核能發(fā)電現(xiàn)狀及發(fā)展簡介

核能發(fā)電現(xiàn)狀及發(fā)展簡介第一部分：核能發(fā)電一、核能發(fā)電及其特點二、核電站反應(yīng)堆三、壓水堆核電站四、沸水堆核電站五、重水堆核電站六、快中子增值反應(yīng)堆一、核能發(fā)電及其優(yōu)點1、核能發(fā)電原理利用原子核裂變反應(yīng)釋放的能量生產(chǎn)電能。原子核裂變反應(yīng)是指鈾-235，钚-239、鈾-233等元素在中子作用下分裂為兩個碎片，同時釋放出中子和大量能量的過程。原子的結(jié)構(gòu)物質(zhì)是由分子組成的，分子是由原子組成。原子很小，它的直徑不到

1nm.原子由

質(zhì)子

、

電子、中子

三種粒子組成。質(zhì)子帶正電荷，電子帶負(fù)

電荷，

質(zhì)子和中子構(gòu)成原子核。

質(zhì)子和中子依靠強大的核力緊密地結(jié)合在一起，一旦原子核發(fā)生分裂（核裂變）或聚合（核聚變），就可能釋放出驚人的能量，這就是核能。什么是核能？核能可分為三類：（1）裂變能：重元素（如鈾、钚等）的原子核發(fā)生分裂時釋放出來的能量；（2）聚變能：由輕元素（氘和氚）原子核發(fā)生聚合反應(yīng)時釋放出來的能量；（3）放射能：原子核衰變時放出來的能量。

什么是核裂變、聚變、鏈?zhǔn)椒磻?yīng)？

這種核聚變反應(yīng)要在數(shù)千萬度高溫（超高溫）和超高壓條件下才能進行，單位質(zhì)量所釋放出來的能量一般為核裂變反應(yīng)的4倍以上，能產(chǎn)生更大的破壞作用，通常又稱這種聚變反應(yīng)為熱核反應(yīng)。

核聚變反應(yīng)戰(zhàn)爭使用核能-原子彈

原子彈――根據(jù)核裂變的原理制成。屬于不可控制的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的結(jié)果.

原子彈的核裝藥一般為钚-239、鈾-235。這些物質(zhì)的原子核在熱中子轟擊下，分裂為兩個或若干個裂片和若干個中子，同時釋放出巨大的能量。新產(chǎn)生的中子又去轟擊其它原子核，如此連續(xù)發(fā)展下去，核分裂的數(shù)量就會急劇增加，形成鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，僅在百分之幾秒內(nèi)就會出現(xiàn)猛烈爆炸，并放出非常大的能量。1公斤鈾釋放出的能量相當(dāng)于2萬噸梯恩梯炸藥爆炸時釋放出的能量！氫彈――根據(jù)核聚變的原理制成。威力比原子彈還大。

氫彈的結(jié)構(gòu)比原子彈復(fù)雜得多，它要裝一個小型原子彈做引爆裝置。由于熱核材料不受臨界質(zhì)量限制，氫彈可以制成比原子彈威力大得多的核武器?，F(xiàn)代氫彈威力可以做到幾萬噸、幾百萬噸和幾千萬噸TNT當(dāng)量。

氫彈的爆炸核武器給人類帶來傷害核電站--核反應(yīng)堆和平使用核能2、核能發(fā)電特點：（1）高效

1克鈾-235原子核裂變時，所釋放的能量相當(dāng)于2.5噸標(biāo)準(zhǔn)煤完全燃燒釋放的熱量，或相當(dāng)于1噸石油完全燃燒所釋放的熱量。煤炭鈾3000噸/天1公斤/天用100個火車皮運輸3個火柴盒核電廠和火電廠比較：一座20萬千瓦2、核能發(fā)電特點：（2）清潔2、核能發(fā)電特點：（3）安全在核電站歷史上發(fā)生過兩次波及廠外的核泄漏事故，即1986年前蘇聯(lián)烏克蘭切爾諾貝利核電站事故和1011年日本福島核電站因地震引起的核泄漏事故。切爾諾貝利核電站事故不是必然的、是完全可以避免的，證明核電是安全的能源。表2所列數(shù)據(jù)表明，核電比天然氣發(fā)電、煤發(fā)電、水電更安全。切爾諾貝利核電站事故簡介

