全国核电站分布

全国已建核电项目

1、大亚湾核电站

    项目地址：广东省深圳市龙岗区大鹏镇
    投资方：中国广东核电集团公司、中国电力投资集团公司
    管理方：广东核电合营有限公司
    堆型：压水堆（PWR）
    功率：2X984MW
    设计寿命：40年
    开工时间：1987年8月
    首台商运时间：1994年2月

    运行状况：自投产以来已连续安全运行13年，年发电能力近150亿千瓦时，各项经济运行指标达到国际先进水平。2006年5月，大亚湾核电站1号机组提前完成第一次十年大修，成为我国在运行核电站中首个走过设计寿期内除退役外所有关键路径的核电站。2006年3月9日，大亚湾核电站1号机组实现整个燃料循环不停机连续安全运行485天的国内新记录；2007年8月31日，该机组继续保持国内核电机组无非计划停堆安全运行1891天的最高记录，目前该纪录还在延伸。

    说明：大亚湾核电站是我国大陆首座大型商用核电站。它的建设和运行，成功实现了我国大陆大型商用核电站的起步，实现了我国核电建设跨越式发展、后发追赶国际先进水平的目标，为我国核电事业发展奠定了基础，为粤港两地的经济和社会发展做出了贡献。

2、岭澳一期核电站

    项目地址：广东省深圳市龙岗区大鹏
    投资方：中国广东核电集团公司、中国核工业集团公司
    管理方：广东岭澳核电有限公司
    堆型：压水堆（PWR）
    功率：2X990MW
    设计寿命：40年
    开工时间：1997年5月
    首台商运时间：2002年5月

运行状况：岭澳核电站一期建成投产以来，安全运行业绩优良。1号机组创造了商运后连续两个燃料循环无非计划停机停堆安全运行592天的世界纪录，2号机组创造了自首次临界及商运起无非计划停堆安全运行935天的世界核电新机组最好纪录。

    2006 年，岭澳核电站一期实现上网电量150.62亿千瓦时，能力因子达到91.3%；在国际上衡量核电站安全运行水平的9项关键指标中，有8项超过世界中间水平，其中4项达到或超过世界先进水平。截至2007年3月31日，岭澳核电站一期累计实现上网电量约636亿千瓦时。

    说明：岭澳核电站一期是中广核集团按照国务院确定的“以核养核，滚动发展”方针，继大亚湾核电站投产后，在广东地区兴建的第二座大型商用核电站。它以大亚湾核电站为参考，结合经验反馈、新技术应用和核安全发展的要求，实施了52项技术改进，全面提高了核电站整体安全水平和机组运行的可靠性、经济性。岭澳核电站一期按照国际标准，推进我国核电自主化、国产化进程，实现了项目管理自主化、建筑安装施工自主化、调试和生产准备自主化；实现了部分设计自主化和部分设备制造国产化，整体国产化率达到30％。岭澳核电站一期实现了工程质量、进度、投资控制“三大目标”；全部187个单位工程，优良率100％；两台机组分别提前 48天和66天投入商业运营；节省投资3.81亿美元，比国家批准的预算节约近10％。岭澳核电站一期的建设和运营为我国核电发展积累了宝贵的经验，为推进核电自主创新、探索形成自主品牌的百万千瓦级核电技术路线CPR1000，全面实现我国百万千瓦级商用核电站自主化、国产化奠定了良好的基础。岭澳核电站核岛工程获中国建筑工程最高奖—鲁班奖。

3、秦山核电站（一期）

    项目地址：浙江省嘉兴市海盐县
    投资方：中国核工业集团公司
    管理方：秦山核电公司
    堆型：压水堆（PWR）
    功率：1X300MW
    设计寿命：40年
    开工时间：1985年3月
    首台商运时间：1994年4月

    运行状况：秦山核电站在自2002年至2005年的第六、七、八个燃料循环内，分别连续满功率运行331天、443天和448天，连续三次刷新国内核电站运行的最好纪录。作为原型堆能够达到此记录在国际上也是罕见的。在2002年WANO性能指标综合指数评价中，秦山核电站提前达到世界压水堆核电站的中值水平。秦山核电站投入运行十五年来，安全稳定运行业绩良好，取得了良好的经济效益和社会效益。

    说明：秦山核电站是我国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站。它的建成发电，结束了中国大陆无核电的历史，实现了零的突破。标志着“中国核电从这里起步”，同时被誉为“国之光荣”。秦山核电站的建成，标志着中国核工业的发展上了一个新台阶，成为我国军转民、和平利用核能的典范，使我国成为继美、英、法、前苏联、加拿大、瑞典之后世界上第7个能够自行设计、建造核电站的国家。

4、秦山二期核电站

    项目地址：浙江省嘉兴市海盐县

    投资方：中国核工业集团公司（控股）、浙江省电力开发公司、申能（集团）有限公司、江苏省国信资产管理集团有限公司、中电投核电有限公司、安徽省能源集团有限公司

    管理方：核电秦山联营有限公司
    堆型：压水堆（PWR）
    功率：2X650MW
    设计寿命：40年
    开工时间：1996年6月
    首台商运时间：2002年4月

    说明：秦山二期核电站，是我国首座自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的2×65万千瓦商用压水堆核电站。它的建成投运，创立了我国第一个具有自主知识产权的商用核电品牌—CNP650，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，并对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展了发挥重要作用。

    秦山二期核电站的建设，大幅提升了我国核电设备制造的能力。在55项关键设备中，有47项基本实现了国产化，设备国产化率达到了55%。

    秦山二期核电站比投资为1330美元/千瓦，是国内已经建成的核电站中最低的，低于发达国家国内平均造价。它的上网电价为0.414元/千瓦时，是国内已经建成的核电站中电价最低的。

5、秦山三期（重水堆）核电站

    项目地址：浙江省嘉兴市海盐县
    投资方：中国核工业集团公司
    管理方：秦山第三核电有限公司
    堆型：重水堆（CANDU-6）
    功率：2X720MW
    设计寿命：40年
    开工时间：1998年6月
    首台商运时间：2002年12月
    运行状况：目前两台机组正安全可靠运行。

    说明：秦山三期（重水堆）核电站是我国首座商用重水堆核电站，是中国和加拿大两国迄今为止合作的最大项目。该核电站比中加主合同工期提前了112天全面建成投产，创造了国际33座重水堆核电站建设周期最短的纪录。

    秦山三期（重水堆）核电站核岛工程获中国建筑工程最高奖——鲁班奖。

6、田湾核电站

    项目地址：江苏省连云港市连云区
    投资方：中国核工业集团公司、中国电力投资集团公司、江苏省国信资产管理集团有限公司
    管理方：江苏核电有限公司
    堆型：压水堆（AES-91）
    功率：2X1060MW
    设计寿命：40年
    开工时间：1999年10月
    首台商运时间：2007年5月

    运行状况：截至2007年7月2日24时，1号机组累计发电量36.07亿千瓦时，累计上网电量32.54亿千瓦时。

    说明：田湾核电站是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强两国战略协作伙伴关系方针推动下，在核能领域开展的高科技合作，是两国间迄今最大的技术经济合作项目，也是我国“九五”计划开工的重点核电建设工程之一。

    田湾核电站采用的俄AES-91型核电机组是在总结WWER-1000/V320型机组的设计、建造和运行经验基础上，按照国际现行核安全法规，并采用一些先进技术而完成的改进型设计，在安全标准和设计性能上具有起点高、技术先进的特点。其主要技术特点包括：反应堆厂房采用双层安全壳、安全壳预应力张拉系统采用新型倒U形50束钢缆张拉方式、安全系统采用完全独立和实体隔离的4通道(N+3)、设置堆芯熔融物捕集器与冷却系统等缓解严重事故后果的安全设施、使用铀-钆一体化全锆先进燃料组件、采用全数字化仪控系统等。田湾核电站的安全性、可靠性和经济性与西方正在开发的先进压水堆的目标一致，在某些方面已达到国际上第三代核电站的要求。

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全国在建核电站

1、岭澳核电站二期

    项目地址：广东省深圳市龙岗区大鹏镇
    投资方：中国广东核电集团公司
    管理方：岭东核电有限公司
    堆型：压水堆（CPR1000）
    功率：2X1000MW
    设计寿命：40年

    建设进展：主体工程于2005年12月15日开工；2007年6月28日，1号机组核岛安装工程比原计划提前17天开工；2007年9月23日，1号机组核岛比原计划提前38天完成穹顶吊装，工程建设从土建施工全面转向设备安装阶段。

预计首台商运时间：2010年10月

    说明：岭澳核电站二期工程是我国“十五”期间唯一开工的核电项目，是国家核电自主化依托项目，项目采用中广核集团具有自主品牌的中国改进型压水堆核电技术路线 CPR1000，是我国CPR1000示范工程，在我国核电发展中具有承上启下的作用。通过项目建设，我国将加快全面掌握第二代改进型百万千瓦级核电站技术，基本形成自主技术品牌核电站设计自主化和设备制造国产化能力，为高起点引进、消化、吸收第三代核电技术打下坚实的基础。

2、阳江核电站一期

    项目地址：广东省阳江市东平镇

    投资方：中广核集团公司

    管理方：阳江核电有限公司

    堆型：压水堆（CPR1000）

    功率：2X1000MW（共建6台）

    设计寿命：40年

    建设进展：2007年9月26日负挖开始，目前前期工程正按计划顺利推进。

    预计首台商运时间：2013年4月

    说明：阳江核电站位于中广核集团在广东地区的第二核电基地。项目采用中广核集团具有自主品牌的 CPR1000技术。阳江核电站的建设对满足广东省经济增长对电力的需求，进一步优化广东省电网结构和能源结构，拉动广东省核电装备制造业升级，促进广东省经济社会和环境协调发展具有重要意义。

3、台山核电站

    项目地址：广东省江门市台山市

    投资方：中广核集团公司

    管理方：台山核电有限公司

    堆型：压水堆（CPR1000）

    功率：2X1000MW（共建6台）

    设计寿命：40年

    筹备进展：目前项目建议书已上报国家发改委，各项筹建工作正按计划推进，建设条件已基本成熟。

    预计开工时间：2009年

    预计首台商运时间：2013年

    说明：台山核电项目已被列为广东省“十一五”规划重大能源保障工程项目。

4、红沿河核电站一期

    项目地址：辽宁省大连市瓦房店

    投资方：中广核集团公司、中国电力投资集团公司、辽宁建设投资集团

    管理方：辽宁红沿河核电有限公司

    堆型：压水堆（CPR1000）

    功率：4X1000MW（共建6台）

    设计寿命：40年

    开工时间：2007年8月18日

    建设进展：项目由中广核工程有限公司负责工程建设、中广核工程设计公司牵头负责工程设计,设备制造由国内企业为主负责。目前红沿河核电站1号机组主体工程已于2007 年8月18日正式开工，2号机组主体工程于2008年3月28日开工。四台机组计划于2012年至2014年建成投入商业运行。中国核工业第二三建设公司被正式确定为承包商承担红沿河核电站一期核岛安装工程前期工作。

    预计首台商运时间：2012年10月

    说明：辽宁红沿河核电站是国家“十一五”期间首个批准开工建设的核电项目，是国家首次一次同意四台百万千瓦级核电机组标准化、规模化建设的核电项目，是目前我国百万千瓦级核电机组自主化、国产化程度最高的核电站，是东北地区第一座核电站。

5、福建宁德核电站

    项目地址：福建省宁德市福鼎市

    投资方：中广核集团公司、大唐国际发电股份有限公司、福建煤炭工业(集团)有限责任公司

    管理方：宁德核电有限公司

    堆型：压水堆（CPR1000）

    功率：4X1000MW（共建6台）

    设计寿命：40年

    筹备进展：2006年3月，福建宁德核电有限公司成立。2006年9月1日，国家发改委同意宁德核电站一期工程开展前期工作。目前，该核电项目处于开工准备阶段。

    开工时间：2008年2月18日

    预计首台商运时间：2012年12月

    说明：宁德核电站的建设将进一步优化福建省能源结构，缓解福建省电力紧张局面，促进福建省经济、社会和环境可持续发展，为建设对外开放、协调发展、全面繁荣的海峡西岸经济区发挥积极作用。

6、福清核电站

    项目地址：福建省福清市三山镇前薛村岐尾山前沿

    投资方：中国核工业集团公司、中国华电集团公司福建发电有限公司

    管理方：福建福清核电有限公司

    堆型：压水堆

    功率：2X1000MW（共建6台）

    设计寿命：40年

    筹备进展：福建省第二个核电项目——福清核电站将于今年11月正式动工建设。目前，进入福清核电站项目主厂区的道路预计4月底建成通车，施工临建区正在抓紧施工建设化验室、宿舍区、办公楼等。

