核電廠

核電廠（英語：Nuclear power plant）^[1]^[2]，即核能發電廠，或稱核電站^[3]。是一種以核反應為熱力源的熱電廠，和其他的熱電廠一樣，以熱能驅動蒸汽渦輪發動機並連接至發電機發電。根據國際原子能總署的報告，截至2021年6月，全球範圍內共有443所核電廠在33個國家運行，另有52所正在建造中^[4]^[5]。

核電站屬於高效率的能源建設，對於溫室氣體、二氧化碳排放幾乎是零。核電站建設成本高昂，技術需求高，養護成本亦高。在控制良好且周邊緊急應對系統完善的情況下，核電站其實是相當安全的設施。核電自商業化應用近70年以來，記載有嚴重影響的事故有前蘇聯的切爾諾貝爾核事故和日本的福島核電站事故。

核電廠通常被視為電網基本負荷，因為燃料成本僅占生產成本的一小部分，並且因為它們不容易調度，適合作為基本負載電力供應商。但是核燃料與乏燃料管理的成本尚不確定。

歷史

1948年9月3日，核反應堆首次在美國田納西州橡樹嶺的X-10石墨反應堆發電。這是第一個為燈泡供電的核電站。第二個較大的實驗發生在1951年12月20日，位於愛達荷州Arco附近的EBR-1實驗站。

1954年6月27日，世界上第一個商用發電的核電站奧布寧斯克核電站在蘇聯的奧布寧斯克開始運營。1956年10月17日，世界上第一個全刻表（英語：Full scale）核電站：英國卡爾德霍爾核電站（英語：Sellafield）開始發電，兩個電站除了用於國內電力需求，還用做製作鈈。美國第一個商用核電站，賓夕法尼亞州的碼頭市核電站於1957年12月18日啟用。

核電站發電原理

現在使用最普遍的核電站為壓水式反應器核電站，它的工作原理是：用鈾製成的核燃料在反應堆內進行核裂變並釋放出大量熱能；高壓下的循環冷卻水把熱能帶出，在蒸汽產生器內生成蒸汽；高溫高壓的蒸汽推動汽輪機，進而推動發電機旋轉。

核電站分兩大部分，產生熱能的核島，與將其進行能量轉換的常規島^[6]。圖中左半部為核島（位於圍阻體建築內），右半部為常規島。

組成部分

核電站一般分為兩部分：利用原子核裂變生產蒸汽的核島（包括反應堆裝置和迴路系統）與利用蒸汽發電的常規島（包括汽輪發電機系統）。核電站使用的核燃料一般是放射性重金屬鈾-235或鈈。

各系統部件：

燃料處理	反應堆組件	安全系統
放射性廢物系統	控制棒	安全殼
裝料層	冷卻劑	緊急爐心冷卻系統
乏燃料池	中子發射器	應急電源系統
發電系統	中子慢化劑	廠用水系統
冷凝器	中子毒物	反應堆保護系統
冷卻塔	核燃料	備用液體控制系統
發電機	核反應堆爐心	蒸汽生產
汽輪機	反應堆壓力槽	鍋爐給水泵
	啟動中子源	蒸汽產生器

類型

按照工作原理

核電站核反應堆按照反應堆的形式不同，分為以下類型

輕水反應堆（Light Water Reactor）：現有大部份的商業運轉核能反應堆均為此型式。
- 沸水反應堆（Boiling Water Reactor）
- 壓水反應堆（Pressurized Water Reactor）：如美國三哩島核電站。
重水反應堆（Heavy Water Reactor）：如加拿大重水鈾反應堆、中華人民共和國秦山III核電站。
高溫氣冷堆（High Temperature Gas-cooled Reactor）
壓力管式石墨慢化沸水反應堆（RBMK）：前蘇聯所發展的技術，由於設計缺陷易生事故，已較少使用，如烏克蘭切爾諾貝爾核電站。
快中子增殖反應堆（Fast Breeder Reactor）：如日本茨城縣東海村常陽核電站和福井縣敦賀市文殊反應堆。

劃代

第一代

指早期的原型反應堆。包括

美國碼頭市核電站
英國龍堆（英語：dragon reactor）（共26座）
法國天然鈾石墨氣冷堆（英語：UNGG reactor）
美國恩里科-費米核電站（英語：Enrico Fermi Nuclear Generating Station）
美國德累斯頓核電站（英語：Dresden Generating Station）

