原子能工业

　　原子能亦称为原子核能或核能，原子能工业又称为核工业。

　　人类在利用原子能以前，利用的能量主要为机械能、化学能和电能等，直到20世纪初，人们才逐渐认识了原子和原子核。1938年奥托·哈恩（德国人，1879~1968）发现铀的核裂变，并证实铀核裂变时会释放出巨大能量。到20世纪40年代初，著名物理学家恩利克·费米（美籍意大利人，1901~1954）领导的研究组建成人类第一台（可控）核反应堆——芝加哥一号堆（Chicago Pile-1），首次实现了人类历史上铀核的可控自持链式裂变反应，标志着人类自此开启了原子能时代。

　　核能最初只是用于军事目的。20世纪40年代初期，美、英、德等国就开展研制原子弹工作，其中以美国于1942年6月开始实施的“曼哈顿计划”最为著名。美国于1942年建立了第一座核反应堆；1945年制成三颗原子弹，第一颗原子弹用于核试验，其余两颗投在日本的长崎和广岛；1945年以后，美国加紧建立新的核燃料工厂，大量制造和不断改进原子弹，于1952年试验氢弹成功。这期间苏联、美国、英国相继建立了本国的原子能工业，并进行多次原子弹和氢弹的爆炸实验。

　　在研制原子弹期间，各国核科学家已预见，若能控制铀的链式反应，便能达到民用核能的目的。1951年美国人，在一座生成钚的反应堆第一次发出核电；1954年苏联建成了世界第一座核电站——奥布宁斯克（Obninsk）核电站，以5000kW电功率开始发电。以此为开端，世界核电开始迅猛发展。

　　核工业是一门学科门类多、技术密度程度高的综合性新兴工业，涉及专业范围广泛，包括铀矿勘查、采冶、铀纯化与转化、同位素分离（铀浓缩）、核燃料组（元）件生产、核军工、核电、乏燃料后处理、核废物处置、核技术应用等，主要学科领域有物理、化学、电子学、冶金、化工、电力、机械制造、建筑、电机和精密仪表，以及计算技术、自动控制、材料学、传热学、医学和生物学等。

　　我国核工业是在中央正确决策和领导下创建和发展起来的，是中华民族历史上前所未有的一项创举。从1955年1月15日，毛泽东主席主持召开的中共中央书记处扩大会议，做出发展原子能事业的重大战略决策开始，至今中国原子能工业已经走过60年的光辉历程。这期间中国核工业取得了举世瞩目的成就：1964年10月16日，我国第一颗原子弹爆炸成功，成为世界第5个试验核武器的国家；1967年6月17日，我国第一颗氢弹试验成功；1970年，我国第一艘核动力攻击潜艇下水。这就是新中国历史上扬我国威、壮我国威的“两弹一艇”，我国核工业的发展为制止国际核讹诈、反对核战争，保卫国家安全，维护世界和平做出了重大贡献。

　　1991年，我国第一座自行设计、建造和运营管理的核电站——浙江秦山核电站并网发电，标志着我国核能走向和平利用。原子能工业的发展、核电的应用为促进我国科学技术和经济发展，改善能源结构，增强综合国力，提高国际地位，发挥了重要作用。

　　一、铀的核裂变

　　铀的核裂变是在1938年由德国化学家奥托·哈恩与弗里茨·斯特拉斯曼最先确认；1939年初奥托·哈恩提出了“分裂核”的概念；1946年，我国著名物理学家钱三强及其夫人何泽慧在法国巴黎大学通过实验发现了铀原子核“三分裂”、“四分裂”的现象，在世界科学界引起强烈反响。

　　核裂变又称为核分裂，是指一个较重的原子核，在核反应中分裂为两个较轻的其他原子核的核物理过程；在裂变过程中，产生大量的中子、β、γ射线和中微子，并放出巨大的核裂变能。理论计算，1千克铀-235裂变释放的能量相当于2700吨标准煤燃烧释放的能量，两者是270万倍的关系（图1-6 ）。