    预计开工时间：2008年11月

    预计首台商运时间：2013年

    说明：福清核电站厂址位于福清市三山镇前薛村岐尾山前沿。福清核电站规划装机容量为6台百万千瓦级压水堆核电机组。一次规划、分期建设。一期工程建设两台百万千瓦级核电机组。项目由中国核工业集团公司和中国华电集团公司福建发电有限公司投资，福清核电有限公司公司负责工程的建造和经营。

    福清核电有限公司于2006年5月16日成立后，开始了福清核电工程项目前期各项工作。

7、 三门核电站一期

    项目地址：浙江省台州市三门县

    投资方：中国核工业集团公司（控股）、浙江能源集团有限公司、中电投核电有限公司、中国华电集团公司、中国核工业建设集团公司

    管理方：三门核电有限公司

    堆型：压水堆（AP1000）

    功率：2 X1250MW（共建6台）

    设计寿命：60年

    筹备进展：目前，三门核电项目已经完成厂址“四通一平”工程，全面、规范地开展了海工试验、环境影响评价、淡水水库工程等各项前期准备工作，厂址条件已经满足6×1000至1600MW级核电机组的建设需要，具备了正式开工建设的条件。

    预计开工时间：2008年2月

    预计首台商运时间：2013年

    说明：三门核电工程是国务院于2004年7月21日正式批准实施的首个国家核电建设自主化依托项目。2004年9月1日，国家发展和改革委员会正式批复三门核电一期工程项目建议书，批准三门核电按6台百万千瓦级核电机组规划建设，一期工程建设2台，并明确通过招标引进国际上先进的第三代压水堆核电技术。我国此次引进的第三代核电技术，采用了独特的“非能动”安全系统设计。与以往的核电技术相比，较大幅度地简化了系统设备数量，降低了发生事故的概率，提高了核电站运行的安全性和可靠性。

8、秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）

    项目地址：浙江省嘉兴市海盐县

    投资方：中国核工业集团公司

    管理方：秦山核电公司

    堆型：压水堆（CPR1000）

    功率：2 X1000MW

    设计寿命：40年

    筹备进展：2004 年10月，方家山厂址顺利通过厂址复核。2005年7月，方家山项目顺利通过了初可研报告评审。2007年5月22日，国家环保总局发文批复方家山扩建项目的环境影响评价报告书，同意在方家山进行核电站项目建设。目前，方家山项目的各项前期准备工作正在紧张进行之中，厂址“四通一平”工作也已经展开。

    预计开工时间：2008年12月28日

    预计首台商运时间：2013年12月

    说明：秦山核电公司方家山核电工程项目是中核集团在秦山地区规划建设的国产化百万千瓦级核电工程项目。该项目规划建设2台百万千瓦级核电机组。厂址位于秦山一期工程厂区内的方家山区域，离秦山一期工程反应堆约600米。由中国核电工程公司做工程总承包，中国核动力研究设计院分包部分核岛，华东电力设计院分包常规岛，BOP设计由中国核电工程公司和华东院分别承担，共同进行设计。秦山核电厂扩建项目的核岛设计参考岭澳核电站1号和2号核电机组，并考虑接受岭澳核电站3号和4号机组的改进项。

9、秦山核电站二期扩建

    项目地址：浙江省嘉兴市海盐县

    投资方：中国核工业集团公司

    管理方：核电秦山联营有限公司

    堆型：压水堆（CNP600）

    功率：2X650MW

    设计寿命：40年

    建设进展：主体工程于2006年4月28日开工； 2007年1月28日，4号机组开工。

    预计首台商运时间：2011年3月

    说明：由于1、2号机组的成功建成及投产后的良好运行业绩，秦山二期核电站扩建两台同类型核电机组（即3、4号机组）。扩建工程采用中核总国产化核电品牌 CNP600，是1、2号机组的“翻版加改进”。与1、2号机组相比，3、4号机组有三点突出优势：设计负荷因子由65%提高到75%；设备国产化率由 55%提高到70%以上；工期由72个月压缩到60个月。

10、山东海阳核电站

    项目地址：山东省烟台市海阳市

    投资方：中国电力投资集团公司（控股）、山东国际信托投资有限公司、烟台市电力开发有限公司、中国国电集团公司、中国核工业集团公司、华能能源交通产业控股有限公司

    管理方：山东核电有限公司

    堆型：压水堆（AP1000）

    功率：2 X1250MW（共建6台）

    设计寿命：60年

    筹备进展：山东海阳核电站建设进入加速期，目前核电现场已经具备主体工程开工建设条件。

    预计开工时间：2009年9月

    预计首台商运时间：2014年

    说明：海阳核电站建成之后，将成为迄今为止我国最大的核能发电项目。

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全国拟建核电站

1、吉阳核电站一期（安徽）

    吉阳核电厂址坐落在安徽省池州市东至县瓦垅乡西南部。吉阳核电工程规划容量为4台百万千瓦级核电机组，一期工程建设2台百万千瓦级压水堆核电机组。一期工程两台机组计划在2010年1月和2010年9月开工建设，分别于2015年1月和2015年9月投入商业运行。项目拟由中核集团控股，与其他出资方组成有限责任公司，投资建设经营。

    目前，吉阳核电项目一期工程建议书已上报给国家发改委。

2、芜湖核电站（安徽）

    芜湖核电项目位于芜湖繁昌县荻港镇和新港镇交界处的芭茅山和董公山，地处长江南岸，在皖电东送通道上，毗邻长江三角洲负荷中心，具有良好的选址条件和区位优势，规划建设四台百万千瓦级压水堆核电机组，一次规划，分期建设。一期工程建设两台百万千瓦级机组（CPR1000）。项目由中国广东核电集团有限公司、申能股份有限公司、安徽省能源集团有限公司和上海电力股份有限公司共同投资、由中国广东核电集团有限公司控股的项目业主公司负责建造和经营。

    自1984 年安徽省核电办在该县开展安徽核电项目选址工作以来，历届县委、县政府高度重视，积极主动配合，历经二十多年的努力，该项目在2006年进入实质性实施阶段。2006年6月2日，芜湖市政府和中广核集团签订《关于合作开展芜湖核电项目开发的框架协议》，中广核正式介入芜湖核电项目；经过省、市、县和中广核的共同努力，《芜湖核电站项目建议书》由省发改委和中广核于2006年9月29日联合上报国家发改委，项目进入实质运行阶段；2006年11月2日，中广核芜湖筹备处正式揭牌成立。目前，各项筹备工作正在推进中。

3、桂东核电站（广西）

    桂东核电拟选的福传和白沙厂址分别位于广西梧州市苍梧县和贵港市平南县。建设规模为4×1000MW，一期工程规划建设2×1000MW压水堆核电机组。按照广西壮族自治区发展和改革委员会代表自治区人民政府与中国电力投资集团公司签署的《关于共同促进广西电力工业发展的协议》和《关于共同开展广西核电项目前期工作协议书》，广西桂东核电项目的前期工作由自治区发改委和中国电力投资集团公司共同负责进行。

4、白龙核电站（广西）

    广西白龙核电项目位于广西自治区防城港市，规划建设六台百万千瓦级压水堆核电机组，一次规划，分期建设。一期工程建设两台百万千瓦级机组（CPR1000）。由中国广东核电集团公司与中国电力投资集团公司、广西投资集团公司共同投资，中国广东核电集团为主负责工程建设和运营管理。

    2004 年通过了厂址选择报告的审查；2006年3月20日，中国广东核电集团公司与广西投资集团有限公司签署了《共同开发建设广西核电项目意向书》；2006年 7月22日，中国广东核电集团有限公司、中国电力投资集团公司和广西投资集团有限公司签订《广西白龙核电站一期工程项目合作框架协议》。2006年12月 25日，广西白龙核电站一期工程筹建处在广西防城港市正式挂牌，这标志着广西白龙核电项目建设进入实质性运作阶段。目前项目筹建处已经成立，各项筹备工作正在开展。工程争取在2008年动工。

5、海南核电（海南）

    2005 年12月27日，中广核集团公司与海南省人民政府签署《关于合作开展海南核电项目前期工作的框架协议》。2007年3月28日至30日，受中广核集团公司委托，国家电力规划设计总院召开海南核电厂厂址预评审会，审查并通过了中广核工程设计有限公司编制的《海南核电厂厂址查勘报告》。会议作出以下结论：厂址查勘阶段所选定的昌江黎族自治县峨岭厂址儋州市红沙顶厂址和龙门厂址可以进入下阶段工作。

    2007年5月21日，中国华能集团公司与中国核工业集团公司在京签订战略合作框架协议，拟共同开发建设核电项目。

    根据协议双方将共同开发建设海南核电项目，尽早开工建设四台65万千瓦级压水堆核电机组。

6、大畈核电厂（湖北）

    湖北大畈核电厂位于湖北省咸宁市通山县大畈镇大墈村附近的狮子岩，规划建设4台百万千瓦级压水堆核电机组，一期工程建设2台百万千瓦级压水堆核电机组，以已有多年安全稳定运行经验的M310为参考机组。一号机组预计于2008年5月浇灌第一罐混凝土，2013年5月投产发电。由中国电力投资集团公司和湖北省能源集团公司共同投资建设。

    目前该项目处于可行性研究报告阶段。

7、小墨山/九龙山核电站（湖南）

    湖南核电前期准备工作已全面铺开，华容小墨山和桃源九龙山规划选址已通过国家审查，其中前者被确定为湖南核电站优先候选厂址。  

    小墨山核电厂位于湖南省岳阳市华容县东山镇塔市驿管理区老垱村的小墨山北坡。规划建设6台100万千瓦级压水堆核电机组，分期建设。一期工程建设2台100 万千瓦级压水堆核电机组，拟采用M310加改进型核电机组，以岭澳核电一期工程为参考电站。项目由中国电力投资集团投资，中电投湖南核电有限公司负责建造和经营。

8、桃花江核电站（湖南）

    湖南桃花江核电站位于湖南省中北部益阳市桃江县，厂址规划容量400万千瓦，一期建设200万千瓦。

    2007年2月14日，湖南桃花江核电有限公司投资揭牌。公司由中国核工业集团公司发起设立，中国三峡总公司、华润集团、湖南湘投控股集团有限公司参股投资，将专门从事湖南桃花江核电站的开发、建设与运营。若前期工作进展顺利，该项目有望成为中国首个内陆核电项目。

9、常德核电站（湖南）

    2006 年6月22日，中广核集团与常德市政府签署了《关于合作推进常德核电项目开发建设的框架协议》，随即成立了常德核电项目筹建机构，负责常德核电项目的前期开发与筹建工作。2006年8月31日，中国广东核电集团湖南常德核电筹建办揭牌。2007年7月11日，湖南常德核电项目厂址通过了专家预评审，并通过陈家滩、沙湾及喜鹊岭厂址可作为湖南常德核电项目拟选厂址。

10、大唐华银核电厂（湖南）

    大唐华银核电厂初步选址在湖南省株洲市株洲县龙门和岳阳市湘阴县开福山，规划建设4台100万千瓦级核电机组，分期建设。一期工程建设2台100万千瓦级核电机组。

    2007 年8月1日，大唐华银电力股份有限公司、中国大唐集团公司与法国电力公司（EDF）签订了《湖南大唐华银核电项目谅解备忘录》，EDF可能与湖南大唐华银核电项目筹建处合作推进大唐核电项目的开发。在相关部门批准项目可行性研究报告后，将组建大唐核电项目公司以投资大唐核电项目，大唐集团和公司将共同持有该项目公司的控股权，EDF可作为公司股东。

11、三明核电站（福建）

    2007年5月11日，三明核电项目筹建处在福州成立。这标志着三明市核电项目前期工作拉开了序幕。

    三明市核电项目前期准备工作历时一年多来，三明市政府与中国核工业集团公司、福建投资开发总公司签订了三方合作开发协议，完成了核电备选厂址普查和实地查勘等工作。筹建处的成立，将加快推进项目的各项前期工作。

    大唐集团目前正在加紧核电项目的开发进程。2007年8月，大唐集团与福建三明市签订电力开发合作协议，合作项目除了核电之外，还包括煤电、风电等及相关产业。

12、漳州核电（福建）

    2007年8月24日至25日，国电福建漳州核电厂厂址预评审会在漳州宾馆召开。通过与会领导、专家的认真评审，从初步踏勘调查的5个核电可能厂址中选出了3个（诏安县峰歧核电厂址、云霄县刺仔尾核电厂址、漳浦县将军澳核电厂址），作为进入下一阶段工作的核电可能厂址。