第二代

直至1990年代末建設的核電站，設計運行壽命30-40年。堆故障率10萬年一次。包括：

壓水反應堆
坎度重水堆（英語：CANDU reactor）
沸水反應堆
先進氣冷堆（英語：Advanced gas-cooled reactor）：從英國鎂諾克斯氣冷堆（英語：Magnox）發展而來，採用石墨漫化劑、二氧化碳氣冷。
VVER

第二代+

2000年以後建造的一些現代化改進堆型。運行壽命50-60年。包括：

CPR-1000

第三代

ACPR1000+ — 中華人民共和國基於法國CPR-1000改進版
先進沸水堆
三菱先進壓水堆（英語：Mitsubishi APWR）(APWR)
增強型坎度重水堆6（英語：CANDU reactor）(EC6)
VVER-1000/392 (PWR) 包括不同的改型的AES-91、AES-92.

還沒有商業建造的三代堆：

西屋AP600（英語：AP600）
System 80+（英語：System 80）
印度先進重水堆（英語：Advanced Heavy Water Reactor）

第三代+

先進坎杜堆（英語：Advanced CANDU Reactor） (ACR-1000)
AP1000
歐洲壓水堆 (EPR)
經濟簡化沸水堆（英語：Economic Simplified Boiling Water Reactor）（ESBWR）
APR-1400（英語：APR-1400）美國System 80+的發展型號，是韓國Next Generation Reactor （KNGR）原型。[1]
VVER-1200
- V392M (PWR) — AES-2006（英語：AES-2006）/92有被動安全系統
- V491 (PWR) — AES-2006（英語：AES-2006）/91 有主動安全系統
- V513 (PWR) — AES-2006（英語：AES-2006）/91M 有主/被動安全系統及VVER-TOI-特性, 基於V491與V510
VVER-1300
- V510 (PWR) — AES-2010，基於V392M
EU-ABWR — 基於先進沸水堆，擴大了功率輸出，遵從歐洲安全標準
B&W mPower（英語：B&W mPower） — 美國巴布柯克-威爾科斯公司（Babcock & Wilcox） [2]

第四代

中國華能石島灣高溫氣冷堆核電站（VHTR）[3] （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）

全球核電站一覽

根據世界核能協會2012年8月的數據，全世界31個國家有435座工作反應堆。

核能發電量佔比

2019年全球電力來源

煤: 9,914,448 GWh (36.7%)
天然氣: 6,346,009 GWh (23.5%)
水力: 4,328,966 GWh (16.0%)
核能: 2,789,694 GWh (10.3%)
風力: 1,427,413 GWh (5.3%)
石油: 747,171 GWh (2.8%)
太陽能光伏: 680,952 GWh (2.5%)
生質能: 542,567 GWh (2.0%)
其它: 266,970 GWh (1.0%)

2019年全球總發電量:

27,044,190GWh

資料來源:IEA^[7]

全球核能發電量前15國家和地區（2019年）
國家	核能發電量（TWh）	核能佔各國發電量比
美國	771.6	19.6%
中華人民共和國	383.2	5.0%
法國	363.4	69.0%
俄羅斯	208.4	20.0%
南韓	150.5	28.0%
加拿大	86.8	14.3%
烏克蘭	81.1	55.0%
德國	65.4	11.9%
日本	61.3	7.2%
西班牙	54.2	20.8%
瑞典	51.4	30.8%
比利時	48.0	50.8%
英國	41.8	14.8%
印度	39.8	3.2%
捷克	29.0	36.6%

資料來源：國際原子能總署^[8]

全球核能發電量統計 ^[9]
	2000	2001	2002	2003	2004	2005	2006	2007	2008	2009
發電量(TWh)	2,580	2,653	2,696	2,641	2,761	2,768	2,803	2,746	2,737	2,699
佔全球發電量比	16.59%	16.81%	16.5%	15.61%	15.58%	15%	14.64%	13.7%	13.41%	13.32%

	2010	2011	2012	2013	2014	2015	2016	2017	2018	2019
發電量(TWh)	2,768	2,652	2,470	2,490	2,541	2,575	2,613	2,637	2,696	2,796
佔全球發電量比	12.83%	11.92%	10.83%	10.63%	10.58%	10.61%	10.49%	10.29%	10.12%	10.36%
	2020
發電量(TWh)	2,700
佔全球發電量比	10.07%