　　图1-6 1千克铀-235裂变放出的能量相当于2700吨标准煤释放的能量示意图

　　（一）核裂变过程

　　铀-235原子核吸收一个中子后，使复合核处于激发态而发生振荡。振荡的结果出现两种情况：一种是复合核由椭球体回复到球型，然后放出γ射线（瞬发γ射线），将过剩的能量释放；另一种由于它的激发能较大，复合核快速分裂成两个独立的原子核。

　　原子核裂变时发射出来的中子称裂变中子，裂变中子分瞬发中子和缓发中子。瞬发中子是裂变过程中直接放出来的中子，这类中子占裂变中子总数的99%，能量分布范围为0.05~5MeV。缓发中子是裂变碎片因含中子过多不稳定而放射出来的，其数目不足裂变中子总数的1%，平均能量在1MeV以下。缓发中子在慢中子裂变反应堆的控制上起着重要作用。

　　（二）核裂变产物

　　铀-235的热中子裂变方式在40种以上，生成的初级裂变产物（裂变碎片）可达80种以上。由于裂变碎片含中子偏多，其中子/质子（N/Z）远超过稳定范围，所以它们几乎全部具有β放射性，一般分析认为每一碎片要经过4~5级β衰变后，才能形成稳定核素。

　　因此，裂变产物中存在300多种放射性同位素和稳定同位素。大部分裂变产物，除了放出β粒子外，还放出γ射线（属于缓发）。少数具有足够激发能的裂变碎片，在β衰变过程中还放出中子（即为缓发中子）。

　　（三）核链式裂变

　　用中子轰击铀原子核，结果原子核分裂成两块中等质量数（周期表数据）的裂变碎片，同时释放出大量能量和2~3个快中子（速度约2万km/s），在适当条件下，这些中子会被其他铀核吸收，再引发裂变，就像链条一样环环相扣，一代代地传下去，形成自持的链式反应，这就是链式裂变反应（图1-7）。

　　图1-7 链式裂变反应示意图

　　由此可知，中子不断入射是实现裂变链式反应的重要因素。若保持裂变链式反应能持续进行下去，就必须保持中子的平衡，即中子数目的不变。中子在一个反应堆系统中，总是经历产生、运动和消亡的过程。只有被铀核吸收并引起裂变的中子，在它本身消亡的同时能产生新一代的中子。

　　除此之外，铀核的自持链式反应与铀同位素的种类有关。天然铀中占99.275%的同位素铀-238是不易裂变的，它仅在快中子作用下有一定的裂变概率。天然铀在中子轰击下发生裂变的主要成分是含量只有0.720%的铀同位素铀-235，此铀同位素在快中子或慢中子轰击下都能使之裂变，而且慢中子引起它裂变的概率更大。在同原子核碰撞过程中，减慢下来的中子遇到铀-238核不但不能引起它发生裂变，反而更容易被它俘获，造成中子损失而不利于链式反应的维持。若想达到裂变链式反应持续进行，一种办法是把同位素铀-235，从天然铀中分离出来，使其含量富集；另一种方法是裂变时产生的快中子迅速变慢，成为速度约为2200m/s的慢中子，这时它引起铀-235核裂变的概率已超过被铀-238俘获的概率，这时链式反应便可自行持续下去。因此，铀核自持链式反应的应用可按不同方法进行，例如原子弹制造，要在最短时间内发生最大量的核裂变，必须采用前一种方法；采用后一种慢化中子方法时，可把天然铀做成块状，按一定排列方式，在能有效减低中子速度的慢化剂中，形成可以维持和控制链式反应的装置，即核反应堆。