13、吉林核电站（吉林）

    吉林核电项目位于吉林省白山市靖宇县平岗村。吉林核电厂预计总装机容量400万千瓦。项目由中国电力投资有限公司投资。

    目前该项目的可行性研究报告已通过初步审查。

14、辽宁第二核电厂（辽宁）

    受中国电力投资集团公司委托，2007年5月29日至6月1日，中国电力规划设计总院与东北电网公司在大连联合主持召开了辽宁第二核电厂初步可行性研究报告审查会。会议一致认为：瓦房店市江石底厂址和庄河市楼上厂址均适合建设核电厂，应本着优中选优的原则，尽早将辽宁第二核电厂列入国家核电发展规划,以争取在“十二五”中后期开工建设。

    自2005年以来，辽宁核电有限公司开展了辽宁第二核电厂址的前期开发工作，并用二年多时间完成了初可研阶段的各项工作。

15、徐大堡核电站（辽宁）

    徐大堡核电厂址位于辽宁省葫芦岛市兴城县，一期工程建设2台百万千瓦级核电机组。

    继2006年7月31日中核集团与辽宁省政府共同签署合作建设核电项目框架协议后, 2006年10月20日，中核集团辽宁徐大堡核电有限公司筹建处揭牌，拉开了双方核电建设领域合作的序幕，也标志着双方的合作迈出了实质性的步伐。

16、广东第四核电——汕尾的甲东或揭阳的乌屿（广东）

    目前，广东第四核电项目尚处于选址阶段。该核电厂址将在广东省汕尾的甲东和揭阳的乌屿间选择。

17、广东第五核电——肇庆或韶关（广东）

    2005年12月，中国广东核电集团与广东肇庆市签订了核电合作开发框架协议。

    2006年2月，中广核集团公司与韶关市人民政府在韶关市签署了《合作开展韶关核电项目开发框架协议》。2007年6月12日，国家电力规划设计总院、中广核集团组织专家组到韶关市曲江区现场踏勘界滩核电厂厂址广东北江核电厂工程初步可行性研究报告审查会议。

18、荷包岛核电站（广东）

    2006年10月23日，中国核工业集团公司在广东省的首个核电项目——珠海市荷包岛核电有限公司筹建处正式揭牌成立。标志着珠海市政府与中核集团公司继此前不久签署合作建设核电项目框架协议后，在核电建设领域的合作迈出了实质性的一步。

19、河源核电站（广东）

    2006 年12月13日，广东河源核电有限公司筹建处在广东河源市揭牌成立。在此之前，中核集团公司与河源市签署了共同开展核电项目合作协议，组织下属设计院在河源市开展了厂址普选和勘察工作，并将厂址选定在河源市龙川县。厂址规划建设４台装机容量为１００万千瓦的压水堆核电机组。

20、阳西核电站（广东）

    2007 年3月13至15日，广东大唐国际阳西核电工程厂址预评审会议在阳江召开。经过对四个可能厂址现场踏勘和分组讨论，与会的国家、省的专家和省、市有关部门负责人认为，阳西县沿海的福湖岭和沙扒厂址的各项条件良好，是不可多得的宝贵资源，完全适合建设大型核电项目，并建议继续做深做细项目的初步可行性研究和有关专题研究等前期工作。

21、岭澳核电站三期（广东）

    2007年3月5日至7日，国家电力规划总院组织有关专家在深圳召开了广东岭澳核电站三期扩建工程初步可行性研究报告审查会。

22、四川核电站（四川）

    四川核电工程规划容量为4台百万千瓦级核电机组，一期工程建设2台百万千瓦级压水堆核电机组，拟由中国广东核电集团有限公司控股投资建设经营。

    四川省南充市嘉陵江沿岸的蓬安县三坝厂址被初步确定为四川核电厂址。四川核电项目预计2008年底完成可行性研究，2009年通过国家有关部门评审。

23、重庆石柱核电厂（重庆）

    重庆石柱核电项目位于重庆市石柱县西沱镇，推荐梨院冲及黎场乡黎井坡2个候选厂址，规划建设4台百万千瓦级核电机组，一期工程建设2台百万千瓦级核电机组。工程由中国核工业集团公司投资建设。

    目前该项目处于报批立项(初步可行性研究报告编制)阶段。

24、江西核电——彭泽帽子山和万安烟家山（江西）

    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。该项目由中国电力投资集团公司投资，一期工程建设2台100万千瓦级核电机组，将于2008年开工。

25、石岛湾核电站（山东）

    石岛湾核电站厂址位于山东省威海市荣成市，规划建设一台二十万千瓦高温气冷堆核电机组。项目由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学投资，华能山东石岛湾核电有限公司负责建造和经营。

    2006 年12月25日，中国核工业建设集团公司与中国华能集团公司、清华大学签订了华能山东石岛湾核电有限公司股东出资协议书和章程。以此为标志，我国首座高温气冷堆核电站示范工程正式启动，进入实质性建设阶段。2007年8月，华能石岛湾高温气冷堆核电示范工程岩土勘察工作已全面展开。2007年9月，国家核安全局受理了《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程厂址安全分析报告（可行性研究）》和《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程环境影响报告（可行性研究）》。

26、红石顶核电（山东）

    红石顶核电站位于山东省乳山市海阳所镇肖石口村。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， “十一五”末具备开工条件，争取在“十二五”末投产发电。中核集团公司作为投资主体，委托秦山第三核电有限公司作为该项目的代理业主。山东乳山红石顶核电有限公司负责工程的建造和经营。

    目前该项目的前期筹备工作正在进行。

27、田湾核电站二期（江苏）

    田湾核电站二期项目位于江苏省连云港市连云区东陬（zōu）山，规划建设四台百万千瓦级核电机组，一次规划，分期建设。一期工程建设两台百万千瓦级机组压水堆（AES-91）。项目由中国核工业集团公司投资，江苏核电有限公司负责建造和经营。

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中国在建核电站

中核集团核电站（项目）分布图

辽宁红沿河核电站一期

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。厂址东距瓦房店市火车站约50 km，南距大连港110 km，北距海城160 km。厂区三面环海，一面与陆地接壤。辽宁红沿河核电项目规划建设六台百万千瓦级核电机组，其中一期工程共4台机组，采用中国广东核电集团经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进型压水堆核电技术路线--CPR1000。设计寿命40年，总投资486亿元人民币，国内企业承担主要设备制造任务，国产化率约为60%。1号机组主体工程于2007年8月18日正式开工，2号机组主体工程于2008年3月28日开工。四台机组计划于2012年至2014年建成投入商业运行。

广东岭澳二期核电站

岭澳核电站二期是继大亚湾核电站、岭澳核电站一期后，在广东地区建设的第三座大型商用核电站。项目规划建设两台百万千瓦级压水堆核电机组。项目采用中广核集团具有自主品牌的中国改进型压水堆核电技术路线CPR1000。设计寿命40年，总投资360亿人民币，1号、2号机组的国产化率将分别超过50%和70%。 主体工程2005年12月15日开工，预计两台机组于2010年至2011年建成投入商业运行。 

福建宁德核电站一期 

福建宁德核电项目规划建设六台百万千瓦级压水堆核电机组，一次规划，分期建设。 福建宁德核电站一期工程建设四台百万千瓦级核电机组，由中国广东核电集团、中国大唐集团和福建省煤炭工业（集团）有限公司共同投资建设，其中中国广东核电集团控股。总投资约500亿元人民币，采用我国自主品牌CPR1000核电技术路线。综合国产化率达到80%

1号机组主体工程于2008年2月18日开工（浇灌第一罐混凝土）。1、2号机组预计于2013年左右建成投入商业运营，四台机组的开工时间间隔为8个月、10个月和6个月，单机组有效建造工期为56个月。项目建成后，四台机组年发电量预计将达到约300亿千瓦时。

福建福清核电站

 福建福清核电站工程规划装机容量为6台百万千瓦级二代改进型压水堆核电机组。一次规划、分期建设。一期工程建设两台百万千瓦级核电机组，总投资约267.6亿元人民币，整个工程投资约800亿，设计寿命40年。 福清核电站厂址位于福建省福清市三山镇前薛村岐尾山前沿，地质构造稳定，地形地貌条件较好，淡水补给便捷，冷却水取水方便。一期工程1、2号机组分别于2008年11月21日和2009年6月正式动工建设。2台机组建成将分别于2013年11月和2014年9月建成发电后，发电量将超过140亿千瓦时，每年可减少二氧化碳排放1600吨，减少10万吨火力发电用煤的灰渣以及大量二氧化硫、二氧化氮等排放。6台机组计划在2018年全部建成投产。项目综合国产化率要求达到75％。

广东阳江核电站 

阳江核电站位于广东省阳江市东平镇沙环，规划建设八台百万千瓦级压水堆核电机组，其中一期为六台机组。项目采用自主品牌核电技术CPR1000，2008年3月14日，国家发展改革委同意阳江核电站按6台CPR1000机组开展前期工作。 2007年，阳江核电站按照建设CPR1000核电机组开展前期准备工作，并于2007年９月开始负挖。而原计划用于阳江核电站工程的ＥＰＲ三代核电机组调整到台山核电站工程，并于2007年11月签订了相关协议。 CPR1000核电技术是中国广东核电集团以从国外引进的百万千瓦级成熟核电技术为基础，经过持续改进、创新形成的具有自主品牌的中国改进型压水堆核电技术。目前该技术已经应用于岭澳核电站二期、辽宁红沿河核电站和即将开工的福建宁德核电站。  整个项目国产化比例将不低于80%。2008年12月16日，阳江核电正式开工建设。首台机组将于2013年建成投产，6台机组将在2017年全部建设完成后，每年可以生产456亿千瓦时的清洁电力，主要供粤西地区消费，同时也联网南方电网，为整个广东的经济发展服务。广东阳江核电站一期工程6台百万千瓦级核电机组建设项目的总装机容量为600万千瓦，第一期总投资约700亿元，二期完成后，阳江核电总装机容量将达到800万千瓦。 

秦山核电站扩建_方家山核电

秦山核电厂一期扩建项目（方家山核电工程）是中核集团在秦山地区规划建设的国产化百万千瓦级核电工程项目，位于浙江省海盐县方家山，距离秦山核电站一期工程反应堆约600米，项目规划容量为2×110万千瓦。设计寿命60年，总投资260亿元。2008年3月4日，经国家发改委立项通知，该项目工程全面展开。2008年10月26日正式开工建设。 方家山扩建项目使用国际最成熟且应用最广泛的二代改进型压水堆核电技术，计划工期60个月，预计其1、2号机组将分别于2013年底和2014年10月正式投产。届时，秦山核电公司的总装机容量将达到230万千瓦，每年向华东电网输送的电力超过160亿度。 

浙江三门核电站 

三门核电项目是国务院正式批准实施的首个采用世界最先进的第三代先进压水堆核电（ＡＰ１０００）技术的依托项目，厂址位于浙江省东部沿海的台州市三门县，座落在三门县健跳镇猫头山半岛上，北距杭州市171km、东邻宁波市83km、西靠台州市51km、南离温州市150km。 三门核电工程于2004年7月21日批准实施，2004年9月1日，国家发展和改革委员会批复三门核电一期工程项目建议书，批准三门核电按6台百万千瓦级核电机组规划建设，一期工程建设2台，并明确将通过招标引进国际上先进的第三代压水堆核电技术。 2006年12月16日，中美两国政府签署了《中华人民共和国和美利坚合众国政府关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》，国家核电技术招标机构宣布选择美国西屋联合体作为优先中标方。三门核电工程将采用西屋公司AP1000技术建设，由国家核电技术公司联合美国西屋公司（Westinghouse Electric Co.）和绍尔工程公司（Shaw Group Inc.）负责实施自主化依托项目的工程设计、工程建造和项目管理。 三门核电工程将建造6台单机容量为125万千瓦的AP1000核电机组，分三期建设。一期工程是国家首个核电自主化依托项目，其中一号机组为全球首台AP1000核电机组。 

        AP1000核电站与传统的压水堆设计相比，最大的特点在于使用非能动的安全系统来减缓设计工况中有可能发生的意外事故，大大提高电站的安全性。 2007年12月31日，项目ATP（启动零点）如期实现。2008年2月26日，一期工程基坑负挖提前一个月开工，标志着三门核电一期工程进入现场实质性建造施工阶段，标志着中国迈出了建设世界最先进核电站的第一步。三门核电一期工程一号机组于2009年4月19日正式开工建设，2013年11月建成并投入商业运行；二号机组计划于2014年9月建成并投入商业运行。 二期工程的2台机组预计将在2011年底或2012年初开工建设。第一期工程投资401亿人民币，而二期工程的投资成本将大幅下降。设计寿命60年，综合国产化率70%以上。

