核电站分类及代数划分

本文经整理而得，大部分内容转自知乎 我所认识的核电（1）——初识核电 作者：别叫姜总叫姜工

全球都在强调清洁能源，我国已经率先向全世界承诺，到2030年实现‘碳排放高峰’，2060年实现‘碳中和’。所谓‘碳中和’，是指全国所排放的二氧化碳总量，和植物吸收、生产消耗的二氧化碳总量相当，也就是整体上实现二氧化碳“零排放”。

‘第一世界国家’以前就是靠‘碳排放’发展的，他们如今已经升级到高端产业了，反过来站在名义的制高点，要求‘第三世界’特别是中国尽早减少碳排放实现碳中和，这是西方世界限制中国发展的‘招数’。中国经过30年的改革开放，已经完成了产业链的建设和壮大，也需要适当向新型产业转型了。

我国现在有底气说‘2060年实现碳中和’，原因是几十年来我国早就注重清洁能源而且已经做出了杰出的成就。例如在植树造林治理沙漠方面，我国的成就是世界无双的；在光伏、风力、水力发电和动力电池方面，我国也是世界领先的；在制氢储氢用氢方面，我国也已经突破了关键技术；在核裂变电能方面，我国后来居上，现在已经站在世界的前面，今后几十年我国将大量地建造第三代和第四代核电站；就是在核聚变能源方面，虽说离应用还有距离，但是我国的技术也是世界领先的。

什么是核电站

核电站是利用核反应堆中核裂变所释放出的能量进行发电的电站，它与火力发电站极其相似，只是以核反应堆及其辅助设施（核燃料厂房、核废物厂房、安全厂房等）来代替火力发电厂的锅炉及其辅助设施（煤仓间、除氧间等），见图1-1，以核裂变能代替矿物燃料的化学能。

图1-1a：位于我国内陆的大唐临清火电厂

图1-1b：同样位于内陆的美国三里岛核电厂

核反应堆是核电站的关键设备。核燃料在反应堆中发生特殊形式的“燃烧”（链式反应）产生热量，使核能转变成热能来加热水或其它介质，最终转化为电能。截止目前世界上所有的核电站还只能利用裂变的链式反应来发电，核聚变反应堆目前处还在研发实验阶段。

核电是当之无愧的低碳绿色能源。按照中国核能行业协会发布的计算数据，一个装机容量为100万千瓦的核电站和同等规模的火电厂相比，每年可减少二氧化碳排放660万吨，核电站向环境释放的温室气体（约7万吨）只有同等规模燃煤电厂的1％左右。另外，一座100万千瓦的大型核电站，每年只需要30吨浓度约3%低浓缩铀原料，而一座100万千瓦的火力发电站则需要350万吨的标准煤。

核反应堆的分类

核反应堆的结构形式是多种多样的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各种不同的结构形式。目前世界上有大小反应堆（含各种实验堆）上千座，其分类也有很多种。反应堆按中子能谱分有热中子堆（简称热堆，也叫慢中子堆）和快中子堆。按冷却剂分有水冷堆、气冷堆和液态金属冷却堆和熔盐堆等。其中的水冷堆又分为轻水堆和重水堆；气冷堆中目前代表性的堆型是模块式高温气冷堆，简称高温堆；液态金属冷却堆目前最成熟的代表堆型是钠冷快中子增殖反应堆，简称钠冷快堆。反应堆按用途分为研究堆、生产堆和动力堆等，生产堆主要是用于生产军用钚和氚。本文按照冷却剂类型对核反应堆进行分类（见图1-2）和介绍。

图1-2：按照冷却剂类型划分的反应堆分类

水冷堆-轻水堆-压水堆

压水堆（英文简称PWR）属于水冷堆中的轻水堆，最初是美国为核潜艇设计的一种堆型，然后逐渐发展到陆地上来。1957年，世界第一座压水堆核电站美国希平港核电站建成，功率为6万千瓦。几十年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为目前技术上最成熟的堆型之一。压水堆是世界上在运行的核电站中采用的主要堆型，装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60%以上。压水堆核电站的工作原理图见图1-3。

图1-3：压水堆核电站工作原理图

压水堆有三个回路，即通常所说的一回路，二回路和三回路（也称循环水回路）。三个回路的主要组成为：

一回路：反应堆堆芯（裂变提供热量），压力容器、主泵、蒸汽发生器等；

二回路：蒸汽发生器、汽轮机、冷凝器、主给水泵；

三回路：冷凝器、循环水泵。

压水堆三个回路中的水均为轻水（即普通水），只是不同回路水质的要求不同。

压水堆中一回路用水要求最为严格，以大亚湾核电站的M310堆型为例，其主要控制指标为：PH7.1-7.3；溶解氧浓度低于0.1mg/kg；氯离子浓度不超过0.15mg/kg；氟含量应控制在0.15mg/kg以下；铝镁离子浓度均在0.2mg/kg以下。因为一回路使用硼调节反应性，所以必要时也使用氢氧化锂配合调节因引入硼所引起的PH变化，但锂的浓度要控制在2.7mg/kg以内。当然不同堆型上述数据会有所差异。压水堆一回路水的作用是将反应堆堆芯的热量传递给二回路，同时对反应堆堆芯进行冷却，因此压水堆一回路的水也叫冷却剂，一回路也叫冷却剂回路。冷却剂从压力容器的入口流入，经过反应堆堆芯时吸收堆芯核裂变释放出来的热量，温度升高，密度降低，然后从压力容器上部流出。一般压力容器入口处冷却剂温度280 ℃左右，出口处冷却剂温度330℃左右，压力容器内的压力保持在155个大气压左右。冷却剂从压力容器出口流出后至蒸汽发生器，经蒸汽发生器的换热管内流过后，通过冷却剂回路循环泵（又称主泵）再回到反应堆堆芯加热。一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却剂的流量约6万吨。

压水堆的一回路水是闭式工作的，冷却剂被封闭在一回路内往复循环，因此一回路通常不需要额外补水，但为避免一回路水质恶化也需要持续对其进行必要的处理。处理措施是在一回路循环过程中不断抽出一部分冷却剂，抽出的冷却剂经再生和下泄热交换器冷却及降压后，依次通过前置过滤器、混合床离子交换器、阳床离子交换器，经喷咀雾化后喷入容积控制箱，而后再经泵加压通过再生热交换器的被加热侧升温补入一回路。

图1-4：立式蒸汽发生器结构图

蒸汽发生器的本质就是一个一回路和二回路之间的巨大换热器，也是分隔压水堆一回路和二回路的关键设备。蒸汽发生器（见图1-4）内有很多传热管，传热管内侧流动的是一回路的高温冷却剂，外侧流动的是二回路的水。一回路的高温冷却剂流过蒸汽发生器传热管时，将携带的热量传输给二回路的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6～7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，一回路和二回路的水在互不交混的情况下，通过蒸汽发生器传热管的管壁发生了热交换。由于压水堆核电站一回路和二回路的水互不接触，因此正常运行情况下压水堆核电站的二回路没有放射性。

压水堆二回路中水跟火电厂一样使用除盐水，但是要求指标比火电厂更为严格。其来源首先都是使用核电厂内部的除盐水厂房制水系统生产的除盐水，会适当加入联氨，偏弱碱性，主要是为了减少对蒸汽发生器等设备及管道的腐蚀。二回路水质的处理一般是在凝结水系统循环过程中通过除盐、除铁及离子交换树脂等装置进行在线处理。

二回路的水在蒸汽发生器中变成的高温蒸汽，就可以去汽轮机做功带动发电机发电了。从汽轮机流出的压力已很低的乏汽，在冷凝器里再凝结成水，然后通过二回路主给水泵的作用再回到蒸汽发生器中吸收一回路冷却剂的热量，然后再变成高温蒸汽。因此二回路的水是在蒸汽发生器、汽轮机、冷凝器和主给水泵组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成高温蒸汽、蒸汽做功、乏汽冷凝成水，水再变成高温蒸汽的过程。在这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将大约三分之一的能量交给汽轮机做功，带动发电机发电，余下的大约三分之二的能量由于温度参数太低而无法利用，通过冷凝器再凝结成水。

