一、 引言

我國核電建設(shè)已從“適度發(fā)展”進(jìn)入到“積極發(fā)展”的歷史階段?！秶液穗娭虚L期發(fā)展規(guī)劃(2005～2020年）》正在進(jìn)行調(diào)整， 2020年我國核電裝機(jī)的發(fā)展目標(biāo)將定在8 600萬kW，約占全國電力裝機(jī)容量的5%。展望2035年，核電裝機(jī)容量將達(dá)12 000萬kW，占總發(fā)電量的12%；2050年達(dá)25 000萬kW，占總發(fā)電量的18%。

當(dāng)前，全球都在推動溫室氣體減排，CO2減排需求推動著清潔能源的發(fā)展，核電在清潔能源中擁有一定優(yōu)勢，同時也是刺激內(nèi)需、促進(jìn)經(jīng)濟(jì)的重要措施之一。核電建設(shè)和核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展的黃金期正在到來。積極發(fā)展核電已成為我國能源戰(zhàn)略的重要組成部分。核電產(chǎn)業(yè)進(jìn)入了批量化、產(chǎn)業(yè)化的發(fā)展階段，前景越來越看好。

二、 核電的基本知識

1.核能發(fā)電原理

世界上一切物質(zhì)都是由原子構(gòu)成的，任何原子都是由帶正電的原子核和繞原子核旋轉(zhuǎn)的帶負(fù)電的電子構(gòu)成的。50萬個原子排列起來相當(dāng)一根頭發(fā)的直徑。如果把原子結(jié)構(gòu)比作一個巨大的宮殿，其原子核的大小只是一粒黃豆，而電子相當(dāng)于一枚大頭針的針尖。

在50多年前，科學(xué)家發(fā)現(xiàn)鈾-235的原子核在吸收一個中子以后能分裂，同時放出2～3個中子，并釋放出約200兆電子伏特的能量，放出的能量比化學(xué)反應(yīng)中釋放出的能量大得多，這就是核裂變能，也就是核能。 如果有一個新產(chǎn)生的中子，再去轟擊另一個鈾-235原子核，便引起新的裂變，以此類推，這樣就使裂變反應(yīng)不斷地持續(xù)下去，這就是裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。在鏈?zhǔn)椒磻?yīng)中，核能就連續(xù)不斷地釋放出來，如圖1所示。原子彈就是利用原子核裂變放出的能量起殺傷破壞作用，而核反應(yīng)堆也是利用這一原理獲取能量，所不同的是，它是可以控制的。

鈾-235原子核完全裂變放出的能量是同量煤完全燃燒放出能量的270萬倍。即1g 鈾-235完全裂變釋放的能量相當(dāng)于2.5 t優(yōu)質(zhì)煤完全燃燒時所釋放的能量。一座100萬kW的火電廠，每年要燒掉約330萬t煤，要用許多列火車來運(yùn)輸。而同樣容量的核電站一年只用30t 燃料。

圖1 裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)

2.核反應(yīng)堆的演變

核反應(yīng)堆是一個能維持和控制核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，從而實現(xiàn)核能—熱能轉(zhuǎn)換的裝置。核電站就是利用一座或若干座核動力反應(yīng)堆所產(chǎn)生的熱能來發(fā)電或發(fā)電兼供熱的動力設(shè)施。核反應(yīng)堆是核電廠的心臟，核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)在其中進(jìn)行。1942年美國芝加哥大學(xué)建成了世界上第一座鏈?zhǔn)椒磻?yīng)裝置，從此開辟了核能利用的新紀(jì)元。

從1954年前蘇聯(lián)第一座功率為5 000kW的試驗性核電廠投入運(yùn)行以來，核電已在全世界得到了相當(dāng)規(guī)模的發(fā)展。按冷卻劑類型分，核電站常用的反應(yīng)堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和氣冷堆以及鈉冷快堆等。

世界反應(yīng)堆的發(fā)展按照時間順序與技術(shù)特性大致經(jīng)歷了以下階段：

(1)第一代核反應(yīng)堆，主要是1970年前投入運(yùn)行的各種原型堆。

(2)第二代核反應(yīng)堆，主要是1970年至1995年投入運(yùn)行的各類商用反應(yīng)堆（壓水堆、沸水堆、重水堆等）。目前世界上商業(yè)運(yùn)行的400多座核電機(jī)組絕大部分是在這段時期建成的。

