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1、国内核电站现状序号名称 地点 单机容量（MWe）进展 现状 注1 秦山核电厂 浙江 300 1985 年开始建设， 1994 年 4 月投入商业运行运行 我国大陆第一座核电厂,自主设计、建造和运营的第一个原型堆核电机组2 秦山 2 期核电厂浙江 2650 1996 年开工建设, 分别于 2002 年 4月 15 日和 2004 年5 月 3 日投入商业运行。运行 首座自主建设、自主建造、自主管理、自主运营的商用压水堆核电厂3 大亚湾核电厂广东 2984 核岛部分采用的是法国压水堆技术。年发电量约 150 亿千瓦时。运行 从法国引入，引进国外资金、设备和技术建设的首座 2900MW 级商用压水堆
2、核电厂。4 岭澳一期 广东 2984 轻水核电站，压水堆核电机组，先后于2002 年 5 月 28 日和 2003 年 1 月 8 日投入商业运行。运行 从法国引入5 秦山 3 期 浙江 2728 重水堆核电站，先后于 2002 年 12 月 31日和 2003 年 7 月24 日投入商业运行。运行 从加拿大引入重水堆技术6 秦山二期扩建浙江 2650 在建 由于秦山二期两个机组的成功建设和投产后的良好运行业绩，国家批准秦山二期核电厂扩建两台同类型核电机组7 岭澳二期 广东 2984 将分别于 2010 年和 2011 年建成并投入商业运行。在建8 田湾核电站 江苏 21060 俄罗斯 AES
3、-91 型压水堆核电机组。调试过程中发现两台机组均存在设备制造质量问题，目前尚未正式进入商业运行。 在建 从俄罗斯引进，一号机组已于 2006 年 5 月 12 日首次并网成功，二号机组也于 2007 年 8 月并网发电。9 福清核电工程福建 2984 2008 年 11 月一期工程开工在建10 海阳核电 山东 100 万千瓦级核电机组2009 年 12 月一期工程开工在建 通过国际招标与法国Areva 签订了引 进AP1000 和 EPR 技术协议 。国产第三代压水堆核电示范工程11 三门核电 浙江 100 万千瓦级核电机组2009 年初一期工程开工在建 通过国际招标分别与美国 Westin
4、ghouse 签订了引进 AP1000 和 EPR 技术协议。12 昌江核电项目海南 2010 年 4 月，一期工程正式开工在建13 红沿河核电 辽宁 4984 4 台机组； 在建项目14 宁德核电项目福建 2984 2 台机组 在建15 方家山核电项目浙江 2984 在建16 阳江核电项目广东 100 万千瓦级核电机组在建 通过国际招标分别与美国 Westinghouse 签订了引进 AP1000 和 EPR 技术协议。17 石岛湾 山东 华能 我国也在开发高温气冷堆，一方面作为压水堆发电的补充，同时也为发展第四代核能系统和核能制氢提供技术基础。注：我国大陆已投入商业运行的 11 台核电机组
5、，其总装机容量约为 900 万千瓦。2007 年核发电量近 600 亿千瓦小时，大约占全国总发电量的 1.8%。大亚湾核电厂主要技术经济指标 单机主系统 350 个，分系统1000 个，接口10000 个 核岛主设备（单机） 压力容器 260t蒸发发生器 326t稳压器 85t主 泵 104t环形吊车总起重能力 365t 常规岛主设备 （11000t） 包括：气轮发电机组、汽水分离再热器、凝汽器、除氧器、给水 泵、高低压加 热器、主变等。 常规岛 大口径管道 19000m 小口径管道 42000m 焊缝接头 22000 个 两个机组共使用： 混凝土 1823 万 m3钢 筋 3 万 t模 板
6、4 万 m3 筑防波堤 1.4km，抛放重混凝土 4000 块，1744t/块*， 3000 港币/块。 大亚湾核电站占地面积 239 公顷其中：主厂区（NI、CI 、BOP） 61 公顷 施工准备区 42 公顷生活区 50 公顷采石场和排土场区 16 公顷 不能利用的山地 70 公顷AP1000 设计特点: 日本东芝公司控股的美国西屋电器公司 （美国先进压水堆）AP10001 净电功率1117MWe,热功率 3415MWt2 即使 10%的蒸汽发生器的管子堵塞,也能达到额定功率3 堆芯设计合理,堆芯功率运行参数运行裕量在 15%以上;4 缩短了进程时间,从业主订货到投入运行用 5 年时间,建
7、造工期为 3 年;5 主要安全系统采用非能动型,这些系统在事故发生后 72 小时内无需操作员干预,并且能在没有交流电源的情况下仍能保证堆芯和安全壳冷却相当长一段时间;6 预计堆芯损坏频率为 2.4107/a ,大量放射性释放频率为 1.95 2.4108/a ;7 职业辐照剂量低于 0.7 人.SV/a;8 堆芯设计成 18 个月燃料循环周期;9 电厂设计寿命 60 年,期间不需更换反应堆压力容器;10 电厂总体可利用率在 93%以上,非计划停堆目标值小于 1 次/年;11 一回路管道破前泄漏破口直径大于 15.24cm, 主蒸汽管道也如此 ;12 保安得到加强,所有安全停堆设备均设于安全性更强的钢筋混凝土核岛厂房内;13 抗震设计等级水平加速度 0.3g;14 符合 URD 和 EUR 要求;15 堆芯熔化后堆芯碎片仍留在压力容器内,这样可大大减少评价压力容器外严重事故现象而导致安全壳失效和反放射性物质泄漏到环境过程的不确定因素;16 堆芯顶端以下不再设置反应堆压力容器贯穿件,这就消除了反应堆容器泄漏导致冷却剂丧失事故的可能性,而压力容器泄漏会导致堆芯裸露.