　　虽然每次铀-235核裂变，平均产生2.42个中子，但不是所有的中子都有机会再遇上铀-235核，即使跟铀-235核发生碰撞，也不是每次碰撞都引起核裂变，其中，14%的中子被俘获而损失，使可用的中子减少为2.07个。所以，为了实现自持裂变链式反应，反应堆必须维持临界状态。然而在非反应堆不同场合，例如裂变燃料的生产、加工、处理、贮存等都需采用各种措施，防止易裂变物质意外达到或超过临界状态，造成严重的放射性污染，甚至人员的伤亡。

　　二、核燃料循环

　　目前大部分动力堆和研究实验用反应堆均采用浓缩铀作为核燃料。为了获取不同丰度的浓缩铀和其他重要的裂变核燃料（如钚-239），铀浓缩、核燃料转换和核燃料循环在核燃料的生产过程中显得格外重要。

　　核燃料循环包括核燃料进入反应堆前的加工、在反应堆中发生链式裂变反应和乏燃料以及放射性废物的处理处置过程。核燃料在进入反应堆前的加工过程称为核燃料循环的前端，包括铀矿勘查、采冶、纯化与转化、铀浓缩、核燃料组件制造；核燃料从反应堆中卸出后的处理处置称核燃料循环的后端，包括乏燃料的组件储存、运输、后处理和复用回收的易裂变核素、放射性废物处理和处置（图1-8）。

　　核燃料循环主要有两种不同的类型：铀—钚（U—Pu）循环和钍—铀（Th—U）循环。铀—钚循环已实现工业规模的生产，钍—铀循环尚处于试验阶段。现行压水堆、沸水堆、重水堆和石墨堆均采用铀—钚循环。

　　图1-8 核燃料循环

　　铀转化是把铀水冶厂精制的八氧化三铀（黄饼）或二氧化铀等中间产品制成铀的氧化物、氟化物和金属铀的过程。

　　铀浓缩是指为了提高铀-235相对丰度的同位素分离过程。铀同位素分离实际上就是把铀-235和铀-238分开。常用的三种具有工业价值的分离方法：①气体扩散法；②气体离心法；③空气动力学法。此外，激光法、化学交换法和等离子体法的工业应用研究已取得重大进展。

　　气体扩散法是最早实现工业应用的大规模生产方法，这种方法是使待分离的气体混合物通过装有扩散膜（分离膜）的装置时，较轻分子和扩散膜碰撞的机会比较重的分子多，从而可以实现一定程度的分离。气体离心法是在高速旋转的离心机中，通过很强的离心力场的作用，实现轻、重同位素的分离。离心机运行中，较重的分子靠近外围富集，较轻的分子靠近轴线富集。从外围和中心分别引出气体流，就可以得到相对贫化或富集的两股流分。此法的同位素分离效果超过气体扩散法，且电能消耗少、经济成本低，成为一种工业规模生产富集铀的常用方法。空气动力学法又称为喷嘴分离法。该方法是基于在压力差的作用下，采用大量氦气（约95%）或氢气同六氟化铀气体混合形成工业气流，使之通过处于高真空中喷嘴的狭缝面膨胀，在膨胀过程中离心加速到超声速的气流，轻、重分子受到不同的离心力而分离。这种方法的优点是级数较少，又避免了使用昂贵的扩散膜，因此可以节约投资，但耗能稍高于扩散法。

　　核燃料转换：在以铀-235为裂变燃料的天然铀或低浓缩铀的反应堆中，存在着大量的铀-238。铀-238核俘获中子后，经过两次β衰变，生成新的裂变燃料钚-239。新的裂变燃料钚-239的产生是以原装入堆的铀-235的消耗为代价，故把这种过程称为核燃料转换。堆内生成的钚-239同铀混合在一起，由于钚和铀是不同化学元素，还可以用化学方法通过核燃料后处理过程予以分离，但钚的各种同位素不能用化学方法使之相互分离。所以，为了获得较纯净的钚-239（例如军用钚），必须在相当低的燃耗下将燃料元件从堆中卸出。

