根據國際原子能機構（IAEA）官方數據，2020年，全球有32個國家在使用核能發電，共有442台在運核電機組，總裝機容量近4億千瓦，約占全球總電力裝機容量的5%；全球共有53台在建機組。全球核能總發電量約2600億千瓦時，約占世界總發電量的10%。

根據中國核能行業協會發布的《中國核能發展報告2021》藍皮書數據，2020年，中國核電在運機組48台，總裝機容量4988萬千瓦，年發電量3662億千瓦時；在建機組17台，裝機容量1853萬千瓦。

反應燃料從哪來？

我國是世界上鈾資源比較豐富的國家之一，通過鈾礦地質專家估算，我國有資源總量可能超過200萬噸。一台百萬千瓦核電機組全壽命（60年）運行大約需要天然鈾1萬噸，這意味着國内鈾資源量可以滿足200台百萬千瓦核電機組全壽期的需求。

第一代核電技術

（20世紀50年代初期～60年代中期）

第 一 代 核 電 技 術 即 早 期 原 型 反應堆，主要目的是為驗證核電在工程實施上的可行性。上世紀50年代，前蘇聯、美國等建造了第一批原型核電機組，國際上稱為第一代核電機組。

第二代核電技術

（20世紀60年代末~20世紀末）

美國、前蘇聯陸續開發建設了電功率在30萬千瓦及以上的壓水堆、沸水堆、重水堆等系列核電機組，單機組的功率水平在第一代核電技術基礎上大幅提高，并實現了商業化、标準化，證明了經濟上的可行性。目前，世界上商運的400多座核電站絕大部分在此階段建成。

第三代核電技術

（21世紀）

第三代核技術進一步明确了預防與緩解嚴重事故、提高安全可靠性等方面的要求。采用“非能動”安全系統冷卻反應堆堆芯，帶走堆芯餘熱，并對安全殼外部實施噴淋，從而恢複核電站的安全狀态。由我國自主研發的CAP1400核電站以及引進的美國非能動AP1000核電站、法國EPR核電站都屬于第三代核電站。

第四代核電技術

第四代核電技術的總體目标是在 2030 年左右，向市場提供能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的新型反應堆。超臨界水冷堆、超高溫氣冷堆、熔鹽堆、鉛冷快堆、氣冷快堆、鈉冷快堆是具有第四代特點的反應堆。

第一代核電站：

美國 Shippingport 核電站

前蘇聯 Obninsk 核電站

第二代核電站：

大亞灣核電（M310）

秦山核電二期（CNP650）

田灣核電一期（AES-91）

第三代核電站：

三門核電（AP1000）

海陽核電（AP1000）

台山核電（EPR）

第四代核電站：

石島灣核電（HTR-PM）

氣冷快堆系統（GFR）

鉛合金液态金屬冷卻快堆系統（LFR）

熔鹽反應堆系統（MSR）

液态鈉冷卻快堆系統（SFR）

超高溫氣冷堆系統（VHTR）

超臨界水冷堆系統（SCWR）

具有第四代核能系統安全特性的石島灣高溫氣冷堆示範工程

示範工程采用耐高溫的陶瓷堆芯結構、全陶瓷型的包覆顆粒燃料元件、兩套獨立的反應堆停堆系統以及非能動餘熱排出系統等獨特設計，使得反應堆具有高度的固有安全性，是國際上公認具有良好安全性的先進堆型之一。

燃料元件具有耐高溫特性。

氦氣作為冷卻劑化學特性優異。

慢化劑和結構材料具備高度穩定性。

堆芯熱容量、熱慣性及負反應性溫度系數的反應性補償能力大。

餘熱排出系統采用非能動設計。

燃料循環實現不停堆換料。