核能档案52——世界乏燃料后处理工业现状
法国核电工业发达，现有58台核电机组在运行，总装机容量约63吉瓦，年发电量约4210亿千瓦时，约占全国总发电量的75%。这些核电机组在发电的同时，也产生大量的乏燃料。法国采取闭合式燃料循环政策，即对核电厂产生的乏燃料进行后处理，回收其包含的铀和钚，并制成燃料继续在反应堆中循环使用。采取闭式燃料循环政策的国家还有日本、俄罗斯、印度等国，就目前的情况看，法国的商业乏燃料后处理及再循环工业是世界上规模最大、工艺最成熟、技术最先进的。
大型商业后处理活动：不可比拟的“阿格地位”
法国先后建成过UP1、UP2和UP3三座商业后处理车间，其中位于马库勒场址的UP1于1958年投运，主要用于军事目的，已于1997年关闭，UP2和UP3均位于阿格后处理厂。经过40年的发展，阿格后处理厂如今已成为法国甚至是世界上规模最大、技术最先进、工艺最成熟的商业轻水堆乏燃料后处理基地。它不仅处理法国国内的乏燃料，还为德国、日本、意大利等国处理进口乏燃料。该厂运行至今未发生过任何重大事故，成为成熟商业后处理的典范。该工厂目前拥有6000多名员工。
阿格后处理厂现有两个后处理车间在运行，即UP2-800和
UP3，均使用成熟的PUREX工艺。UP2于1962年动工兴建，1967年1月投产，曾处理过石墨气冷堆、快中子堆以及轻水堆等多种堆型的乏燃料，处理能力为400吨/年，但经过改造后每年可处理800多吨轻水堆乏燃料，并更名为
UP2-800；UP3由7个国家（不包括法国）的外国客户共同出资兴建，于1990年投入商运，额定处理能力为800吨/年。两个车间的总处理能力约为1700吨/年，若满负荷运行，可承担90～100台百万千瓦级核电机组每年产生的乏燃料的后处理任务。目前，全球的轻水堆乏燃料后处理能力总计约为3000吨/年，而阿格后处理厂占到其中一半以上，可见其在世界乏燃料后处理领域拥有不可比拟的地位。
在阿格工厂，后处理作业可回收99.9%的钚和铀，仅剩下约3%的物质成为高放废物，经过玻璃固化后存于现场，等待最终处置。目前，阿格后处理厂的典型进料是铀235浓度为3.7%、燃耗为45GWd/t、冷却4年后的压水堆和沸水堆乏燃料。
法国电力公司目前每年产生约1200吨乏燃料，在2009年以前每年将其中的850吨运往阿格后处理厂进行处理，可回收约8.5吨钚和810吨堆后铀（RepU），其中回收的钚被立即送往马库勒（Marcoule）工厂制造成约100吨混合氧化物燃料（MOX）。从2010年起，法国电力公司每年送至阿格后处理厂的乏燃料增加到了1050吨。
在2011年之前的几年，由于大部分海外合同到期，加之没有签署新合同，阿格后处理厂的实际年产量仅为800~1000吨乏燃料。2011年下半年，阿海珐集团与国内外企业签订了若干份新合同，使其实际产量在2012~2014年将达到1250吨，2015年以后的目标产量为1500吨/年。2012年该工厂共为法国和荷兰电力公司处理了1023吨乏燃料，其中绝大部分来自法国电力公司。
阿格后处理厂自建成以来，除承担国内的乏燃料后处理任务之外，还承担了大批来自德国、日本、比利时、荷兰、瑞士等国的后处理任务，获得了较好的经济效益。截至2009年年末，阿格后处理厂累计处理了约2.7万吨来自国内外的轻水堆乏燃料，其中相当大一部分来自国外。从某种程度上讲，在过去20年中，如果没有外国客户的支撑，法国商业后处理工业很难取得如此辉煌的成就。
核燃料再循环：MOX燃料计划
法国目前正在其轻水堆中使用通过乏燃料后处理提取的大
量堆后铀和钚。据法国电力公司估算，其约20%的发电量来自回收材料钚和铀。
与其他核电发达国家类似，法国最初的闭式核燃料策略是通过后处理将乏燃料中包含的钚提取出来，制成燃料后在快中子增殖堆中循环使用。因此，在建设大型后处理设施的同时，法国于1967年投运了实验快堆，1973年投运了“凤凰”快堆，
1976年又决定建设“超凤凰”快堆，当时的预计是到2000年“超凤凰”型快堆将投入大规模应用。然而，到了上世纪80年代，石油价格下降，天然铀价格也随之下降，而燃料循环后段价格却在上升，加之快堆研发挫折不断，法国不得不调整核燃料循环战略，转向在热堆中燃烧后处理产生的铀和钚。法国电力公司的堆后铀在皮埃尔拉特转化厂转化成U3O8以便进行中间贮存，或转化成UF6后在皮埃尔拉特铀浓缩厂或俄罗斯谢韦尔斯克（Seversk）铀浓缩厂进行再浓缩。法国每年约有500吨堆后铀（UF6）送至俄罗斯谢韦尔斯克设施进行再浓缩，浓缩后的UF6被送至阿海珐的罗芒工厂转化成UO2并制成燃料组件。法国电力公司自20世纪80年代以后就在其90万千瓦级动力堆中使用这种燃料。截止到2010年年底，法国电力公司的堆后铀库存达到2.4万吨，分布于4个场址，成为一种战略资源。
法国于1987年发起轻水堆MOX（混合氧化物）燃料计划，目标是在其所有90万千瓦级核电反应堆中使用MOX燃料，以便尽快消耗不断增加的商业钚库存。目前，法国电力公司共有20台90万千瓦级反应堆正在使用MOX燃料，其许可MOX装料比例为30%，但实际用量低于这个比例，这是法国电力公司的商业钚库存从1988年的不到1吨猛增至2005年50.9吨的原因之一。2007年法国电力公司使用的MOX 燃料的最高平均钚含量从7.08%提高到8.65%。
法国共建设过3座MOX燃料制造设施，目前仅剩下梅洛克斯工厂在运行，它也是目前全球唯一正在运行的商业规模MOX燃料制造设施。该厂于1990年动工兴建，1995年投运，1997年产能达到100吨/年。2003年该厂的许可产能从145吨/年提高到195吨/年。截止到2008年年末，阿海珐持有30吨/年的MOX燃料出口合同，主要来自日本和德国。2008年年底，阿海珐和法国电力公司宣布把乏燃料后处理和再循环协议延长到2040年，从而确保阿格后处理厂和梅洛克斯MOX燃料制造厂可以得到持续发展。为此，阿海珐打算到2015年将阿格工厂的实际后处理产能提高到1500吨/年。这使法国电力公司每年送至阿格后处理厂进行处理的乏燃料从2010年起可增加到1050吨，梅洛克斯工厂的MOX 燃料年产量从100吨增加到120吨。该协议还意味着法国电力公司将循环使用乏MOX燃料。
使用后的乏MOX燃料和乏堆后铀目前被临时贮存起来，等待未来各种条件成熟之时再进行后处理，然后在第四代核能系统中使用提取出来的钚。
新型后处理技术的开发：为第四代核能系统的工业应用做技术准备
法国目前正在研究和开发3种先进的后处理流程，分别是COEX、DIAMEX-SANEX和GANEX。其中，COEX流程已经比较成熟。
阿海珐于2007年完成“一体化再循环工厂”的设计，并计划于2020年采用COEX流程建成第三代后处理厂。COEX流程属于第三代后处理技术，可将铀、钚（通常还有镎）共同提取出来并提取出纯铀。