(3)第三代核反應(yīng)堆，主要以沸水堆ABWR，壓水堆AP600、AP1000和EPR，模塊式高溫氣冷堆為代表的先進(jìn)反應(yīng)堆，預(yù)計在2012～2015年期間投入運(yùn)行。

(4)第四代核反應(yīng)堆，主要以核反應(yīng)堆和燃料循環(huán)方面的重大創(chuàng)新和開發(fā)作為目標(biāo)，以超高溫堆、氣冷快堆、超臨界水冷堆、鈉冷快堆、鉛冷快堆和熔鹽堆為主要研究對象，目前尚處在技術(shù)和經(jīng)濟(jì)性論證階段。

3.我國核電站的類型

全球核電發(fā)展的技術(shù)主流是壓水堆（約占80%）；壓水堆技術(shù)的主角是西屋和阿?，m（各占約30%）。我國已建成的壓水堆核電站都屬于第二代核電技術(shù)。

作為我國引進(jìn)第三代核電主流技術(shù)的AP1000，是美國西屋公司在其AP600基礎(chǔ)上的發(fā)展，得到美國核管會最終設(shè)計批準(zhǔn)。我國AP1000依托項目為其在全球的首次建造。

EPR由法國阿?，m公司開發(fā)，在芬蘭首建。廣東臺山建造兩套EPR，意味著另一種三代主流技術(shù)EPR技術(shù)實際也已進(jìn)入中國。

4.核電站的安全保障

核電站的根本威脅是放射性。放射性的根本來源是被輻照過的燃料元件。為保障運(yùn)行安全，核電站具有三大基本安全功能，即反應(yīng)性控制（核反應(yīng)堆功率可控）、余熱排出（燃料有效冷卻）、放射性包容（放射性無泄漏）。

國際原子能機(jī)構(gòu)的國際原子能安全咨詢委員會的安全目標(biāo)是：

現(xiàn)有堆堆芯損傷事故的發(fā)生頻率為10－4/堆·年，新堆10－5/堆·年。

為達(dá)到這一目標(biāo)，核電站設(shè)計規(guī)定中提出了縱深防御概念，并設(shè)立了多重實體屏障（燃料芯塊、元件包殼、一回路壓力邊界、安全殼）。

三、壓水堆核電站的構(gòu)造及原理

世界上應(yīng)用最廣泛的是壓水反應(yīng)堆。它以普通水作冷卻劑和慢化劑，是從軍用堆基礎(chǔ)上發(fā)展起來的較成熟的核動力堆堆型。

壓水堆核電站主要由壓水反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（簡稱一回路）、蒸汽和動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)（又稱二回路）、循環(huán)水系統(tǒng)、發(fā)電機(jī)和輸配電系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)組成，如圖2所示。

(1)通常將一回路及核島輔助系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施和廠房稱為核島。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。

(2)二回路及其輔助系統(tǒng)和廠房與常規(guī)火電廠系統(tǒng)和設(shè)備相似，稱為常規(guī)島。

(3)電廠的其他部分，統(tǒng)稱配套設(shè)施。

(4)從生產(chǎn)角度講，核島利用核能生產(chǎn)蒸汽，常規(guī)島用蒸汽生產(chǎn)電能。

圖2 壓水堆核電站工作原理

1.壓水堆核電站中的能量轉(zhuǎn)換

以壓水堆為熱源的核電站所用的燃料是鈾。用鈾制成的核燃料在“反應(yīng)堆”的設(shè)備內(nèi)發(fā)生裂變而產(chǎn)生大量熱能，再用處于高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生蒸汽，蒸汽推動汽輪機(jī)帶著發(fā)電機(jī)一起旋轉(zhuǎn)，電就源源不斷地產(chǎn)生出來，并通過電網(wǎng)送到四面八方。