1986年4月26日原蘇聯(lián)（現(xiàn)烏克蘭共和國境內(nèi)）的切爾諾貝利核電站4號機組發(fā)生嚴(yán)重事故

切爾諾貝利核電站事故簡介

切爾諾貝利事故發(fā)生的主要原因是該核電站所采用的核反應(yīng)堆（原蘇聯(lián)設(shè)計的石墨慢化、輕水冷卻、堆內(nèi)沸騰反應(yīng)堆）存在嚴(yán)重的設(shè)計缺陷。運行人員執(zhí)行的實驗程序考慮不周和違反操作規(guī)程也是導(dǎo)致這次事故的原因。

切爾諾貝利核電站事故簡介切爾諾貝利核污染威脅，要經(jīng)過漫長的100年，才可能消失。從核電站事故至今20年來造成的損失為2350億美元

。

切爾諾貝利，使四周15萬平方公里面積的地區(qū)受到污染。已經(jīng)有55000人死亡，150000人殘廢。2、核能發(fā)電特點：(4)經(jīng)濟從美國、歐洲不同類發(fā)電廠每度電的成本來看，核電與煤發(fā)電相當(dāng)，比水電、燃油發(fā)電低。這表明核電的經(jīng)濟性是好的，是具有競爭力的。（5）核資源儲量豐富，取之不盡，用之不竭。海水中的鈾資源極為豐富，1000噸海水中大約含鈾3克，世界各大洋中鈾總含量可達(dá)到40多億噸，可供人類使用幾千萬年。（但海水中提取鈾現(xiàn)在還很困難）2、核能發(fā)電特點1、核電站用核反應(yīng)堆的種類

目前世界各地的核能發(fā)電反應(yīng)堆約有440個，總裝機容量約353,000兆瓦或353千兆瓦。用作商業(yè)運行的反應(yīng)堆主要包括:(1)

壓水式反應(yīng)堆(壓水堆)(2)

沸水式反應(yīng)堆(沸水堆)

(3)

重水壓水式反應(yīng)堆(CANDU)

(4)

壓力管式石墨慢化沸水反應(yīng)堆(RBMK)

二、核電站反應(yīng)堆1、壓水堆特點：1、慢化劑和冷卻劑均為普通水。2、冷卻水通過堆芯，被加熱后，成為300℃、15MPa以上的高溫高壓水?？刂瓢魤毫θ萜鞫研?、沸水堆控制棒堆芯汽水分離器干燥器特點：1、慢化劑和冷卻劑均為普通水。2、冷卻水通過堆芯，被加熱后，成為285℃、7MPa的飽和蒸汽。

3、重水堆反應(yīng)堆容器壓力管慢化劑冷卻劑裝卸料機特點：1、核燃料：天然鈾2、冷卻劑和慢化劑均為重水。3、重水通過壓力管，冷卻燃料，被加熱成300℃、9MPa以上的高溫高壓水。三、壓水堆核電站目前，壓水堆核電站是核電站的主要形式，從軍用核反應(yīng)堆發(fā)展而來，技術(shù)最成熟，運行最安全的核反應(yīng)堆形式。三、壓水堆核電站常規(guī)島

1、構(gòu)成及工作過程進行核反應(yīng)使一回路系統(tǒng)壓力保持穩(wěn)定是熱交換器，把核反應(yīng)堆的熱量傳遞給二回路的水，產(chǎn)生蒸汽發(fā)電。將冷卻劑送入反應(yīng)堆核島

2、一回路系統(tǒng)設(shè)備的作用

常見的壓水反應(yīng)堆核電站，主要包括兩大部分：一部分是利用核能生產(chǎn)蒸汽的核島，包括反應(yīng)堆裝置和回路系統(tǒng)；另一部分是利用蒸汽發(fā)電的常規(guī)島，包括汽輪發(fā)電機系統(tǒng)。核電站用的燃料是鈾，它是一種很重的金屬。用鈾制成的核燃料在反應(yīng)堆內(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，蒸汽推動氣輪機帶著發(fā)電機一起旋轉(zhuǎn)，電能就源源不斷地產(chǎn)生出來，并通過電網(wǎng)送到四面八方