DIAMEX-SANEX流程可选择性地把长寿命放射性核素（重点是镅和锔的分离）与短寿命裂变产物分开。该流程可与COEX（在铀、钚、镎分离之后）联合使用。铀-钚和次锕系元素可在快堆中循环使用。
GANEX流程可使钚和铀共沉淀（和COEX流程一样），然
后使次锕系元素和一些镧系元素与短寿命裂变产物分离。铀、钚和次锕系元素共同成为快堆燃料，镧系元素成为废物。作为法国-日本-美国全球锕系元素循环国际论证计划（GACID）的一部分，这种流程从2008年起开始进行示范论证。目前，示范工作预计已经完成，正在制造燃料元件。从2020年起，燃料组件将被装入日本文殊快堆进行辐照测试。
为了论证这些技术的工业可行性，法国可能会建造两座中试厂。一座可能基于COEX流程，旨在为法国原子能和替代能源委员会拟于2020年建成的第四代核能系统（快堆）制造
驱动燃料。另一座用于制造含有次锕系元素的燃料组件，以便在快堆上进行辐照测试。法国的长远目标是到2040年左
右为第四代核能系统的工业应用做好技术准备，届时阿格后处理厂将被新的一体化核燃料循环设施所取代。
技术输出：将后处理技术推向国际市场
法国不仅在国内从事乏燃料后处理技术开发和应用活动，还努力将其先进的后处理技术推向国际市场。
日本的六所村商业后处理厂就是以阿格后处理厂的UP3车间为模板建造，兼顾英国和德国的一些技术，并且尽可能多地使用本国技术设备，以利于日本将来建设自己的后处理设施。该厂的设计年处理能力为800吨，于1991年开工建设，目前正处于最后的测试阶段，预计于2013年10月正式投运。此外，近几年来美国也对法国后处理技术表现出兴趣。对此，阿海珐积极响应，向美国政府建议耗资两百多亿美元，采用法国的成熟技术，建设一座产能为2500吨/年的乏燃料后处理厂和一座MOX燃料制造厂。目前，阿海珐已经与美国杜克能源公司建立联盟，准备向美国能源部提交建设MOX燃料制造厂的申请。
各国乏燃料后处理新动向
英国
英国一直坚持乏燃料后处理政策，在后处理、核废物管理与处置、核退役等方面都拥有一定的工业基础和技术。英国的后处理厂主要在塞拉菲尔德与唐瑞这两个基地。塞拉菲尔德是目前英国最大的核基地。塞拉菲尔德的THORP后处理厂于1974年提出建设构想，经过20多年的努力，于1992年完工，1994年开始剪切辐照燃料试运行，1997年获得英国
核设施检察局（NII）颁发的运行许可证。
据2013年1月的消息称，英国电网公司旗下的SizewellB 核电站已开始实施一项为期两年的项目，建造一座干法乏燃料贮存库，该设施将在2015年投入使用，届时该电站乏燃料贮存池达到设计容量。从2015年起，新的干法乏燃料贮存库将贮存核电站寿期内的乏燃料，直到深地质处置设施可用。虽然世界很多地方都在使用乏燃料干法贮存，但SizewellB是英国的第一座贮存设施，该设施预计在2035年停止运行。
日本
1977年，日本运行了东海村后处理厂（TPR），目前已完成热试、位于青森县的新的后处理厂六个所，年处理能力为800吨铀，其水池贮存能力为3000吨，并能贮存从英国和法国后处理厂返回日本的放射性废物，六个所后处理厂包括乏燃料接收与贮存、首端、主工艺和废物处置与贮存车间。
而据2013年1月7日的消息称，日本政府正在考虑为韩国、越南和其他亚洲国家后处理乏燃料棒。日本是世界上唯一没有核武器、却拥有后处理乏燃料棒的设施、能够生产武器级钚的国家。允许日本后处理乏燃料棒的日美双边核能协定将在2018年到期，美国可能坚持修改协议，进一步限制日本后处理能力。
俄罗斯
于1976年4月投入试运行的RT1后处理厂是目前俄罗斯仍在运行的后处理厂，年处理能力为400吨/年。2011年12月，俄罗斯新的一个乏燃料贮存设施在东西伯利亚投运，据介绍，随着乏燃料后处理设施的运行，俄罗斯核电厂95%的乏燃料都可以回到核燃料循环中。
此外，今年2月，俄罗斯国家核能公司Rosatom宣布，位于热列兹诺戈尔斯克的乏燃料再处理示范厂已启动招标工作。根据招标文件的条款，乏燃料再处理厂必须在2015年12月10日前投入运行，试点示范中心初期将用于开发和测试VVER-1000反应堆乏燃料再处理的新技术，预计后期可开发快堆乏燃料再处理技术。
印度
印度是继美、法之后建成水法PUREX后处理流程的第三个国家，也是目前继英、法之后第三个运行商业后处理厂的国家。印度在上世纪50年代就开始后处理技术的研究，最早的特朗贝中试厂于1964年投运，采用了通用的PUREX流程，经过改进，其年处理能力从30吨扩大到60吨。在特朗贝中试厂成功运行后，印度先后又建成了塔拉普尔和卡尔帕卡姆两座后处理厂，塔拉普尔后处理厂（PREFRE1）于1974年投产，主要处理重水堆燃料，设计能力为100吨/年，1990年实际能力达到150吨/年。
2011年1月，印度新落成一个后处理厂，位于印度塔拉普
尔(Tarapur)，其将从乏燃料中提取出供快堆使用的铀和钚。美国
美国是最早建成军用和商用后处理厂的国家，在上世纪70
年代初建成了处理能力为1500吨/年的商用后处理厂，现在通用的后处理PUREX流程是美国率先开发出来的。但是，1977年卡特政府宣布无限期推迟商业后处理政策，后来虽
然里根政府表示采取积极步骤支持商业后处理，但美国至今没有商业后处理厂运行。然而，美国的商用后处理厂虽叫停，后处理技术的研发却并未停止，在全球后处理厂的技术研发市场上，美国仍具有强大的话语权。
据4月初的相关消息报道，在2014财年预算申请为核废物研发增加了6000万美元之后，美国能源部（DOE）在4月16日宣布要推动核废物管理计划，从而找到乏燃料的解决方案。
DOE计划在今后5年向电力研究所领导的项目投入1580万美元，电力研究所的项目包括设计和验证从商业核电厂取出的高燃耗乏燃料的干法贮存罐技术。年初，DOE发布了管理处置乏燃料及高放废物的战略，该战略要求到2021年建立
一个暂时贮存中试设施，主要接收关闭反应堆场址的乏燃料，以及到2025年建立一个较大的暂时贮存设施。DOE的计划要求到2048年建立一个地质处置库。
F 49 EJ/T 939—1995 核燃料后处理厂 建（构）筑物、系统和部件的分级准则 1995-07-05发布 1995-11-01实施 中国核工业总公司发布 附加说明： 本标准由中国核工业总公司科技局提出。 本标准由核工业第二研究设计院负责起草。 本主要起草人：李守成、易著贵、李光鸿、林懋贞、杨鑫荣。 1主题内容与适用范围 本标准规定了核燃料后处理厂（简称后处理厂）建（构）筑物、系统和部件的安全分级方法以及安全分级、抗震分类、质量保证分级的准则及其设计要求。 本标准适用于后处理厂及其附属的乏燃料湿法贮存及各类放射性废物管理设施的设计、采购、制造、建造、安装、检验、调试和运行。 2引用标准 GBJ 11 建筑抗震设计规范 GB/T 19000 质量管理和质量保证标准——选择和使用指南 GB/T 19001 质量体系——设计/开发、生产、安装和服务的质量保证模式GB/T 19002 质量体系——生产和安装的质量保证模式 GB/T 19003 质量体系——最终检验和试验的质量保证模式 HAF 0101 核电厂厂址选择中的地震问题 HAF 0102 核电厂的地震分析及试验 HAF 0201 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级HAF 0400 核电厂质量保证安全规定 EJ 313 压水堆核电厂系统部件安全等级的划分 EJ 877 核燃料后处理厂安全设计准则