核反應(yīng)堆內(nèi)鈾-235核裂變時釋放出來的核能迅速轉(zhuǎn)化為熱量，熱量通過熱傳導(dǎo)傳遞到燃料棒表面。然后，通過對流放熱，將熱量傳遞給快速流動的冷卻水（冷卻劑），使水溫升高，從而由冷卻水將熱量帶出反應(yīng)堆，再通過一套動力回路將熱能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔堋?/p>

由此看出，壓水堆核電站中的能量轉(zhuǎn)換可分為三個階段：核能轉(zhuǎn)換為熱能、熱能轉(zhuǎn)換為機(jī)械能、機(jī)械能轉(zhuǎn)換為電能。

2.壓水堆核電站的一回路系統(tǒng)

(1)一回路系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)與功能

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（簡稱一回路）將堆芯裂變放出的熱能帶出反應(yīng)堆并傳遞給二回路系統(tǒng)以產(chǎn)生蒸汽。通常把反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)合稱為核供汽系統(tǒng)?，F(xiàn)代商用壓水堆核電廠一回路系統(tǒng)一般有二至四條并聯(lián)在反應(yīng)堆壓力容器上的封閉環(huán)路，見圖3。

圖3 三環(huán)路壓水堆的一回路系統(tǒng)布置

每一條環(huán)路由一臺蒸汽發(fā)生器、一臺或兩臺反應(yīng)堆冷卻劑泵及相應(yīng)的管道組成。一回路內(nèi)的高溫高壓含硼水，由反應(yīng)堆冷卻劑泵（簡稱主泵）輸送，流經(jīng)反應(yīng)堆堆芯，吸收了堆芯核裂變放出的熱能，再流進(jìn)蒸汽發(fā)生器，通過蒸汽發(fā)生器傳熱管壁，將熱能傳給二回路蒸汽發(fā)生器給水，然后再被反應(yīng)堆冷卻劑泵送入反應(yīng)堆。如此循環(huán)往復(fù)，構(gòu)成封閉回路。整個一回路系統(tǒng)設(shè)有一臺穩(wěn)壓器，一回路系統(tǒng)的壓力靠穩(wěn)壓器調(diào)節(jié)，保持穩(wěn)定。

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主要有四大功能：

① 正常功率運(yùn)行時，導(dǎo)出堆芯裂變熱，并將導(dǎo)出的熱量傳給蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的給水，使之變成飽和蒸汽，以驅(qū)動汽機(jī)發(fā)電機(jī)組。

② 在停堆階段，通過蒸汽發(fā)生器排放蒸汽和向停堆冷卻系統(tǒng)傳熱，以帶走堆芯衰變熱和主系統(tǒng)的蓄熱。

③ 主冷卻劑是含硼水。通過其硼濃度的改變可以補(bǔ)償堆芯反應(yīng)性的變化，主冷卻劑還同時兼作中子慢化劑和反射層。

④ 作為堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界，包容堆冷卻劑，構(gòu)成防止放射性外逸的第二道安全“屏障”。

(2)一回路系統(tǒng)的參數(shù)選擇

一回路系統(tǒng)由若干并聯(lián)的環(huán)路組成。一個環(huán)路所輸送的熱功率與壓水堆核電廠規(guī)模和設(shè)備設(shè)計制造能力有關(guān)。按照核電廠安全準(zhǔn)則，單堆核電廠的環(huán)路數(shù)不小于1。一般單環(huán)30萬kW。典型壓水堆核電廠功率及一回路容量見表1。

表1 典型壓水堆核電廠功率及一回路容量

壓水堆核電廠一回路主要參數(shù)范圍是：

① 工作壓力15MPa左右。

② 冷卻劑在反應(yīng)堆進(jìn)口溫度取280～300℃，反應(yīng)堆的出口溫度取310～330℃，進(jìn)出口的溫升為30～40℃。

③ 核電廠變工況時，反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度變化允許的最大溫差為17～25℃。

④ 反應(yīng)堆的設(shè)計溫度為350℃。

⑤ 一回路系統(tǒng)中冷卻劑的流量較大，當(dāng)單環(huán)路對應(yīng)的電功率為300MW時，冷卻劑總質(zhì)量流量可達(dá)到15 000～21 000t/h（即每10MW熱功率160～250t/h）。主管道內(nèi)冷卻劑流速可達(dá)15m/s。

