不能出半点差池。乌克兰的切尔诺贝利核电站的核泄漏事故就是最好不过的前车之鉴。问题是"人有失手，马有乱蹄"，世界本身不稳定的特性决定了人必然是有失误的时候。我们可以通过诸多努力将这种情况的出现尽可能地减少或推迟，但是做到绝对杜绝人为失误是不可能的。混沌学说揭示了世界的复杂性和不确定性。根据混沌学说的基本原理，系统内充满了对某一事件未来结果具影响力的诸多不可预测和不可认知的因素。我们对所有安全措施的严守都只能是为我们提供一种近似的而非彻底的安全。核电站自身潜在的高危特性是不能允许:作人员有丝毫失误的，这与世界本身的不确定性是严重背离的，因此也就谕示着核电站隐含了不可避免的危险。核物质高强度的放射性对人体和环境的毁灭性不用赘论了。核能从经济的角度上讲也并非完全可行。人们不了解的是，建一座核电站相对容易，拆除它却要花费数倍乃至十数倍于建造的费用。拆除核电站要将整座核电站用特殊的工具切割成一块一块的小砖头，然后一块一块地用特殊仪器检测，未发现含有过量核辐射的才可以运走。若发现其含有超量核辐射的则要按核废料处理。提到核废料，极少有人知道它处理的难度，这也是造成公众对核电站抱无所谓态度的主要原因。核废料不同于废电池，统一收集密闭封存就可以高枕无忧了。核废料中不能被完全用尽的核物质仍具有极强的放射性，且具有残留时间长、毒性剧烈的特点。核废料即使贮存过百万年，其残留物质中的核辐射剂量仍能超过允许剂量的一千万倍以上，这是一般人难以想象和理解的。比起核电站的运转来，世界本身所具有的不稳定特性，必将给核废料的安全贮存带来难以预测、不可避免的破坏。基于此，许多原来率先建造核电站的国家正在考虑停建缓建核电站。国外一些专家也呼吁人类在对核能的使用上要慎之又慎。因为核技术不仅是用于军事上才会威胁到人类安全，核技术本身就是极度危险的。  

1．  核防护服要防什么？

  

 

明确一点，简单的叙述为“防核”是不对的不准确的。对于客户经常提到的“防核”概念实际上可拆解为对核射线的防护和对放射性粉尘的防护两类。

 

 

2．核射线的定义

  

　α射线为氦原子核，带正电； 　　β射线为高速电子流，带负电； 　　γ射线为光子流，不带电。

 

 3．放射性粉尘的定义

  

放射性粉尘主要是指被核放射污染或自身为不稳定同位素的粒子，这些粒子可以作为粉尘来看待，同时是不断放射出核射线的污染了的粒子，沾染后会不断对被污染者产生辐照作用。也是我们防护服装最主要的防护对象！

 

 4．放射性粉尘防护服（重点来了！）

  

也就是各位现在电视上广泛见到的日本现场处置人员穿戴的简易防护服装，它的作用原理是：当人员在核污染区域活动时，身体和服装会沾染到悬浮在空气中的放射性粉尘，这些粉尘会吸附在服装和皮肤上甚至是被吸入体内，从而持续对人体造成辐射伤害。穿戴放射性粉尘防护服装后，可在处理完工作后，脱去可能受到污染的一次性防护服装并交由专业人员回收处理，从而使从污染区可能携带出的放射性污染粒子的总来能够大大减少，降低对人体的伤害！推荐型号：AMN428E、AMN428ETS、CT1S428E。如果污染物的浓度过高或在最危险区域使用，则需要使用气密型或正压式防护服，推荐型号：ICT660，ICT640W 

 

5．核射线的防护

  

这里核射线一般就是指α射线、β射线和γ射线的总称，其中α射线和β射线我们的皮肤和普通的衣服就可以起到防护作用，同时两种射线对于人体的伤害很小。而持续的γ射线辐射可能诱发白血病、甲状腺癌、骨肿瘤等恶性肿瘤，也可能引起人体遗传物质发生基因突变和染色体畸变，造成先天性畸形、流产、死胎、不育等病症。人体皮肤受到不同剂量的照射，可分别出现脱毛、红斑、水泡及溃疡坏死等损害；另外，还可能引起贫血、免疫功能降低、寿命缩短以及内分泌和生殖机能失调等。对于γ射线的防护不是市面上任何一种防护服装做得到的（尽管个别产品宣称它可以），普遍认为可以起到部分γ射线防护作用的是铅防护服，但也只能起到局部的、部分的防护，做不到完全防护。1.3厘米厚的铅板只能阻挡γ射线大约50%的能量，如果用铅防护服来防护，除了大部分肢体无法覆盖以外，可以想象，这是一件什么“重量”的防护服。。。