压水堆一回路的作用是对二回路的水进行加热，使其变成蒸汽。而压水堆三路的作用和一回路正好相反，三回路是对二回路做完功的蒸汽（乏汽）进行冷却，使其再变成水。

三回路是一个开式回路，在三回路中，循环水泵将水送入冷凝器，通过冷凝器将二回路做完功的蒸汽进行冷却，使其再变成水，同时三回路的水将二回路乏汽中难以利用的热量排出到环境。冷凝器实质上是二回路与三回路之间的热交换器，在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触，只是通过冷凝器内的管壁交换热量。三回路的用水流量很大，以CAP1400堆型为例，夏季单机组（额定电功率153.4万千瓦）最大循环水需水量87立方米/秒，一小时即需用水31万吨以上。三回路对水质的要求相对较低。一般只需要使用过滤装置对海水（河水、湖水）进行简单的过滤即可以使用，主要过滤对象为泥沙沉降和水藻等悬浮物。

我国（含台湾地区）在役和在建的核电站中，除了采用加拿大CANDU-6重水堆技术的秦山三期，采用沸水堆技术的台湾核能一厂（已于2019年退役）、二厂和四厂，以及后面将提到的石岛湾高温气冷堆、霞浦示范快堆外，其余全部为压水堆核电站（包括台湾地区的核能三厂）。而且我国目前在压水堆技术方面已位居世界前列，是除美国之外唯一一个同时拥有改革型和革新型两种主流第三代压水堆核电技术（华龙一号、CAP1400）的国家。

水冷堆-轻水堆-沸水堆

沸水堆的全称是“沸腾水反应堆（Boiling Water Reactor，BWR）”，也属于水冷堆中的轻水堆。在压水堆中，冷却剂回路的水通过堆芯时被加热，随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产生蒸汽。那么可否让水在反应堆内直接沸腾产生蒸汽呢？沸水堆就是出于这种考虑而发展起来的。沸水堆核电站的工作原理图见图1-5。

图1-5：沸水堆核电站工作原理图

沸水堆与压水堆相比有两个不同点：第一是省掉了一个回路，沸水堆不需要昂贵的蒸汽发生器，一回路的冷却剂通过堆芯加热直接变成水蒸汽，经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发电机。第二是工作压力可以降低，沸水堆只需加压到7MPa（70个大气压）左右即可获得与压水堆同样的蒸汽温度，压力比压水堆低了一倍。

冷却剂流经沸水堆堆芯后大约有14％（质量比）的水被变成蒸汽，而其余的水则再循环流入堆芯。沸水堆的发展初期，其运行稳定性不如压水堆；而且由于它只有一个回路，冷却剂的感生放射性会直接进入汽轮机等设备，会使检修人员受到较大辐照剂量；虽然取消了蒸汽发生器，但使反应堆内结构复杂化，经济上也未必合算。但随着沸水堆技术的不断改进，性能越来越好。尤其是先进沸水堆（ABWR）在经济性、安全性等方面有超过传统压水堆的趋势。另外，由于水处理技术的改进和广泛使用各种自动化工具和设备，ABWR检修时工作人员所受放射性剂量也已大幅度降低。

沸水堆是目前在役第二多的核电堆型，我国台湾地区的核能一厂、二厂、四厂均采用沸水堆技术。

水冷堆-轻水堆-石墨水冷堆

（资料出处： bilibili网站。网址：https://www.bilibili.com/read/cv3904158/。作者：冰封之龙）

石墨水冷堆实际上仍然是水冷堆中的轻水堆，石墨只是中子减速剂而非冷却剂，之所以将石墨水冷堆单拎出来说一说，是因为这种堆型和普通的轻水堆区别很大，而且发生了史上最严重核事故的切尔诺贝利核电站采用的就是石墨水冷堆。

其实核电史上第一台达到临界，实现核链式反应自持的美国实验增殖堆1号（EBR-1）就是采用石墨砖作中子减速剂的，建造这座反应堆是美国曼哈顿计划(the Manhattan Project)的一个重要组成部分。虽然这个堆的建设一开始是为了更好的制作核武器，但是其也打开了和平使用核能的大门，并为多个领域提供了重要资料。

芝加哥一号堆建成以后，各国第一代的核反应堆都是以石墨作为减速剂的，其中英美法等国主要发展石墨气冷堆技术，以生产钚为主要目的，发电为次要目的。

前苏联则是世界上唯一发展石墨水冷堆核技术的国家，苏联于 1954年首先在奥布宁斯克使用石墨水冷堆技术建立了一座电功率0.5万千瓦的商业核电站，创造了核电技术进入应用的开端。其后苏联的的石墨水冷堆技术在此基础上不断发展，1973年，随着列宁格勒核电厂一号机组并网发电，一种堪称石墨水冷堆极致的“先进大功率压力管水冷石墨反应堆” RBMK-1000诞生了，其单机组电功率达到了100万千瓦。

图1-6：俄罗斯斯摩棱斯克核电站（RBMK-1000堆型，列宁格勒核电站的图片没找到）

相比于石墨气冷堆，苏联的石墨水冷堆最大的不同点就是它使用轻水代替了二氧化碳作为冷却剂，同时冷却水也能够进一步减速中子（这也是切尔诺贝利事故的祸根之一）。在整体布局上，RBMK用石墨搭建了一个巨大的“蜂窝煤”结构，在蜂窝煤中，交替安装燃料棒，控制棒和冷却水管，中心放置启动中子源。

图1-7：RBMK反应堆回路原理图

在工作时，启动中子源释放中子启动第一次链式反应，释放的快中子通过石墨和冷却水进行减速，在下一级燃料棒再次产生核裂变，从而源源不断产生热能。裂变热能将水在加压管道中加热到沸点，沸水在水泵作用下进入汽水分离器，经汽水分离后蒸汽进入汽轮机，水则重新进入堆芯。由于该反应堆没有类似蒸汽发生器一样的热交换器，所以其属于沸水堆，不过其结构形式和传统沸相差较大。

石墨水冷堆有很多好处。由于石墨中子减速效率高，很容易把中子能量控制到铀235易裂变的等级，因此石墨水冷堆理论上可以使用天然铀（实际上RBMK堆型通常使用2%左右的低浓度浓缩铀，低于轻水堆的3%），能够降低铀浓缩成本。除此之外，石墨水冷堆还有容易生产钚239，不停堆更换燃料棒等优势，虽然这两个优势重水堆也有，但石墨成本比重水低得多。因此建设石墨堆非常符合苏联的经济环境，在1973之后苏联开工新建的核反应堆中，一多半都是RBMK式反应堆，主力堆型为RBMK-1000和RBMK-1500两种。

但苏联的RBMK系列石墨水冷堆在设计上存在缺陷，设计缺陷再加上一连串的违规误操作最终导致了1986年切尔诺贝利灾难的发生。切尔诺贝利事故之后，苏联终止了一切RBMK反应堆的建设，既有的石墨水冷堆也会在达到50年极限寿命时被安全性高的VVER压水堆替换。

截止2019年底，全世界仅有13台RBMK反应堆在运，都在俄罗斯和东欧（前苏联）地区。

图1-8：立陶宛（前苏联加盟各国之一）境内的伊格纳利纳核电站（RBMK-1500堆型，美剧《切尔诺贝利》取景地）

水冷堆-轻水堆-超临界水冷堆

超临界水冷反应堆（SCWR）系统是一个高温、高压水冷反应堆，运行在水的热力学临界点( 374℃，22.1Mpa)以上。在GIF选定的六种第四代核能系统中，超临界水冷堆是唯一的水冷堆型。超临界水冷堆是现有水堆技术和超临界火电技术的结合，从上个世纪50年代至今，水堆核电技术已经历了三代发展，每一代相对前一代都有技术革新和进步。超临界水冷堆从系统效率角度来看是水堆技术的极致，水堆技术的未来就是超临界水冷堆。

超临界水冷反应堆有以下四个特点：

（1）机组热效率高。超临界水冷堆( SCWR)利用超临界水作冷却剂流体。水在超临界状态下既具有液体性质又具有气体性质，热传导效率远远优于普通的"轻水"。同现有的水冷堆150个大气压左右的工作压力和约320℃的冷却剂出口温度相比，SCWR的运行参数大幅度提高，运行压力250个大气压，冷却剂出口温度高于500℃，因此SCWR电厂的热电转换效率将大幅度提高，净效率可达44%（现有轻水堆的效率约33%)。