       根据规划，三门核电一期工程2014年建成，将可提供250万千瓦供电能力，年均发电量175亿千瓦时，可年减少500万吨优质动力煤从北方到浙江的运输量，可减排二氧化碳11,490吨、氮氧化物19,088吨、烟尘1,345吨。

广东台山核电站一期 

台山核电站项目选址地处广东省江门市辖台山市赤溪镇，位于黄茅海西岸进出海口处的腰古湾海滨，规划建设用地800公顷、用海200公顷，厂地处沿海山区，三面环山，东南面临海。厂址距阳江市区直线距离约80公里。东北方位距珠海市距离约73公里。东北方位距澳门距离约67公里，区位优势明显。是中国广东核电集团在广东省内开工建设的第四座核电站。台山核电站一期工程建设两台EPR三代核电机组，单机容量为175万千瓦，是目前世界上单机容量最大的核电机组。        台山核电项目是一个中外共同开发建设的第三代先进核电技术项目，其核岛设计供货由法国阿海珐集团与中广核工程公司、中广核设计公司组成的联合体承担。根据中广核与法国电力集团签订的合同，双方将合资建设、运营采用欧洲先进压水堆核电EPR技术的广东台山核电站一期工程(2×170万千瓦)，由中广核集团控股成员公司台山核电合营有限公司负责建设和运营，法国电力公司投资参股。中广核将占70%股份，法国电力占30%。 中方承担的设计工作和供货份额超过50％，主设备国产化比例达到50％；汽轮发电机组由中国东方电气集团与法国阿尔斯通公司（ALSTOM）提供，其中中方份额达到2/3；常规岛设计供货由中广核工程公司牵头、与中广核设计公司、法国阿尔斯通公司及广东电力设计院组成联合体承担；电站辅助设施的设计供货由中广核工程公司承担。项目业主广东台山核电有限公司承担工程项目管理和生产运营，并联合国内施工单位和中广核工程公司完成建安施工和调试等工作。通过中外双方共同建设模式，台山核电项目将加快实现EPR三代核电机组在设计、设备制造、建安施工、调试和运营等全方位的自主化目标，为积极推进我国核电建设作出新的贡献。 按照计划，台山核电站将于2009年启动主体工程建设，2013年底首台机组投入商业运行。工程建成后，年上网电量约260亿千瓦时，全部输送南方电网。 

    目前，项目前期工作正在实施，1号核岛已于2008年8月26日开始负挖。按照项目总体进度要求，台山核电站于明年实现主体土建工程全面开工，2013年底首台机组并网发电。

【2009年11月17日消息】

       国家发改委近日印发通知称，广东台山核电厂一期工程已经国务院核准。获国务院核准后，台山核电现场开始浇注核岛主体工程混凝土，标志着从1988年开始选址前期工作的台山核电项目正式开工。该工程为中法合资项目，总投资498.5亿元。

山东海阳核电站 

 海阳核电项目位于山东省烟台市辖海阳市留格庄镇原冷家庄和董家庄，厂址距距海阳市22km，距烟台市93km，距青岛市107km，距威海市100 km。 项目规划建设6台百万千瓦级压水堆机组，并预留有扩建场地。其中，一期工程建设2台125万千瓦的AP1000百万千瓦级压水堆核电机组，预计投资达到400亿元人民币，一、二号机组分别计划于2014年5月和2015年3月投产。

    2007年4月,国家发改委批准海阳核电1、2号机组开展前期工作；2007年7月，我国第三代核电自主化依托项目合同签署，2008年7月,海阳核电站一期工程核岛负挖较原计划提前两个月正式启动。2009年9月24日，山东海阳核电站一期工程正式获得国务院核准，标志着海阳核电站一期工程全面具备正式开工条件。

    山东石岛湾核电站

石岛湾核电站是国内第一座高温气冷堆示范电站，是世界上第一座具有第四代核能系统安全特征的20万千瓦级高温气冷堆核电站。高温气冷堆是国际上公认的具有先进技术特征的新型核反应堆。模块式高温气冷堆核电站具有固有安全性、发电效率高、用途广泛等特点，在国际上受到广泛的重视。也是具有第四代核能系统主要特征的新型核反应堆堆型。2006年，《国家中长期科学与技术发展规划纲要（2006-2020）》将高温气冷堆核电站列为国家十六个重大专项之一。2008年2月15日国务院常务会议通过了高温气冷堆核电站重大专项总体实施方案。2008年9月1日，石岛湾核电工程负挖开始。 

　    我国高温气冷堆核电站示范工程的业主单位是华能山东石岛湾核电有限公司，由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华控股有限公司于2007年1月共同出资组建成立，将负责高温气冷堆核电站示范工程的建设和运营。 示范工程将于今年8月底前正式开工，2013年底前建成投产。石岛湾核电站共规划建设有1台20万千瓦级高温气冷堆机组，1台100万千瓦超临界高温气冷堆机组（HTR—1000），4台125万千瓦压水堆机组（AP—1000），1台140万千瓦（CAP—1400）和1台170万千瓦大型先进压水堆核电机组（CAP—1700）。如果，这些核电机组全部建成，石岛湾核电站总装机容量将达到900万千瓦。 两台百万千瓦级压水堆核电机组（AP—1000）属于扩建工程一期，首台机组计划2011年开工建设，2016年投产；大型先进压水堆核电站示范工程首台机组预计2013年具备开工条件。 如果900万千瓦机组全部建成，石岛湾核电站的总投资将达到1500亿元。 

中国实验快堆

中国实验快堆被纳入我国“863”高技术计划，是“九五”重大项目之一。 中国实验快堆工程建设在中国原子能科学研究院内，热功率65MWe,电功率25MWe。 从1995年12月立项，2000年5月浇灌第一灌混凝土，2002年8月实现核岛厂房封顶，2009年9月达到首次临界，2010年6月实现并网发电。 

   中国实验快堆设计依据俄罗斯设计方案，中方进行施工设计，历经7年之久，终于完成全部技术设计任务。 

中国核电工程有限公司承担了除钠回路以外的设计和投资分析。实验快堆工程从俄罗斯引进的技术比较有限，中国核电工程有限公司和原子能院通过自主研发，完成了该项目的设计任务。中国核电工程有限公司完成的主要设计项目包括：总平面规划设计；核岛厂房的土建、三废、给排水等辅助工艺设计；常规岛设计；BOP 所有子项的设计以及工程项目的技术服务工作。

快堆对核能的可持续发展具有重大战略意义，它的优势体现在两个方面：一是可以将铀资源的利用率由1％提高到60％～70％；二是可以嬗变长寿命放射性核素，有利于核废物的处理。我国中长期科技发展规划已将快堆列入前沿技术。按照我国快堆战略设想，快堆将分实验堆、示范堆和商用堆三步走。

海南昌江核电站

海南核电项目位于海南岛西海岸的昌江县海尾镇塘兴村境内，频临北部湾。厂址东北距詹洲市约70公里，东南距昌江县城约30公里，西南距东方市约51公里；东北距海口市约160公里，东南距三亚市约150公里。  海南昌江核电项目由中核集团公司和华能核电有限公司共同出资建设，采用二代改进型核电技术，以浙江秦山核电二期工程为参考电站，一期建设两台65万千瓦压水堆核电机组。海南昌江核电项目总投资预计168亿元。

    昌江核电项目规划建设4台65万千瓦压水堆核电机组，拟采用由中核集团公司自主开发的具有我国自主知识产权的CNP600标准两环路压水堆核电机组，以中核集团公司旗下的秦山核电二期扩建工程为参考电站。工程分两期进行建设，首台机组计划于2014年底投入商业运行。该工程要在秦山核电二期扩建工程达到70%的基础上，进一步提高设备国产化比例，以巩固第二代改进型核电设备的国产化成果，降低制造成本。

      中国核工程有限公司自2008年1月完成了《海南昌江核电厂初步可行性研究报告》，2月底召开了海南昌江核电厂初步可行性研究报告审查会，形成了初步审查意见，并进入了可行性研究阶段。2008年7月18日，国家发改委批复同意海南省昌江核电项目开展前期工作。2009年3月30日，海南昌江核电站负挖工作正式开始。

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我国核电的现状与发展

核电发展的现状

    我国核电的研发起步于70年代，开始于80年代，90年代初取得突破性进展。1981年11月，国务院批准了秦山核电站一期工程的自主建设，我国核电开始起步。秦山30万千瓦核电厂是我国自行设计建造和营运的第一座原型核电厂，于1991年12月首次并网发电，1994年4月投入商业运行。它的建成投产结束了祖国大陆无核电的历史，是我国和平利用核能的典范，同时也使我国成为继美、英、法、前苏联、加拿大、瑞典之后世界上第七个能够自行设计、建造核电站的国家。

       1982年，采用进口成套设备的大亚湾核电站被批准建设，这标志着我国加快了核电建设的步伐。从法玛通公司引进的大亚湾核电站2x98万千瓦M310型压水堆核电机组分别于1994年2月和1994年5月投入商业运行。大亚湾核电站是以外方为总体技术负责方式建设的。

       在我国核电建设的第二个建设高潮中，相继开工建设了四个核电项目。分别是：

    1、自主设计、自主建造的秦山二期核电站，借鉴和吸收了国外成熟的技术，与同期建设的国外引进核电站相比，投资有较大的降低。

   2、 岭澳核电站项目是广东建造的第二座大型商用核电站，同样采用法国法玛通公司的技术，在大亚湾M310型压水堆核电机组的基础上有所改进，设备国产化、管理自主化有较大的提高。

    3、秦山三期是从加拿大AECL公司引进的重水堆核电机组。

    4、田湾核电站位于江苏连云港，是从俄罗斯引进的压水堆核电机组。1号机组于2007年5月17日正式投入商业运行。

    2006年12月，我国与美国西屋公司签约，以全面技术转让的方式引进第三代核电技术AP1000，建设浙江三门、山东海阳核电示范工程，共4台核电机组。这表明我国核电自主化依托项目正式确定选用西屋联合体的AP1000方案，这两个项目也是世界上第一个进入商业化运作的第三代核电技术AP1000项目，计划将于2013年建成。

 核电发展的基础

    中国作为21世纪世界核电发展最具潜力的国家，目前已经拥有了自己雄厚的发展实力。通过自主设计建造秦山一期、秦山二期核电站，以及与国外合作建造其他核电项目，我们形成了一支专业齐全、配套合理的设计队伍。我国科研设计人员，有针对性地开展了多项攻关课题研究，不但满足了工程建设的需要，也掌握了许多关键技术。通过自主开发和引进相结合，我们已经形成和掌握了较为完整的核电设计软件和技术标准体系，掌握了一些国外核电成熟的设计技术，建立了与核电设计、开发相配套的试验设施，具备了自主设计30万千瓦、60万千瓦压水堆核电站和中外合作设计百万千瓦级压水堆核电站的能力。

        我国现已具备了核电主要设备的制造加工能力，能够自主制造核岛主设备中压力容器、蒸汽发生器、稳压器、控制棒驱动机构、堆内构件等。

    我国形成了与国际水平接轨的核电工程建设项目管理能力。工程的自主管理和调试能力不断增强。我国已拥有一批具有一定核电站设计、设备制造、建造与运行经验的技术和管理人员，为我国后续核电持续发展奠定了较好的基础。

    从五十年代中期以来，我国已经逐步建立了比较完整的核燃料循环体系。随着核电事业的发展，核燃料工业有了进一步发展，初步形成了从铀矿地质勘查、铀矿采冶、铀同位素分离、核燃料元件制造、乏燃料后处理直至核废物处理与处置等完整的核燃料循环工业体系。特别是改革开放二十年来，在与国际广泛交流的基础上，引进和开发了先进的技术和工艺，在核燃料生产的几个主要环节上，实现了更新换代，基本实现了30万、60万、100万千瓦三种容量等级的压水堆核燃料组件的国产化和重水堆燃料组件的国产化，对提高产品质量、降低生产成本等发挥了重要的作用。

    我国的核燃料立足国内，核燃料产业的发展与核电发展规模相适应。核电燃料组件依靠国内生产，天然铀资源要利用国内外“两种资源、两个市潮。我国采用闭式燃料循环的路线，通过对核电站乏燃料的处理，提取钚制成铀钚混合燃料供核电站使用，并为以后快中子堆核电站的发展创造条件。 

