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星空体育手机版核电是利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式。在核裂变过程中，快中子经慢化后变为慢中子，撞击原子核，发生受控的链式反应，产生热能，生成蒸汽，从而推动汽轮机运转。核电站与我们常见的火力发电站一样，都用蒸汽推动汽轮机做功，带动发电机发电。
以压水堆为例对核能发电的原理进行说明：主要依赖 4 大设备，核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，高温高压的一回路冷却水把这些热能带出反应堆，并在蒸汽发生器内把热量传给二回路的水，使它们变成蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。整个过程的能量转换是由核能转换为热能，热能转换为机械能，机械能再转换为电能。
? 一回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，高温高压的冷却水由主泵泵入堆芯带走热量，然后流经蒸汽发生器内的传热 U 型管，通过管壁将热能传递给 U 型管外的二回路，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断的在密闭的回路内循环，被称为一回路。
? 二回路：蒸汽发生器 U 型管外的二回路水受热变成蒸汽，蒸汽推动汽轮机发电机做功，把热能转换为电力；做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这个回路循环被称为二回路。凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这个回路循环被称为二回路。
核电按照发电技术主要分为核裂变与核聚变两种方式，目前核能发电利用的是核裂变能。
? 核裂变是指一个较重的原子核在特定条件下分裂为两个或多个较轻原子核，同时释放大量能量和更多中子的过程。铀-233、铀-235 铀-238 和钚-239 是目前广泛运用的裂变反应核燃料。核裂变的产物主要是中等元素的原子核以及中子，不产生任何温室气体污染空气和粉尘。
? 核聚变反应是两个轻原子核在极高温度和压力下结合成一个更重的原子核，同时释放出巨大能量。氘和氚是聚变反应的主要核燃料，反应结束后生成氦。从聚变反应机理来看，反应只产生惰性气体氦和中子射线，比裂变反应更加清洁。无论是裂变还是聚变，生成物都没有二氧化碳，也不含其他会导致温室效应的气体。
核电站主要由核岛和常规岛组成。核裂变电站可分为两部分，一是核岛，包括反应堆厂房、辅助厂房、核燃料厂房和应急柴油机厂房。二是常规岛，包括汽轮发电机厂房和海水泵房。压水堆核电站主要由核岛、常规岛和电站配套设施（BOP）等组成。核岛由核反应堆厂房和核辅助厂房构成，其中核反应堆厂房的安全壳是核电站的重要安全构筑物。
安全壳一般为带有半圆形顶的圆柱体钢筋混凝土建筑，能够承受地震、台风等各种外部冲击，是核电站的第三道安全屏障，确保反应堆的放射性物质不释放到外部环境。
核岛设备制造是核电国产化核心，投资成本过半。核岛设备核心产品技术难度大、质量要求高、资金投入多等原因导致核岛设备的进入壁垒极高，因此整体成本更高，占比达58%，且盈利性更高。常规岛设备由于发电原理与火电、水电等其他发电站相似，设备具备一定的通用性，因此常规岛设备的市场竞争程度较高，盈利性较低。辅助系统设备市场中民营企业较多，由于无特殊的技术要求，技术壁垒低，市场参与者较多且竞争激烈，毛利率水平偏低。
各种核电堆型的区别主要在于反应堆的冷却剂和中子慢化剂的不同。按照冷却剂的不同可分为轻水堆（分为沸水堆和压水堆）、重水堆、气冷堆等，按照中子慢化剂的有无，可分为热中子堆、快中子堆。我国目前核电站采用的堆型有压水堆、重水堆、高温气冷堆和快中子堆。
压水堆以普通水作冷却剂和慢化剂，是目前世界上最普遍的商用堆型。据 IAEA 数据，截至 2024年 5 月 21日，世界 31 个国家在运核电机组共计 441台，装机容量 395.87GW。
世界 15 个国家在建核电机组共计 59 台，装机容量为 61.64GW。世界 31 国在运 441 台核电中，压水堆 311 台，装机容量 297.2GW，占比 75%。世界 15 国在建 59 台核电中，压水堆 51 台，装机容量 55.67GW，占比 90%。
核电是基荷能源，具有持续稳定电力供应的能力，可以有效缓解新能源波动对电网的冲击。核电与风光等新能源互为补充、协同发展，可以有效支撑大规模新能源上网消纳，在构建以新能源为主体的新型电力系统中发挥更大的作用。据国家能源局数据，2060 年电力系统要实现碳中和，非化石能源发电占比应达到 90%以上，核电发电量应接近 20%。
核电清洁高效，是少有的优质能源。核电从发电机理上来讲，属于非化石能源，具备碳排放量少，清洁性高，安全稳定，利用小时数高等特点。
