國內外核電研究現狀及發(fā)展方向

核電利用的國內外研究現狀及發(fā)展趨勢

——柴松、崔陽、戴佳偉、趙丹晨核電利用的研究現狀及發(fā)展趨勢國際核電發(fā)展現狀及趨勢我國核電發(fā)展現狀及趨勢核電概述核電的安全性分析核電概述（一）核能原理鈾是自然界中原子序數最大的元素,,地殼中含量約為4百萬分之一.天然鈾由3種同位素構成,其中鈾-235站0.71%,鈾-235原子核裂變放出的能量是同量煤燃燒放出能量的270萬倍.裂變鏈式反應核電概述（一）核能原理核燃料循環(huán)包含與核燃料發(fā)電相關的一切活動。核燃料循環(huán)自鈾的開采開始，到核廢料的處置為止。在加上乏核燃料的后處理之后，這些活動便構成了一個完整的循環(huán)。

包括以下過程:

采礦和研磨、轉換、濃縮、制造、發(fā)電、乏燃料的儲存、乏燃料的后處理和處置。

（一）核能原理核裂變就是一個重原子核吸收了一個中子之后分裂成為兩個輕原子核的過程。這個過程的兩項產物使它具有很大的利用價值,即每一次核裂變,一方面釋放出的大量能量可以加以利用,另一方面又產生2-3個新的中子。新產生的中子又繼續(xù)引起更多的重原子核裂變,這樣就可以連續(xù)發(fā)展下去,形成“鏈式反應”,從而不斷地釋放出大量的能量。核電概述核電概述（二）核電站簡單流程核電概述（二）核電站簡單流程核電概述（二）核電站簡單流程核電概述（二）核電站簡單流程核電概述（二）核電站簡單流程核電概述（三）核反應堆核反應堆通常指裂變反應堆,即用于產生自身維持和控制鏈式核裂變反應的裝量,因最初這種裝量由石墨磚及含核燃料的石墨塊堆砌成而得名。核反應堆是核電站的關鍵設備,鏈式裂變反應就在其中進行,反應堆的種類很多,核電站中使用最多的是壓水堆.壓水堆中首先要有核燃料,把小手指頭大小的燒結二氧化鈾芯塊裝到鋯合金管中,將2百多根裝有芯塊的鋯合金管組裝在一起,成為燃料組件.每個組件中有一束控制棒,控制著鏈式裂變反應的急緩程度和反應的開始和終止.

核電概述（三）核反應堆用途:生產堆試驗堆動力堆供熱堆燃料:天然鈾堆濃縮鈾堆釷堆中子能量:快中子堆熱中子堆冷卻劑:水冷堆氣冷堆有機堆鈉冷堆慢化劑:石墨堆輕水堆重水堆熔鹽堆熱工工質:沸水堆壓水堆反應堆的結構形式和分類