3 术语 3.1物项 包括建（构）筑物、系统、部件、零件或材料的概括性术语。 3.2 运行安全地震动（简称SL1） 运行安全地震动是在分析后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为2×10-3的地震动值所确定的一种地震，其加速度峰值不得小于对应于极限安全地震动的一半。当发生这种地震时，与核安全有关的设施应能继续运行并维持其核安全功能。 3.3 极限安全地震动（简称SL2） 极限安全地震动是在考虑后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为10-4的地震动值所确定的最大地震。当发生这种地震时，与核安全有关的建（构）筑物、系统和部件仍需保持其核安全功能。 3.4 核安全功能（简称安全功能） 为安全着想必须完成的某一特定目的。后处理厂的核安全功能必须确保； a．在事故工况期间及事故工况后后处理厂能安全停车并保持其安全停车状态； b．防止运行工况和事故工况下放射性物质在厂区内外的释放量超过相应规定值； c．防止事故工况下造成的对厂区工作人员和公众的辐照剂量超过规定值。 4 安全分级方法 4.1概述 划分后处理厂各物项安全等级之目的是为制订不同等级物项的设计要求提供基准。不同安全等级物项的设计要求必须通过与其相应的抗震和质量保证要求给予保证，以确保它们执行的安全功能和其可靠性相一致。安全分级、抗震分类和质量保证分级的关系见下表。
当今世界各国核电发展情况介绍 导语：全球首座商用核动力电站开始于20世纪50年代，目前全球有445座商用核动力反应堆在31个国家运行，总装机容量达387GW，另有64座在建。作为持续、可靠的低碳能源，核电已向全球提供超过11%的电能。此外，还有大约240座研究堆运行在56个国家，180座动力堆为大约140支舰船、潜艇提供着动力。总体情况核裂变能技术(特定原子核分裂释放大量能量)首先发展于20世纪40年代，从二战期间直到1945年，研究主要集中在利用特定核素(铀或钚)的原子核分裂所释放出的大量能量以制造炸弹，即原子弹。到20世纪50年代，核裂变能技术开始转向和平利用，主要是用于核动力发电。如今，在世界电力能源中，核电已具备举足轻重的地位。目前，民用核电已拥有超过1.65万堆年的运行经验，并且占世界电力能源供给的11.5%(来自31个国家的核动力发电)。另外许多国家建造了不少研究堆，一方面为科学研究提供中子源束流;另一方面用于制造医用、工业用同位素。众所周知，目前仅有8个国家具有核武器制造能力。于此相比，却有56个国家运行着大约240座民用研究堆。超过1/3存在于发展中国家。目前31个国家拥有445台商业核动力反应堆，总装机容量达387GW，这一发电量超过法国或德国所有电力来源的3
倍不止。另外还有64座商用核动力反应堆在建，相当于目前核电装机容量的18%。同时，已有150多座商用核动力反应堆具有明确的建设计划，相当于目前核电装机容量的一半。全球16个国家在很大程度上依赖于核电，其核电占比超过本国电力供给的1/4。法国电力来源中，核电贡献3/4左右;比利时、捷克、芬兰、匈牙利、斯洛伐克、瑞典、瑞士，斯洛文尼亚，乌克兰等国的核电占比达1/3或更多;南韩、保加利亚核电提供30%以上的电能;美国、英国、西班牙、罗马尼亚核电占各国电能的20%;日本过去很大成分上依赖核电，占比超过1/4，目前期望返回当时水平。在那些不持有核电厂的国家中，意大利和丹麦，能源供给中，有10%来自于核电。世界各国情况中国中国政府计划到2020年，核电装机容量将达到在运58GW，在建30GW。从2002年到2015年内，中国已完成了28台新核电机组的建造及开始运营。目前已有33台机组在运，22台机组在建，其中包括4台AP1000核电机组(全球首堆)和高温气冷堆示范电厂，更多机组还在计划建造中，可能将会在三年内开始。另外，中国已经开始了出口国产反应堆设计，中国核反应堆技术的研究与发展同样是首屈一指。印度根据国家能源政策，印度核电发展目标是：到2020年达到装机14.5 GW，包括轻水堆、重水堆及快堆。目前，印度除了21台机组已在运外，另外还有6台机组在建，包括国产和进口的设
世界核电发展概述 中国核电建设历程 （一）世界核电发展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年主要国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年主要国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。主要内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。
1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严重事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典帮助，大火七天扑灭。其原因是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，接受国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津诞生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个掌握的国家。
世界核电发展概述中国核电建设简史 中国核电建设历程 （一）世界核电进展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年要紧国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年要紧国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。要紧内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。