（2）经济竞争力高。目前在研发的各种超临界压力水冷堆方案中，日本提出的热中子超临界水冷堆较为典型。该方案类似于日本目前大量建造的沸水堆，采用直接燃料循环工作方式（见图1-9），与传统压水堆（PWR）相比，不需要蒸汽发生器和稳压器；且由于超临界水冷堆只有一种相态，与沸水堆（BWR）系统相比，也不需要汽水分离系统，因此超临界水冷堆的系统大大简化。由于系统简化和高热效率，在输出功率相同的条件下，超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小，建造成本大大降低，因此，SCWR在经济上有极大的竞争力。

（3）核燃料利用率高。超临界水堆的热效率高、能有效利用和节省铀资源。且超临界水堆可以设计成快堆，铀资源的可利用率会进一步提高，可作为实现核燃料增殖的途径之一。

（4）技术继承性好。超临界轻水堆是轻水堆的进一步发展，而压水堆是迄今和今后我国及世界核电发展的主导堆型。在已有压水堆技术和相应的配套研发设施、设备制造能力基础上研发超临界水堆，能与成熟的压水堆技术很好地衔接。另一方面，超临界火电机组在世界范围内的应用均已是成熟技术，超临界水堆可借鉴超临界火电机组耐高温材料和水处理控制技术的经验。

超临界水堆的概念最先是由美国西屋公司和通用电气（GE）在上世纪50年代提出，美国和前苏联于50年代和60年代对SCWR做了初步研究。在70年代，阿贡国家实验室（ANL）对这一概念作了回顾总结。经过三十多年核能发展的低潮之后，在20世纪90年代，日本重新提出超临界水堆这一概念，并且作了进一步的发展。目前有多个国家的几十个组织在进行SCWR的研究。

图1-9：日本提出的热中子超临界水冷堆系统

在我国，核动力院2003年便开始超临界水冷堆技术跟踪研究。2006年全面启动研究工作，成立了项目管理办公室和专家组并组建了研究团队。2009年11月，国防科工局正式批准了其申报的"超临界水冷堆技术研发(第一阶段)” 项目立项。2010年，核动力院联合国内多家高校和科研机构，广泛开展超临界水冷堆技术协作。其中参与单位包括了安交通大学、清华大学、南华大学、武汉大学、西南交通大学、西南电力设计院及东方汽轮机厂等。2013年12月12日，超临界水冷堆技术研发(第一阶段)通过了国防科工局组织的验收。验收结论称，该项目按照批复全面完成了研究内容,达到了技术指标获得了创新性的研究成果，实现了研究目标。除此之外，核动力院还基于热工水力及材料初步实验结果、设计分析及初步可行性研究,提出了具有自主知识产权的中国超临界水冷堆CSR1000总体设计方案，确定了总体技术参数,获得了初步可行性的堆结构、堆芯和燃料组件设计。

2014年5月22日至23日，由国家科技部代表中国政府正式提交了中方申请加入第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统的函，并在会上签署了加入第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统安排协议。自此，中国在这一领域将不再是以观察员的身份参加第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统的相关活动，而是由中国核动力研究设计院牵头组织中国国内相关单位正式参加第四代核能系统国际论坛框架下的相关超临界水冷堆研发活动，实现了从跟随到并跑的转变。

水冷堆-重水堆

重水堆按结构可以分为压力管式和压力壳式，加拿大原子能公司发展起来的以天然铀为核燃料、重水慢化、加压重水冷却的卧式压力管式重水堆（CANDU型），是唯一商业化的重水堆。目前，世界的商用重水堆，大部分都是由加拿大提供技术建造，剩下的，也是基于加拿大的重水堆技术建造，因而可以说，加拿大是世界商用重水堆的摇篮。因此本文仅对CANDU型重水堆进行介绍。

不得不说，在世界主流的商用核电堆型中，重水堆的堆芯绝对是一朵奇葩。单单从外观上，你就会惊讶，这是个什么玩意儿？

形象的讲，普通的轻水反应堆像一口大锅，锅（反应堆压力容器）里面摆满了核燃料，扣上锅盖就可以启动发电。而重水堆则完全不同，重水堆的反应堆堆型由一根根独立的压力管构成，每根压力管中放十来根核燃料，这些压力管通过支管连接起来，泡在另一个装满重水的大容器中，构成了反应堆的堆芯，见图1-10。

图1-10：数百根压力管构成的重水堆堆芯

普通压水堆堆芯中的轻水，既是慢化剂和又是冷却剂。重水堆则不同，压力管中高温高压的重水是冷却剂，压力管外面的大容器中低温低压的重水则是慢化剂。

除了堆芯结构和冷却用水外，重水堆的回路系统和发电系统与压水堆是类似的，CANDU型重水堆核电站工作原理见图1-11。

图1-11：CANDU型重水堆核电站工作原理图

再多说一些。由于重水反应堆堆型中的冷却剂和慢化剂使用的都是昂贵的重水，而重水在轻水中的含量极低，提取费用极高，据说一克重水的价格几乎等同于一克黄金的价格，与其说重水堆堆芯内流动的是重水，不如说堆芯中流动的是液体黄金。而一座重水堆需要好几十吨重水，所以，一般来说，重水堆的造价要远远高于同等大小的轻水反应堆，因为仅重水的费用就占重水堆基建投资的约六分之一左右。而轻水堆内水的价格比矿泉水高不了多少。

那么，重水堆这么贵，为何还要大费周章的去建设重水堆呢？因为，重水堆有相比轻水堆的过人之处。

首先，重水堆可以用天然铀作为燃料。因为铀浓缩技术与原子弹密切的联系，一般的国家如果不经过美国允许搞铀浓缩技术，不管你是不是只想搞核电，美国都会认为你是想搞原子弹，绝对会送给你超出想象的制裁，比如，以前的印度，巴基斯坦，以色列，现在的伊朗和朝鲜，都深有体会。不过这也不能怪美国，毕竟，拥有铀浓缩技术的国家，还没有发现不想顺带搞原子弹的。

因而，重水堆的这一特性，给了想发展核电又怕美国制裁的国家一条可选的技术路线。据说，加拿大当时就是迫于美国压力不能进行铀浓缩活动，而又想发展核电，才剑走偏锋选择了研究重水堆。

不过讽刺的是，由于重水堆钚生产效率很高，建了重水堆的国家后来都免不了去发展钚提取和浓缩技术，研究原子弹。比如印度就是典型的例子，印度生产原子弹的钚大都是来自于加拿大60年代帮助建造的重水反应堆。

重水堆的第二个优点就是不停堆换料，即在满功率状态下，特制的换料机器人可以在反应堆满功率的情况下，对高温高压的反应堆进行换料操作。这种随时为反应堆补充反应性的特点，可以让核电站更灵活的安排反应堆的检修时间。

至于重水堆是怎么换料的？看到重水堆堆芯的结构，很多人估计已经脑补出不停堆换料的过程：用棍子将乏燃料从压力管中捅出来，然后从另一端塞入新燃料。

真的是这样吗？

恭喜你，答对了。过程描述就是这么简单。只是，反应堆是高温，高压，高辐射区域，过程细节会比上面的描述复杂得多，而那根捅燃料的“棍子”，也不是普通的棍子，而是两台十分精密的带着“棍子”的装卸料机（见图1-12）。

图1-12：重水堆堆芯和装卸料机

重水堆的第三个特点，即采用压力管而非压力容器，这对于压力容器制造能力缺失的国家来讲，未尝不是另一种技术选择。加拿大发展重水堆的原因除了没有铀浓缩技术之外，大型压力容器制造能力不高也是原因之一。

重水堆的第四个特点，就是可以用来生产氚。反应堆的氢同位素氘与中子反应后会生成氚，而氚是研究聚变反应的基本燃料。

除了以上四个特点，重水堆还有一项十分重要，其它反应堆都不会的独门绝技：生产钴60！

钴60的用途非常广泛，几乎遍及各行各业，在农业上，它用于辐射育种，刺激增产，辐射防止病虫害和食品辐照保藏与保鲜。工业上，它用于无损探伤，辐射消毒，辐射加工，辐射处理废物，以及用于厚度、密度、物理位置的测定和在线自动控制等。钴60可代替X射线和镭检查物体内部结构，探测物体内部的裂缝或异物，在医学上常用语癌症和肿瘤的放射性治疗，也用于化学，物理和生物学研究。虽然钴60用途如此广泛，但在在自然界中是不存天然的钴60的，自然界中有的钴元素是钴59，钴60只能通过人工制备获得。