反應堆的結構形式是千姿百態(tài)的,它根據燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊的設計需要等因素可建造成各類型結構形式的反應堆。目前世界上有大小反應堆上千座,其分類也是多種多樣。核電站主要堆型核電概述（三）核反應堆PWR壓水堆:加壓輕水冷卻、慢化反應堆BWR沸水堆:沸水冷卻、慢化反應堆PHWR重水堆:重水冷卻、慢化反應堆GCR氣冷堆:氣體冷卻，石墨慢化反應堆LWGR石墨慢化輕水冷卻堆FBR快堆:快中子反應堆現在運行的以液態(tài)金屬（Na）冷卻為主核電站各堆型比重壓水堆沸水堆61.3％24.6％重水堆石墨水冷堆石墨氣冷堆快中子堆4.9％4.5％4.0％0.7％核電概述（三）核反應堆PWR:壓水堆一回路二回路三回路核電概述（三）核反應堆核電概述（三）核反應堆PressurizedWaterReactor,由美國西屋公司首先設計,目標為核潛艇第一座商用壓水堆核電廠為美國的Shippingport,1982年退役主要的生產廠商有Westinghouse,AseaBrownBoveri-CombustionEngineering(ABB-CE),Framatome,KraftwerkUnion,Siemens,andMitsubishi,B&W等PWR:壓水堆核電概述（三）核反應堆加壓輕水冷卻、輕水慢化三個獨立的回路一回路:反應堆冷卻回路（放射性）2－4條回路有蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、泵、堆芯和管道構成二回路:汽輪發(fā)電機回路三回路:循環(huán)冷卻水回路PWR:壓水堆核電概述（三）核反應堆核電概述（三）核反應堆BWR:沸水堆BoilingWaterReactor最初由Allis-Chalmers和GeneralElectric(GE)設計，Allis-Chalmers設計的機組已全部停閉。第一臺美國的商用沸水堆核電站為HumboldtBay（California）其它的供應商有ASEA-Atom,KraftwerkUnion,Hitachi。沸水堆的建造國家（地區(qū)）:Finland,Germany,India,Japan,Mexico,Netherlands,Spain,Sweden,Switzerland,Taiwan，US.JapanandTaiwanhavethenewestBWRunits.核電概述（三）核反應堆BWR:沸水堆核電概述（三）核反應堆輕水冷卻、輕水慢化和常規(guī)火電廠類似，設置了2個回路優(yōu)點:沒有蒸汽發(fā)生器低壓缺點放射性BWR:沸水堆HPWR:加壓重水堆重水慢化的反應堆。有很多種類型，最成功的是加拿大的CANDU系列。開發(fā)商:AECL（加拿大原子能公司）秦山三期核電概述（三）核反應堆HPWR:加壓重水堆核電概述（三）核反應堆GCR:氣冷堆最早的堆型之一,用于生產钚石墨慢化劑惰性氣體為冷卻劑二氧化碳氦氣優(yōu)點冷卻劑溫度高,循環(huán)效率高安全性能好核電概述（三）核反應堆GCR:氣冷堆核電概述（三）核反應堆FBR:快堆LMFBR為主液態(tài)金屬冷卻燃料的增殖能力四個回路冷卻劑回路中間回路蒸汽給水回路循環(huán)冷卻水回路核電概述（三）核反應堆FBR:快堆核電概述（三）核反應堆核電利用的研究現狀及發(fā)展趨勢國際核電發(fā)展現狀及趨勢我國核電發(fā)展現狀及趨勢核電概述核電的安全性分析世界核電發(fā)展之最世界上第一個核電站:１９５４年蘇聯在莫斯科西南奧布寧斯克建成，裝機容量為５０００千瓦。世界最大的核電站:位于日本西北部新潟縣的柏崎刈羽核電站。世界核電生產能力最強的國家:美國，擁有１０４座核電站。核電發(fā)電量占全國總電力比例最高的國家:法國。法國核電發(fā)電量占全國總電力的比例接近８０％。國際核電發(fā)展現狀及趨勢世界核電分布國際核電發(fā)展現狀及趨勢美國核電分布國際核電發(fā)展現狀及趨勢日本核電分布國際核電發(fā)展現狀及趨勢法國核電分布國際核電發(fā)展現狀及趨勢截止2010年世界共有441

座核電站運行268

座壓水堆核電站

94

座沸水堆核電站

23

座氣冷堆核電站

40

座重水堆核電站

12

座石墨水冷堆核電站

3

座快中子堆核電站壓水堆核電站共發(fā)電249GW(2.49億千瓦)

占核電總發(fā)電量65%主要是第二代核電站國際核電發(fā)展現狀及趨勢

發(fā)電量

運行核電廠bil.kwh%No.MWe

美國

788.6

20

103

98034

法國

426.8

78

59

63473

日本

273.8

29

55

47700

俄羅斯

133

16

31

21743

德國

158.4

32

17

20303

韓國

124

38

20

16840

烏克蘭

81.1

51

15

13168

加拿大

85.3

15

18

12595

英國

73.7

19

2311852國際核電發(fā)展現狀及趨勢正在建設的核電站計劃建設的核電站數量容量MWe數量容量MWe美國1215000俄羅斯749201011960法國11630日本222851114945韓國3300056600加拿大2150033300印度62976108560伊朗191521900國際核電發(fā)展現狀及趨勢巴基斯坦13002600印度尼西亞22000巴西11245芬蘭11630羅馬尼亞21310保加利亞21900烏克蘭21900阿根廷16921740斯洛伐尼亞2840白俄羅斯11000南非1165朝鮮1950國際核電發(fā)展現狀及趨勢核能發(fā)電的發(fā)展趨向國際核電發(fā)展現狀及趨勢1.國外四代核電技術現狀