? 核电每度电碳排放量在所有能源中最低。根据国际原子能机构（IAEA）发布的报告显示，每生产一千瓦时电力（即一度电），煤炭发电需要排放 357 克碳当量星空体育手机版，光伏发电需要排放 76.4 克，水力发电需要排放 64.4 克，风能发电需要排放 13.1 克，核能只需要排放 5.7 克。在同等能源情况下，核能的高能量密度特性可以释放更多能力，而在同等发电水平下，核能又能排出最少的碳量。
? 核电技术成熟，安全性高。我国高度重视核电发展，将安全性列为首位。核电站在设计和建设的过程中，一般会采用纵深防御来提高其安全性，将放射性物质置于多道屏障之下。同时 2017 年我国发布了《核安全法》，我国的核安全管理水平，核安全监管能力和核应急能力有了进一步的提升。
? 核电发电稳定性高，利用小时数长。换料周期在 1 年-1.5 年，这确保了核电拥有更长的持续运行时间。2023 年核电利用小时数为 7670，约为风电的 3.45 倍、火电的1.72 倍、光伏的 5.96 倍。
核能发电不依赖与自然状况，原料供应充足，可稳定供电。风力发电的效率高低取决于风资源的丰富程度，包括场址所在地的风速和空气密度；光伏发电的效率则由光资源决定，包括场址所在地的日照时间和日照强度。而天气不可控的特性，使风电和太阳能发电的供电能力波动幅度较大。两者年发电利用小时远低于核电。核能发电以铀为燃料，在燃料供应充足的情况下，可以稳定持续产电；截至 2021 年 1 月 1 日，开采成本低于260 美元/kgU 的已查明铀资源总量为 791.75 万吨铀，能够满足全球核电中长期发展的天然铀需求。
核电站所受地域限制相比风电和太阳能发电更小，并且单位土地的供电量更大。风力发电站和光伏发电站的地址选取主要考虑发电资源的分布。风电站的选址取决于风能资源的分布，一般在高原、山区、海岸线和开阔的平原等地带；光伏电站的选址则与光照条件密切相关。在光照充足、气候温暖的地区，光伏电站具有较好的适应性。目前我国的核电站虽然大多建设于沿海地域，但其受自然条件限制较小。此外，核电站的土地利用效率较高。以风电场为例，100 万千瓦的风电场需要占地近 600 平方公里，而我国大亚湾核电站的发电功率为近 200 万千瓦，面积仅为 2 平方公里。在土地资源较为紧张的省份，建设核电站是最优解。
国内外核电需求共振，至 2030 年，预计国内/全球年均新增装机量达 11/18GW。截至 2023 年底，我国大陆在运核电机组 55 台，总装机容量为 57GW，核准及在建核电机组 36 台，总装机容量为 44 GW；全年核电发电量 44 万 GWh，占全国累计发电量近 5%。
全球三代核电陆续商用，四代核电稳步研发中。1942 年 12 月，在美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆验证了可控的核裂变链式反应的科学可行性。
? 第一代核能系统是二十世纪 50～60 年代，基于军用核反应堆技术，由美国、前苏联、加拿大、英国等国家，设计、开发、建造的首批原型堆，用于发电或生产裂变材料。
? 第二代的核电机组类型主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆和改进型气冷堆等。目前全世界范围正在运行的绝大部分商用核电站均采用第二代核电技术，其中压水堆、沸水堆和重水堆分别占目前总机组数的 61%、21%和 10%。
? 第三代核能系统的开发始于上世纪 90 年代，首次建成的采用第三代技术的核电机组是日本 1997 年投入运行的柏崎刈羽核电厂的两台先进型沸水堆机组（ABWR）。
? 第四代核能系统在反应堆、燃料循环方面有重大的革新和发展。2000 年，美国首次提出了第四代反应堆计划，即规划在 2030 年左右投入市场的新一代核能系统。目前第四代核能系统最具发展前景的反应堆有六种：气体冷却快堆（GFR）、铅冷却快堆（LFR）、钠冷却快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）和超高温气冷堆（VHTR）。第四代核电技术仍处于商业化应用早期阶段。
全球已开发并实现商业部署的三代核电技术包括以下几种堆型：美国同日本联合开发的先进沸水堆 ABWR（由于采用沸水堆技术的国家并不多，ABWR 技术原先计划在全球范围内大规模推广的设想未能实现）；美国开发的先进压水堆 AP1000；俄罗斯开发的先进压水堆 VVER；法国和德国联合开发的欧洲压水堆 EPR；韩国开发的先进压水堆 APR-1400；中国自主研发的大型先进压水堆“华龙一号”（HPR1000）、“国和一号”（CAP1400）。
