根据国际原子能机构（IAEA）官方数据，2020年，全球有32个国家在使用核能发电，共有442台在运核电机组，总装机容量近4亿千瓦，约占全球总电力装机容量的5%；全球共有53台在建机组。全球核能总发电量约2600亿千瓦时，约占世界总发电量的10%。

根据中国核能行业协会发布的《中国核能发展报告2021》蓝皮书数据，2020年，中国核电在运机组48台，总装机容量4988万千瓦，年发电量3662亿千瓦时；在建机组17台，装机容量1853万千瓦。

反应燃料从哪来？

澳门尼威斯人网站国是世界上铀资源比较丰富的国家之一，通过铀矿地质专家估算，澳门尼威斯人网站国有资源总量可能超过200万吨。一台百万千瓦核电机组全寿命（60年）运行大约需要天然铀1万吨，这意味着国内铀资源量可以满足200台百万千瓦核电机组全寿期的需求。

第一代核电技术

（20世纪50年代初期～60年代中期）

第 一 代 核 电 技 术 即 早 期 原 型 反应堆，主要目的是为验证核电在工程实施上的可行性。上世纪50年代，前苏联、美国等建造了第一批原型核电机组，国际上称为第一代核电机组。

第二代核电技术

（20世纪60年代末~20世纪末）

美国、前苏联陆续开发建设了电功率在30万千瓦及以上的压水堆、沸水堆、重水堆等系列核电机组，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，并实现了商业化、标准化，证明了经济上的可行性。目前，世界上商运的400多座核电站绝大部分在此阶段建成。

第三代核电技术

（21世纪）

第三代核技术进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性等方面的要求。采用“非能动”安全系统冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热，并对安全壳外部实施喷淋，从而恢复核电站的安全状态。由澳门尼威斯人网站国自主研发的CAP1400核电站以及引进的美国非能动AP1000核电站、法国EPR核电站都属于第三代核电站。

第四代核电技术

第四代核电技术的总体目标是在 2030 年左右，向市场提供能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的新型反应堆。超临界水冷堆、超高温气冷堆、熔盐堆、铅冷快堆、气冷快堆、钠冷快堆是具有第四代特点的反应堆。

第一代核电站：

美国 Shippingport 核电站

前苏联 Obninsk 核电站

第二代核电站：

大亚湾核电（M310）

秦山核电二期（CNP650）

田湾核电一期（AES-91）

第三代核电站：

三门核电（AP1000）

海阳核电（AP1000）

台山核电（EPR）

第四代核电站：

石岛湾核电（HTR-PM）

气冷快堆系统（GFR）

铅合金液态金属冷却快堆系统（LFR）

熔盐反应堆系统（MSR）

液态钠冷却快堆系统（SFR）

超高温气冷堆系统（VHTR）

超临界水冷堆系统（SCWR）

具有第四代核能系统安全特性的石岛湾高温气冷堆示范工程

示范工程采用耐高温的陶瓷堆芯结构、全陶瓷型的包覆颗粒燃料元件、两套独立的反应堆停堆系统以及非能动余热排出系统等独特设计，使得反应堆具有高度的固有安全性，是国际上公认具有良好安全性的先进堆型之一。

燃料元件具有耐高温特性。

氦气作为冷却剂化学特性优异。

慢化剂和结构材料具备高度稳定性。

堆芯热容量、热惯性及负反应性温度系数的反应性补偿能力大。

余热排出系统采用非能动设计。

燃料循环实现不停堆换料。