1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严峻事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典关心，大火七天扑灭。其缘故是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，同意国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津产生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个把握的国家。
我国核能发展现状 目前我们国家核能起着相当重要的作用，核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一，经过半个多世纪的发展，核技术已经渗透到能源、工业、农业、医疗、环保等各个领域，特别是核能在电力工业成功运用，为提高各位人们的生活质量与水平作出了重要贡献。 目前核电约占世界总发电量的16%，与水电、火电一起构成电力能源三大支柱，核能技术不断发展和进步寄托着人类对未来的希望，它将成为最终解决全球可持续发展的综合能源之一。世界50多年的核能发展表明，核能不失为一种清洁、安全和经济的能源，随着我国经济的持续高速发展，毕竟对能源提出快速增长要求，而我国目前以煤炭为主的能源结构又与日益严重的环境问题日益相关，所以发展核能是解决我国能源短缺、改善能源结构、控制环境污染、保障能源结构重要途径之一。 中国建设的第一座核电厂1991年建成投产，结束了中国大陆无核电力的历史，1994年投产大电站，1996年中国又自主设计建设了二级核电站，三级核电站，随着最近广东核电厂投入，我国目前公共12组核电机组投入运行，运行的核电机组安全状况良好，平均用于值可达到85%，核电辐射水平一直保持在本地水平。 到目前为止我国已合作了12个核电项目，共31台机组，合作规模达到3378万千瓦，已开工建设24台，建成规模2660万千瓦。核电作为我国新能源的主力军，正面临着难得的发展机遇，进入了批量化、规模化的发展阶段，目前我国引进三代核技术AP1千以及EP2顺利建成，它在中国经济快捷的发展，对核燃料的高效利用以及对减少高排放物发挥了重大的效应。 07年3月，随着中美间两份重要协议《核岛供货合同框架协议》和《技术转让合同的框架协议》的签署，美国西屋公司和绍尔公司组成的西屋联合体在中国的第三代核电招标中正式中标，AP1000成为三代核电自主化依托项目所选择的技术路线，世界上最先进的第三代核电技术AP1000落户中国。 AP1000技术虽然先进，但到目前为止世界上尚没有一座建成的电站，中国将是第一个“品尝”这一技术的国家。我国的研究人员从AP600到AP1000进行了十多年的研究，对这一技术有较深入的了解。第三代技术是从第二代发展来的，其主要系统均有工程实践，只是核电站安全系统设计理念不同，AP1000使用的是非能动的方式。 作为第三代核电站，AP1000具有良好的安全性和经济性。第二代核电站主要是上世纪70年代根据当时安全法规设计的。其设计基准不考虑核电站严重事故(如
世界核电站建设现状及前景 胡经国 人类使用的能源已由木材时代、煤炭时代、石油时代进入到核能时代。利用核裂变反应产生的巨大能量—核裂变能（本文所说的核能是指核裂变能）发电已有30多年的历史。今天，核能已成为技术上最成熟、安全、经济、清洁、最有潜力和发展前途的一种新能源。在当今世界能源日益紧缺的情况下，建设核电站对于世界经济的发展具有重要的战略意义。尽管发生了美国三里岛和苏联切尔诺贝利核电站事故，但是世界核电站建设仍然在持续、稳定地向前发展。 到1983年9月，全世界已有20多个国家和地区拥有在运转的核电站270多座，总装机容量为1700亿瓦。同时，在建和拟建的核电站尚有200多座。 据国际原子能机构统计，1984年，全世界有34座核电站投产发电，使世界核电站发电量增长17%，达到2200亿瓦。当年，全世界新建核电站14座。 到1986年底，全世界在运转的核电站达到376座，总装机容量达到2769.75亿瓦；在建的核电站有135座，总装机容量为1469.31亿瓦；拟建的核电站有124座，总装机容量为1218.9亿瓦。 到1987年6月底，全世界在运转的核电站有389座，总装机容量达到3000亿瓦。当时，世界各国核电站所提供的电力，相当于700多万桶石油的能量。去年，全世界又增加了20座核电站，使世界核电站总数达到420座。 据预测，到2000年，全世界已安装的核电站的装机容量将达到4970～6460亿瓦；到2025年，将增加到8750～21600亿瓦。 到1986年底，核电站发电量占世界发电总量的比重已上升到了15%。同时，核电站发电量占各国发电总量的比重，法国为70%，比利时为67%，瑞典为50%，瑞士和西德两国分别为39%和30%，日本和美国两国分别为25%和17%。 据预测，到2000年，核电站发电量占世界发电总量的比重，将从现在的15%上升到20%～30%。 目前，全世界的核电站都是利用铀235或钚239等容易裂变的同位素，通过核裂变反应获得巨大的能量的。近几年来，一些工业发达国家正在加紧研究通过受控核聚变反应获得更加巨大的能量。科学家们预测，到本世纪末，受控核聚变技术将获得重大突破。到21世纪，人类通过受控核聚变反应所获得的能量将会越来越多。核能在世界能源消费结构中的比
中国核电发展现状及未来发展趋势 山东大学 能源与动力工程学院 公元1964，中国西北，罗布泊的一声巨响，向世界宣告，中国拥有了自己的核武器。 1970年12月26日，中国第一艘核潜艇下水，代表我国开始使用核动力。 1991年12月15日，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——秦山核电站正式并网发电，代表着中国在和平利用核能的道路上迈出了坚实的第一步。 漫漫征途，从中国第一次核试验，到第一核电机组并网发电，中国核能利用已经走过了近三十年。在党中央、国务院的正确领导下，我国核电经过20多年的发展，取得了显著成绩。核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成。三十年风风雨雨，三十年艰苦历程。中国核电从无到有，为共和国的华美乐章添加了最美妙的音符。 我国核电现状 从上世纪80年代起，经过起步和小批量两个阶段的建设，我国目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。截至到2004年9月，我国共有9台核电机组投入运行，装机容量达到700万千瓦。2003年底，我国核电装机容量和核发电总量，分别占我国电力总装机容量和发电量的1.7%和2.3%。在浙江、广东两省，2003年核发电量均超过本省总发电量的13%，核电成为当地电力供应的重要支柱。 