  未来十年我国核电建设的技术选型----CPR－1000中国改进型压水堆（1000MW）核电站

　　根据国家核电发展的长远规划，预计到2020年核电机组装机容量将达到4000万千瓦，在建机组容量为1800万千瓦。

      我国核电技术的引进是从法国开始的。法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西屋公司标准312堆型，通过改进批量化建设发展成为标准化的CPY技术。为了提高法国核电的出口竞争力，法玛通公司在CPY的基础上形成了安全性和经济性较好的M310堆型。大亚湾核电站引进的就是这种新型的M310堆型，同时我国开展了百万千瓦级大型商用核电技术的消化、吸收和创新工作。

　　岭澳一期核电站以大亚湾核电站为参考电站，维持热功率和其它主要运行参数不变，结合经验反馈和核安全技术发展要求，通过37项重大技术改进，进一步提高了电站安全水平和技术经济性能，总体性能达到了国际同类型在役核电站的先进水平。

　　在建的岭澳二期核电站在大亚湾和岭澳一期核电站的技术基础上，根据运行经验反馈和法国同类机组批量改造计划，进行了多项技术改进，其中重大改进有15项。岭澳二期工程按“自主设计、部件采购”模式实施。

　　由于我国引进、吸收、消化、建设第三代核电站或者自主研发需要工程验证的“二代加”新堆型都需要约十年实际的成功建设和运行示范后，才能开始批量化建设。因此在“十一五”、“十二五”期间，选择“二代加”改进方案小批量建设核电站，既能满足我国核电规划和市场需求，又可以在自主设计、自主制造、自主建设、自主运营方面，通过半速汽轮发电机、全数字化控制技术、大型核设备制造、设计建安调试队伍培训、工程现代化管理手段等方面的技术提升换代，加快第三代核电技术的自主化进程，确保全面实现我国2020年核电建设规划。

我国核电队伍经过秦山、大亚湾（包括岭澳）和田湾三个基地建设和总包出口核电机组到国外的锻炼，已经有能力自主设计30万千瓦和60万千瓦的核电机组，基本有能力自主设计100万千瓦的核电机组。但是我们的技术水平还属于国际上第二代压水堆的核电技术水平。我国中央领导在广泛听取了各有关部门和专家的意见后，做出了我国应积极推进核电发展的决定,并指出：今后我国核电发展应尽快实行大型机组的自主化、国产化，要执行“采用先进技术，统一技术路线”的方针。因此，我们应当在适当继续建造一些第二代改进型机组的同时，以提高核电的安全性和经济性为根本目标，尽快实现我国核电技术的升级换代，即从第二代上升到第三代水平；通过自主开发与引进技术相结合，尽快达到自主设计和建造第三代百万千瓦大型压水堆核电机组的目标，形成先进的、标准化的、能批量建造的产业规模，优质高速发展核电。与此同时，我们还应该看到，国际上已比较成熟的第三代核电机组都还有不足之处和发展空间。例如，AP-1000的非能动安全系统是先进的,但它单机容量只能到1200MW，是有发展空间的；EPR的单机功率虽然已达1600MW，但它的能动安全系统相当复杂，不是发展方向。我国已选定AP-1000为第三代核电自主化依托项目的机型,我们在与国外厂家合作,消化吸收引进技术,建设第三代核电机组的同时，还应针对其不足之处和发展空间,立专项同时进行改进和创新，开发出具有我国知识产权的中国品牌的更加先进的大型核电机组。为此，我国中长期科技发展规划已将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站”列为重大专项。这是国家要全力保证的重大工程，成功后将要产业化批量建造的。

　　CPR－1000以国内最先进的百万千瓦级主流核电站为参考基础，是安全、可靠、成熟、经济、适用的堆型，无需进行重大论证、开发试验、工程探索和运行考验，是目前国内具有工程可行性的“二代加”改进方案。因此，CPR－1000是在消化吸收第三代核电技术的过渡期内，为了完成国家核电建设规划而需要小批量建设的“二代加”改进堆型的合理现实选择。应该说，在未来十年我国核电建设的技术选型上，CPR－1000是技术成熟且可以随时开工的“二代加”改进方案。　

三、CPR－1000拟采用的主要新技术

　　1、为了满足新安全法规、导则的要求，进一步应用新技术。

　　2、在岭澳二期基础上进一步完善数字化仪控技术。

　　3、事故处理规程由事故定向转为状态定向。

　　4、采用半速汽轮发电机组。原大亚湾与岭澳一期均采用全速汽轮机组，现采用半速汽轮发电机组可具有以下优点：

提高机组效率，继而提升电价竞争力； 

半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争的局面。 

　　5、首炉堆芯即采用18个月换料方案。原来大亚湾与岭澳一期的堆芯换料为12个月，换料时间改为18个月后，可减少换料大修次数，降低大修成本，并可提高电站可利用率，增加发电量。

　　6、反应堆压力容器设计寿命为60年。原来法国（包括美国）的反应堆压力容器设计寿命均为40年，提高到60年后对核电站总的经济效益有很大提高。

　　7、堆坑注水技术：有利于防止或延迟RPV熔穿；防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿等。

　　8、主回路应用LBB设计理念。

　　9、工程建设采用可视化进度控制。

　　10、采用三维辅助设计。　

　　另外，在CPR－1000的建设与设计目标中还提出：设备本地化比例要﹥70%，单位造价﹤1300美元/千瓦,建设工期 ≤56个月等等。         

    【核电技术引进状况】

 1、三门、海阳核电站（美国AP1000技术）

 2、台山核电站（法国EPR技术） 

 3、田湾核电站 （俄罗斯AES-91技术)

 4、秦山三期（加拿大重水堆核电技术）

中国已建核电站汇总

秦山核电站

秦山核电站是我国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站，地处浙江省海盐县。由中国核工业集团公司100%控股，秦山核电公司负责运行管理。

    秦山核电站工程建设自1985年3月20日开工，1991年12月15 日并网发电。秦山核电站的建成发电，结束了中国大陆无核电的历史，实现了零的突破。标志着“中国核电从这里起步”，同时被誉为“国之光荣”。秦山核电站的建成，标志着中国核工业的发展上了一个新台阶，成为我国军转民、和平利用核能的典范，使我国成为继美、英、法、前苏联、加拿大、瑞典之后世界上第7个能够自行设计、建造核电站的国家。 

       秦山核电站于1994年4月投入商业运行，1995年7月顺利通过国家验收。秦山核电站在自2002年至2005年的第六、七、八个燃料循环内，分别连续满功率运行331天、443天和448天，连续三次刷新国内核电站运行的最好纪录。作为原型堆能够达到此记录在国际上也是罕见的。在2002年WANO性能指标综合指数评价中，秦山核电站提前达到世界压水堆核电站的中值水平。秦山核电站投入运行十四年来，安全稳定运行业绩良好，截止到2005年12月15日，累计发电260亿千瓦时，取得了良好的经济效益和社会效益，同时为秦山二、三期的建设提供了建设滚动资金。 

      作为原型堆核电站，在该项目立项时，就十分明确地指出了其目的是：掌握技术、总结经验、锻炼队伍、培养人才。秦山核电公司负责秦山核电站的运行和管理，积极与国际接轨，向世界同类电站的先进水平迈进，采用国际通用的核电站综合性能指标来要求和考核核电站的运行水平，引进推行国际上先进的管理方法，不断改善提高安全运行水平。经过十四年管理运行实践，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。 

秦山核电公司经过十四年的运行，形成了一支高水平的核电站运行管理和检修队伍，保证了十四年的电站良好运行，并形成了一套有秦山特色的换料大修管理模式和丰富的经验。 

       作为一家大型高科技企业，秦山核电公司目前拥有的各类专业技术人员约占员工总数的55%，其中高级专业技术人员130多名，中级技术人员220多名。已形成了系统培训、授权上岗、定期进行再培训的全员培训体系。作为国内最早的核电人才培训基地，除为本公司培养了大批人员外，也给国家核电事业的发展输送了许多紧缺人才。运行十四年来，为中核集团公司、秦山二期、秦山三期、田湾核电站、三门核电站等单位输送了大批的核电技术和运营管理人才。 

经过十四年的安全稳定运行，秦山地区尚未发现因核电厂运行引起的放射性污染，周围地区民众对秦山核电站给予了良好的评价。 

在谋求国内发展的同时，积极拓展国际市场，参与承包国外核电工程——巴基斯坦恰西玛核电项目的人员培训、调试、试运行和检修换料等工作，受到巴方的好评。同时，秦山核电公司在核安全、环保与应急、计量、后勤服务等方面具备了丰富的经验，为积极参与国内外核电站的运营管理打下了基础。 

秦山核电公司曾先后荣获“全国五一劳动奖状”、中国核工业总公司“先进集体”、“中国的脊梁——全国优秀企业500强之一” 等荣誉称号；“秦山300MW核电机组全范围仿真机项目” 被评为1995年全国十大科技成就奖，“秦山30万千瓦核电厂设计与建设”获得了1997年国家科技进步奖特等奖；被浙江省命名为爱国主义教育基地、嘉兴市爱国主义教育红色长廊。荣获2001年度全国“安康杯”竞赛优胜企业称号，荣获2002年“全国企业职工培训先进单位”荣誉称号等。2003年获得浙江省“安康杯”优胜企业光荣称号。2004年荣获全国企业文化建设十佳先进单位。2005年荣获“中国企业文化建设特殊贡献单位”奖。

秦山二期核电站及扩建工程

      秦山核电二期工程是我国首座自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的2×65万千瓦商用压水堆核电站，由中国核工业集团公司、浙江省电力开发公司、申能（集团）有限公司、江苏省国信资产管理集团有限公司、中电投核电有限公司、安徽省能源集团有限公司共同出资兴建，中国核工业集团公司控股。核电站的设计寿命为40年。

      秦山二期核电站于1986年1月18日经国务院常务会议决定建造，1987年立项，1、2号机组先后于1996年6月2日、1997年3月23日开工，经过近8年建设，两台机组分别于2002年4月15日、2004年5月3日投入商业运行，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。

       秦山二期核电站全面贯彻了国家制定的“以我为主、中外合作”方针，并通过自主设计、建设，掌握了核电的核心技术，创立了我国第一个具有自主知识产权的商用核电品牌——CNP650，实现了国家建设秦山二期核电站的目标。

        秦山二期核电站采用当今世界上技术成熟、安全可靠的压水堆型，它的设计与建设采用国际标准，根据上世纪90年代国际先进压水堆核电站的要求，在堆芯设计、安全系统设计等核电站安全性和性能方面取得了多项重大创新。优化了设备设计和系统参数，提高了核电机组的出力，最大出力可达689MWe，平均出力670MWe，高于600MWe的设计值，出力是所有2环路核电站中最高的。

       秦山二期核电站的建设，大幅提升了我国核电设备制造的能力。在55项关键设备中，有47项基本实现了国产化，设备国产化率达到了55%。

       秦山二期核电站比投资为1330美元/千瓦，是国内已经建成的核电站中最低的，低于发达国家国内平均造价。它的上网电价为0.414元/千瓦时，是国内已经建成的核电站中电价最低的。

       2004年获国家科技进步奖一等奖；2004年入选由584名中国科学院院士和中国工程院院士投票评选的中国十大科技进展新闻。

     核电秦山联营有限公司是秦山二期核电厂的业主单位，紧傍风景秀丽的杭州湾。承担我国第一座自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的装机容量为两台65万千瓦商用压水堆核能发电机组的建造、运营和管理。 

    公司成立于1988年。现由中国核工业集团公司、浙江省电力开发公司、申能（集团）有限公司、江苏省国信资产管理集团有限公司、国家电力公司华东公司和安徽省能源集团有限公司共同持有股份，注册资本金24亿元人民币。公司实行董事会领导下的总经理负责制，有正式员工822人，其中拥有大学以上学历403人，具有高级职称者144人，具有中级职称者315人。 

     根据国家能源形势和核电发展规划，秦山二期核电站扩建主体工程于2006年4月28日开工，现已正式进入核岛主设备全面安装阶段。 

秦山核电二期扩建工程 

      秦山核电二期扩建工程（3、4号机组）是继由我国自主设计、自主建造、自主管理和自主运营的首座国产大型商用核电站——秦山核电二期工程（1、2号机组）建成投产后，在其设计和技术基础上进行改进的扩建工程，是“十一五”期间开工建设的国家重点工程项目。工程建设规模为两台65万千瓦压水堆核电机组，在浙江省海盐县秦山核电二期1、2号机组以西约300米处的预留扩建场地建设。秦山核电二期扩建工程2006年4月28日开工， 3号机组计划于2010年12月建成投产，4号机组力争2011年年底投产。届时，秦山第二核电厂的总装机容量将达到260万千瓦，每年可向华东电网输送超过160亿千瓦时的电力。