　　三、核能的军事利用

　　核能问世后，先是应用于军事方面，主要是用来制造原子弹、氢弹等核武器，以及将核能作为舰艇（核潜艇、核航空母舰等）的动力。迄今为止，核武器已发展了三代，即第一代原子弹，第二代氢弹，第三代中子弹。以下仅简要介绍核能在制造原子弹、氢弹中的应用。

　　（一）原子弹

　　原子弹是利用铀-235、铀-233或钚-239等原子核裂变链式反应释放出巨大能量的核武器，也可称为裂变武器。原子弹按照结构原理的不同，可划分为两种不同类型。

　　1. 压拢型（也称“枪型”）

　　该类原子弹是利用一种“炮筒”装置，将两块小于临界质量的裂变物质，在化学炸药爆炸时，产生的高压下迅速合拢达到超临界状态，而引发核爆炸。为了延迟裂变物质飞散，维持链式反应较长时间，以提高原子弹的效率，要把原子弹装在坚固的外壳内。其中，反射层铀-238的密度大，同样也能起到约束作用（图1-9）。

　　图1-9 压拢型原子弹结构原理图

　　1945年8月6日美国投在日本广岛的原子弹属于压拢型结构。代号称为“小男孩”（Little Boy），弹重约4100kg，核装料是丰度约80%的富集铀，重量60kg，爆炸威力为14000吨TNT当量。1kg铀全部裂变释放的能量，大约是18000吨TNT当量，可见该弹核装料的利用率很低只有1.2%。

　　压拢型原子弹的结构简单，较易制造，性能可靠。但是也存在一些缺点，例如该类型原子弹，核装料利用率低，另外，很难利用钚-239作核装料。因为钚-239中不可避免地含有一定量的钚-240，钚-240自发裂变概率特别大，容易引起“过早点火”而影响爆炸效率。

　　2. 压紧型（也称“内爆型”）

　　该类原子弹原理是利用普通烈性炸药，制成球形装置，将小于临界质量的核装料（铀-235或钚-239）制成小球，置于炸药球中心，通过电雷管同步点火，炸药球各点同时起爆，产生向心聚焦的压缩波（又称内爆波），将核装料球体瞬间猛烈压紧，增加其密度，使其超临界状态，实现自持链式反应而导致核爆炸（图1-10）。压紧型原子弹结构优于压拢型结构，核装料量比压拢型原子弹少，利用率高。

　　美国于1945年8月9日投在日本长崎的原子弹属于压紧型结构，代号叫“胖子”（Fat Man），弹重4500kg，采用石墨水冷铀反应堆所生产的钚作为核装料，爆炸威力为21000吨TNT当量，核装料利用率为21%。它由3个同心圆球组成。外球壳是用铀-238做的反射层，内球由两个钚半球组成。内球中心是一个类似乒乓球大小的钋—铍小球作为点火中子源。同心球体外面是由两层楔形烈性炸药组成的炸药球，每层36块，每块上安装两个电雷管。

　　图1-10 压紧型原子弹结构原理图

　　中国的第一颗原子弹采用内爆型结构，铀-235装料，于1964年10月16日在新疆罗布泊附近沙漠，高102m铁塔上，成功地进行了核试验，爆炸威力为22000吨TNT当量（图1-11）。

　　图1-11 我国第一颗原子弹模型（左）及爆炸试验成功后升起的蘑菇云（右）

　　中国核工业的发展，从1955年开始铀矿资源勘查算起，只用了不到10年的时间，便于1964年第一颗原子弹爆炸试验成功。从此，中国进入世界有核武器国家的行列，成为世界上第5个拥有核武器的国家。中国发展核武器，完全是为了防御，在任何时候、任何情况下，都不会首先使用核武器。

　　（二）氢弹

　　氢弹是利用核聚变能的核武器，它是用氘和氚（氢的同位素）作燃料，利用氘和氚等轻原子核的热核反应原理制成的热核武器，通称为氢弹，也称为热核弹，实际上应该叫氘氚弹或聚变弹。氢弹的结构（图1-12）特征表明，由于没有临界质量的限制，氢弹的体积可大可小。因此，氢弹的战术技术性能优于原子弹，有更为广泛的用途。