与此同时，通过引进与自主研发，我国在核电站维护运营及设计方面都有了很大的的进步：秦山一期核电站已经安全运行13年，在2003年结束的第七个燃料循环中创造了连续安全运行443天的国内核电站最好成绩，2003年世界核电运营者协会（WANO）九项性能指标中，秦山核电站有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平。秦山二期国产化核电站全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电站的重大跨越，比投资1330美元/千瓦，国产化率55%，经受住了初步运行考验，表现出了优良的性能，实现了较好的经济效益和社会效益。秦山三期重水堆核电站提前建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电站的多项纪录。 广东大亚湾核电站投运10年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好的经济效益。广东岭澳核电站也已经全面建成投产并取得良好的运行业绩。江苏田湾核电站1号机组正在调试过程中。此外，我国出口巴基斯坦的恰希玛核电站2000年6月并网发电，2003年负荷因子达到85%。 我国核电当前技术水平与发展情况 进入二十一世纪，传统能源的利用程度已经接近极限，而且，由于工业革命以来，人类对化石能源的过分利用，对环境造成了难以消除的影响。今天，面对油价高涨，能源短缺，各国都在寻找能源的解决办法。中国科学院学部核能发展战略咨询组起草的一份战略研究报告指出，我国能源供应面临三大挑战：第一，能源发展需求与我国能源资源人均拥有量不足之间的矛盾；第二，以煤为主的能源结构不合理，大量燃煤造成严重的环境污染和温室气体问题；第三，能源利用效率不高，能源浪费比较严重。为应对上述挑战，我国将强化节能和提高能效作为基本国策放在首位，并逐步调整和优化能源结构，逐步降低化石能源的消耗份额，提高新能源的份额。而“在各种替代能源中，只有核能既是一种经济、安全、洁净的能源，又可大规模地替代化石能源。只有积极发展核
第一章 1-1.核燃料的内涵是什么,核燃料循环这一概念是如何形成的? 1-2.核燃料后处理的任务及其产品形式是什么? 1-3.简述核燃料后处理厂的特点. 1-4.核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发? 1-5.简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺过程. 第二章 2-1.理解、记忆铀、钚、次锕系元素的重要化学性质。 2-2.理解、记忆裂变碎片元素的重要化学性质。 2-3.理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念：分配系数、分离系数、净化系数。 2-4.理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀、钚的因素。 2-5.了解磷酸三丁酯对裂片元素的萃取性能。 2-6.理解磷酸三丁酯及稀释剂化学分解和辐射降解的过程，降解产物的种类及其对Purex工艺的影响。 2-7.理解多级逆流萃取-洗涤过程及其定量描述方法。 第三章 3-1.简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响。 3-2.理解并记忆核燃料后处理工艺原理流程框图。 3-3.简述世界各国应用Purex工艺流程概况。 3-4.乏燃料元件运输过程中要考虑哪些问题？ 3-5.简述快中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤。 3-6.乏燃料组件放置（冷却）贮存的目的是什么？ 第四章 4-1.水法核燃料后处理工艺的首段处理包括哪些步骤？ 4-2.乏燃料元件的脱壳方法有哪几种？简述各种脱壳方法的优缺点及其实用性。 4-3.理解、掌握乏燃料芯体溶解反应、溶解过程及操作要点。 4-4. 1AF料液制备中要考虑哪些问题？ 4-5.试比较生产堆、动力堆和其他堆型乏燃料首段处理的特点和工艺要求。
4-6.可以采取哪些措施来降低溶芯过程的酸耗？ 第五章 5-1.为什么说，确保共去污-分离循环的安全稳定运行是后处理厂的关键环节之一？ 5-2.理解、记忆铀钚共去污-分离工艺过程； 5-3.简述几种还原钚（Ⅳ）实现铀钚分离的方法，针对这些方法的优缺点，你能提出什么新创意？ 5-4.你能对1A槽（柱）和1B槽（柱）的运行提出什么建议吗？ 5-5.循环经济在铀钚共去污-分离循环流程中有哪些体现？ 第六章 6-1.理解、记忆制定钚的萃取净化循环流程时各参数的依据。 6-2.钚的尾端处理涵盖哪些内容？ 6-3.为什么说，可将核燃料后处理厂与动力堆铀钚氧化物混合燃料元件制造厂合并？ 6-4.后处理厂的产品与燃料元件制造厂、铀同位素分离厂有什么关联？ 第七章 7-1.理解、记忆铀的萃取净化循环流程及工艺参数的选择依据。 7-2.在什么情况下需用三个萃取循环净化铀？在什么情况下只需用两个萃取循环加硅胶柱吸附净化铀？ 7-3.为什么要进行硝酸铀酰的脱硝与还原？ 7-4.硝酸铀酰的脱水、脱硝有哪些方法，各自有哪些优缺点？ 7-5.理解、记忆一步脱硝-还原二氧化铀的原理、工艺流程和主要设备。 第九章 9-1.理解、分析后处理厂放射性三废的来源，废物处理、处置的基本原则，提出你的减量设想。 9-2.理解、记忆并能灵活应用放射性废水的处理技术。 9-3.理解、分析高放废液的综合利用与最终处置途径。 9-4.根据可持续发展原理、核燃料闭式循环及循环经济概念，发表你对核燃料后处理厂产生的三废的处理、处置的创新设想。 9-5.设计某后处理厂高放废液的贮存设备。
国际核电发展现状 来源：秦山核电有限公司发布日期:2009-02-09 核电自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电，1954年6月苏联第一座核电厂首次向电网送电，到现在已有近50年的历史，大致经过了验证示范、高速发展和滞 缓发展三个阶段。现在处于复苏之前的过渡阶段。 验证示范阶段1942年12月美国在芝加哥大学建成世界上第一座核反应堆，证明了实现受控核裂变链式反应的可能性。但当时正处于第二次世界大战期间，核能主要为军用服务。美国、苏联、英国和法国，配合原子弹的发展，先后建成了一批钚生产堆，随后开发了潜艇推进动力堆。 从50年代初开始，美、苏、英、法等国把核能部分地转向民用，利用已有的军用核技术，开发建造以发电为目的的反应堆，从而进入核电验证示范的阶段。美国在潜艇动力堆的技术基础上，于1957年12月建成希平港(Shippingport)压水堆核电厂，于1960年7月建成德累斯顿(Dres den-1)沸水堆核电厂，为轻水堆核电的发展开辟了道路。英国于1956年10月建成卡尔德霍尔(C alder Hall A)产钚、发电两用的石墨气冷堆核电厂。