倒U型管束管板

外殼容器

汽水分離裝置蒸發(fā)器穩(wěn)壓器泵2、壓水堆核電站特點（1）系統(tǒng)分為一、二回路，中間設(shè)置蒸發(fā)器（3）系統(tǒng)結(jié)構(gòu)復(fù)雜，但檢修相對簡單（2）二回路蒸汽沒有放射性，汽輪機不需要屏蔽。四、沸水堆核電站常規(guī)島核島1、構(gòu)成及工作過程四、沸水堆核電站3、特點：（1）無一、二回路之分，不需要蒸汽發(fā)生器（3）系統(tǒng)結(jié)構(gòu)簡單，但設(shè)計、檢修復(fù)雜（2）蒸汽帶有放射性，汽輪機需要屏蔽五、重水堆核電站1、構(gòu)成及工作過程2、重水堆核電站特點優(yōu)點：1、利用天然鈾為燃料，提高鈾資源的利用率；2、可以實現(xiàn)不停堆裝卸核連續(xù)換料；缺點：1、體積比輕水堆大，建造費用高；2、重水昂貴，發(fā)電成本也比較高。六、快中子增值反應(yīng)堆—未來核電站

核燃料：钚—239，冷卻劑：液態(tài)金屬鈉不需要慢化劑。裂變反應(yīng)：先鈾-238——钚-239，后由快中子轟擊钚-239發(fā)生裂變反應(yīng)。極大地提高鈾的利用率。2、工作過程：在“快堆”內(nèi)由于核裂變反應(yīng)而產(chǎn)生的熱量，由液態(tài)金屬鈉帶出來并進入中間熱交換器，帶有熱量的液態(tài)鈉再由中間回路進入蒸汽發(fā)生器，使蒸器發(fā)生器內(nèi)的水沸騰并汽化，由蒸汽來驅(qū)動汽輪發(fā)電機組進行發(fā)電。3、快中子堆與熱中子堆比較熱中子反應(yīng)堆，中子需要慢化；而快中子堆，中子不需要慢化；在熱中子反應(yīng)堆內(nèi)，發(fā)電時，核燃料越燒越少。

快中子反應(yīng)堆內(nèi)，而钚—239發(fā)生裂變時放出來的快中子會被裝在反應(yīng)區(qū)周圍的鈾－238吸收，又變成钚—239。這就是說，在堆中一邊消耗钚—239，又一邊使鈾－238轉(zhuǎn)變成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的還多，從而使堆中核燃料越燒變多?！翱於选焙穗娬镜膽?yīng)用，為解決“熱堆”核電站的遺留問題（產(chǎn)生大量貧鈾）找到了切實可行的途徑。由于“快堆”核電站能“增殖”核燃料，所以發(fā)電成本低?！翱於选辈粌H把鈾資源的利用率增大了幾十倍，而且也使鈾資源本省擴大了幾百倍。核能材料

核動力發(fā)展必須解決兩個重要問題：

提高反應(yīng)堆的安全性和改善其經(jīng)濟性,要解決這兩個問題，一是從設(shè)計和管理上解決，研究發(fā)展固有安全性好，非能動反應(yīng)堆，二是提高反應(yīng)堆材料性能。第二部分：核能材料一、核裂變反應(yīng)堆材料（一）壓水堆（PWR）材料

目前世界上的動力反應(yīng)堆，絕大部分是壓水堆（PWR），PWR材料主要包括核燃料、包殼、慢化材料和反射層材料、冷卻劑、控制材料、壓力容器和管道材料以及屏蔽材料。其他核燃料還有鈾238和钚239，又稱裂變核燃料。其中鈾235存在于自然界，而鈾233、钚239則是釷232和鈾238吸收中子后分別形成的人工核素

1、核燃料元件對核裂變材料，完整的實際運行是應(yīng)該有好的輻照穩(wěn)定性和滯留裂變產(chǎn)物的能力?？梢哉J(rèn)為，富U-235的UO2燃料的研究具有成熟的理論和實際應(yīng)用經(jīng)驗，所以燃料目前幾乎使用UO2燃料。鈾-235的含量為3％（稱為富集度).UO2燃料瓷芯塊為直徑1厘米，高度1厘米的圓柱體。钚（英語：Plutonium，）原子序數(shù)為94，元素符號是Pu，原子量為239，是一種具放射性的超鈾元素。釷：元素符號Th，元素中文名稱釷，元素英文名稱Thorium。原子序數(shù)90，釷原子量232.0381，元素類型為金屬，是天然放射性元素。燃料形式形態(tài)材料適用堆型固體燃料金屬U石墨慢化堆合金U-Al快堆U-Mo快堆U-ZrH脈沖堆陶瓷U3Si重水堆(U,Pu)O2快堆(U,Pu)C快堆(U,Pu)N快堆UO2輕水堆、重水堆彌散體金屬-金屬UAl4-Al重水堆陶瓷-金屬UO2-Al重水堆陶瓷-陶瓷(U,Th)O2-(熱解石墨,SiC)-石墨高溫氣冷堆核燃料分類表2、包殼材料：