      秦山核电二期扩建工程项目资本金占动态总投资的20％，出资人和股份比例分别为：中国核工业集团公司56％、申能股份有限公司16％、江苏国信资产管理集团有限公司16％、浙江省能源集团公司10％、安徽能源集团有限公司2％。资本金以外所需资金由中国银行、中国建设银行和中国工商银行提供贷款解决。

       秦山核电二期扩建工程技术方案计划进行10项重大技术改进，分别是：主给水系统隔离的改进，仪控数字化的改进，联合泵房的改进，消防设计的改进，设置完善的可燃气体控制系统，安全壳喷淋系统加药控制的改进，为满足长循环换料周期相关设计的改进，稳压器卸压功能延伸，运行图的改进，采用先进燃料组件。秦山核电二期扩建项目工程设计由国内设计院负责，主要设备以国内设备生产企业为主生产制造，采用项目业主与国内设备生产企业直接签约的方式采购，国外提供必要的技术支持。在设备本地化率方面，两台机组要达到70％以上。

注：秦山核电二期扩建工程2006年4月28日开工。

秦山三期核电站

       秦山三期（重水堆）核电站坐落于浙江省海盐县秦山东南之麓，与秦山一期、二期工程毗邻，是国家“九五”重点工程，中国和加拿大两国政府迄今最大的贸易项目。也是我国首座商用重水堆核电站工程。它采用加拿大坎杜6重水堆核电技术，装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，设计年容量因子85%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组，总投资28.80亿美元。

        中核集团秦山第三核电有限公司（简称“秦山三核”）是秦山三期（重水堆）核电站的业主单位，全面负责秦山三期工程建设和生产运营管理。公司成立于1997年1月，由中国核工业集团公司、中电投核电有限公司、浙江省电力开发公司、申能股份有限公司、江苏省国信资产管理集团有限公司共同出资，中国核工业集团公司控股。

　　该工程于1998年6月8日开工。两台机组分别于2002年12月31日和2003年7月24日投入商业运行。工程比中加主合同规定的进度提前112天全面建成投产，创造了国际33座重水堆建设周期最短的纪录。2005年9月22日，工程通过国家竣工验收。  

      在工程建设中，秦山三期工程实现了国际水准的工程建造自主化、调试自主化、生产准备自主化、运营管理自主化；建立了“垂直管理，分级授权，相互协作，横向约束，规范化、程序化和信息化运作”管理模式，实现了工程管理与国际接轨；工程全部104个单位工程评为优良，优良率为100%；提前112天全面建成投产，比国家批准的投资概算节约10.6%；电站各项指标满足设计要求，是目前世界上先进水平的坎杜6型机组。为我国核电发展积累了宝贵的经验。

        进入生产运营期后，秦山三核始终坚持“安全发电是硬道理”，按照“文化引领、科学管理、安全运行、稳健经营、持续改进、和谐发展”的工作思路，通过公司各级组织和全体员工的共同努力，两台机组保持安全可靠经济运行。公司连年实现年度安全目标并超额完成年度发电目标和利润指标；一号机组在整个第三次循环周期中实现不停堆连续安全运行463天；坚持自主科技创新，两台机组功率成功提升8兆瓦。电站整体运营水平在国际同类型核电站中名列前茅，公司核心竞争力持续增强。至2007年底，秦山三核已累计安全发电520亿千瓦时，相当于少消耗标准煤1760万吨，为长三角经济的高速发展注入了强劲的动力。环境监测结果表明，电站自投入运营以来未对其周围环境产生影响。取得了良好的经济效益、环境效益和社会效益。

大亚湾核电站

大亚湾核电站是我国大陆首座大型商用核电站，拥有两台装机容量为98.4万千瓦的压水堆核电机组，由广东核电合营有限公司建设和经营，年发电能力近150亿千瓦时，70%销往香港，30%销往广东。大亚湾核电站按照“高起点起步，引进、消化、吸收、创新”，“借贷建设、售电还钱、合资经营”的方针开工兴建，1994年5月6日全面建成投入商业运行。大亚湾核电站是改革开放的产物，是现代企业制度的有益尝试。

    大亚湾核电站在2006年的坚实基础上，2007年安全生产业绩继续保持优良水平。2007年11月15日，大亚湾核电站1号机组顺利完成第十二次换料大修，大修实际工期28.59天，创造了广东核电历史上最佳的大修工期纪录。截止2008年1月12日，大亚湾核电站1号机组已实现安全运行2000天，刷新国内核电站单机组安全运行最高纪录！自2002年1月12日以来，该机组连续四个燃料循环无非计划自动停堆，目前该纪录仍在延续。（注：安全运行天数是指最近一次非计划自动停堆至统计时间内，由反应堆临界小时数折算而成的天数。）    

   大亚湾核电站投产以来已连续安全运行14年，各项经济运行指标达到国际先进水平。2007年，大亚湾核电站实现全年上网电量147.75亿千瓦时，能力因子达90.00%。近三年（2005-2007）的年平均上网电量超过148亿千瓦时，年平均能力因子达90.02%（WANO组织公布的压水堆核电站2006年世界先进水平为90.78%）。在国际上衡量核电站安全运行管理水平的9项关键指标（WANO业绩指标）中，2007年有8项指标超过世界中间水平，其中燃料可靠性、化学指标、工业安全事故率3项指标达到世界先进水平。自1999年开始，与64台法国同类型机组在四个领域累计26项次的安全业绩挑战赛中，共获得14项次第一名。截至2007年12月31日，大亚湾核电站商运以来累计实现上网电量1846.56亿千瓦时，其中输往香港1263.35亿千瓦时；累计偿还基建贷款本息55.63亿美元，占还本付息总额的98.04%。

   大亚湾核电站的建设和运行，成功实现了我国大陆大型商用核电站的起步，实现了我国核电建设跨越式发展、后发追赶国际先进水平的目标，为我国核电事业发展奠定了基础，为粤港两地的经济和社会发展作出贡

岭澳核电站一期

       岭澳核电站一期是中广核集团按照国务院确定的“以核养核，滚动发展”的方针在广东地区建设的第二座大型商用核电站，拥有两台装机容量为99万千瓦的压水堆核电机组，由岭澳核电有限公司建设与经营。岭澳核电站一期以大亚湾核电站为参考，进行了52项重要技术改进；按照国际标准，实现了项目管理自主化、建筑安装施工自主化、调试和生产准备自主化，实现了部分设计自主化和部分设备制造国产化，整体国产化率达到30%，国内180余家企业参与了工程建设和设备制造。岭澳核电站一期于1997年5月15日开工建设，2003年1月8日提前66天全面建成投产，节省投资3.81亿美元，比国家批准的预算节约近10%。岭澳核电站一期工程建设达到国际同类核电站的先进水平。2002年11月，国际原子能机构（IAEA）在对岭澳核电站一期作运行前安全评审后认为：“岭澳核电站一期的大部分指标都可以与新的IAEA国际安全标准相媲美；其业绩将成为全球核工业界极有价值的参照。” 

    岭澳核电站一期建成投产以来，安全运行业绩优良。1号机组创造了商运后连续两个燃料循环无非计划停机停堆安全运行592天的世界纪录，2号机组创造了自首次临界及商运起无非计划停堆安全运行935天的世界核电新机组最好纪录。2007年，岭澳核电站一期实现上网电量141.23亿千瓦时，能力因子达到85.45%。近三年（2005~2007）的年平均上网电量超过145亿千瓦时，年平均能力因子达87.96%（WANO组织公布的压水堆核电站2006年世界先进水平为90.78%）。在国际上衡量核电站安全运行水平的9项关键指标中，2007年有2项超过世界中间水平，其中燃料可靠性指标达到世界先进水平。截至2007年12月31日，岭澳核电站一期商运以来累计实现上网电量755.17亿千瓦时；累计偿还基建贷款本息20.38亿美元，占累计还本付息总额的41.61%。

    岭澳核电站一期的建设和运行，是中国广东核电集团“以核养核，滚动发展”方针的成功实践，为我国核电发展积累了宝贵的经验，为推进核电自主创新、探索形成自主品牌的百万千瓦级核电技术路线-CPR1000，全面实现我国百万千瓦级商用核电站自主化、国产化奠定了良好的基础，为缓解广东地区电力供应紧张局面作出了贡献。

田湾核电站一期

       田湾核电站是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强两国战略协作伙伴关系方针推动下，在核能领域开展的高科技合作，是两国间迄今最大的技术经济合作项目，也是我国“九五”计划开工的重点核电建设工程之一。厂址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4台的余地。一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80％，年发电量达140亿千瓦时。

      江苏核电有限公司作为项目业主，负责田湾核电站的建设管理和建成后的商业运营。公司股东和股比的构成是：中国核工业集团公司50%、中电投核电有限公司30%、江苏省国信资产管理集团有限公司20%。

       田湾核电站采用的俄AES-91型核电机组是在总结WWER-1000/V320型机组的设计、建造和运行经验基础上，按照国际现行核安全法规，并采用一些先进技术而完成的改进型设计，在安全标准和设计性能上具有起点高、技术先进的特点。其主要技术特点包括：反应堆厂房采用双层安全壳、安全壳预应力张拉系统采用新型倒U形50束钢缆张拉方式、安全系统采用完全独立和实体隔离的4通道(N+3)、设置堆芯熔融物捕集器与冷却系统等缓解严重事故后果的安全设施、使用铀-钆一体化全锆先进燃料组件、采用全数字化仪控系统等。田湾核电站概率安全评价表明：发生堆芯严重损坏或熔化事故的概率小于3.3×10-6/堆年(当前世界上运行的核电站一般为10-4/堆年)，发生严重放射性泄漏事故的概率不超过6.4×10-8/堆年（当前一般为10-5/堆年）。田湾核电站的安全性、可靠性和经济性与西方正在开发的先进压水堆的目标一致，在某些方面已达到国际上第三代核电站的要求。

        根据中俄两国政府协议和总合同，俄方负责田湾核电站总的技术责任和核岛、常规岛设计及成套设备供应与核电站调试，中方负责工程建设管理、土建施工、围墙内部分设备的第三国采购、电站辅助工程和外围配套工程的设计、设备采购及核电站大部分安装工程。与核电站配套的输变电线路工程和调峰设施，由江苏省电力系统负责建设。

     田湾核电站1号机组1999年10月20日浇筑第一罐混凝土。2005年10月18日开始首次装料，12月20日反应堆首次达到临界，2007年5月17日正式投入商业运行。截至2007年7月2日24时，1号机组累计发电量36.07亿千瓦时，累计上网电量32.54亿千瓦时。

     田湾核电站2号机组于2000年9月20日浇筑第一罐混凝土，2007年5月1日反应堆首次达到临界，5月14日首次并网成功。截至2007年7月2日24时，2号机组累计发电量3.32亿千瓦时，累计上网电量2.96亿千瓦时。2号机组于2007年8月16日投入商业运行。在积极推进田湾核电站一期工程建设的同时，江苏核电有限公司正在积极开展扩建工程前期准备和长远规划。同时，田湾核电站作为我国首家获得全国工业旅游示范点的核电站，丰富了当地旅游资源，成为向公众宣传核电是安全、可靠、清洁、高效的新能源的重要窗口，提升了城市形象。

        田湾核电站具有得天独厚的地理、地质、水文优势，可容纳8台百万千瓦级机组，总装机容量可达800～1000万千瓦，年发电600～700亿千瓦时，产值250亿元以上。田湾核电站全面建成后，将形成国家又一个大型核能源基地，将为实现中核集团公司“3221”战略目标，促进我国核电事业又快又好又安全地发展，以及为江苏省乃至华东地区的经济腾飞和社会可持续发展做出重大贡献！

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核电站类型 

核电站原理图

【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％。 　

【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。

 【压水堆核电站】是目前比较广泛采用的核反应堆。其特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须保持在高压状态。燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。把这些小的铀块重叠在高3米，外径9．5毫米，厚0．57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。每200多根铀棒，排列成横17排，纵17排的燃料元件。如果堆内有100多个这样的燃料元件，即可成为90万千瓦的压水堆核电站。整个堆芯放在内径为4米，高为13米，厚为0．2米的压力壳内。壳内压强为155个大气压。可把水加热到330℃以上。温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。目前我国大陆秦山一期、秦山二期、和大亚湾、岭澳等核电站都属于压水堆核电站。

【重水堆核电站】的核反应堆是利用天然铀作燃料，用重水做慢化剂和冷却剂。目前全世界正在运行的400多个核电机组中，绝大多数是压水堆，只有32个是重水堆。重水堆核电站不用浓缩铀，而用天然铀作燃料，比压水堆的燃料成本低三分之二，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。与压水堆核电站相比，重水堆核电站可以实现不停堆换燃料，一年365天都可以发电，实际发电量可以达到设计发电量的85％，设计年容量因子较高。另外，重水堆核电站的安全性较高，还可以大量生产同位素。目前正在运行的秦山三期属于重水堆核电站

 【高温气冷堆核电站】用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站，一期工程规划建设一台20万千瓦高温气冷堆核电机组，计划于2009年9月开工建设，2013年11月投产发电。

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AP1000设备国产化进程

我国核电发展提速

      目前,我国已建成核电装机容量900万千瓦,而新开工和已核准的核电规模已达2290万千瓦。2008年以来已先后核准并开工建设了福建宁德、福建福清、广东阳江和方家山4个核电站。新开工和已经核准的核电规模是已建成核电规模的2.5倍.