福岛核电站的反应堆属于“沸水反应堆”（Boiling Water Reactors），缩写 BWR。沸水反应堆和我们平时用的蒸汽压力锅类似。核燃料对水进行加热，水沸腾后汽化，然后蒸汽驱动汽轮机产生电流，然后蒸汽冷却后再次回到液态，然后再把这些水送回核燃料处进行加热。蒸汽压力锅内的温度通常大约是 250 摄氏度。

上文提到的核燃料就是氧化铀。氧化铀是一种熔点在 3000 摄氏度的陶瓷体。燃料被制作成小圆柱（想像一下就像乐高积木尺寸的小圆柱）。这些小圆柱被放入一个用锆锡合金（熔点 2200 摄氏度）制成的长桶，然后密封起来。这就是一个燃料棒（fuel rod）。然后这些燃料棒被放到一起组合为一个更大的单元，然后这些燃料单元被放入反应堆内。所有的这些，就是一个核反应堆核心（core）的内容。

锆锡合金外壳是第一层护罩，用来将具有放射性的核燃料与世隔绝。

然后核心被放入“压力容器”中，也就是我们之前提到的蒸汽压力锅的比喻。压力容器是第二层护罩。这是一个坚固结识的大锅，设计用于容纳一个温度可能达到数百摄氏度的核心。在核心降温措施恢复前，压力容器起到一定的保护作用。

一个核反应堆的所有的这些“硬件”——压力容器，各种管道，泵，冷却水，然后被封装到第三层护罩中。第三层护罩是一个完全密封的，用最坚固的钢和混凝土制成的非常厚的球体。第三层护罩的设计，建造和测试只是为了一个目的：当核心完全熔融时，将其包裹在其中。为了实现这个目的，在压力容器（第二层护罩）的下方，铸造了一个非常巨大厚实的混凝土大碗，这一切都在第三层护罩的内部。这样的设计就像是为了“抓住核心”。如果核心熔融，压力容器爆裂（并且也最终融化的话），这个大碗就可以装下融化了的燃料及其他一切。这个大碗设计成让融化的燃料能够向四周铺开，从而实现散热。