包殼材料的性能要求是①具有一定強度和塑性，能承受裂變氣體造成的壓力和外部冷卻劑的壓力，并能適應(yīng)燃料的腫脹變形。②良好的抗腐蝕性能，包括燃料及裂變產(chǎn)物、冷卻劑對包殼的腐蝕。③好的核性能，中子吸收截面小，輻射不產(chǎn)生嚴(yán)重的核反應(yīng)等。④具有抗輻照機械性能，輻照不引起過量的強度增加和塑性降低。目前使用的包殼材料為Zr合金。幾百個UO2芯塊疊在一起裝入直徑1厘米，長度約4米，厚度為1毫米左右的細(xì)長鋯合金材料套管內(nèi)，稱為燃料棒。金屬鋯（哈）材料的生產(chǎn)核級海綿鋯的原料為鋯英石（鋯英砂：ZrO2:67.1%；SiO2:32.9%）和風(fēng)信子石（ZrHfSiO4）,與斜鋯礦(ZrO2)用金屬熱還原法制取海綿鋯和海綿鉿，先將鋯英砂精礦氯化為氯化鋯或堿熔制成氫氧化鋯，除去鋯英砂中的SiO2再氯化；經(jīng)過鎂還原制的海綿鋯和海綿鉿，然后熔鑄成錠，制造需要的型材。3、冷卻劑和慢化材料（減速劑）

冷卻劑性能的要求：傳熱系數(shù)大，冷卻能力強；粘度低，易于流動；在較低壓力下能獲得高溫；化學(xué)穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性好，感生放射性小。水堆的冷卻劑同時也是慢化劑，通常用輕水結(jié)合濃縮鈾或重水做慢化劑。重水（heavywater）（氧化氘）是由氘和氧組成的化合物。分子式D2O，分子量20.0275，比普通水（H2O）的分子量18.0153高出約11%，因此叫做重水。

4、控制材料

性能要求：中子吸收材料，常用的控制材料有B4C，Hf，Cd，Ag-In-Cd（二）高溫氣冷堆

氣冷堆的主要特征是采用陶瓷包覆型的UO2顆粒作為燃料。以石墨作為慢化劑，氣體作冷卻劑，包殼材料為鎂合金。二、核聚變反應(yīng)堆材料

聚變反應(yīng)堆是指利用輕原子（氘、氚、氦等）合成，釋放大量結(jié)合能并加以利用的核反應(yīng)堆。氘和氚是能發(fā)生核聚變的核燃料，又稱聚變核燃料。氘存在于自然界，氚是鋰6吸收中子后形成的人工核素。

6個氘的聚變反應(yīng)可產(chǎn)生43.15MeV的能量，是氫燃料放出能量的數(shù)千萬倍。除能量巨大外，海水中的氘是取之不盡用之不竭的，因此聚變堆可以從根本上解決人類能源不足的問題。與裂變堆比，燃料無放射性，系統(tǒng)更安全，不產(chǎn)生放射性廢物。實現(xiàn)聚變反應(yīng)，有兩個基本條件：

等離子體的約束和等離子體的加熱。目前托卡馬克型聚變堆是國際上最具有代表性的研究堆型。托卡馬克堆采用強磁場約束等離子體，采用高速中性粒子入射加熱等離子體。

主要部件：①第一壁，它構(gòu)成等離子體室；②偏濾器系統(tǒng)，它從DT反應(yīng)中取出He；③包層系統(tǒng)，包層等離子體側(cè)與第一壁相鄰，背面與屏蔽層接觸。它的作用是貯存氚增殖劑、提供氚，并向氦冷卻劑傳遞熱量；④磁場屏蔽；⑤燃料供應(yīng)和等離子體加熱熱源。1、第一壁和包殼材料

第一壁材料受到能量為14.1MeV的中子輻照，目前作為第一壁和包層材料的候選材料主要有奧氏體鋼、鐵素體／馬氏體鋼、釩基合金和石墨及碳碳復(fù)合材料等，SiC/SiC復(fù)合材料在近期才被作為侯選材料。