　　氢弹是热核反应的产物，其热核反应的先决条件是高温（107~108K）。氢弹其自持聚变反应所必需的高温、高密度条件，由原子弹爆炸来完成。因此，氢弹结构里都装有一个专门引爆作用的原子弹爆炸装置，通常称为“扳机”，可见扳机即是控制氢弹起爆的开关。为了达到高威力，热核装料在点燃前的高度压缩（密度增加15~30倍）尤为重要，为此需要巧妙地设计裂变“扳机”的适时开关。

　　氢弹的热核装料氘和氚是氢的同位素，原子核间的静电斥力最小。在较低温度下即可激发明显的聚变反应，而且反应释放的能量较大。其聚变反应有氘—氘反应和氘—氚反应。当热核装料的温度为几百万至几亿开（K）时，氘—氚反应速率要比氘—氘反应快100倍。因此氘—氚混合物比纯氘更容易发生聚变反应。目前都采用可生成氚的固态陶瓷体氘化锂-6（6LiD）作为氢弹的主要装料。

　　氢弹的爆炸威力一般为几百万吨甚至大到几千万吨TNT当量。有时与洲际弹道导弹和战略轰炸机等远程投射工具相结合的小型化氢弹或特殊性能氢弹也可按需求生产。这类氢弹并构成现代核威慑力量的主体。另外，中子弹、冲击波弹、增强Χ射线弹等，都属于特殊性能的氢弹。

　　1954年3月，美国在太平洋上的比基尼岛进行了第一次氢弹爆炸，威力为1500吨TNT当量。中国1966年12月28日用塔爆方式进行了氢弹试验，爆炸威力为12.2万吨TNT当量。1967年6月17日成功地进行了首次氢弹空爆试验，爆炸威力为330万吨TNT当量（图1-13）。

　　四、核能的和平利用

　　核能的和平利用涉及面极其广泛，包括核电、核动力、航空和航天等领域的应用，以及核技术在工业、农业、医疗等领域的应用。由于篇幅有限，在此主要介绍核能在核电中的利用。

　　（一）核能发电技术简介

　　1.核反应堆与核电厂

　　核电站又称核电厂，其核心部分是反应堆，核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能-热能转换的装置。人们建造核裂变反应堆主要把它当做一个“中子源”，利用裂变产生的大量中子以生产军用和民用同位素或开展科学研究应用，另外核裂变反应堆可充当一个“热源”以供热、发电或提供动力。反应堆运行时堆内的核燃料通过链式裂变反应产生大量热能，热能在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带动发电机运转发电，发出的电通过电网源源不断送往用户，这就是核电厂的基本工作原理。

　　目前世界上已建成的核电站中，动力堆主要有轻水堆（包括压水堆和沸水堆）、重水堆、石墨堆（包括石墨气冷堆和石墨水冷堆）以及快中子增殖堆等类型，其中压水堆是当前最成熟、最主要的堆型。

　　反应堆里装的是天然铀或低浓铀（铀-235富集度2%～5%），与原子弹有本质区别，原子弹里装的是武器级铀（铀-235富集度≥90%）或者武器级钚（钚-239富集度≥93%）。因此，易裂变燃料浓度在反应堆里与原子弹里的区别，就像啤酒因酒精含量太低点不着火，而酒精可点着火一样。

　　2.世界核电的主要堆型

　　（1）压水堆

　　压水堆（PWR）是目前世界上动力堆的主要堆型，它主要由核岛和常规岛组成。核岛主要设备有反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵（主泵）、稳压器等一回路系统设备，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要有汽轮机、发电机、凝汽器、高低压加热器组等二回路系统设备，其形式与常规火电厂类似（图1-14）。