苏联于1954年建成奥布宁斯克（APS-1）压力管式石墨水冷堆核电厂后，于1964年建成新沃罗涅日压水堆核电厂。加拿大于1962年建成N PD天然铀重水堆核电厂。这些核电厂显示出比较成熟的技术和低廉的发电成本，为核电的商用推广 打下了基础。 高速发展阶段60年代末70年代初各工业发达国家的经济处于上升时期，电力需求以十年翻了一番的速度迅速增长。各国出于对化石燃料资源供应的担心，寄希望于核电。美、苏、英、法等国都制订了庞大的核电发展计划。后起的联邦德国和日本，也挤进了发展核电的行列。一些发展中国家，如印度、阿根廷、巴西等，则以购买成套设备的方式开始进行核电厂建设。 美国轻水堆核电的经济性得到验证之后，首先形成核电厂建设的第一个高潮，1967年核电厂订货达到25.6GW；从1969年开始，美国核电总装机容量超过英国，居世界第一位，1973年美国核电总装机容量占世界的2/3。1973年世界第一次石油危机后，为摆脱对中东石油的依赖，形成了第二个核电厂建设高潮。1973、1974年两年，共订货66.9GW，核电设备制造能力达到每年2 5~30GW。美国还通过出口轻水堆技术和开放分离功市场，使轻水堆成为世界核电厂建设的主导堆 型。 在核电大发展的形势下，美、英、法、联邦德国等国还积极开发了快中子增殖堆和高温气冷 堆，建成一批实验堆和原型堆。 滞缓发展阶段1979年世界发生了第二次石油危机。在这以后，各国经济发展速度迅速减缓，加上大规模的节能措施和产业结构调整，电力需求增长率大幅度下降。1980年仅增长1.7%，19 82年下降了2.3%。许多新的核电厂建设项目被停止或推迟，订货合同被取消。例如1983年以前
界面污物：溶解产品液含有少量二氧化硅和其他胶体沉淀。进入萃取设备后，含Si 微粒容易积累在两相界面附近，吸附Zr-Nb 裂片，与溶剂降解产物结合形成界面污物沉淀，大大降低去污效率和铀、钚收率，破坏萃取器的稳定操作。 超临界状态(反应堆启动和提升功率的状态)：当反应堆系统的K 有效>1时，裂变中子一代比一代多，链式反应发散。 核燃料：含有易裂变核素或可转换物质，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现的材料 铀饱和度：已与硝酸铀酰络合的TBP 摩尔数在TBP 总摩尔数中所占的份额。以ξ（%）表示为ξU =2Y u /Y T(0)×100%，Y u 为有机相中铀浓度（mol/L ）；Y T(0)为有机相中初始TBP 浓度（mol/L ） 随着ξU 的提高，铀、鎿、钚的分配系数均下降。 分离系数β：某两种元素的分离系数，指这两种元素在分离前含量的比值与分离后含量的比值的比值。 ε：快中子增值因子（由各种能量中子引起的裂变而产生的快中子总数与仅由热中子裂变而产生的快中子数之比。 f ：热中子利用因子（核燃料所吸收的热中子数与被吸收的热中子总数之比。 与核燃料在慢化剂中的浓度紧密相关）。f=0活性区完全由慢化剂组成，f=1活性区完全有核燃料组成。 核燃料后处理：从乏燃料中除去裂变产物，分离并回收易裂变核素及可转换核素的的处理过程。 （建议理解）分配系数：用来描述在萃取和反萃取过程中物质分配状况的一个参数，表示在萃取过程中，某物质被萃取的能力，α=C 0/C a ，)('1'3)(M y P T n P n M M M M r r r T NO K X Y +±-==α 核燃料后处理的任务： 1）提取和纯化新生成的可裂变物质； 2）回收和纯化没有用完的可裂变物质和尚未转化的转化材料； 3）提取有用的裂变产物和超铀元素； 4）对放射性废物进行妥善处理和安全处置。 铀钚共去污-分离循环的安全运行是核燃料后处理的关键环节之一，因为： （1）后处理厂稳定运行的持续时间、生产负荷由1A 槽（柱）控制； （2）后处理流程中的铀线和钚线需要几个净化循环，在很大程度上取决于1A 槽（柱）的净化效果； （3）有机溶剂的质量、再生效果及其对萃取过程的影响主要体现在1A 槽（柱）； （4）运行过程中，由于1A 槽界面污物的产生及其放射性积累所导致的开停车期间放射性后移问题最突出； （5）237Np 回收率的高低在很大程度上取决于1AP 中铀饱和度的控制； （6）在1AW 中铀、钚金属的流失量，占整个工艺流程中的铀钚总流失量的30%左右。 酸浸影响浸取过程的主要因素： 1）、矿石粒度-根据矿石特性和浸取工艺条件来定
一、我国核电发展现状： 在党中央、国务院地正确领导下，我国核电经过多年地发展，取得了显著成绩.核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成.经过起步和小批量两个阶段地建设，目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地.在浙江、广东两省，年核发电量均超过本省总发电量地，核电成为当地电力供应地重要支柱.当前我国运行地核电有台机组、万千瓦发电运行，占全国发电装机总容量地左右，分别是秦山核电站、秦山二期核电站及扩建工程、秦山三期核电站，广东大亚湾核电站、广东岭澳核电站一期和江苏田湾核电站一期.文档收集自网络，仅用于个人学习 目前建设中核电站：广东：岭澳核电站二期、阳江核电站、台山核电站一期；辽宁：红沿河一期；福建：宁德核电站一期、福清核电站；浙江：秦山核电站一期扩建工程、三门核电站；山东：海阳核电站一期、石岛湾核电站.文档收集自网络，仅用于个人学习筹建中地核电站：湖南：桃花江核电站；湖北：大畈核电站；江西：彭泽核电站；海南：昌江核电站一期；广东：陆丰核电站、海丰核电站；广西：红纱核电站；辽宁：徐大宝核电站、东港核电站；重庆：涪陵核电站；四川：三坝核电站；浙江：龙游核电站；安徽：芜湖核电站、吉阳核电站；吉林：靖宇核电站；湖南：小墨山核电站；河南：南阳核电站；福建：漳州核电站、三明核电站.文档收集自网络，仅用于个人学习 秦山一期核电站已经安全运行年，在年结束地第七个燃料循环中创造了连续安全运行天地国内核电站最好成绩，年世界核电运营者协会（）九项性能指标中，秦山核电站有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平.秦山二期国产化核电站全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电站地重大跨越，比投资美元千瓦，国产化率，经受住了初步运行考验，表现出了优良地性能，实现了较好地经济效益和社会效益.秦山三期重水堆核电站提前建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电站地多项纪录.广东大亚湾核电站投运十几年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好地经济效益.