壓水堆仍將是國際未來30-40年的主力堆型第一代核電站第二代核電站第三代核電站第四代核電站

五、六十年代原型堆解決工程技術問題七十年代至今運行業(yè)績良好,還在增效延壽多種堆型仍在批量建設（共23臺）九十年代至今安全性經濟性好市場前景樂觀,已建首堆工程,尚未批量推廣,在建8臺

九十年代后期起六種堆型安全經濟資源利用廢物量最小防止核擴散2035年左右商用化國際核電發(fā)展現狀及趨勢第二代核電站運行業(yè)績良好,還在增效延壽仍在批量建設（共50臺）中國已開工建設的核電機組23臺,在建規(guī)模2540萬千瓦,占世界在建核電機組的40%以上。第三代核電站已建首堆工程，尚未批量推廣，在建8臺:芬蘭1臺-EPR；法國1臺-EPR；中國6臺-2*EPR+4*AP1000國際核電發(fā)展現狀及趨勢第一代核電站:自50年至60年代初蘇聯、美國等建造的第一批單機容量在300MWe的原型核電站，美國的希平港核電站英第安角1號核電站，法國的舒茲(Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站,日本的美浜1號核電站等。國際核電發(fā)展現狀及趨勢第二代核電站：自60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600－1400MWe的標準核電站，以美國為代表的Model212（600MWe，兩環(huán)路壓水堆）、Model312（1000MWe，3環(huán)路壓水堆，采用12英尺燃料組件），Model314（1040MWe，3環(huán)路壓水堆，采用14英尺燃料組件），Model412（1200MWe，4環(huán)路壓水堆，采用12英尺燃料組件）、Model414（1300MWe，4環(huán)路壓水堆，采用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環(huán)路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第2代核電站范疇。法國的CPY，P4，屬于Model312，Model414一類標準核電站。日本、韓國也建造了一批Model412.System80等標準核電站。目前世界核電站主力機組。國際核電發(fā)展現狀及趨勢“二代”核電站仍然是主力軍?！暨\行業(yè)績良好。目前全世界正在運行的核電站，絕大部分屬于“第二代”核電站。三十多年來，積累了超過12086堆年的安全運行經驗，負荷因子高，非計劃停堆次數下降，已經發(fā)展成為一種成熟可靠的技術，具有可接受的安全性和和較好的經濟性。2005年全世界運行核電機組443臺，發(fā)電量占總發(fā)電量的20%?！衾^續(xù)進行改進。近年來對“2代”機組的壽命研究，證明還有相當的改進潛力，提高可利用率，可利用率從70%左右提高到90%，提高出力，進行增效延壽，壽命由40年延長到60年。美國上世紀九十年代開始實施“2代”機組的增效延壽，成效顯著，單就提高可利用率，就相當于新建了25臺百萬千瓦機組。提高出力5-10%?！舾倪M方向。提高安全性:增設嚴重事故預防和緩解措施（穩(wěn)壓器卸壓排放，增設非能動氫復合器，設置堆芯撲集器）；采用PSA技術，評估核電站安全性并指導維修，制訂嚴重事故管理規(guī)程及狀態(tài)導向操作規(guī)程；提高經濟性:采用18個月換料，縮短換料停堆時間提高可利用率；提高電站性能:采用全數字化儀控和先進控制室，改善人機界面。國際核電發(fā)展現狀及趨勢發(fā)展的背景1979年美國發(fā)生三里島核電站事故1986年前蘇聯發(fā)生切爾諾貝利核電站事故公眾要求進一步提高核電的安全性1990年EPRI根據主要電力公司意見出版了“電力公司要求文件(URD)”共三卷1994年歐洲聯盟出版了“歐洲電力公司要求(EUR)”共四卷文件對未來壓水堆和沸水堆核電站提出了電力公司明確和完整的要求,更高的安全要求和經濟要求,涉及各個技術和經濟領域第三代核電國際核電發(fā)展現狀及趨勢——第三代核電機組有更高安全目標堆芯熱工安全裕量>15%