钴60的制备原理和重水堆换料一样，理论上十分简单，不过是将重水堆内的普通调节棒，换成由钴60的同位素钴59制成的调节棒。钴59在堆芯受中子辐照后，就会变成钴60，在反应堆停堆期间，将调节棒取出来，再换入新的调节棒，钴60就算生产出来了。

但是，用钴调节棒替代普通调节棒的难点在于钴与普通调节棒的物理特性不一样，技术细节需要精密的计算和大量的反应堆运行经验才能得出来。这也是很多国家虽然有重水堆，但是没有钴60生产技术的原因。

在寻求加拿大方面转让钴60生产技术无望后，我国开始自行研究利用重水堆生产钴60的技术。在通过几年的计算分析后，最终无师自通，掌握了钴60生产技术。2010年5月27日，秦山三期1号机组首批国产21根辐照后钴调节棒全部安全卸出反应堆，比原计划提前3天完成更换操作任务，在国内首次成功实现利用重水堆批量生产钴60同位素。这一创新成果打破了国外对钴60放射源的长期垄断，填补了国内空白。具体的技术攻关细节就不说了，这项工程是我国核工业许多部门通力合作，花费了许多的人力物力研究出来的，其中过程的艰辛，大家可以自行脑补。

目前我国秦山核电基地两座引进自加拿大的商用重水堆机组每年的钴60平均年产量700万居里，国内市场占有率达70%。

气冷堆（含气冷快堆）

气冷堆的发展大致可分为四个阶段：早期气冷堆(Magnox)、改进型气冷堆 (AGR)、高温气冷堆(HTGR) 和超高温气冷堆（VTHR）。

早期气冷堆（Magnox）的代表是英国在1956年建成的电功率为5万千瓦的卡特霍尔（Calder Hall）气冷堆电站。这种气冷堆采用石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，天然铀为燃料，镁诺克斯（Magnox）合金为燃料棒的包壳材料，故这种堆又称为镁诺克斯气冷堆。初期这种堆型被用来生产钚，50年代中期以后开始成为发电用的商用动力堆。到70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国相继建造和运行了36座镁诺克斯型堆，总装机容量达到820万千瓦。这种堆型运行情况良好，可利用率高，对核能早期进入商用化市场起了很大作用。

为提高反应堆的热工性能，英国发展了改进型气冷堆（AGR），反应堆仍采用石墨作慢化剂，CO2气体作冷却剂，但用不锈钢代替镁诺克斯合金作为燃料的包壳材料，改进后CO2的出口温度从400℃左右提高到670℃。1963年在英国温茨凯尔（Windscale）建造了电功率为3.2 万千瓦的原型堆，从1976年至1988年，运行的改进型气冷堆共有14座，总电功率为889万千瓦。

高温气冷堆（HTGR）则采用化学惰性和热工性能好的氦气为冷却剂，以全陶瓷型包覆颗粒为燃料元件，用耐高温的石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，使堆芯出口氦气温度达到750℃甚至更高，不仅可用来发电，而且在高温工艺热方面也有广泛的应用前景。模块式高温气冷堆（MHTGR）则是一种特殊的高温气冷堆，其主要特征是具有固有安全特性，在任何事故情况下都能够安全停堆。

而第四代核能系统国际论坛（GIF）主推的超高温气冷堆（VTHR）则是高温气冷堆（HTGR）的进一步发展，其反应堆出口温度比HTGR更高，达到1000℃或以上，对所用燃料和材料提出了更高要求，实现制氢的工艺设计也需要研发创新。

我国目前重点发展的是模块式高温气冷堆（MHTGR）。

模块式高温气冷堆按燃料元件的形状可分为两种：球床型高温气冷堆、棱柱型高温气冷堆。棱柱型高温气冷堆采用棱柱形燃料元件，如美国圣符伦堡核电厂、日本HTTR试验堆。棱柱燃料因为有固定形状，避免了球床燃料的内部状态(如高温热点)难以探测、难以预测、难以控制的问题，但棱柱燃料也有在高温下可能变形肿胀从而堵塞流道的问题。德国、南非和我国的高温气冷堆则为球床型，具有不停堆换料的独特优点。而技术路线的选择往往是综合考虑下的反复权衡，两种技术路线各有利弊。

球床型高温气冷堆早期发展最好的是德国，1960年，在西德由鲁道夫·舒尔滕（RudolfSchulten）主持，球床型高温气冷堆开始实际的工程设计与建设。鲁道夫·舒尔滕的反应堆叫做联合实验反应堆（AVR），1967年建成并网发电，电功率为1.5万千瓦。30万千瓦的THTR型反应堆是由AVR型改进的，在1985年到1988年运行，且核燃料生产在当时已经形成了工业规模。

1986年切尔诺贝利事件后，西德对核电开始有疑虑，AVR也受到严格的监督。1988年发生了一个小事故（燃料球卡在出口），在处理的过程中释放了很少量的放射性尘埃（燃料球的外壳不够强，以致破裂），但是当时的民情已经不容许任何放射性灾害，于是AVR被关闭，德国政府花了26年来清理现场并检讨整个经验，到2014年才发布报告。

鲁道夫·舒尔滕原本已经准备开建下一代的球床型高温气冷堆，叫做HTR-MODUL，其改进的重点是针对AVR的几次事故（70年代的事故被遮掩到2000年代才发现）重新设计反应室出口和燃料球；新燃料球在1988年正要开始试产，结果全部生产线被迫作废。我国有极佳的先见之明，在1970年代末就已经从清华派了学者和学生去参加鲁道夫·舒尔滕的团队，团队被解散之后，我国以极低的价格买下了知识产权的执照和图纸（南非也买了技术和图纸，但是没有什么大进展，2010年正式放弃），并且把燃料球生产线带回清华。

1995年中国版的HTR-MODUL（改称HTR-10）在清华校园开建，2000年建成并网，电功率为1万千瓦。

球床型高温气冷堆的结构极其简单，基本上就是一个大漏斗里装了几十万个燃料球（见图1-13），既没有中子减速剂，也没有中子吸收棒，完全不须在压力容器使用机械装置。这是因为所有的功能都集中到燃料球本身，停机靠的是物理性质而不是工程手段。冷却环路用的是氦，因为氦的腐蚀性和放射吸收性都是零。既然氦不会吸收放射性，理论上就可以用主回路直接驱动汽轮机，从而获得更高的热效率。但是在750℃下用氦气推动的汽轮机此前没有现成的应用，必须从头开发，因此清华团队选择了采用二回路来推动汽轮机的方案，这也避免了燃料球破裂后，放射性尘埃污染汽轮机的危险。如此一来，球床型高温气冷堆的真正技术难关就完全集中到燃料球本身。

图1-13：HTR-10高温气冷堆示意图

不同的球床型高温气冷堆堆视设计功率需求决定放多少个燃料球；一般是几十万个。每个燃料球直径为60mm，最外层是5mm厚的强化石墨；中心的馅儿直径50mm，由八千个燃料粒和石墨混合而成（见图1-14）。石墨是很好的中子减速剂和热导体，并且可以耐热到2800℃；而高温气冷堆受核物理的天然限制，压力容器温度不可能超过1600℃，一般工作温度在950℃左右。燃料粒直径为0.92mm，由四个保护层包裹直径0.5mm的二氧化铀燃料而成。石墨和氦都不会吸收放射性，所以燃料球用完后，本身就是辐射防护体，可以直接装箱掩埋，无需另外的机械或化学处理；不过废料总体积会增加。

图1-14a：高温气冷堆球形燃料元件

高温气冷堆最重要的特点是实现了核电站的固有安全，即绝不熔堆。这一特性来自一个很特别的核物理现象：裂变产生的快中子和石墨原子核碰撞之后，损失动能，成为慢中子；而其它铀235原子核吸收慢中子而引发新的裂变的机率随温度增高而减小（温度越高中子速度越快），在1000℃以上减小得很快，温度升高到1600℃以上，链式反应就基本停止了。所以高温气冷堆停机时只须要把主氦风机关掉，让压力容器温度升高到1600℃以上即可。这时铀即便发生熔化，因为它被包在燃料粒里，也不会泄露。既然关掉主氦风机是停堆的正常操作，那么在天灾或故障时主氦风机失去电力供应停转也就没什么大不了的。