广东岭澳核电站也已经全面建成投产并取得良好地运行业绩.江苏田湾核电站号机组正在调试过程中.年月日，国务院批准建设广东岭澳核电站二期工程、浙江三门核电站一期工程.总之，中国核电在技术研发、工程设计、设备制造、工程建设、项目管理、营运管理等方面，具备了相当地基础和实力，为加快发展积累了经验、奠定了坚实地基础.加快核电发展地时机已经成熟，条件基本具备.文档收集自网络，仅用于个人学习、核电设计.我国核工业拥有一支专业配置齐全、知识和年龄结构较为合理地核电研究设计队伍,形成了设计管理和接口控制程序以及质量管理体系；掌握了一些国外核电成熟地设计技术；能自主设计建设万千瓦和万千瓦压水堆核电站，也具备了以我为主、中外合作设计建设百万千瓦级压水堆核电站地能力.中国核工业集团公司组织有关核电设计院，开展了国产化百万千瓦级压水堆核电机组地设计工作，目前初步设计已经完成，进入初步设计审查阶段. 文档收集自网络，仅用于个人学习 、核电技术研发.我国核工业建立了专业齐全地核科研体系，培养了一支水平较高地核电科研队伍，已建成了具有国际水平地大型核动力技术试验基地，各种试验台架、科研设施齐全，具备了较强地自主开发能力和消化吸收国外先进技术地能力，基本上可以满足自主设计地需要，为核电技术进步和后续发展提供了有力保证.在设计技术研究工作中，解决了核电站工程设计地许多技术难点，初步形成了较为完善地核电工程设计分析地骨干程序系统.初步形成了一套先进反应堆设计方法和试验验证手段，提高了我国先进压水堆设计开发地能力.目前我国正在立足自主开发第三代、第四代核电关键技术. 文档收集自网络，仅用于个人学习 、核电工程建设管理.目前开工建设地核电项目，无论是国产化项目，还是中外合作地项目，都建立了规范地法人治理结构，项目业主对核电站建设和运营全面负责.在工程项目
我国核能源发展现状与前景展望 我国现在已经成为世界第一大能源生产国，2008年我国的一次能源产量占世界总比重超过15%。同时我国也是世界第二大能源消费国，一次能源消费量占世界总量的比重接近20%，其中煤炭消费量居世界第一位，石油消费第二位。我国能源结构中一次能源占了大部分的比例，致使我国节能减排任务繁重，同时化石能源又是不可再生能源，几十年后就将面临能源枯竭，因此对新能源的开发与应用已经成了解决国计民生和造福子孙后代的首要问题。在新能源中对核能源的开发占了相当大的比重，本文就将对当前核技术在中国的应用现况与发展前景进行简要概述。 一直以来，人们总会谈“核”色变。现在不仅是在中国，在世界上对核技术是否值得发展一直有两大阵营。反核人士与支持核技术发展人士。反核人士主要有三个理由：首要的就是核武器，这个能量巨大杀伤力极强的武器一度成为很多国家的梦魇，一旦被核技术泄露被用于军事目的，发动核战争，将意味着世界的灭亡。其次是核能源应用的经济性问题，投入与产出是否能成正比，产出的能源价值能够比成本更高，发展起来才更有意义，而且一旦发生核反应堆泄露事故，每天对废弃堆的维护费用都是相当惊人。还有一点就是全人类都关注的问题，核能源的安全性问题，自从切尔诺贝利事故，三里岛核电站事故到近期发生的福岛核电站事故，人们对核技术的发展与应用不禁有有了大大的疑问。同时核废料的处理问题也成了各界人士关注的焦点。 我认为我是一个支持核技术发展的人。虽然发展核能源有很多潜在的问题，但对科学的发展还是要往前看的。目前世界和平与发展是主流，而且各国都意识到和平利用核能源的重要性。诚然，在冷战时期，我们的世界曾经濒临核大战的边缘，并且一度有毁灭的危险，但是人们还是意识到了和平利用核能的重要性。当美国总统布什知道了美国核武库中有1万多件核武器时，不禁惊呼“我们要这么多核武器干什么？”，这充分说明全球都迫切想要和平利用核能的想法日益强烈。至于安全性的问题我们不能因为惧怕发生事故就对核技术望而却步，那样就永远不会有新的发展，虽然发生了几次核事故，也造成了很大的损失，但这些都不能阻止人类对核技术的应用于探索。问题的根本在于，我们急需使用新的能源体系来替代旧的能源体系，而核能是我们重要的选择之一，一旦放弃了核，那就很可能放弃了人类子孙后代的生存福利。 我国目前的核能源发展状况 核电是安全、清洁、经济的能源。发展核电对推进我国能源多元化，提高能源的安全性，合理开发利用能源，促进可持续发展，扮演着越来越重要的角色。 我国核电经过20多年的发展，取得了显著成绩。核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成经过起步和小批量两个阶段的建设，目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。核电的投产，缓解了我国沿海地区电力紧张的局面，促进了当地经济的发展。首批核电站投入运行十多年来，放射性流出物的排放量和固体废物的产生量远低于国家标准规定的控制水平，周围环境的辐射水平一直保持在天然本底，核电站运行没有给环境带来不良影响。这说明我国核电站的建设是成功的，运行是安全可靠的，为核电在中国的进一步发展提供了经验，打下了基础。 我国目前运行的核电站除秦山三期之外全部是压水堆，在建只有山东荣成的是高温气冷堆，其余也都是压水堆，目前压水堆的技术已经十分成熟。虽然中国
世界核电发展及对我国的启示 2011-3-1 摘要：介绍了我国核电装机、核电技术、核电政策等方面的发展情况；未来我国广阔的核电发展空间及形势；世界核电装机发展、主要国家核电装机、核电技术进步等情况。总结了世界核电发展的经验及对我国的启示：高度重视核电安全、制定科学合理的发展战略及加强核电技术标准化建设。 关键词：发展战略，核电，气候变化，能源危机 0 引言 核电作为一种重要的清洁能源，在保障能源供应、实现能源低碳清洁发展方面具有重要作用[1-7]，已为世界各国广泛使用。与风电、太阳能等可再生能源相比，核电具有经济性好、单位投资减排效益高等优点。随着核电技术的发展，核电的安全性与经济性不断提高，大规模发展核电已成为提高我国能源供应能力、推进能源消费清洁、低碳发展的重要举措之一。近年来，我国政府已制定了庞大的核电发展计划，我国已进入核电快速发展时期。 本文介绍了我国核电发展的前景与形势、世界核电装机及技术发展现状，总结了世界核电发展的主要经验教训及对我国的启示，以期为我国核电大发展提供借鉴。 1 我国核电发展现状 1.1 我国核电装机的发展概况 1991年12月，我国自主设计、建设的第1台30万kW压水堆核电机组在秦山一期核电站投入试运行，实现了我国大陆核电“零的突破”。1994年，秦山一期与大亚湾核电机组，2台由法国引进的90万kW 压水堆型核电机组正式投入运行，使我国核电装机容量达到了210万kW。2002年，秦山二期（我国自主设计、建造、运营）、秦山三期（由加拿大进口的重水堆型核电机组）、岭澳一期（由法国引进的压水堆型核电机组）各有1台核电机组投入运行，使核电装机达到了447万kW。此后，这3个电厂的第2台机组以及田湾核电站（2台由俄罗斯引进的压水堆型核电机组）陆续投入运行。截至2009年年底，我国有6座核电站共11台机组908万kW投入商业运行。 1.2 我国核电技术的发展历程 我国核电发展走的是一条“以我为主，中外结合”的道路，在20多年的探索、实践、引进、消化、吸收过程中，我国核电技术逐步走向成熟。目前，我国已掌握第2代核电技术，在“十五”末及“十一五”初期，我国利用秦山二期和岭澳一期已有技术并加以改进，建设了秦山二期扩建和岭澳二期等核电工程，使国内企业具备了自主设计第2代改进型60万kW和100万kW级压水堆型核电站的能力。“十一五”期间，通过对外合作，我国引进了新一代先进的核电技术，并在消化吸收的基础上进一步优化改进，提高了核电的安全性和经济性，核电工程设计工作也从中外联合设计逐步过渡到由国内企业自主完成，形成了中国先进压水堆型核电站品牌和批量化建设的设计能力。