堆芯損壞概率<10-5/堆年大量放射性外泄<10-6/堆年——第三代核電機組有更好的經濟性

機組額定功率1000—1500MWe

可利用因子>87%

換料周期18-24月電站壽命60年建設周期48-52月能與聯合循環(huán)的天然氣電廠相競爭——第三代核電機組技術上更先進

美國歐洲能動核電站：System80+,APWR1000，ABWREPR非能動核電站：AP1000EP1000第三代核電代表性核電站國際核電發(fā)展現狀及趨勢AP1000國際核電發(fā)展現狀及趨勢AP1000特點非能動安全系統非能動安注多級非能動自動卸壓系統非能動余熱排放系統非能動安全殼冷卻系統嚴重事故預防和緩解堆腔淹沒技術安全殼內氫點火和氫復合系統雙層安全殼全數字化儀控,先進控制室模塊化施工,工期48個月國際核電發(fā)展現狀及趨勢EPR國際核電發(fā)展現狀及趨勢EPR特點高功率(1500MWe—1700MWe)4通道安全系統雙層安全殼嚴重事故預防及緩解穩(wěn)壓器卸壓堆芯撲集器非能動氫復合器全數字化儀控,先進控制室模塊化施工國際核電發(fā)展現狀及趨勢2000年,美國發(fā)起了由9個國家參與的“第四代核能國際論壇”（GIF）的研討,并于2002年提出了第四代核電的六種研究開發(fā)的堆型和研究開發(fā)“路線圖”。2001年在俄羅斯的推動下,IAEA發(fā)起了“創(chuàng)新型核反應堆和燃料循環(huán)國際合作項目”（即INPRO）,2006年6月前完成了第一階段工作,出版了有關評價指南和方法學等的IAEA技術文件。GIF和INPRO兩個計劃,提供了良好的國際合作平臺。我國從一開始就是INPRO項目的成員國；2006年7月,我國己草簽了參加GIF的協議,并將參與快堆和高溫氣冷堆的合作項目有關活動?；诜篮藬U散的目的,美國于2006年2月發(fā)出“全球核能合作伙伴”（GNEP）倡議,發(fā)展具有防擴散功能的快堆核電站和閉合核燃料循環(huán)技術,中國是首批五大參與國之一。

“第四代”核電技術尚在研究開發(fā)國際核電發(fā)展現狀及趨勢第四代核能系統代號中子能譜燃料循環(huán)鈉冷快堆系統(SodiumCooledFastReactorSystem)SFR快閉式鉛合金冷卻快堆系統(LeadAlloy-CooledFastReactorSystem)LFR快閉式氣冷快堆系統(Gas-CooledFastReactorSystem)GFR快閉式超高溫堆系統(VeryHighTemperatureReactorSystem)VHTR熱一次超臨界水冷堆系統(SupercriticalWaterCooledReactorSystem)SCWR熱和快一次/閉式熔鹽堆系統(MoltenSaltReactorSystem)MSR熱閉式[15]

國際核電發(fā)展現狀及趨勢鈉冷快中子堆熔鹽堆超高溫氣冷堆超臨界水堆鉛冷快中子堆氣冷快中子堆第四代核電國際核電發(fā)展現狀及趨勢核電利用的研究現狀及發(fā)展趨勢國際核電發(fā)展現狀及趨勢我國核電發(fā)展現狀及趨勢核電概述核電的安全性分析我國核電及趨勢發(fā)展現狀2009年初發(fā)電裝機達到了8億千瓦，預計2010年將達到9.5億千瓦。中國已經成為世界上電力生產和消費大國。由于以燃燒化石燃料為主，使中國成為SO2和CO2排放的大國。我國能源發(fā)展面臨四個基本問題:①經濟社會發(fā)展中的能源供需總量平衡問題②長期以煤為主的能源結構，造成的環(huán)境、生態(tài)問題③西煤東運、北煤南運、西電東輸的能源輸運問題④對國外資源依存的能源供應安全問題。核電的基本特性決定了無可替代的重要作用:①核電是不排放SO2等污染物和二氧化碳的清潔能源②核電的安全可靠性繼續(xù)不斷提高③核電對煤電具有較強經濟競爭力和替代能力④核電燃料運輸量小，發(fā)展核電是調整能源布局的有效途徑(一）我國能源面臨的挑戰(zhàn)和核電發(fā)展