华龙一号是我国自主掌握的第三代核电技术。华龙一号”是我国具有自主知识产权的三代压水堆核电技术，其堆芯热功率为 3180 兆瓦，采用三环路核蒸汽供应系统设计。2021年 1 月 30 日，我国自主三代核电技术“华龙一号”全球首堆福建福清核电站 5 号机组投入商业运行，成为继美国、法国、俄罗斯等国家之后真正掌握自主三代核电技术的国家。目前我国核电装备制造产业已形成了每年 10 台/套百万千瓦级压水堆主设备的制造能力，且自主三代核电综合国产化率达到 90%以上。截至 2024 年 4 月，国内外有 5 台“华龙一号”机组已投运，有 13 台正在建设。
“国和一号”（CAP1400）是我国具有自主知识产权的大型先进压水堆核电技术。
CAP1400 是在国家科技重大专项的支持下，在消化、吸收 AP1000 技术的基础上，通过自主创新，进一步提升电厂容量、优化总体参数、平衡电厂设计、重新设计关键设备，安全性、经济性均优于 CAP1000 的非能动压水堆核电技术。“国和一号”堆芯热功率为4040 兆瓦，采用两环路核蒸汽供应系统设计，目前其示范工程 2 台机组均已在山东荣成开工建设。
美国 AP1000 核电技术：是两环路先进压水堆技术，堆芯热功率为 3415 兆瓦，它的最大特点是采用了非能动的安全理念，设计的非能动安全系统利用自然界物质固有的物理特性（重力、自然对流、扩散、蒸发、冷凝等）带走堆芯的余热，事故工况下 72 小时内操纵员不必采取动作，降低了人因错误，提高了安全性，同时简化了系统、减少了设备和部件数量，经济性上也有较强竞争力。2018 年 9 月，AP1000 全球首堆浙江三门核电厂 1 号机组率先在我国建成投产。
法德 EPR 核电技术：是四环路压水堆核电技术，堆芯热功率为 4250 兆瓦，属于改进型核电技术，总体采用循序渐进式而不是革新式的设计改进原则，其主回路、主设备、安全系统、辅助系统及其它主要系统的设计都是参考成熟的有运行经验的设计方案。2018年 12 月，台山核电厂 1 号机组投入商业运行，成为率先建成投产的 EPR 全球首堆。
俄罗斯 VVER-1200 核电技术：是四环路压水堆核电技术，堆芯热功率为 3200 兆瓦，属于改进型核电技术，采用能动和非能动相结合的安全理念，可实现事故后 24 小时无需操纵员和外部电源支持。与 VVER-1000 技术相比，经济性和安全性都有了提高，主设备——包括反应堆压力容器和蒸汽发生器的寿命从 30 年延长到 60 年，高度自动化和新技术的使用，使机组运行人员数量大幅减少。
至 2023 年底总计 44 台三代核电机组在建中。据能源新媒数据，截至 2023 年底，全球第三代核电技术约有 18 个型号，目前已经实现商业部署的型号有 9 种，已经建成机组26 台。全球在建核电机组 58 台，总装机容量 5986.7 万千瓦，全球在建第三代核电技术44 台核电机组，总装机容量 5174.9 万千瓦，占全球在建核电机组数量的 75.0%，占全球在建核电机组总装机容量的 84.1%。
2.2 四代核电研发顺利，处商业化初期四代核电安全性较三代有较大幅度提升。第四代核电站的主要开发目标主要有：核能的可持续发展，即通过对核燃料的有效利用，实现提供持续能源，并实现核废物的最少化；提高安全性和可靠性，大幅度降低堆芯损伤的概率集成度，并具有快速恢复反应堆运行的能力，取消在厂址外采取应急措施的必要性；提高经济性以及防止核扩散。安全性提升是四代核电的主要特征之一。第四代核电站应该能证明不会发生堆芯的严重损坏，并确保不会由超标的厂外释放，不需要厂外响应，即便遇上地震、海啸、飓风等自然灾害，四代核电站应该也能保证其安全性，即堆芯不会发生严重损害且不会有含辐射物质泄漏。
我国投运世界首座第四代商业运行核电站，第四代核电技术领先全球。四代技术包括六种堆型：气体冷却快堆（GFR）、铅冷却快堆（LFR）、钠冷却快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）和超高温气冷堆（VHTR）。中国参与六种堆型中除开气体冷却快堆之外的五种堆型研发。
? 石岛湾高温气冷堆示范工程于 2012 年 12 月正式开工，2021 年 12 月首次实现并网发电，是全球首座投入商业运行的第四代核电站，标志着我国在第四代核电技术研发和应用领域达到世界领先水平。石岛湾高温气冷堆是中国具有完全自主知识产权的国家重大科技专项标志性成果。
? 2017 年 12 月 29 日，我国钠冷快堆示范工程 1 号机组在福建省霞浦县土建开工，计划于 2023 年建成，2 号机组也已经于 2020 年正式开工建设。快堆采用了非能动的停堆技术，也就是在遇到意外事故要停堆的情况下，只需要靠温度变化或者重力，就能实现主动停堆，而不需要人为干预。除了更安全，快堆的主要优势是可以充分利用铀资源，铀资源利用率可以比三代堆提高 60 倍以上。我国的一体化快堆在 2040年前后有望开始规模化发展，成为新开工的核电机型主力，解决我国核能可持续发展、核燃料长期安全有效供应的问题。
? 2023 年 6 月 7 日，甘肃省武威市的 2MWt 液态燃料钍基熔盐实验堆已获得由国家核安全局颁发的运行许可证。
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