石岛湾高温气冷堆是我国第一座球床型高温气冷堆示范电站，也是“世界首台具备第四代核能系统安全特性的商用核电机组”。之所以说“具备第四代核能系统安全特性”，是因为GIF定义的超高温冷堆(VHTR)出口温度要达到1000℃及以上，如果严格按照这个标准，石岛湾的球床型高温气冷堆(出口温度为750℃)是算不上四代反应堆的，但除了出口温度的问题，其安全性确实达到了VHTR的标准。话说回来，目前石岛湾球床型高温气冷堆出口温度已经达到750℃，未来发展成1000℃的超高温气冷堆技术的难度并不是很大。

石岛湾高温气冷堆采用双机并联，总电功率为20万千瓦，于2012年12月正式开工建设。

图1-15：石岛湾高温气冷堆

我国功率更大的60万千瓦球床型高温气冷堆使用6个反应堆模块连接1台蒸汽机轮机的设计方案（见图1-16），每个反应堆模块热功率为25万千瓦，机组的热功率将达到150万千瓦，电功可达65.5万千瓦，发电效率43.7%。43.7%的发电效率是什么概念呢?三代压水堆机组之一的AP1000发电效率32.7%（也有资料称是36.8%）；中国实验快堆发电效率38.2%，虽然60万千瓦球床型高温气冷堆热功率和电功率数据并非首屈一指，但考虑到提高效率的难度非常大，43.7%的效率已经很高了。

图1-16：6机并联的60万千瓦高温气冷堆模型图

高温气冷堆还有进一步提高发电效率的潜力。根据二回路能量转换装置的匹配方式不同，高温气冷堆可以分为三种回路系统：蒸汽循环系统、气体间接循环系统和氦气直接循环系统。目前我国的60万千瓦高温气冷堆方案采用的是其中热效率最低的蒸汽循环系统，后两种循环系统还能进一步提升机组热效率。 尤其是氦气直接循环系统将堆芯出口的高温一次氦气直接送入氦气透平发电机组，这是最理想的一种循环方式，能充分发挥高温堆的高温潜力，提高发电效率。不过，要实现还有很多技术难题未解决（南非采用该方案，最终因材料问题未能成功）。

除了在发电效率上性能卓越，高温气冷堆还具有非常好的固有安全性，共有四道放射性实体屏障：包覆燃料颗粒、石墨燃料元件、一回路压力边界和反应堆建筑物包容体。其核岛厂房不同于压水堆的安全壳，没有密封和承压要求。高温气冷堆的燃料元件采包覆燃料颗粒构成的全陶瓷型球形燃料元件，在1620℃以下基本可以包容所有裂变产物，完全包容气体裂变产物，同时还有比较完善的衰变热非能动载出统。由于不会产生燃料大范围损坏、堆芯熔化的严重事故情况，所以高温气冷堆理论上可以不专门设置三代轻水堆都有的严重事故管理规程，甚至可以取消厂外应急措施。

除了上述优点，由于高温气冷堆的蒸汽参数与燃煤电厂一致，高温气冷堆核电站的常规岛可以很好地利用我国现有成熟的火电技术和建造能力，具有较好的经济性，并对改变中国以发电主的现状有积极作用。此外，高温气冷堆还能为核能制氢、冶金、化工等领域提供高温工艺热。

高温气冷堆的缺点是功率密度低，以我国石岛湾高温气冷堆为例，在反应压力容器比压水堆的大很多的情况下，单机功率只能做到10万千瓦，而最新的EPR压水堆单堆功率已经达到165万千瓦了。

气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）是第四代核能系统国际论坛(GIF)定义的三种快中子反应堆之一，采用氦气冷却、闭式燃料循环，和液态金属冷却快堆一样可实现铀238的高效转化和锕系核素的处理。除堆芯结构外，气冷快堆与高温/超高温气冷堆(HTGR/VHTR）的回路原理（见图1-17）和用途基本相同，冷却剂出口温度将达到850℃，同样可以用来发电、热能制氢或其它需要大量热量的工业过程。

图1-17：气冷快堆回路原理图

气冷快堆是第四代核能系统中唯一没有运行经验的堆型，到现在为止还没有一座气冷快堆建成。

2017年4月，欧盟委员会在其网站发布消息称，欧盟第七框架研发计划（FP7）核裂变专项下的ALLIANCE项目已完成气冷快堆示范项目ALLEGRO建设的可行性报告，评估了基于第四代核能系统要求的反应堆设计，并分析其环境影响、选址条件和许可证等问题。项目目标为支持ALLEGRO最终在中欧（捷克、匈牙利、波兰及斯洛伐克中的一国）实现建设与运营。

ALLIANCE项目制定了ALLEGRO研发路线图，包括目前各领域的关键研发主题，以及进入运营阶段后的研发重点。此外，项目组还发布了ALLEGRO示范堆作为欧盟研发基础设施的法律框架报告，并撰写了安全分析报告、国家及区域层面的支持措施建议等。欧盟计划在未来十年内在中欧四国某地部署商用气冷快堆，以促进其能源与应对气候变化目标的实现。

气冷快堆也是我国唯一没有进行研发的第四代核能系统。

液态金属冷却堆-钠冷快堆（含行波堆）

从自然界矿石中直接提取的天然铀中，铀238占99.27%，铀235占0.714%，剩余的是微量的铀234。前面介绍的目前已商运的核电站基本上都是热中子（慢中子）反应堆，以铀235为裂变燃料，在热中子堆中仅有极小一部分的铀238能在裂变反应中被利用，目前天然铀资源的利用率在热堆中的利用率仅为1%~2%，大部分的铀资源（主要是铀238）都被浪费掉了。要从根本上消除目前热中子堆对铀资源的浪费，使包括铀238在内的铀资源在核反应堆中得到充分利用，只能发展以铀—钚燃料循环为基础的快中子反应堆。

快中子反应堆不用铀235，而用钚239和铀238混合燃料。在快堆中，堆心燃料区为易裂变的钚239，燃料区钚239的外围再生区里放置铀238。钚239产生裂变反应时放出来的中子较多，平均每个原子核裂变所放出的中子，除了维持自身链式裂变反应外，还有很多多余的中子被装在外围再生区的铀238吸收，铀238吸收快中子后变成铀239，铀239很不稳定，经过两次β衰变后变成钚239。这样，钚239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀238变成可用燃料钚239，也就是说，在反应堆中一边“烧”掉钚239，又一边使铀238转变成新的钚239。这是快堆与热堆的主要区别，也是快堆的主要优点。

和铀235相反，铀238吸收快中子而不是慢中子，所以在快堆中，为避免中子减速，不能使用对中子产生强烈的慢化作用的水来传递堆芯中的热量，必须使用热传输能力强、慢化作用小的冷却剂。目前快堆常用的冷却剂有钠、铅（或铅铋合金）、氦气，使用钠和铅（或铅铋合金）进行冷却的快堆称为液态金属冷却快中子反应堆。

液态金属冷却的快中子反应堆虽然不像热中子反应堆一样被公众熟知，但是它却有相当长的发展历史。事实上，位于美国爱达荷州的全世界第一座可发电的反应堆EBR-I即使用液态钠钾合金作冷却剂。

由于在钠冷快中子反应堆（Sodium-cooled Fast Reactor，SFR）中，新产生的钚239比“烧”掉的多，核燃料可以增殖（越烧越多），所以目前世界上现有的、正在建造的和计划建造的液态金属冷却堆中，多是钠冷快堆。钠冷快堆也因此又被称为增殖堆或快中子增殖反应堆。

除美国外，日本（常阳堆和文殊堆）、法国（狂想曲号、凤凰号和超级凤凰号）和俄罗斯等国家也都曾建造过钠冷快堆。俄罗斯是目前钠冷快堆技术最先进的国家。其于1973就建成了原型快堆BN-350（位于哈萨克斯坦阿克图(Aktau)，1999年关闭）。其后又分别于1980年和2016年建成了别洛雅尔斯基（Beloyarsk）核电厂3号机组（BN-600型快堆）和4号机组（78.9 万千瓦，BN-800型）两个钠冷快堆机组，这也是目前世界上仅有的2台在运行的钠冷快堆。