       国内的3个核电基地共11台机组(浙江秦山的5台机组、广东大亚湾的4台机组和江苏田湾的2台机组)近二十年时间内陆续建成，为我国核电快速发展积累了经验和和基础。11台机组分别采用了自主技术或法国、加拿大、俄罗斯等国家的核电技术。

       核电以其清洁、安全和高效的特点日益受到社会各界的重视。2008年年初的雨雪冰冻天气中，核电明显体现出其在燃料运输、电力稳定性等方面的突出优势。而2008年年底，为了抵御国际金融危机冲击、解决当前我国经济运行中的突出问题，一批国家级重点工程启动和加快了建设，其中包括多个核电项目。

       根据国家核电发展规划，到2020年我国核电装机容量将达4000万千瓦，占中国全部电力装机容量的4%，这一比重到2030年将达到16%，达到世界平均水平。

    核电设备产化已有较好基础

    通过已建和在建核电工程实践，我国已经打下了较好水平的核电装备自主化基础。近年来，我国装备制造企业通过消化吸引国外先进技术和自主攻关，已经逐步掌握了核岛、常规岛大多数关键设备的设计制造技术。

       目前，在建的核电站国产化率达到70%以上。预计5年内，国内装备制造企业将会形成年产超过10套百万千瓦核电主设备的能力。

    1．我国核电设备制造能力

       我国核电设备制造以哈尔滨、东方、上海三大发电设备制造集团和第一、第二重型机械制造集团等国有大型企业为主，生产能力约占全国总量的80%左右。各企业建立了国家级企业技术中心、博士后科研工作站、国家工程研究中心及研究院所等；建成了一批具有国际先进水平的试验研究设施；掌握了一些设计软件和关键设备的制造技术。

　　2．制造企业的大规模技术改造

       四大设备制造集团为满足核电发展的需求，保证批量制造重型装备及大吨位的运输，相继建设了重型装备基地。

       东方电气集团公司在广州南沙建造了重型装备基地和出海口基地，起重能力2650吨，配备3000吨级码头，购进一批重型先进加工设备，年生产能力可达到2.5套百万千瓦级核电主设备。

       哈尔滨电站集团公司在秦皇岛建造重型装备基地和出海口基地，厂房已建成，购进了一批先进的装备，具备每年生产约2套核电站主要设备的制造能力。

       上海电气集团在上海临港新建重型装备基地，购进了一批先进的加工设备，主要厂房均安装有2台700吨的重型吊车，预计具有每年生产3套核电主要设备的能力。

       一重在大连棉花岛建设的重型设备基地也具备每年生产约2套核电主要设备的能力。

　　AP1000三代核电

       为加速我国核电自主化进程，在高起点上实现自主创新，国家决定成立国家核电技术公司并引进国外先进的第三代核电技术。

       2007年7月24日，国家核电与美国西屋联合体正式签订了4台AP1000机组合同。中国购买美国4台先进的AP1000核电机组，美方同时转让AP1000设计技术、设备制造和成套技术、建造技术等先进的核电技术，中方将完全拥有在引进AP1000核电技术基础上改进和开发的、输出功率大于135万千瓦的、大型非能动核电站的知识产权。

      2007年12月31日为工程零点（ATP+O），核电站的建设工作已全面开始。三门核电提前完成负挖，海阳核电的负挖工作也提前开工。

       项目相关各方正为下一个重要工程点：2009年3月三门核电浇注第一罐混凝土（FCD）进行积极的准备。依托项目首台机组（三门#1号）计划于2013年11月（ATP+71）投入运行。

    1．AP1000核电站特点

        AP1000核电站是美国西屋公司设计的第三代先进压水堆核电站。单堆两环路设计，完全采用非能动安全系统，采用数字化技术和先进主控室设计，功率约为1250MWe，设计寿命60年。

       AP1000符合美国用户要求文件（UBD）对新一代商用反应堆的要求，是唯一得到美国核管会（NCR）最终设计批准（FDA）的第三代核电技术。

    2．AP1000核电站主要设备的特点

       AP1000核电站的反应堆压力容器、蒸汽发生器、堆内构件、控制棒驱动机构、环吊、燃料装卸料机等设备是在原有成熟机组基础上进行设计，与传统的两代及其改进型压水堆核电站设备总体上类似。

       在具体规范上仍然存在较大的差异，如技术要求、标准、结构形成、材料、尺寸等，制造加工存在一定难度。国产化制造的重点和难点主要包括材料采购、焊接、机加和装配、热处理、检测试验等。

       AP1000反应堆冷却剂泵（主泵）、爆破阀、钢制安全壳CV、主管道等设备与传统的核电站完全不同，是AP1000的特殊重要设备。我国企业在此方面基本上处于空白，国产化的难度较大。

       AP1000反应堆冷却剂泵采用世界上最大的屏蔽电机泵，与传统核电站采用的轴封式主泵有很大不同，技术难度大、加工精度高。

       爆破阀的驱动装备是由爆炸单元构成，是AP100核电站非能动系统的关键和特殊设备。

       钢制安全壳CV作为AP1000核电站的特别的关键设备，在核电站设备建造史上尚属首次，其特点在于外形尺寸大、钢板厚度大、封头分片曲面形状复杂、拼装后的整体精度要求高，且采用新型钢板材料，因此对CV安全壳容器的制造工艺提出了新的要求。

       AP1000主管道采用整锻式结构不锈钢锻造管，完全不同于第二代核电站采用的铸造不锈钢管，国产化的难度很大。

　　3．AP1000设备技术引进情况

    AP1000设备国产化

       国家核电技术公司认真落实AP1000核电设备国产化第一次工作会议精神和《AP1000设备国产化实施方案》，坚持全面推进、重点突破，以解决我国核电发展中关键设备制造长期受制于人的突出问题为着力点。以通过引进技术的消化吸收以及依托工程四台机组的制造，全面掌握AP1000设备的设计和制造技术。

       国家核电技术公司内部由总部的设备部、科研设计部等部门、国核工程公司、上海核工程研究设计院等构建成完整的设备国产化统筹协调、分工负责的工作体系，包括技术转让、设备采购、设备监造等环节，建立内部相关的工作制度和严密的工作程序。

    西屋公司转让核岛工艺与系统设计，提供主要设备的技术规格书和指导图，以及核蒸汽关于系统的主设备基础设计，这部分由西屋公司转让。

　　其他设备，根据SNPTC与WEC商定，由西屋（分包方）联队提供设备的设计与制造技术。

　　已经或即将进行技术转让谈判有如下各项:①反应堆压力容器②蒸汽发生器（南韩斗山）、③反应堆内件与④控制棒驱动机构（WEC下属的核电设备制造部NCMD)、⑤爆破阀（美国SPX公司)、⑥反应堆冷却剂泵（美国EMD公司）、⑦环吊与⑧装卸料机（美国WEC下属的NuPar 公司）、⑨安全壳一体化顶盖（意大利ANSALDO)等项。

　　除了上述9个项目外，国产化难度高的大锻件、主管道和关键核级阀门等不属转让范围。

主泵：不转让的部分还包括：

　　1 RCP: 计算机程序－EMD称用于军事，较多的关键部件和材料属于第三方制造,诸如：石墨自润滑轴承，陶瓷密封端子、屏蔽套薄板HASTERLLOY材料、不锈钢铸造外壳以及外置冷却器等。没有这些材料和部件，设备国产化和供货还受限制。

　　2 环吊:电控EX-SAM部套是选项，不在转让之列。WEC与SNPTC和第三方机构一起签订一个对EX-SAM系统全部技术资料的保管协议。当出现不可抗原因时，由第三方机构向SNPTC提供资料。

　　3 各类核级阀门:

　　WEC认为在国内已有合资企业生产，只有当合资企业在中国境内不再生产相关产品时向中方进行技术转让。

　　目前或一个相当时间内一些关键阀门如稳压器安全阀等，还需从国外购进。

　　4 主管道:

　　与其他大型铸锻件情况一样，由于WEC联合体没有制造能力和技术，其供货商明确不转让锻件制造技术。WEC联合体对此表示无能为力， 将主管道列为B类供货，即由中方采购范围，不属于技术转让范围 。解决办法可能是国内攻关，择优选择，来不及时，向国外采购。

　　5 其他低合金钢锻件:

表反映主要设备的国产化计划

初步统计，每个机组的国产化比例分别为：30％、50％、60％和70％，四台机组统计平均约为50％。

　　通过4套机组的国产化过程，可以掌握AP1000主要设备的关键技术，从第五套设备开始可以基本实现国产化

　　AP1000国产化进展

　　1.  技术转让实施情况　　                      

　　2.  主泵国产化工作进展

    2008年3月2日，沈鼓、哈电分别与EMD公司签订了16台主泵部分零部件国内分包制造和2台国产主泵分包制造合同。这是AP1000屏蔽主泵逐步实现国产化的重要里程碑，标志着AP1000屏蔽主泵国产化进程已进入了实施阶段。

    2008年11月沈鼓、哈电最终通过了EMD的质保监查，成为了AP1000主泵非ASME部件EMD合格供应方。2008年11月，EMD发送的16台主泵国内分包零部件第一批原材料空运至国内。             

    ASME“N”及“NPT”认证：ASME授权检验机构于12月8日-12日、12月15-19日，ASME检验机构分别对哈电、沈鼓进行ASME取证现场联检。两厂精细准备，“取证”一词成功，为尽早成为AP1000主泵ASME部件EMD合格供方创造了条件。

    “缺口”设备采购：该项工作已取得大进展，哈电、沈鼓在EMD的指导下，已开始部分设备的采购，并确保所采购的“缺口”设备在性能上满足AP1000主泵生产的要求。

    沈鼓、哈电新厂房基地建设：沈鼓计划在现有厂区新建核泵制造基地，建设方案基本确定，计划2011年1月投入使用。哈电AP1000核主泵电机生产基地于2007年10月1日已正式动工，目前已完成厂房、办公楼等主体封闭，2台32吨吊车正在安装中。基地完工后将具备年生产AP1000主泵电机12-16台的能力。

　　3.  RV、SG国产化工作进展

    三门和海阳2号机组的合同已分别与上海电气、哈尔滨电站和一种集团签订。

    首批五个团组共计32人赴韩国斗山参加反应堆压力容器和蒸汽发生器的制造培训工作，内容涉及反应压力容器和蒸汽发生器的项目管理、质量控制、采购控制、清洁控制、制造方法、工具工装、焊接、无损检验八个专业方面。累计参与课堂培训21班天，岗位培训437人天。

    中国一重反包制造PRV、SG锻件，总体上进展顺利，但也出现了一些质量问题，某些锻件进度拖期。

    一重开展的SG管板试制已成功。

    4.  爆破阀国产化

    爆破阀是AP1000专有的设备，是AP1000的一个非常关键的安全设备。海阳2号机组12台阀门将由国内分包制造。

    中核苏阀已制定ASME N和NPT认证及国家核安全局取证工作计划。中核苏阀将与213所联合开展爆破阀的国产化工作并签订了联合研制协议。哈电集团阀门公司也将参与爆破阀的国产化工作。

    中方将派遣3-4名工程师参与SPX爆破阀QME试验计划的开发及其它设计任务。

　　5．环吊与装卸料设备国产化

    2008年10月，工程公司向太重、大起和上起厂发出依托项目第2、3、4号机组环吊招标文件。为协助三家指定用户投标，西屋公司于11月中旬向国家核电提交了环吊的初步设计图纸，并已送三家国内在厂。