重大核電站事故

因事故損壞除役的核電機組

因事故損壞而除役的核電機組 ^[10]
國家	核電機組	類型	裝置容量(MW)	運轉年數	除役時間	除役原因
德國	Greifswald 5	VVER-440/V-213	408	0.5	1989	核心部分熔毀
德國	Gundremmingen A	BWR	237	10	1977	意外關停
日本	福島第一 1號機	BWR	439	40	2011	冷卻失效導致核心熔毀
日本	福島第一 2號機	BWR	760	37	2011	冷卻失效導致核心熔毀
日本	福島第一 3號機	BWR	760	35	2011	冷卻失效導致核心熔毀
日本	福島第一 4號機	BWR	760	32	2011	冷卻失效導致核心熔毀
日本	文殊	Prot FNR	246	1	2016	鈉泄露
斯洛伐克	Bohunice A1	Prot GCHWR	93	4	1977	換料事故導致核心損毀
西班牙	Vandellos 1	GCR	480	18	1990	渦輪火災
瑞士	St Lucens	Exp GCHWR	6	3	1966	核心熔毀
蘇聯	切爾諾貝爾 4號機	RBMK LWGR	925	2	1986	火災導致熔毀
美國	三哩島 2號機	PWR	880	1	1979	核心部分熔毀

術語

燃耗限值^[11]
核燃料在反應堆中進行核裂變反應時，其中的可裂變物質會在反應過程中逐漸減少，因核燃料棒在核反應堆內不同位置，而核反應速率有所不同，每一束核燃料可運轉的時間，依其裝填在反應堆內的位置作精確計算。以核一廠為例，每束燃料之燃耗限值為54 MWd/kgU (百萬瓦•日/公斤鈾)，一般來說可以在反應堆中運轉4個週期(72個月)。

參見

參考資料

^ GB 50549-2010-T 電廠標識系統編碼標準
^ 《大亞灣核電廠周圍限制區安全保障與環境管理條例》
^ 《大亞灣核電站生產管理叢書》
^ The Database on Nuclear Power Reactors. PRIS. [2021-06-23]. （原始內容存檔於2018-07-23）（英語）.
^ Operational & Long-Term Shutdown Reactors. PRIS. [2021-06-23]. （原始內容存檔於2018-06-23）（英語）.
^ Nuclear Island - Nuclear Power （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）2017-08-11 查閱
^ IEA: www.iea.org/data-and-statistics/. [2021-11-29]. （原始內容存檔於2021-11-25）.
^ IAEA :Nuclear Share of Electricity Generation in 2021 （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）
^ BP: Statistical Review of World Energy 2021 （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）
^ 來源 World Nuclear Association:Decommissioning Nuclear Facilities （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）}}
^ 燃料棒該退就會退所有留在爐心的核燃料棒都是正常的. 台灣電力公司. [2014-06-10]. （原始內容存檔於2016-12-28）.

外部連結

[1] GB 50549-2010-T 電廠標識系統編碼標準

[2] 《大亞灣核電廠周圍限制區安全保障與環境管理條例》

[3] 《大亞灣核電站生產管理叢書》

[4] The Database on Nuclear Power Reactors. PRIS. [2021-06-23]. （原始內容存檔於2018-07-23）（英語）.

[5] Operational & Long-Term Shutdown Reactors. PRIS. [2021-06-23]. （原始內容存檔於2018-06-23）（英語）.

[6] Nuclear Island - Nuclear Power （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）2017-08-11 查閱

[IEA-statistics-2019-7] IEA: www.iea.org/data-and-statistics/. [2021-11-29]. （原始內容存檔於2021-11-25）.

[IAEA_2019-8] IAEA :Nuclear Share of Electricity Generation in 2021 （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）

[BP_2021-9] BP: Statistical Review of World Energy 2021 （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）

[WNA_NuclearFacilities-10] 來源 World Nuclear Association:Decommissioning Nuclear Facilities （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）}}

[11] 燃料棒該退就會退所有留在爐心的核燃料棒都是正常的. 台灣電力公司. [2014-06-10]. （原始內容存檔於2016-12-28）.

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