秦山一期核電廠300MW大亞灣核電廠2×900MW1994年2月1日和5月6日兩個機組分別投入商業(yè)運行1991年12月15日并網發(fā)電（二）我國核電發(fā)展現狀(運行核電站)我國核電及趨勢發(fā)展現狀我國核電發(fā)展現狀(運行核電站)秦山二期650MW核電站1.2機組分別與2002年2月6日、2004年5月并網發(fā)電嶺澳核電站1.2機組分別與2002年2月26日、2002年9月并網發(fā)電我國核電及趨勢發(fā)展現狀我國核電發(fā)展現狀(運行核電站)江蘇田灣核電站1.2機組分別與2006年5月12日、2007年5月并網發(fā)電秦山三期核電站1.2機組分別與2002年11月19日、2003年6月并網發(fā)電我國核電及趨勢發(fā)展現狀㈠在役核電機組安全穩(wěn)定運行2009年，我國大陸11臺、總裝機容量908萬千瓦在役核電機組繼續(xù)保持安全穩(wěn)定運行。全年累計發(fā)電量692?63億千瓦時，同比增加1?3%；發(fā)電設備利用小時7914小時，同比增加89小時，平均負荷因子達到90?34%，均創(chuàng)歷史新高。全年沒有發(fā)生國際核事件分級2級和2級以上的運行事件，核電廠運行期間放射性排出流的排出量遠低于國家標準限值，沒有給環(huán)境帶來任何不良影響。我國核電及趨勢發(fā)展現狀㈠在役核電機組安全穩(wěn)定運行各核電廠繼續(xù)堅持“安全第一、質量第一”的方針，千方百計提高安全和質量水平，在役核電機組安全運行業(yè)績高于世界平均水平。中核集團公司運行的7臺機組中有4臺進入世界先進行列；到2009年底，大亞灣1號機組累計安全運行2692天，嶺澳1號機組連續(xù)安全運行1601天，在法國同類型機組中分別排名第二和第三。大亞灣2號機組與WANO（世界核電營運者組織）9項指標對比，全部達到世界先進水平。我國核電及趨勢發(fā)展現狀（三）進入批量化加快發(fā)展階段

2020年核電規(guī)劃容量將達到40GW,占當時電力總容量約4%（現在世界的平均水平為16%）。核電占總電量的份額仍然較低。近兩年來,國務院陸續(xù)批準了新的核電項目,其中二代改進型的有23個機組,達到批量規(guī)模。三代的AP1000和EPR也開始建設。此外進入工程前期的還有,湖南桃花江、湖北大阪、江西彭澤,以及海南昌江核電站。中國的核電進入了加快發(fā)展的時期。

我國核電及趨勢發(fā)展現狀我國核電發(fā)展現狀(已開工項目)

遼寧紅沿河核電站4臺機組主體工程于2007年8月陸續(xù)開工

福建寧德核電站4臺機組主體工程于2008年2月陸續(xù)開工我國核電及趨勢發(fā)展現狀我國核電發(fā)展現狀(已開工項目)福清核電站6X1000MW1.2號機組2008年12月開工圖為2號機組第一罐混凝土方家山2X1000MW核電站1.2號機組2008年12月開工我國核電及趨勢發(fā)展現狀我國核電發(fā)展現狀(已開工項目)

三門核電站

2X1250MWAP1000(三代機型)2009年3月開工

海陽核電站

2X1250MWAP1000(三代機型)2009年9月開工我國核電及趨勢發(fā)展現狀我國核電發(fā)展現狀(已開工項目)

臺山核電站2010年4月15日開工我國核電及趨勢發(fā)展現狀我國核電發(fā)展現狀(已開工項目)

昌江核電站2010年4月25日開工我國核電及趨勢發(fā)展現狀省份廠址省份廠址湖北大畈、浠水、鐘祥福建漳州、龍巖湖南桃花江、常德、衡陽、株洲、小墨山海南紅沙頂江西彭澤、吉安、鷹潭、萬安山東石島灣(CAP1400)、乳山江蘇田灣三期、東陬山遼寧徐大堡、莊河、桓仁安徽蕪湖、吉陽、安慶吉林靖宇、松江浙江龍游、蒼南河南南陽、信陽廣東嶺澳三期、粵東田尾、粵東烏嶼、云浮、西江、北江、韓江四川三壩廣西桂東重慶涪陵、豐都（四）已審查初可研報告的廠址