在第三层护罩的周围包裹的是反应堆厂房。反应堆厂房是一个将各种风吹雨打挡住的外壳。

图解核电站工作与事故原理图 
文章来自:大学生校园网-VvSchool.CN 详文参考：http://www.vvschool.cn/html/allkind/allkind/2011/0316/4823.html
文章来自:大学生校园网-VvSchool.CN 详文参考：http://www.vvschool.cn/html/allkind/allkind/2011/0316/4823.html  中国的核电站情况到目前，中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。一、秦山核电站（中核）秦山核电站地处浙江省海盐县。一期工程，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。二期工程及扩建工程，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，使我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，为我国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。扩建工程（3#、4#机组）是在其设计和技术基础上进行改进，2006年4月28日开工，3#机组计划于2010年12月建成投产，4#机组力争2011年年底投产。秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU6），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。二、广东大亚湾核电站（中广核）大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。三、岭澳核电站（中广核）岭澳核电站位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。一期工程，采用中国CPR1000压水堆技术，装机容量2×99万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约30%，于1997年5月开工建设，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。二期工程，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，1号和2号机组综合国产化率分别超过50%和70%，于2005年12月开工建设，两台机组计划于2010年至2011年建成投入商业运行。三期工程，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，预计2011年开工建设。四、田湾核电站（中核）位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。一期工程，采用俄罗斯AES-91型压水堆技术，装机容量2×106万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约70%。于1999年10月20日正式开工（FCD），单台机组的建设工期为62个月，分别于2007年5月和2007年8月正式投入商运。二期工程3号和4号机组的建设已启动，单机容量均为100万千瓦。三期工程5号和6号机组的建设已启功，采用中国二代加CPR1000核电技术。五、红沿河核电站（中广核）辽宁红沿河核电站位于辽宁省大连市瓦房店东岗镇，地处瓦房店市西端渤海辽东湾东海岸。规划建设6台机组，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约60%，1号机组于2007年8月正式开工，至2012年建成投入商业运营。目前在建中....六、宁德核电站（中广核）规划建设6台机组，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约75%以上，1#机组于2008年2月FCD，1、2#机组计划于2013年左右建成投入商业运行。七、阳江核电站2004年，经10多年筹备的广东阳江核电项目也有望在年底通过国家核准，这个规划投资达80亿美元、规划建设6台百万千瓦级机组的全国最大核电项目一期工程于2006年正式动工。目前在建中........八、三门核电站2004年7月，位于浙江南部的三门核电站一期工程建设获得国务院批准。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。一期工程总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。三门核电站最快将在2010年前后发挥作用。九、海阳核电站位于山东烟台海阳市东南部海边、总投资达600亿元的海阳核电站首期工程已于2007年年底开工。目前，海阳核电工程前期准备工作已全面完成，计划2010年首期工程两台机组并网发电。与此同时，该项目的配套工程---抽水蓄能电站工程，也将与核电站一期工程同时开工建设。"两电"工程完工后，每年将提供600万千瓦电能。据了解，海阳核电站建成后将是中国最大的核能发电项目。 海阳核电站项目是经过国家发改委同意、由中国电力投资集团(中电投)控股建设的核电项目。中电投占40%、中国核工业集团占20%、国电集团占20%、山东鲁信控股占10%、华能集团占5%、烟台市电力开发占5%。据了解，由于核电对技术和安全性要求高，此前核电站的建设都是具有军工背景的企业承担。海阳核电站位于海阳市东南部的海边，在海阳市大辛家镇的冷家庄和邻近的董家庄。处于胶东电力负荷中心，地质条件优越，是国内基础条件最好的核电站址之一。工程分三期实施，一期将建设2台100万千瓦级核电机组。