以前一些Mo，Nb，Mn等高溫合金由于中子輻照產(chǎn)生長壽命活化產(chǎn)物，不再作為考慮對象

輻照效應(yīng)是第一壁和包層材料的主要問題。

SiC具有優(yōu)異的高溫性能、抗輻照性能，中子輻照活性較低，但SiC是脆性陶瓷材料，為了提高它的韌性和強度，采用SiC纖維增強制備SiC／SiC復(fù)合材料是比較有效的方法。

2、偏濾器結(jié)構(gòu)材料

偏濾器比第一壁承受更高的熱和粒子通量。偏濾器與第一壁材料結(jié)合，二者熱膨脹系數(shù)要匹配，另外要求材料能承受高熱負(fù)荷，與冷卻劑、氫等離子體相容，抗輻照腫脹和脆化。候選材料有銅合金、鉬合金和鈮合金。銅合金的優(yōu)點是導(dǎo)熱率高，主要問題是熱膨脹系數(shù)大，熔點低。鉬合金和鈮合金的優(yōu)點是熔點高，熱膨脹系數(shù)與碳、鎢裝甲材料相近。但鉬合金的輻照脆化嚴(yán)重，制造和焊接困難。3、氚增殖材料

包層內(nèi)的氚增殖材料在中子作用下轉(zhuǎn)換成氚，為聚變堆提供燃料中的氚。氚增殖材料是含鋰的陶瓷或液態(tài)金屬合金，包括Li2O，LiAlO2，Li2SiO3，Li2ZrO3，Li2TiO3，液態(tài)Li和Li-Pb合金等。氚增殖材料的基本要求是，有一定的氚增殖能力，化學(xué)穩(wěn)定性好，與結(jié)構(gòu)材料相容，氚回收容易，殘留量少

4、聚變堆前景

聚變堆核電站將從根本上“永遠(yuǎn)”解決人類能源供需的矛盾，但目前離實際應(yīng)用還有較長的距離，其中關(guān)鍵問題之一是聚變堆材料，尤其是第一壁材料性能問題。在聚變堆核電站建成前，比較可行的是聚變一裂變混合堆，它是聚變能的早期應(yīng)用。

第三部分：世界核電發(fā)展簡介1938年底，科學(xué)家首次用中子轟擊比較大的原子核，使其發(fā)生核裂變，變成兩個中等大小的原子核，同時釋放出巨大的能量。世界上第一座商業(yè)化核電站1956年在英國運作；經(jīng)過50余年的核能利用和發(fā)展，世界上已有448座核電機組在運行，核電站容量達(dá)到368.4GW，供應(yīng)全球電力的16%還有56個國家擁有284個研究堆和220個船用核動力裝置。正在建設(shè)的核反應(yīng)堆有30個，計劃建設(shè)的核反應(yīng)堆超過70個

1、世界核電站概況（截止2002年底）（1）擁有核電站的國家數(shù)：32個（2）建成并運行的反應(yīng)堆：442座（3）總裝機容量：356746MW（4）核電占總裝機容量比：17%（5）在建核反應(yīng)堆數(shù)：35座（6）在建機組裝機容量：27743MW3、核電技術(shù)發(fā)展方向核電向更安全方向發(fā)展（第三代壓水堆核電站）核電向鈾資源高利用方向發(fā)展（快中子堆核電站）核電向產(chǎn)生取之不盡、用之不竭能量方向發(fā)展（核聚變核電站）“人造太陽”發(fā)電量夠用數(shù)億年，未來的穩(wěn)態(tài)運行的熱核聚堆用于商業(yè)運行后，所產(chǎn)生的能量夠人類用數(shù)億年乃至數(shù)十億年。

根據(jù)設(shè)計，EAST產(chǎn)生等離子體最長時間可達(dá)1000秒，溫度將超過1億度。該裝置的建設(shè)由中科院合肥物質(zhì)科學(xué)研究院等離子體所承擔(dān)，歷時8年、耗資2億人民幣可控核聚變—“人造太陽”成功放電4.世界看好今后的核電發(fā)展