中国是世界上第8个拥有钠冷快堆技术的国家。中国实验快堆（钠冷）于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设，2011年7月，中核集团自主设计、建造的中国实验快堆成功并网发电，2012年5月被国家科技部验收。中国实验快堆电功率2万千瓦，采用钠-钠-水三回路设计。除了钠冷却的一、二回路替代了压水堆的一回路外，快堆在工作原理上和压水堆基本一致，钠冷快堆工作原理见图1-18。

图1-18：钠冷快堆工作原理图

图1-19：中国试验快堆

由于钠冷快堆能实现钚239的增殖，通过后处理，将钠冷快堆增殖的核燃料不断提取出来，则钠冷快堆电站每过一段时间所得到的钚239还可以再装备一座规模相同的快堆电站，这段时间称为倍增时间。经过一段倍增时间，一座钠冷快堆会变成两座快堆，再经过一段倍增时间，这两座钠冷快堆就变成四座。按照目前的情况，钠冷快堆的倍增时间是三十多年。也就是说，只要有足够的铀238，每过三十多年，钠冷快堆电站就可以翻一番。热中子堆核电站是消耗核燃料生产电能的工厂，钠冷快堆核电站则是可以同时生产核燃料和电能的工厂。利用快堆可以将天然铀资源的利用率由热中子堆的1%~2%提高到60%~ 70%，实现放射性废物最小化，能一举解决铀矿资源枯竭、核材料利用率低和核废料难以处理等问题。

2014年10月，福建霞浦示范快堆工程项目总体规划方案获得国家批准。2017年12月29日，该工程正式开工建设，计划2023年完工。霞浦示范快堆工程采用单机容量60万千瓦的钠冷快中子反应堆（CFR600）。

行波堆则是一种特殊形式的钠冷快堆。和现有钠冷快堆不同的是，行波堆对堆芯燃料进行了特殊的分布排序。其燃烧原理是：核燃料从一端启动点燃（启动点燃端需要浓缩铀或钚），然后缓慢向另一端边增殖边裂变燃烧。启动点燃端最先开始裂变燃烧，同时产生的多余中子将临近区域不能裂变的铀238转化成钚239，当临近区域的钚239达到一定浓度之后，开始和该区域的铀235一起裂变燃烧，同时释放中子促使下一个区域的铀238转化成钚239，而此时启动点燃端或上一个裂变区域已基本燃烧至失去活性。如此，核燃料中的钚239先增殖后燃烧，整个过程如同用火柴点燃一根蜡烛一样，直至核燃料烧尽（见图1-19）。由于燃烧过程伴随着增殖和焚烧的功率峰值移动形成“波动”的物理图像，行波堆因此得名。因为行波堆核燃料一次通过并且深度焚烧（和钠冷快堆一样，铀资源利用率最高可达60％—70％），整个闭式燃料循环在同一个堆内实现，理论上一次装料后，可以自持运行数十年，中间无须换料，且最终卸出的燃料比同等规模压水堆减少80%至90%，基本无需后处理。除最初的启动点燃端需要浓缩铀，其它所有燃烧都可使用天然铀或简单处理的热中子堆乏燃料。因此也不需要大规模的铀浓缩和分离能力。

图1-20：行波概念图（右侧表示核燃料燃烧过程，黄色表示燃烧区，绿色为待燃烧区）

行波堆概念最早于1958年提出，微软公司创始人比尔·盖茨在2006年了解到行波堆技术后，资助美国泰拉能源公司开展行波堆相关的研究，并亲自到中国、日本为行波堆的科研寻找合作伙伴。比尔·盖茨在中国期间与国家能源局、中核集团、 中广核集团、国家核电技术公司、中国战略与管理研究会等单位进行了接触，最终泰拉能源选择了和中核集团合作。2017年3月，比尔·盖茨在北京会见了中核集团时任董事长王寿君，泰拉能源与中核集团签署了合作文件。

图1-21：泰拉能源行波堆结构图

2017年09月29日，中核集团分别成立中核行波堆投资(天津)有限公司和中核河北核电有限公司两家公司。中核行波堆投资(天津)有限公司负责行波堆自有资金项目的投资管理。中核河北核电有限公司负责行波堆核电机组的建设、运营和管理。

迄今为止，全球还没有建造真正的TWR。泰拉能源公司借鉴美国快堆，特别是金属燃料快堆的经验，提出了工程上可以实施的行波堆技术方案和路径，于2015年底完成了TWR600原型堆的堆芯概念设计，于2017年底完成了TWR300示范堆的堆芯概念设计。

据《科技日报》2018年3月报道，按照中核集团和泰拉能源的行波堆技术开发路线，2020年代中期将完成行波堆30万千瓦示范堆的设计与建设，开发金属燃料本地化生产线，实施商业化市场推广；2030年左右，完成60万千瓦行波堆开发与建设，实施商业化市场推广；2030年代中期，完成120万千瓦行波堆开发与建设，实施商业化市场推广。

但中美行波堆的合作在其后受到了贸易风波的影响。2020年8月21日，中核集团下属上市公司中国核电发布公告称，由于美国泰拉能源根据美国政府的要求单方终止了行波堆技术合作，中国核电决定解散并注销相关公司。中国核电认为，中美合作开发该技术并推进项目落地的合作基础已经丧失，中核行波堆投资(天津)有限公司及中核河北核电有限公司设立目的已无法实现。

液态金属冷却堆-铅冷快堆

铅冷快堆（Lead-cooled fast reactor，LFR）则是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆。由于各国液态金属冷却堆的发展早期主要以具有军事用途的钠冷快堆为主，因此直到20世纪90年代国际上关于铅冷快堆的研究工作才开始日渐增多。目前俄罗斯、美国、欧盟等国家的铅冷快堆技术较为成熟。GIF铅冷快堆系统指导委员会选择美国小型自然循环铅冷快堆SSTAR、欧洲铅冷系统ELSY、俄罗斯中型铅冷快堆BREST-OD-300作为铅冷快堆的主要参考堆型。

铅冷快堆和钠冷快堆原理基本相同，在回路设置方面略有差异，见图1-22。

图1-22：铅冷快堆原理图

铅冷快堆和钠冷快堆相比有很多优势：

首先，铅基材料和钠相比，化学活性低，遇水和空气不发生剧烈反应，不会像钠冷快堆那样发生钠火事故；

其次，铅基材料的沸点比钠高，也避免了像钠冷快堆那样引入正的空泡反应；

最后，铅基材料的热膨胀性比钠好，一回路自然循环能力强，具有更好的非能动安全特性。

但是铅冷快堆也存在以下缺点：

第一，腐蚀问题。Fe、Cr和Ni等钢材料会溶解于铅基材料中，使得反应堆的结构材料和机械泵叶片遭受严重的腐蚀。腐蚀作用还会产生氧化物杂质，这些杂质可能会堵塞冷却剂通道，引发堵流事故。腐蚀问题苏联和美国在20世纪50年代开始研究用于潜艇驱动的铅铋反应堆时就发现了，美国人没能解决这个问题，于是在20世纪60年代停止了铅铋快堆的研究计划；而苏联通过大量的工程实践，通过控制冷却剂中的氧浓度能使钢材表面形成一层致密的氧化膜，有效缓解了铅基冷却剂的腐蚀问题。

第二，钋-210问题。铅基材料经过中子辐照，会产生钋-210。钋-210是一种剧毒物质，具有挥发性和放射性，半衰期138天，极大地增加了铅基反应堆的运行和维修难度。

第三，在较低的温度下，液态铅基材料会发生凝固作用，铅的凝固和熔化过程产生的收缩和膨胀作用将会对堆内部件和燃料棒包壳造成一定的损坏。当然钠冷快堆也面临这样的问题，但钠熔点低这个问题相对较容易解决。目前常通过设置辅助加热系统等方式来保证液态金属反应堆在换料和停堆时冷却剂处于液态，通过采用长寿命堆芯的方式来减少甚至取消换料和停堆操作。