　　压水堆是一种使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，水在堆内不沸腾的核反应堆，是一种技术最成熟、运行安全、经济适用的堆型。在运行的核电站中，压水堆占60%以上。

　　图1-14 压水堆核电站工艺流程示意图

　　20世纪90年代以来，出现了许多改进型压水堆（APWR）。改进型压水堆可减少大量的设备和管路，提高运行周期，缩短建造周期。

　　我国在1991年12月15日成功并网发电的第一座核电站——秦山核电站，是压水堆型核电站。

　　（2）沸水堆

　　沸水堆在核动力反应堆中所占比例仅次于压水堆，占核电站运行动力堆的20%左右。与压水堆相比较，主要差别在于沸水堆允许在堆芯中形成蒸汽。因此，它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（图1-15）。

　　沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。

　　图1-15沸水堆核电站工艺流程示意图

　　（3）重水堆

　　重水堆核电站是发展较早的核电站，有多种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型（CANDU）压力管式重水堆核电站。目前国际上已投入运行的重水堆核电站共30余座，总电功率为2335.4万kW，约占全世界核电站总电功率的6.5%。拥有重水堆核电机组最多的国家是加拿大，韩国、阿根廷、印度、罗马尼亚等国也有少量重水堆核电机组。

　　秦山三期核电站是我国首座商用重水堆核电站，两台机组采用的是CANDU-6重水堆技术。

　　管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物；尺寸也不受限制，堆芯大，可减少中子的泄漏损失，还便于不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。

　　（4）快中子增殖堆

　　快中子增殖堆简称快堆，是由快中子引起链式裂变反应并可实现核燃料增殖的反应堆。快中子堆在运行中既消耗易裂变材料，又生产新易裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核易裂变材料的增殖。

　　目前，世界上已商业运行的核电厂堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用易裂变燃料，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%。快中子增殖堆使铀资源的利用率可提高到60%～70%，使铀资源得到充分利用，核裂变能将成为不可耗竭的能源。

　　我国快中子堆采用池式结构，是目前世界上为数不多的具备发电功能的实验快堆。我国实验快堆的研究成功，使我国继美、英、法、俄等国之后，成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。

　　（5）高温气冷堆

　　高温气冷堆是采用包覆颗粒燃料，以石墨作慢化剂、氦气作冷却剂的反应堆。

　　高温气冷堆有可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现制氢、石油和天然气裂解、煤的气化等新工艺，开辟综合利用核能的新途径。

　　20世纪60年代中期，英国、美国和德国研究发展高温气冷堆并先后建成功率规模较小的原型高温气冷堆核电站，并在此基础上提出商业应用核电站方案。后由于技术经济原因，至今尚未建成商业化高温气冷堆核电厂。高温气冷堆有高热效率和固有安全特点，已被列入第四代核能推进堆型，有可能在本世纪20年代发展为商用核电站。

　　我国高技术研究发展计划（863计划）中，清华大学设计建造了热功率为10兆瓦的实验性高温气冷实验堆。美国的下一代核电站项目（NGNP）拟采用高温气冷堆。

　　（二）世界核电发展概况

　　自20世纪50年代初美国首次利用核能发电以来，至今核电已有60多年的历史，经过半个多世纪的发展，核能已成为世界能源三大支柱（水电、火电、核电）之一。全球现有30多个国家和地区拥有核电，核电站数量已发展到400多座，在日本福岛核事故前，核能发电占全球电力供应的16%左右；福岛核事故后，日本大量机组停运，同时有些国家也新

　　近建成一批核电机组投入运行，近年全球核能年发电量占比下降到约14%。截至2015年底，全球在运核电机组442台，总装机容量3.835亿kW；在建核电机组66台，总装机容量6370万kW。