當(dāng)前，火電占世界上總發(fā)電量的64%，但世界上火電的發(fā)展面臨很大的壓力；從長遠(yuǎn)來看由于資源短缺火電作為世界主力能源的地位可能被其他能源所取代。核能資源豐富（世界上熱中子堆和快中子堆核電站使用的鈾、釷資源可夠開采數(shù)千年，熱核堆核電站使用的氘、氚資源可夠開采幾十億年），逐漸認(rèn)識到核電是一種高效、清潔、安全、經(jīng)濟的能源，其技術(shù)發(fā)展又有堅實的基礎(chǔ)和明確的計劃，現(xiàn)在世界看好今后的核電發(fā)展。我國計劃到2020年核電裝機容量從現(xiàn)在的8GW發(fā)展到40GW，核發(fā)電將占當(dāng)時全國總發(fā)電量的4-6%

；到2050年核電裝機容量達(dá)到240GW，核發(fā)電將占當(dāng)時全國總發(fā)電量的20%

；

俄羅斯計劃到2030年在國內(nèi)新建42-58臺核電機組，使核發(fā)電占總發(fā)電量的比例從現(xiàn)在的16%提高到25%，并在國外投標(biāo)建設(shè)40-50臺核電機組；

美國計劃到2050年新建核電機組100座；

日本計劃到2030年新建10座核電機組，使核電裝機容量達(dá)到62.86GW；韓國計劃到2015年新建12座核電機組；印度計劃到2020年核電裝機容量達(dá)到29GW，比現(xiàn)在增加8倍多；到2050年達(dá)到275GW。5、中國已建、在建及核電站簡介秦山一期：1×30萬KW

秦山核電站位于東海之濱美麗富饒的杭州灣畔，是中國第一座依靠自己的力量設(shè)計、建造和運營管理的30萬千瓦壓水堆核電站。1985年3月澆灌第一罐核島底板混凝土，1991年12月首次并網(wǎng)發(fā)電，1994年4月投入商業(yè)運行，1995年7月通過國家驗收。它的建成投產(chǎn)結(jié)束了祖國大陸無核電的歷史，是我國和平利用核能的光輝典范，同時也使我國成為繼美、英、法、前蘇聯(lián)、加拿大、瑞典之后世界上第七個能夠自行設(shè)計、建造核電站的國家。(1)秦山一期：1×30萬KW(2)秦山二期：2×60萬KW

秦山核電二期工程，是建設(shè)我國自主設(shè)計、自主建造、自主管理、自主運營的首座2×60萬千瓦商用壓水堆核電站，由中國核工業(yè)集團公司、國家電力公司華東公司、浙江電力開發(fā)公司、申能（集團）有限公司、江蘇投資管理有限責(zé)任公司、安徽能源集團有限公司共同出資興建，工程總投資為148億元人民幣。核電站的設(shè)計壽命為40年。主體工程于1996年6月2日開工，經(jīng)過近6年的建設(shè)，第一臺機組于2002年4月15日比計劃提前47天投入商業(yè)運行。(3)秦山三期：2×72.8萬KW

秦山核電三期工程是國家“九五”重點工程，是中國和加拿大兩國政府迄今為止合作建設(shè)的最大項目，也是我國首座商用重水堆核電站工程。秦山秦山核電三期工程采用加拿大成熟的坎杜6型商用核電技術(shù)，由加拿大原子能有限公司（AECL）總承包，總裝機容量為2×72.8萬千瓦，設(shè)計壽命40年，平均設(shè)計年容量因子85%，參考電廠為韓國月城核電站3號、4號機組，項目總投資28.80億美元。(4)大亞灣核電站：2×98.4萬KW

大亞灣核電站是我國大陸第一座大型商用核電站，擁有兩臺98.4萬千瓦的壓水堆核電機組，1982年12月國務(wù)院批準(zhǔn)建設(shè)，1985年1月成立廣東核電合營有限公司，1987年8月主體工程開工，1994年5月全面建成投入商業(yè)運行，到2005年已成功實現(xiàn)安全運行11周年。(5)嶺澳核電站：2×99萬KW

嶺澳核電站一期是中國廣東核電集團按照國務(wù)院確定的“以核養(yǎng)核，滾動發(fā)展”方針，繼大亞灣核電站投產(chǎn)后，在廣東地區(qū)興建的第二座大型商用核電站，是國家“九五”期間批準(zhǔn)建設(shè)的我國最大能源項目之一。

嶺澳核電站一期擁有兩臺裝機容量為99萬千瓦的壓水堆核電機組，主體工