(3)一回路輔助系統(tǒng)

為了保證核反應(yīng)堆和核反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的安全運(yùn)行，核電廠還設(shè)置了專設(shè)安全設(shè)施和一系列輔助系統(tǒng)。一回路主要輔助系統(tǒng)是核島的重要組成部分，它不僅對核電廠正常運(yùn)行是不可缺少的，而且在事故工況下為核電廠安全設(shè)施系統(tǒng)提供支持。

一回路輔助系統(tǒng)主要用來保證反應(yīng)堆和一回路系統(tǒng)的正常運(yùn)行。壓水堆核電廠一回路輔助系統(tǒng)按其功能劃分，有保證正常運(yùn)行的系統(tǒng)和廢物處理系統(tǒng)，部分系統(tǒng)同時作為專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)的支持系統(tǒng)。專設(shè)安全設(shè)施為一些重大的事故提供必要的應(yīng)急冷卻措施，并防止放射性物質(zhì)的擴(kuò)散。

① 排出反應(yīng)堆剩余功率

燃料元件在停堆以后還要保持很長時間的剩余釋熱，這是核電廠與常規(guī)電廠的重要差別。為了保證反應(yīng)堆的安全，在反應(yīng)堆停堆后的一個相當(dāng)長時間內(nèi)，必須保證足夠的堆芯冷卻，有效地排出堆芯余熱。余熱排出系統(tǒng)就是為此而專門設(shè)置的。

反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池冷卻和凈化系統(tǒng)是為了排出乏燃料余熱、凈化水池水質(zhì)而設(shè)置的。

② 對反應(yīng)堆冷卻劑進(jìn)行化學(xué)和容積控制

為了保證一回路系統(tǒng)內(nèi)適當(dāng)?shù)乃莘e，由化學(xué)和容積控制系統(tǒng)對一回路冷卻劑實行容積控制。它還在硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)的支持下，調(diào)整冷卻劑的pH值和凈化冷卻劑。

硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)提供加硼、稀釋的操作。

硼回收系統(tǒng)收集化學(xué)和容積控制系統(tǒng)下泄水和核島排氣疏水系統(tǒng)的可用水，經(jīng)處理后向硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)供給水和硼酸。

③ 對設(shè)備進(jìn)行冷卻

設(shè)備冷卻水系統(tǒng)向核島內(nèi)需要冷卻的設(shè)備提供冷卻水，然后將熱量傳輸給重要廠用水系統(tǒng)的海水，從而將核電廠廢熱排入核島的最終熱阱。

設(shè)備冷卻水系統(tǒng)和重要廠用水系統(tǒng)不僅在正常情況下作為核島向環(huán)境的排熱通道。而且在事故情況下，作為安全設(shè)施系統(tǒng)的支持系統(tǒng)將堆芯余熱排入環(huán)境，以保證核電廠的安全。

(4)壓水堆核電站二回路系統(tǒng)

二回路系統(tǒng)由汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)組、冷凝器、凝結(jié)水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、汽水分離器等設(shè)備組成。其功能是將一回路系統(tǒng)產(chǎn)生的熱能（高溫、高壓飽和蒸汽）通過汽輪機(jī)安全、經(jīng)濟(jì)地轉(zhuǎn)換為汽輪機(jī)轉(zhuǎn)子的動能（機(jī)械能），并帶動發(fā)電機(jī)將動能轉(zhuǎn)換為電能，最終經(jīng)電網(wǎng)輸送給用戶。

二回路系統(tǒng)的熱力循環(huán)如下：

蒸汽發(fā)生器的給水吸收熱量變成高壓蒸汽→驅(qū)動汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電→作功后的乏汽在冷凝器內(nèi)冷凝成水→凝結(jié)水由凝結(jié)水泵輸送，經(jīng)低壓加熱器進(jìn)入除氧器→除氧水由給水泵送入高壓加熱器加熱后重新返回蒸汽發(fā)生器。