    首批装卸料设备制造技术资料（初步质量计划）已按照合同进度如期到达并分发给国内工厂。

　　6．CV容器国产化

    CV容器也是AP1000的专有设备之一，CV底封头是最先交货的设备之一，与依托项目关系紧密。

    CV容器的国产化任务将由国家核电控股的山东核电设备制造公司承担。首台CV容器将由山东厂分包制造，后继机组的CV容器山东厂已经与国核工程公司签订供货合同。

    11月22日，派遣10名学员赴意大利参加为期两周的课堂培训，其中5名学员继续参加岗位培训。经过11个月的紧张建设，山东设备公司已于2008年5月建成投产。

    作为西屋的设备分包商，山东厂申请了ASMEN和NPT证书，即将获得ASME证书。

    SNPEMC在第48周进行了两次模压试验，并对先前压制成型的瓣片用点压方式进行校型试验，校形后弧板与底部标准测量台架的公差为8mm。（截止2008年12月1日，已在6块板材上进行10次中温整体模压试验。）

　　6．管道国产化

    主管道作为AP1000的特殊设备，其采购模式尚未最终确定，国内单位的模拟件试制进展显得尤为重要。

    上重、中船重工、一重、二重均开展了主管道的样管试制工作，并取得较大进展。主要包括：

    钢锭化学成份完全满足西屋公司的技术要求。

   通过主管道科研攻关，促进国内大型超纯净奥氏体不锈钢电渣锭技术已达到国际领先水平（国内07年以前的电渣锭技术最大为45吨水平，现在可以达到150吨水平）。

    AP1000主管道冷弯核心技术取得突破，已达目前国际同步水平。

    超低碳纯净不锈钢基础性理论研究认识已接近世界同步水平。

    上重、431团队已下达1：1模拟件开工令。                  

　　7.  模块制造

    模块化建造作为AP1000的一大特色,采购工作对工程进展，特别是工程前期进度有着重要的影响。

    国家核电合资组建了山东核电设备制造有限公司，专业制造AP1000工程用各种模块及钢制安全壳。

    2008年，模块采购及制造工作有序开展，4个机组的重要模块已完成订货，有些已完成部分制造任务，对项目按期实现FCD目标及后续工程节点目标奠定了坚实的基础。

    KB10、KB13不锈钢水槽的8个支腿已于11月15日发货到三门核电现场。

    KB10、KB13不锈钢水槽目前箱体已经焊接完成，PT检测合格，11月30日完成所有焊接及试压工作，经过酸洗并检查合格后于12月初包装出厂。

    其实已释放的设备模块在预制材料到货后启动预制。

    8. 锆材国产化

    锆材的国产化是填补国内空白的项目，同时，随着国内核电的大规模发展，前景广阔。为此，国家核电技术公司非常重视锆技术的转让和国核锆业的建厂。

    由于核级锆技术属于敏感技术，需要美国商务部另行审批并发放出口许可。为了早日获得锆技术出口许可，我们多次敦促西屋，并按照西屋的要求提交相关支持材料，在许可证条件不利于我们时，积极与西屋沟通，提出我们的修改意见，最终获得比较满意的结果，为锆材技术的转让和有效实施打下了良好的基础。

    现在，首批国核锆业的团组已经赴美国与西屋公司进行技术交流。西屋公司也已承诺，前三批技术文件将于2009年1月前提交国家核电。

　　9.目前已经签订合同的主要设备

    2008年，在国家发改委、国家能源局等国家部委的直接领导下，通过国家核电技术公司和各制造企业的不懈努力，AP1000的国产化工作取得了一定的进展。今后，我们将更加努力，高举核电设备国产化的大旗，积极推动AP1000的设备国产化工作，圆满完成依托项目的建设任务，为实现我国核电的自主化发展目标和振兴我国装备制造业做出贡献！

三代核电技术AP1000与EPR简介

  三代核电技术AP1000与EPR简介

1.AP1000与EPR简介

1.1 AP1000

西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。

2002年3月，核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分 析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。

AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳 内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。AP1000主要的设计特点包括：

（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计

AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应 用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽 发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力 容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。

（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性

AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依 赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。 针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。

在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯 熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10- 6/堆年的水平。

简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、 电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护， 提高经济性。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美 分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力。AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。

（3）严重事故预防与缓解措施

AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：

堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路。

为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计 （IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头 的堆芯熔融物。在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。对于AP1000，这些试验和分 析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔 融物和混凝土底板发生反应。

针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料 水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生 高压熔堆事故。

针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气 火焰对安全壳璧的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢 气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。

对于蒸汽爆事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下， 由于IVR技术的应用，堆芯熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。

对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀 在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。事故后长期 阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融 物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。

针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。

（4）仪控系统和主控室设计

AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免 发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈

（5）建造中大量采用模块化建造技术

AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其 中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于 容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各 个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。

通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个 月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。

2006年底，我国与美国签署AP1000的合作及技术转让合作备忘录；2007年,国家核电技术公司正式挂牌成立，其使命是通过对AP1000技术引进、消化、吸收，以及再创新，最终形成中国自主品牌的三代核电技术。2008年2月26日和7月29日，浙江三门、山东海阳两个自主化依托项目核岛负挖工程相继提前动工。

1.2欧洲先进压水堆EPR技术1.2.1欧洲先进压水堆发展情况简介

1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重 事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改 善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。目前 EPR正在进行补充设计。

1.2.2欧洲先进压水堆EPR设计特点

EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵 御外部灾害，内层为预应力混凝土。EPR主要的设计特点包括：

（1）安全性和经济性高

EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力， 改进人机接口，系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安 全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。

EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时 间16天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本 低于3欧分/kWh。

（2）严重事故预防与缓解措施

EPR设计中考虑了以下几类严重事故：

高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。

为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对 严重事故工况的卸压装置（900t/h），安全阀和卸压装置都通过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时 ，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失效后堆芯熔融物的散射。

针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。在设备间布置了40台大型氢复合器 ，在反应堆厂房升降机部位也安装了4台氢复合器。通过计算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷 ，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。

对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允 许承受的载荷能力，分析论证导致安全壳早期失效的压力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置 对付蒸汽爆炸事故。已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低的概率和/或爆炸性）。进一步的 试验仍在进行中。

对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进 入专用的展开隔室中展开。堆坑和展开隔室装有保护材料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温 度，改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线，安全壳内换料水箱的水非能 动地流入并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。

对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳 温度和压力。该系统可以从喷淋工作模式切换至直接冷却熔融物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期 地将熔融物和安全壳中的热量导出。

（3）仪控系统和主控室设计

EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先 进技术设备的优点。仪控采用4列布置，分别位于安全厂房的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的 高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。

2 第二代第三代核电站的衔接特点 

 2.1 SYSTEM80、M314和AP1000

从上世纪80年代中期开始，美国西屋公司致力于开发改进型压水堆——非能动先进压水堆。当时根据电力市场 环境条件和电力公司的建议，选择了600MWe级的容量作设计（AP600）。西屋公司投入了巨大的人力，完成了大 量的设计文件和试验研究。AP600设计经过美国核管会的技术审查，于1998年9月获得最终设计许可（Final  Design Approval）。1999年12月，核管会向西屋公司颁发了最终设计认证证书（Final Design Certification）。

近年来，随着美国电力市场非管制化的发展以及天然气价格的下跌，市场竞争要求进一步降低发电成本。由于 不能通过继续改进AP600设计达到新的目标，西屋公司决定提高电功率至百万千瓦级来提高非能动先进压水堆的 市场竞争能力。

AP1000堆芯采用成熟的、经工程验证的西屋公司加长堆芯设计（M314型），活性段高度14英尺，首炉装料157个 17×17 Performance+高性能燃料组件。压力容器内径3.98m，环锻结构；经验证的堆芯围筒，代替通常用的径向反射层，采用全焊接结构；堆芯测量系统经上封头穿出，取消下封头贯穿件；通过材料改进等措施保证压力容器60年设计寿命；堆内构件和控制棒驱动机构均应用M314堆型成熟技术。

就反应堆冷却剂系统而言，M314与AP1000相比堆芯尺寸没有太大的变化，但环路数不同，系统设置也变化极大 。System80的反应堆冷却剂系统为两环路，虽然与AP1000环路数相同，但System 80装载177个型号为Turbo的燃 料组件，燃料组件与其他堆芯相差很大，完全不兼容，AP1000的主泵为全密封屏蔽泵，直接倒挂在SG出口空腔 ，与System80相差甚大。M314和System80原始设计中没有考虑LBB准则，而在AP1000设计中采用了LBB技术。很多在役的M314和System80电厂为了简化系统，节约运行维护费用，提高电厂的安全性和经济性，应用LBB技术进行了改造。因此从第二代NPP过渡到采用LBB技术的第三代不存在技术上的问题。

AP1000相对于第二代NPP，采用了非能动的安全系统，大大提高了机组的安全性。

M314和System80的抗震设计输入较低，而AP1000增大到0.3g，机组抗震能力提高，可适应更广泛的厂址。从抗 震设计的角度，第三代NPP的结构有所改进，另外，M314和System80的设计中考虑OBE、SSE两级地震水平，而在AP1000设计中，已将OBE从设计考虑中删去，只按SSE进行抗震设计。

M314、System 80的仪控系统主要采用的是模拟技术，其技术经过多年的发展，已非常成熟。AP1000采用更先进 的数字化仪表和控制系统。综上所述，AP1000是革新型第三代核电站，与第二代相比变化很大。从M314过渡到AP1000，在反应堆方面较容易，系统设置需做一定变动；从System 80过渡到AP1000，难度较大。

2.2 N4、M310和EPR

二十世纪七十年代，法国从美国西屋公司引进M312核电技术，先后建造了一批M312核电机组（CPY型，M310型） ；从1977年起，采用西屋公司M414核电技术，建造了20台四环路的P4/P’4核电机组；从1984年起开发、建造N4型四环路150万千瓦级核电机组。

九十年代末，法国法玛通公司和西门子公司联合开发新一代压水堆核电机组EPR，目标是根据欧洲用户要求 （EUR）设计新一代核电机组，以替代二十一世纪退役核电站。其设计综合了法国N4核电站和德国Konvoi核电站 的优点和运行经验反馈，是全面满足欧洲电力公司要求文件（EUR）的第三代改进型先进PWR核电站，已经法国 和德国核安全当局审核批准，具备了作出决定开工建造第一台机组的条件，但尚未有具体建造计划。

EPR合作开发单位选择了在现有技术基础上进行改进的方式开发EPR，在设计中也对非能动系统应用进行了研究 ，也采用了一些特殊的非能动部件。

EPR设备和部件设计尽可能吸收了法国N4和德国Konvoi机组的技术和经验反馈。当采用新技术时，通过配套的综 合研发和试验计划对其进行验证。主回路设计和布置与N4机组极其相近，可以看作经过验证。堆内构件总体布 置、材料与N4相似，堆芯测量装置和控制棒导向管设计则以Konvoi设计为基础，布置在压力容器上封头，避免 在压力容器底部使用贯穿件，下封头空间供处理严重事故使用。

M310为大亚湾核电站和岭澳核电站采用的堆型。采用12英尺燃料组件，三环路布置方式。

综上所述，EPR为改进型第三代核电站，基于能动设计思想。N4采用14英尺燃料组件、四环路布置方式，过渡到 EPR相对较容易；M310采用12英尺燃料组件、三环路布置方式，过渡到EPR相对较难。

3 技术升级便捷程度分析比较

3.1 System80、M314和AP1000

AP1000属第三代革新型先进PWR核电站。采用成熟的技术，通过系统简化、减少设备以及采用非能动专设安全设 施，显著提升了电厂安全性、经济性，满足URD有关要求。由于采用非能动技术，技术难度较大，目前尚无工程 经验。M314与AP1000反应堆基本相同，都装载157个燃料组件，堆芯尺寸没有变化，但环路数不同，系统设置变化较大；虽然System 80环路数与AP1000相同，但反应堆和主回路设置相差很大。从M314升级到AP1000比从System 80升级到AP1000稍容易一些。

3.2 N4、M310和EPR

由M310、N4发展至EPR，安全系统仍保持能动基础，通过增加安全系列，采用多样化设施，改进技术，加强严重 事故对策，提高设备可靠性，来提高安全性；并采取一些措施，来降低发电成本，满足EUR对新一代核电机组要 求。EPR属第三代改进型先进PWR核电站。从N4升级到EPR比从M310升级到EPR稍容易一些。