我國核電及趨勢發(fā)展現狀（五)我國核電已形成規(guī)?；炕l(fā)展格局11臺運行機組安全穩(wěn)定運行,負荷因子達到85%--92%,各項運行指標高于世界平均水準,處于世界中上等水平以上即將建成的嶺澳二期核電站和秦山核電二期擴建均進展良好,預期在2010-2011年將陸續(xù)投產發(fā)電目前已有22臺二代改進型壓水堆核電站取得了批準,并已有7臺機組澆灌了第一罐混凝土主設備已實現了批量采購,有的制造廠已簽訂了數臺或十余臺長周期設備設計的標準化規(guī)范化的工作正在開展68我國核電及趨勢發(fā)展現狀我國核電及趨勢發(fā)展現狀核電利用的研究現狀及發(fā)展趨勢國際核電發(fā)展現狀及趨勢我國核電發(fā)展現狀及趨勢核電概述核電的安全性分析核電的安全性分析1957年9月29日:前蘇聯烏拉爾山中的秘密核工廠“車里雅賓斯克65號”一個裝有核廢料的倉庫發(fā)生大爆炸，迫使蘇聯當局緊急撤走當地11000名居民。1957年10月7日:英國東北岸的溫德斯凱爾一個核反應堆發(fā)生火災，這次事故產生的放射性物質污染了英國全境，至少有39人患癌癥死亡。1961年1月3日:美國愛荷華州一座實驗室里的核反應堆發(fā)生爆炸，當場炸死3名工人。1966年1月17日:帕利馬雷斯氫彈事故1967年夏天:前蘇聯“車里雅賓斯克65號”用于儲存核廢料的“卡拉察湖”干枯，結果風將許多放射性微粒子吹往各地，當局不得不撤走了9000名居民1968年1月21日:圖勒核事故1970年12月18日:加卡平地核事故

歷史上的核事故核電的安全性分析1971年11月9日:美國明尼蘇達州“北方州電力公司”的一座核反應堆的廢水儲存設施發(fā)生超庫存事件，結果導致5000加侖放射性廢水流入密西西比河，其中一些水甚至流入圣保羅的城市飲水系統。1979年3月28日:美國三里島核反應堆因為機械故障和人為的失誤而使冷卻水和放射性顆粒外逸，但沒有人員傷亡報告。1979年8月7日:美國田納西州濃縮鈾外泄，結果導致1000人受傷。1985年8月10日:K-431核潛艇事故1986年1月6日:美國俄克拉荷馬一座核電站因錯誤加熱發(fā)生爆炸，結果造成一名工人死亡，100人住院。1986年4月26日:前蘇聯切爾諾貝利核電站發(fā)生大爆炸，其放射性云團直抵西歐，造成約八千人死于輻射導致的各種疾病。歷史上的核事故核電的安全性分析1993年4月6日:托木斯克-7核爆炸這起發(fā)生在西伯利亞托木斯克的核事故是硝酸清洗容器時發(fā)生爆炸導致的。爆炸致使托木斯克-7的回收處理設施釋放出一個放射性氣體云。1999年9月30日:東海村核事故發(fā)生在東京東北部東海村鈾回收處理設施的核事故是日本歷史上最為嚴重的核災難。事故發(fā)生時，工人們正在混合液體鈾。2011年3月13日:

福島縣政府13日發(fā)布消息稱，新確認有19名從福島第一核電站方圓3公里撤離的人員遭到核輻射，已確認遭核輻射的人數由此上升至22人。歷史上的核事故核電的安全性分析三里島事故1979年3月28日凌晨4時,美國賓夕法尼亞州的三里島核電站第2組反應堆的操作室里,紅燈閃亮,汽笛報警,渦輪機停轉,堆心壓力和溫度驟然升高,2小時后,大量放射性物質溢出。在三里島事件中,從最初清洗設備的工作人員的過失開始,到反應堆徹底毀壞,整個過程只用了120秒。6天以后,堆心溫度才開始下降,蒸氣泡消失——引起氫爆炸的威脅免除了。100噸鈾燃料雖然沒有熔化,但有60%的鈾棒受到損壞,反應堆最終陷于癱瘓。此事故為核事故的第五級。（核事故共7個級別,級別越高,危害越大）核電的安全性分析切爾諾貝利核爆炸1986年4月26日凌晨,位于蘇聯烏克蘭加盟共和國首府基輔以北130公里處的切爾諾貝利核電站發(fā)生猛烈爆炸,反應堆機房的建筑遭到毀壞,同時發(fā)生了火災,反應堆內的放射物質大量外泄,周圍環(huán)境受到嚴重污染,造成了核電史上迄今為止最嚴重的事故。此事故為核事故的第七級核電的安全性分析福島核事故2011年3月13日:

福島縣政府13日發(fā)布消息稱，新確認有19名從福島第一核電站方圓3公里撤離的人員遭到