汽輪機(jī)是一種將蒸汽的熱能轉(zhuǎn)變?yōu)闄C(jī)械功的旋轉(zhuǎn)式原動機(jī)，它是核電站二回路系統(tǒng)中的主要設(shè)備。二回路中的其他系統(tǒng)、設(shè)備無一不是直接或間接與汽輪機(jī)相聯(lián)系并為其服務(wù)的。

圖4 核電常規(guī)島廠房內(nèi)布置的汽輪機(jī)系統(tǒng)

① 二回路主蒸汽系統(tǒng)

主蒸汽系統(tǒng)是用來將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的新蒸汽輸送到主汽輪機(jī)及其他用汽設(shè)備的系統(tǒng)。它包括汽輪機(jī)軸封系統(tǒng)、蒸汽旁路排放系統(tǒng)、汽水分離再熱器系統(tǒng)等。

② 二回路給水回?zé)嵯到y(tǒng)

二回路給水回?zé)嵯到y(tǒng)是將冷凝器產(chǎn)生的凝結(jié)水輸送到蒸汽發(fā)生器的系統(tǒng)。它包括凝結(jié)水抽取系統(tǒng)、低壓給水加熱器系統(tǒng)及其疏水系統(tǒng)、給水除氧器系統(tǒng)等。

為了保證二回路系統(tǒng)的正常運(yùn)行，二回路系統(tǒng)也設(shè)有一系列輔助系統(tǒng)。如循環(huán)冷卻水系統(tǒng)主要用來為冷凝器提供冷卻水；給水流量控制系統(tǒng)控制向蒸汽發(fā)生器的給水流量，保證蒸汽發(fā)生器二回路側(cè)的水位維持在整定值上；凝汽器抽真空系統(tǒng)抽出凝汽器中隨蒸汽帶入的不凝結(jié)氣體和由大氣漏入的空氣，建立和保持凝汽器真空度，提高汽輪機(jī)組經(jīng)濟(jì)性。

四、 核電技術(shù)和市場發(fā)展趨勢

1.核電技術(shù)發(fā)展趨勢

(1)三代核電技術(shù)已成為發(fā)展主流

為了進(jìn)一步降低堆芯熔化和放射性向環(huán)境釋放的風(fēng)險、減少核廢料產(chǎn)量，提高核電的安全性和經(jīng)濟(jì)性，20世紀(jì)90年代開始，核電技術(shù)發(fā)達(dá)的美國、法國、日本、俄羅斯等國在第二代核電機(jī)組的基礎(chǔ)上，通過技術(shù)創(chuàng)新，相繼設(shè)計和開發(fā)出第三代核電技術(shù)。如法國法馬通公司和德國西門子公司聯(lián)合設(shè)計開發(fā)的EPR機(jī)組，日本三菱提出的NP-21型壓水堆核電機(jī)組，美國西屋公司的AP1000型機(jī)組，都屬于當(dāng)今較先進(jìn)的第三代核電機(jī)組。其中，AP1000和EPR技術(shù)比較成熟。

世界上核電發(fā)達(dá)國家目前已經(jīng)開工建設(shè)和已向核安全當(dāng)局申請建設(shè)許可證的核電機(jī)組幾乎都是第三代。而已向核安全當(dāng)局申請建設(shè)許可證、在建和已運(yùn)行的第三代核電站中，美國占了26座，日本有14座，俄羅斯有2座，法國和芬蘭各有1座。其中美國有12臺AP1000機(jī)組已向美國核監(jiān)管委會申請建造運(yùn)行許可證。6臺AP1000機(jī)組已經(jīng)簽訂了總承包合同，其中三臺計劃在2016年商業(yè)運(yùn)行；而法國更是宣布不會再新建第二代核電站。世界核電技術(shù)正在向安全性、經(jīng)濟(jì)性更好的第三代過渡。

(2)第四代核電技術(shù)將在2030年后得以應(yīng)用

在美國能源部的倡議下，美國、英國、法國、日本、加拿大、巴西、韓國、南非和阿根廷、瑞士先后加入聯(lián)合組成“第四代國際核能論壇”（GIF），100多位來自工業(yè)界和研究機(jī)構(gòu)的專家將未來反應(yīng)堆概念的各種方案（分成20類約120個概念）與準(zhǔn)則表進(jìn)行了一一比對，最終選出了6種系統(tǒng)并確定了研究發(fā)展路線圖。第四代核能系統(tǒng)其安全性、經(jīng)濟(jì)性更加優(yōu)越、核廢物量更少，無需廠外應(yīng)急，其商業(yè)化估計要到2030年以后可實現(xiàn)。