该项目可行性研究报告显示，海阳核电站的规划容量为600万千瓦级核电机组，并留有扩建余地，总装机容量870万千瓦，发电机组全部投产后，年发电量接近三峡电站发电量的90%。一期工程投资250亿元，规划建设两台百万千瓦级核电机组。山东乳山核电项目工程总体规划建设六台百万级核电机组，一期工程建设两台百万级核电机组，2006年开始前期工程准备工作，争取在“十二五”末投产发电。国防科工委在2008年1月7日召开的国防科技工业工作会议上透露，2008年中国将开工建设福建宁德、福清和广东阳江三个核电项目。另外，中国台湾省现有3座核电站；在建的1座；拟建的尚有2座。已经投产的台湾省庆山和国盛两座核电站，装机容量分别为2×63.6和2×98.5万千瓦。十、方家山核电站方家山核电工程是秦山一期核电工程的扩建项目，工程规划容量为两台百万千瓦级压水堆核电机组，采用二代改进型压水堆技术，国产化率达到80%以上，预计两台机组分别在2013年和2014年投入商业运行。项目建成后，秦山核电基地将拥有9台核电机组，总容量达到630万千瓦。该项目位于浙江海盐，南临杭州湾，建成后将承接华东区域电网，区位优势相当明显。十一咸宁核电站鄂赣交界处的湖北省通山县，有一座湖北省第二大的水库——富水水库。富水河上的这座水库建成于1964年，蓄洪、发电、灌溉、养殖、航运兼顾，年发电量1.412亿度，坝高45米，顶宽6.4米，坝顶长941米，有8个泄水闸，库面浩浩11万亩，库容量17.64亿立方米，两岸群峰秀丽，库中有无数岛屿，当地人称它为“湖北的千岛湖”。这样一个秀美的地方，还隐藏着我国首个内陆核电项目——湖北咸宁核电厂。11月18日，成都商报记者对这个正进行建设的项目进行了实地探访。进入位于通山县大畈镇大墈村的核电站工地，是一条26公里长的专用大件运输道路——核电公路。公路已建成，目前还有一座跨湖的大桥正紧张施工中。核电站，就位于大桥连接的湖心岛——狮子岩上。咸宁核电项目于2009年全面启动建设。今年5月15日，核电项目一期常规岛及核电站辅助系统工程总承包等合同一揽子框架协议在武汉签署，中国广东核电集团工程有限公司举行了咸宁分公司及咸宁项目部揭牌仪式。据通山县政府公众信息网公布，至11月4日，主场区场平土石方工程完成1610万立方米，占总量的76.1%。1、2号核岛达到厂平标高，施工现场按照今年底4台机组达到厂平标高的目标加快推进。计划今年底全部完工。咸宁核电项目也标志着中国进入第三代核电发展阶段。它将首次采用非能动型压水堆核电技术，备受中国核电行业关注。该核电技术是目前唯一通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，是全球核电市场中最安全、最先进的。总投资达600多亿元的咸宁核电项目，其业主是由中广核集团与湖北省能源集团共同设立的湖北核电有限公司（双方分别持股60%和40%，由中广核集团控股）。2008年6月这家公司成立时预计：经过2年的前期准备和5年半的主体工程建设之后，湖北将首次用上核电。规划中一、江西核电站江西省计划投资人民币400亿元建造一座发电能力约为400万千瓦的核电厂。根据规划，核电厂将建于九江市东部、长江南岸的彭泽县境内，该项目将于2008年开工。二、四川重庆争建核电站(2003-9-18)重庆市将在涪陵建设一座总装机容量为180万千瓦的核电站。而重庆市和四川省均已向国家有关部门提交了核电站的立项报告，双方都想让内陆首座核电站落户本地区。不过，结果尚未揭晓。重庆市规划中的核电站将选址涪陵区白涛镇重庆建峰化工总厂（原816厂），初步规划总投资200亿元，年发电量达85亿千瓦小时。如果审批手续顺利，将于2007年动工建设，2013年首台机组并网发电，项目业主为中国电力投资集团。来自四川方面的消息也称，建设核电站的优势包括：四川有丰富的铀矿资源；宜宾核燃料厂是我国惟一的核电站燃料组件生产基地；中国核动力研究院、西南电力设计院等科研单位都位于四川；三、湖南核电站湖南省核电发展规划中的核电项目有望完成"破冰"之旅，目前，省政府已经委托湖南五凌水电开发有限责任公司就核电项目开展前期的研究规划选址等工作，岳阳的华容县和常德的桃源县有望成为规划中的核电站厂址。拟建的核电项目规划装机600万千瓦，一期装机200万千瓦，目前已完成水文等8个外围专题的合同谈判。预计明年可完成初步可行性研究工作，上报项目建议书。 四、荣成核电站2005年在中国最大的电力公司华能牵头组建下，一个合资能源企业集团已在山东威海选定一座195兆瓦气冷式核电站的建造地点，这将是全球首个投入商业运营的“球床”核反应堆。山东荣成核电站项目规划核电装机规模为400万千瓦，一期工程建设一台20万千瓦示范机组。工程总投资约30亿元。预计2010年有望正式投入运行。附：核电站资料核电站名称；规模；地址；建设/投运时间；承包商/规格秦山核电站（一期）：30万千瓦压水堆浙江省海盐县1985.3／1994.4自主设计／建造／管理／第二代大亚湾核电站：2台98.4万千瓦的压水堆核电机组广东省1987.8／1994.5法国法马通公司／第二代秦山核电站（二期）：2台65万千瓦压水堆核电机组浙江省海盐县1996.6／2002.41997.3／2004.5自主设计／建造／管理／第二代秦山（重水堆）核电站（三期）：2台700兆瓦级核电机组浙江省海盐县1998.6／2003.7加拿大原子能公司／第二代田湾核电站：4台百万千瓦级核电机组江苏省连云港市1999.10开工俄罗斯原子能公司／第二代岭澳核电站（一期）：2台99万千瓦的压水堆核电机组广东省1997.5／2003.1法国法马通公司／第二代岭澳核电站（二期）：2台百万千瓦级压水堆核电机组广东省2005年12月动工法国法马通公司／第二代三门核电站：6台百万千瓦级核电机组浙江省计划2009年3月开工国际招标确定用第三代核电AP1000技术海阳核电站：6台百万千瓦级核电机组山东省计划2009年9月开工国际招标确定用第三代核电AP1000技术文章来自:大学生校园网-VvSchool.CN 详文参考：http://www.vvschool.cn/html/allkind/allkind/2011/0316/4823_5.html