第四，铅冷快堆不能进行核燃料增殖。铅的密度约为钠的12.37倍，但表征载热能力的密度与比热容之乘积却仅为钠的1.45倍，而且由于保护结构材料的需要，铅的工作流速不能大于2.5ｍ/s，所以其载热能力受到很大限制。为了保留较好的堆芯体积比功率和把燃料组件表面温度控制在合理范围内，在铅冷快堆中不得不增加堆芯内铅的流通截面，将元件棒间距与棒径之比P/D由钠冷快堆中常见的1.2增至1.8，铅冷快堆的P/D值增为1.8后，相关计算表明，其中子物理性能明显下降，失去了核燃料高速增殖的优点（堆芯增殖比略大于1），基本上仅可维持核燃料自持循环。不过这一点也不能算是缺点，从防止核扩散的角度看，这反而有利于铅冷快堆的大范围推广。

纯铅冷快堆和铅铋快堆相比，首先纯铅的沸点较铅铋合金高，这意味着纯铅冷快堆能够在更高的温度条件下运行，具有更高的发电效率；高熔点还容易在设备发生小泄漏时形成自封，阻止铅的继续泄漏；纯铅与铅铋合金相比，钋-210的产生率更低，腐蚀效应更小，价格也更便宜。纯铅在中子辐照下产生的放射性剧毒物质钋-210比铅铋合金产生的小2-3个量级，大大降低了反应堆运行和维护的难度。纯铅的腐蚀性比铅合金低，Fe、Cr、Ni在铅中的溶解率小于铋；铋的价格远比铅高，铅冷快堆的建造成本明显低于铅铋快堆的成本。因此从长远来看铅冷快堆最终的发展目标肯定是纯铅冷快堆。不过因为反应堆运行温度必须要高于冷却剂熔点，而铅铋合金的熔点比纯铅低（200℃左右），所以相比于纯铅堆，铅铋堆可以在较低的温度下运行。虽然更高的运行温度一定程度上意味着更高的发电效率，但对堆内设备和高温结构材料可靠性的要求也更高了，这就决定了铅铋快堆在目前比铅冷快堆具有更强的工程可行性。

因为铅冷快堆和钠冷快堆相比互有优劣，因此我国在大力布局钠冷快堆的同时并没有放弃铅冷快堆的发展。

2009年，中国科学院开始研究基于铅/铅铋冷却的加速器驱动的次临界系统。2011年，中科院启动战略性先导技术专项“未来先进核裂变能-ADS嬗变系统”研究项目进行研究， ADS是Accelerator Driven subritical System（加速器驱动次临界系统）的缩写，并将中国铅基反应堆(CLEAR)列为候选堆型，开始部署我国在铅基快堆方面研究工作。中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队在该项目的支持下，针对CLEAR全面开展研发工作，计划通过研究实验堆CLEAR-I (热功率1万千瓦)、工程演示堆CLEAR-II (热功率10万千瓦)、商用原型堆CLEAR-III (热功率100万千瓦)三期实现商业应用。2016年3月，中国科学院核能安全技术研究所•FDS团队铅冷快堆冷却剂技术取得突破，建成中国首座纯铅冷却剂实验回路。该回路基于FDS团队在高温液态重金属领域十余年的研发经验，克服了结构材料选型、高温不透明流体测量、氧浓度测控等系列技术难题，运行温度可超600℃，具备开展铅冷快堆结构材料腐蚀、冷却剂热工安全特性及反应堆关键设备验证的能力，可为铅冷快堆设计与研发提供工程经验。除此之外，中科院合肥物质科学研究院和中科院工程热物理研究所分别搭建了KYLIN铅铋冷却实验回路和高温高压液态铅铋合金-氦气流动换热综合实验平台LELA，并进行了相关的实验研究。

与此同时，国内相关涉核高校、研究单位和企业也开始推进铅冷实验平台的搭建和实验开展。华北电力大学作为国内涉核高校，对铅冷快堆也进行了相关研究。在与企业的合作中，华北电力大学总结ELSY和BREST-OD-300等概念堆型的设计经验，提出了热功率为70万千瓦的铅冷快堆概念堆型。而中核集团原子能院研发的我国首座铅铋合金冷却反应堆零功率装置——启明星Ⅲ号则在2019年10月实现了首次临界，并正式启动我国铅铋堆芯核特性物理实验，这被视为我国在铅铋堆堆芯关键技术上取得的里程碑式重大进展。

熔盐堆

熔盐堆（Molten Salt Reactor，MSR）是利用流动的熔盐为载体，将核燃料熔于载体熔盐，进而形成堆芯循环流动的液态燃料反应堆。熔盐堆可使用不同的燃料，包括铀235和钚239和铀233，而钍基熔盐堆（Thorium Molten Salt Reactor，TMSR）则是熔盐堆的主要堆型，被认为是未来最安全的反应堆技术之一。目前在研的熔盐堆基本都是钍基熔盐堆，采用熔盐—熔盐—氦气三回路循环，和钠冷快堆的回路设置有点类似，其回路原理见图1-23。

图1-23：熔盐堆回路原理图

压水堆源于美国海军的核动力潜艇，熔盐堆的雏形则源于美国空军的核动力飞机。1946年5 月28日，美国空军启动核能飞行器推进(Nuclear Energy for the Propulsion of Air-craft，NEPA)工程，1951 年5月代之以ANP(Air-craft Nuclear Propulsion)计划，核动力轰炸机中计划采用4个核动力涡轮发动机，由熔盐堆反应产生的热能取代喷气发动机内的燃料燃烧提供动力，可连续飞行数周时间。

美国橡树岭国家实验室(ORNL)承担了ANP计划中核能引擎反应堆的研发任务，于1954年建成第一个熔盐堆实验装置ARE(Aircraft ReactorExperimen)，热功率为0.25万千瓦，燃料为NaF-ZrF4-UF4混合物。ARE成功运行了1000个小时，运行最高温度达到882℃，展示了很好的稳定性以及易控制性。

战略弹道导弹的迅速发展使核动力轰炸机研发失去了军事应用价值，熔盐堆于上世纪60年代研发转向民用。橡树岭国家实验室在ARE 的基础上进行了革命性的改进，于1965年建成了热功率0.8万千瓦的液态燃料熔盐实验堆（Molten-Salt Reactor Experiment，MSRE）, MSRE成功运行了将近5年，通过大量实验研究证实了7LiF-BeF2-ThF4-UF4可以成功用于熔盐增殖堆，具有非常好的辐射稳定性；石墨作为慢化剂与熔盐相容；哈氏合金Hastelloy N（一种以镍、钼、铬等元素组成的镍基高温合金）可成功应用于反应堆容器、回路管道、熔盐泵、换热器等部位，腐蚀被控制在较低水平。

MSRE的成功运行充分证明了液态熔盐堆运行的稳定性和安全性，是迄今为止唯一一个液态燃料反应堆，也是唯一一个成功利用铀233运行的反应堆。研究表明熔盐堆具有非常独特而优异的民用动力堆性能，可以用铀基核燃料，更适合于钍基核燃料，利用液态熔盐堆技术理论上可以实现完全的钍铀燃料闭式循环。1970年代，橡树岭国家实验室完成了热功率225万千瓦增殖熔盐堆(Molten Salt Breeder Reactor， MSBR)的设计。但由于上世纪70年代正是冷战的高潮，发展核武器的重要性远远大于发展民用核能，在核能研究规模整体收缩的背景下，美国政府选择了适合生产武器用钚、具有军民两用前景的钠冷快堆，放弃了更适合钍铀燃料循环、侧重于民用的熔盐堆。1973 年之后，虽然橡树岭实验室进行了一些后续研究，但由于失去资金支持，熔盐堆被打入冷宫近三十年。

美国MSRE的巨大成功和适用于钍基核燃料的特点引起我国科学界和政府的高度重视。我国研发的第一个核电堆型就是钍堆，20世纪60年代末，上海原子核研究所（现上海应用物理研究所）即开展了铀233 提纯工艺研究。20世纪70年代起，在张家骅（我国原子核物理学家）的领导下，上海原子核研究所进行了长达二十年的“钍铀核燃料循环研究”。中国第一个自主研发的核电站秦山一期当时甚至有采用熔盐堆的打算，上海“728 工程”于1971年建成了零功率冷态熔盐堆并达到临界。但后来的结果是“728 工程”采用了在核潜艇中已经有一定经验的压水反应堆。自此，世界范围内熔盐堆研发的国家行为几乎停止。

直到2002年第四代核能系统技术路线图推出，熔盐堆这个几乎被遗忘的技术才再次成为热门研究课题。这次“咸鱼翻身”并不让人意外，因为熔盐堆的优势几乎是显而易见的。熔盐堆的优势主要有以下几个方面：