① 超臨界水冷堆

吸取常規(guī)火電超臨界技術(shù)特點(diǎn)，使系統(tǒng)冷卻水保持在臨界點(diǎn)，溫度374℃、壓力22.1MPa之上運(yùn)行，發(fā)揮超臨界水具有液體、氣體兩重特性。該系統(tǒng)熱功率比一般輕水堆提高1/3。

② 超高溫氣冷堆系統(tǒng)（VHTR）

這是高溫氣冷堆的升級方案，采用石墨慢化、氦氣冷卻，堆芯燃料溫度可達(dá)1 800℃，冷卻劑出口溫度達(dá)1 500℃，熱效率50%以上。可用于制氫，也可實現(xiàn)熱電聯(lián)產(chǎn)。

③ 鈉冷快堆（SFR）

快堆是快中子增殖反應(yīng)堆的簡稱，是堆芯中核燃料裂變反應(yīng)主要由平均能量為0.1Mev以上的快中子引起的反應(yīng)堆，其主要特點(diǎn)是在消耗核燃料的同時，產(chǎn)生多于消耗的核燃料。

④ 氣冷快堆（GFR）

這是快中子能譜反應(yīng)堆，采用氦氣冷卻，出口溫度可達(dá)850℃，用于發(fā)電、制氫式供熱。

⑤ 鉛冷快堆（LFR）

這種反應(yīng)堆采用鉛或鉛/鈉低熔點(diǎn)液態(tài)金屬鈉冷卻劑。除具有核燃料資源利用率高和熱效率高的優(yōu)點(diǎn)外，還具有很好的固有安全和非能動安全特性?？捎糜谥茪浜秃Ｋ?。

⑥ 熔鹽反應(yīng)堆（MSR）

這是使用鈉、鋯和鈾氟化物混合熔鹽燃料循環(huán)的技術(shù)方案。它的堆芯出口溫度約700℃～800℃。該系統(tǒng)采用閉式燃料循環(huán)，其液態(tài)燃料添加方便，不用專門制作和加工燃料元件。

2.核電市場發(fā)展趨勢

國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）對今后核電需求的預(yù)測如下：到2020年達(dá)437～542GW，到2030年時可達(dá)748GW。雖然這個預(yù)測有不確定的成分。但是，不論是在何種情況下，即使從已經(jīng)引進(jìn)了核能發(fā)電的30個國家中，也可以看到核電需求的增長極大。

目前，世界核電正處于復(fù)蘇階段，各國都先后制定了核電發(fā)展計劃。美國多家核電集團(tuán)都在積極準(zhǔn)備新建核電機(jī)組；日本將發(fā)展核能作為能源發(fā)展的重點(diǎn)；俄羅斯為了實現(xiàn)2030年核電供應(yīng)比重達(dá)到全國總電力供應(yīng)量25%的目標(biāo)，未來將建設(shè)一批VVER-1200機(jī)組；英國政府已宣布推薦了11個廠址，用于建造下一批核電廠。甚至一些原本反核、禁核的國家也紛紛加入了發(fā)展核電的行列。德國、意大利、瑞典等宣布禁核的國家也開始啟動本國的核能發(fā)展計劃。例如意大利政府正考慮新建8臺機(jī)組，并計劃在2030年核電占全國電力的30%；德國正在考慮為正在運(yùn)行的核電機(jī)組延壽等。

中國已成為全球核電在建規(guī)模最大的國家。截至2010年9月底，國務(wù)院已核準(zhǔn)34臺核電機(jī)組，裝機(jī)容量3 692萬kW，其中已開工在建機(jī)組達(dá)25臺、2 773萬kW，占全球在建容量的45%。中國核電事業(yè)呈現(xiàn)良好發(fā)展態(tài)勢。