　　对铀的需求主要是核电，近几年来，核电对铀的需求量约6万吨，而天然铀的生产量可满足核电对铀需求量的90%以上，剩余百分之几由二次供应如铀库存、高浓缩铀、后处理铀等供给。据国际原子能机构最新（2014）报道，全球回收成本＜260美元/kgU的现已查明常规铀资源760多万吨，同等级别的待查明常规铀资源470多万吨，如按现有和预测将要发展的核电装机容量，上述铀资源量完全可满足中期（2030年）甚至到2050年核电对铀的需求。

　　全球已具有核发电能力的国家中，美国、法国、日本（福岛核事故之前，日本在运反应堆数量统计）和中国等四国的在运反应堆数量为世界前四位，共占全球总数的50%左右。反应堆种类很多，其中压水堆、沸水堆和重水堆是三种主要堆型，分别占总数的62.5%、19.2%和11.0%，可见使用最多的是压水堆。在建反应堆大部分仍然是压水堆，占到74.4%。

　　据2014年底统计，拥有核电的国家中，核发电量比例占40%以上的国家有6个。法国核电量比例最高，为76.9%；后5个国家依次为斯洛伐克（56.8%）、匈牙利（53.6%）、乌克兰（49.4%）、比利时（47.5%）、瑞典（41.5%），我国核发电量仅占总发电量的2.4%左右。

　　自日本福岛核事故发生以来，各国不断采取措施，对现有反应堆开展安全检查和评估，组织经验反馈与交流，不断改进优化核电技术，进一步提升了核电的安全性。当前全球核电建设已经开始复苏。

　　（三）我国核电发展现状

　　我国大陆核电从20世纪70年代初开始起步，1984年自行设计、建造的第一座30万kW压水堆核电站——秦山核电站破土动工，1991年12月15日成功并网发电，从而实现了我国大陆核电零的突破，经20多年运行一直处于安全稳定状态，成为我国自力更生和平利用核能的典范（图1-16）。经过30多年的发展，我国核电现已迈入安全高效、稳步发展的新阶段。我国核电建设已采用更先进的第三代技术。“华龙一号”是由中核集团和中广核集团在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，根据福岛核事故经验反馈以及我国和全球最新安全要求，研发的先进百万千瓦级压水堆核电技术，其安全指标和技术性能达到了国际三代核电技术的先进水平，具有完整自主知识产权，2015年5月7日首堆示范工程——中核集团福清核电站5号机组正式开工建设。“华龙一号”已进军国际核电市场。在我国未来经济发展及电力供给中核电无疑将成为一种不可或缺的理想新能源。

　　截至2016年1月1日，我国大陆在运行的核电机组已有30台（图1-17），总装机容量2859万kW，世界排名第四；在建核电机组21台，总装机容量2355万kW，占世界在建总装机容量的36%，居世界第一。按我国核电建设规划，到2020年，将实现运行总装机容量5800万kW，在建3000万kW。2015年我国核电发电量1689.93亿度，占全国年总发电量的3.014%，还远低于目前世界平均水平的14%。根据相关研究预测，按常态发展目标测算，我国到2030年将建成在运行的总装机容量11800万KW（下限目标）。

　　图1-16我国自行设计、建造的第一座秦山核电站

　　图1-17我国大陆在运、在建核电站分布图

　　在核电建设方面，坚持热堆、快堆、聚变堆“三步走”技术路线，近期以百万kW级先进压水堆为主，积极发展高温气冷堆、商业快堆和小型堆等新技术；合理把握建设节奏，稳步有序推进核电建设。

　　我国台湾省自20世纪70年代开始建造核电站以来，现已建成3座核电站，共有6台机组运行，总装机容量504.4万kW；在建机组2台，装机容量270万kW。

　　（四）核技术在科学研究、航空、航天、工农业和医疗卫生中的应用

　　核技术是指核非动力技术，虽不属于核能领域，但与核能密不可分，它和核能已成为核领域的两个重要方面。核技术是一种跨学科、跨领域、跨行业的交叉融合技术，与国计民生息息相关，其应用十分广泛。目前，我国核技术应用已达到一定规模和水平，形成了一套从科研开发到产业化的完整体系。