核能在中国的发展现状和前景 摘要：新能源是二十一世纪世界经济发展中最具决定力的五大技术领域之一。核能是一种行对来说高效，清洁的新能源。在新世纪中，各国政府都将核能资源利用作为国家可持续发展战略的重要内容。本文主要介绍了我国核能发展的现状，并对核能发展的前景进行了系统阐述。 关键词：核能；现状；存在的问题；前景。 １. 引言 上世纪70年代，周恩来总理做出了发展核电的批示。但是由于我国的经济情况比较落后，而且民用核工业发展相对滞后，所以核能的利用一直没有太大的发展。直到上世纪80年代初，中国政府首次制定了核能的发展政策，即决定发展压水堆核电厂，采用“以我为主，中外合作”的方针，先引进外国先进技术，再逐步实现设计自主化和设备国产化，中国的核电产业开始起步。 ２．核能的利用发展现状 ２．１核能资源利用现状 1991年秦山30万千瓦压水堆核电站投用，这是中国大陆自行设计、建造和运营管理的第一座压水堆核电站，结束了中国大陆无核电的历史，标志着中国核工业的发展上了一个新台阶，使中国成为继美国、英国、法国、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；1994年大亚湾 100万千瓦压水堆核电站投用，大亚湾核电站引进了法国的核岛技术装备和英国的常规岛技术装备进行建造和管理，并由一家美国公司提供质量保证，作为改革开放以后中外合作的典范工程，成功实现了中国大陆大型商用核电站的起步，实现了中国核电建设跨越式发展、后发追赶国际先进水平的目标，为中国核电事业发展奠定了基础。 在实验性质的秦山一期和商业开端的大亚湾之后，中国又建设了秦山二期、岭澳、秦山三期和田湾等核电站。经过几代核电人的艰苦奋斗，中国核电站建造运营技术已基本进入成熟阶段。虽然2011年日本福岛核泄漏事故发生后，中国暂停了所有核电项目审批并对现有设备进行综合安全检查，但在2012年5月31日，国务院常务会议审议通过《核安全检查报告》和《核安全规划》，指出中国民用核设施安全和质量是有保障的，核电也正式重启。中国核能行业协会最新数据显示，截止2015年末，中国投入商业运行的核电机组共30台，总装机容量达到2608万千瓦，但仍较发达国家差距很大。 ２．２核能技术发展现状 中国已建和在建的核电机组主要采用的堆型为压水堆，机型包括CP系列、AES-91、M310、CPR1000、AP1000、EPR等技术；采用其他堆型的技术包括Candu6重水堆、高温气冷堆等。其中高温气冷堆为四代技术，AP1000、EPR为三代技术，其他均为二代或二代改进技术。 目前，CPR1000是中国在建机组采用最多的技术，该机型基于M310技术，被称作“改进型中国压水堆”，其主要设备已国产化完毕，国内公司已能制造核岛和常规岛的大部分设备。AP1000、EPR是中国目前在建核电站采用的两种三代核电技术，符合URD和EUR的要求和条件。AP1000是美国西屋电气公司开发的第三代技术，采用模块化设计和建造技术，并采用了非能动的安全系统，提高了核电站运营的安全性，浙江三门核电站1、2号机组以及山东海阳核电站 1、2号机组均采用AP1000技术。EPR是法国阿海珐公司开发的第三代技术，单台机
核科学与技术学院 核化工与燃料工程专业人才培养方案 一、专业简介 核化工与核燃料是核工业体系中的两个重要环节。本专业的主要课程含大学基础化学（无机、有机）、检测化学、环境化学、核化学与化工、核燃料循环与材料、理论化学、放化基础、化工原理、普通物理、高等数学、线性代数等，具有理工结合的特点。主要培养具有工程技术研究、开发和应用能力的核化工与核燃料工程人才。 二、专业的人才培养定位与目标 培养适应二十一世纪我国社会主义建设实际需要，德、智、体全面发展，具有良好的思想品德、科学文化、创新意识、业务、心理和身体素质。掌握现代化学基本理论、基本知识和基本技能，知识面宽广，受到基础研究、应用研究初步训练的核化工与核燃料循环专业专门人才。毕业生适宜继续攻读硕士学位；适宜到科研部门和学校从事科研和教学工作；适宜到厂矿企业、事业、技术和行政部门从事应用开发研究、生产技术和管理工作。 三、专业的基本要求 （一）思想道德和人文、心理素质 1、热爱社会主义祖国，拥护中国共产党的领导。 2、学习马列主义、毛泽东思想和邓小平理论，逐步树立正确的世界观和人生观，初步掌握辩证唯物的思维方法。 3、对学生进行集体主义教育，具有良好的思想品德和较高的文化素质，具有强烈的事业心和高度的社会责任感。 4、培养学生的竞争意识，并形成良好的心理适应能力。 （二）业务方面 1、掌握本专业所必须的数学、物理学的基本理论和实验的基本技能。 2、系统地、扎实地掌握本专业所必须的现代化学化工的基本理论、基本知识和基本实验技能，具有初步的能源科学、环境科学、材料科学等相关学科的基础知识。
3、熟悉计算机操作系统，具有较熟练的程序编制和应用软件能力。 4、较好地掌握一门外国语，具有初步的听、说、读、写能力。 5、掌握本专业必须的原子核物理、放射化学及核工程与技术基本理论及实验技能，具有初步的化工设计能力。 6、掌握化学化工某些领域的专业知识，有较强的适应性和一定创新能力，对核化工与核燃料循环领域的前沿、发展趋势有所了解，具有初步的研究、应用和开发能力。 7、具有将化学和化工的基本理论知识与生产实际相结合，分析、解决与核化工与核燃料循环相关的实际问题的初步能力。 （三）体育方面 1、了解体育的基本知识，达到国家规定的大学生体育合格标准。 2、养成良好的体育锻炼和卫生习惯，身心健康。 四、专业的学制与学分 （一）学制：共四年。 （二）学位：总学分161，必修137学分选修24学分。完成本专业学业，并符合学校有关学位授予规定者，授予兰州大学工学学士学位。 五、专业主干课程、特色课程和精品课程 主干课程：大学基础化学（无机、有机）、检测化学、理论化学、放化基础、化工原理 精品课程：化工原理（省级） 六、课程体系结构与学时学分分配表