（1）熔盐冷却剂具有热容量大（氟化物熔盐体积热容量比加压轻水高25%，几乎是液态钠的5倍）、传热性能好、运行温度高和系统压力低等诸多优点，使得反应堆能够在高温（700℃）常压下运行，不需要轻水堆的厚壁压力容器，既能获得更高的能量转换效率，又保证有更高的安全性。热容量大和无需压力容器的特点也使得熔盐堆适合建成紧凑、轻量化和低成本的小型模块化反应堆。

（2）熔盐燃料反应堆有固有安全特性。由于燃料本身就是熔化的，无需专门制作固体燃料组件，节省了加工费用，也不存在堆芯熔化风险，避免了其他堆型可能产生的最坏事故；熔盐冷却剂中没有水，产生蒸汽或氢气爆炸的概率为零，即便发生破口事故，熔盐在环境温度下也会迅速凝固，防止事故进一步扩展；熔盐常温时为固态，避免了因泄漏而导致大量的核污染，对生物圈和地下水位线的防护没有那么严苛，因此熔盐堆也适合地下建造，将反应堆建造在地表以下，上面覆盖有护肩，既避免了恐怖袭击、飞机坠落、龙卷风等威胁，又防止事故发生对生物圈的影响；熔盐堆底部设计有冷冻塞，当熔盐堆内温度超过预定值时，冷冻塞将自动熔化，携带核燃料的熔盐随即全部流入应急储存罐，使核反应瞬间终止。

（3）液体燃料熔盐堆无需其他反应堆所用的燃料元件，这不仅降低了研制费用，也避免了最为担心的燃料元件破损或熔融引起安全的风险。且可实现在线加料以及在线后处理，避免了大量的燃料储备。

（4）功能多样性及灵活性。熔盐堆输出的700℃以上高温除用来发电外，在工业热应用、高温制氢以及氢吸收二氧化碳制甲醇方面都有广泛的应用前景（见图1-24）。

图1-24：基于熔盐堆的核能综合利用前景

（4）适合干旱地区建设。熔盐堆可适用于传统的蒸汽式朗肯循环，但尤其适合布雷顿循环。采用布雷顿循环时发电时，工质可以是氦气或氮气，发电效率高达45%-50%，且无需水冷，只要少量的水即可运行，可在干旱地区实现高效发电。

（5）熔盐堆核废料放射性周期短。核废料中长寿命放射性废物主要来源于锕系核素，虽然钍堆与铀堆裂变产物相近，但是锕系谱的成分相差较大；钍铀循环卸出的核废物，其放射性在500年内可降至天然铀矿石水平以下，因此可将其近地表处置，而无需挖洞深埋。有利于生态环境，亦缓解了永久地质储存带来的压力，处理成本也会大幅降低。

（6）钍资源储量优势。地球上已探明的钍资源的储量是铀的3到4倍（至少）。我国目前已知的钍矿就超过28万吨，仅在白云鄂博主东矿，钍的储量就已达到22.42万吨。以目前的用电量来估算，现有的钍资源至少可以支持全球一千年的用电量。因此，在核聚变技术实现之前，发展利用钚239的钠冷快的同时堆坚持发展利用钍的熔盐堆，两为备用，也是解决核燃料长久供应问题的一条途径。

（7）可有效利用核资源和防止核扩散。熔盐堆可不需要特别处理而直接利用铀、钍和钚等所有核燃料，也可利用其他反应堆的乏燃料，还可利用核武器拆解获得的钚。由于熔盐堆不使用或只使用少量的浓缩铀，且钍232增殖为核武器级钚239需要吸收7个中子，概率极其微小，因此熔盐堆中生产的钚239 也非常少，不能为核武提供有效的原料，所以可有效地防止核扩散。

目前我国正在引领国际熔盐堆的研究。2011年，中科院围绕国家能源安全与可持续发展需求，部署启动了首批中科院战略性先导科技专项（A类）“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统(TMSR)”，计划用20年左右的时间，在国际上首先实现钍基熔盐堆的应用，同时建立钍基熔盐堆产业链和相应的科技队伍。专项依托中科院上海应用物理所，上海有机所、上海高研院、长春应化所、金属所等10家院内外科研单位参与。

TMSR先导专项自启动实施后，跨单位组建和发展了一支专业齐全、年富力强、规模约750人的我国钍基熔盐堆科研队伍，建成了覆盖TMSR各领域方向的基础研究实验室和研发试验平台构成的TMSR低放非核(冷)实验基地，形成了完整的学科布局，取得科技研发的突破性进展，整体达到国际先进水平，为TMSR研发奠定了坚实的科学技术基础。

2018 年，我国热功率2MWt（0.2万千瓦）液态燃料钍基熔盐实验堆工程（TMSR-LF1）破土动工，项目位于甘肃省武威市民勤红砂岗工业集聚区。

2018年12月29日，在上海市核学会成立40周年纪念大会上，中国科学院先进核能创新研究院院长徐洪杰透露，我国已在实验室规模全面掌握这一全新领域的核心技术，相关产业链雏形基本形成，预计将于2030年后在全球率先实现商业应用

2020年5月10日，2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆进行基础混凝土浇筑（FCD）。

特殊用途的核电站（海上浮动核电站和核能供热）

除了以上介绍的几种核反应堆外，我们再介绍一些比较小众的特殊用途核电站，此类核电站在工作原理上仍属于以上的分类范畴，只是基于特殊的用途开发。本文仅对其中最具代表性的海上浮动核电站和区域供热核电站进行介绍。

海上浮动核电站是一种小型的、可移动式的核电站，其本质就是将陆上核电站的缩小版安装在船舶上，既可为偏远岛屿供应安全、有效的能源供给，也可为远洋作业的海上石油、天然气开采平台提供电力、热力和淡水资源。海上浮动核电站是怎么输电的呢？其实很简单，当要输送电力时，浮动核电站可以停靠在附近的码头上，然后与陆地或海洋平台上的高压电线连接，再打开反应堆发电就可以了。形象的说，海上浮动核电站就是一个大型海上“移动电源，有用电需求时将电站拉过来，不需要便可用船将电站拉走。

海上浮动核电站的设想，目前已由俄罗斯人付诸了实践。为了给俄罗斯远东或北极地带一些边远地区、油气田开发供电，俄罗斯原子能公司2009年开工建造了“罗曼诺索夫院士号”浮动核电站。“罗蒙诺索夫院士”号长140米，宽30米，高10米，排水量21500吨，能配备70名左右船员。在这座“全球最强移动电源”上，装备的两座KLT-40型核反应堆，可输出7万千瓦电功率或30万千瓦热功率，供20万人使用。船上的海水淡化设备则可为居民提供每天24万立方米的淡水。除了为俄罗斯在西伯利亚北部的堪察加半岛威尔尤欣斯基镇提供稳定的清洁电力和饮用水之外，“罗蒙诺索夫院士”号还将为海上石油平台供应电力。而且根据计划，俄罗斯将打造一支海上浮动核电站船队，为大型工业项目、港口城市、海上油气钻探平台提供能源。

图1-25：罗蒙诺索夫院士号海上浮动核电站

我国的海上浮动核电站有中国广核集团（下称中广核）自主研发、自主设计的海上小型堆ACPR50S系列，单堆电功率6万千瓦。2016年11月4日，中国广核集团在深圳召开新闻发布会，中广核与东方电气签署了《“中广核ACPR50S实验堆平台项目”压力容器采购协议》，这意味着广受关注的中广核海上小型堆ACPR50S建设正式启动，这也是国内真正意义上的首座海上核电站开工。

核能供热也并非新概念。早在半个世纪前，北欧就有核能供暖。1964年，瑞典原型核动力反应堆Agesta，在位于斯德哥尔摩郊区的一个岩洞中建成，电功率1.2万千瓦，供热130℃（供水）/70℃（回水），连续供热10年。这是世界上第一个实现民用供热的核电站。

在国内，清华大学1983年利用清华核能所现有的游泳池堆改造后进行了核供热试验，连续两年向所内17000平方米建筑物供热。

2017年，中核集团对位于北京房山的中国原子能科学研究院内的49-2游泳池式轻水反应堆进行供热适应性改造，并于2017年11月21日为院内部分办公大楼供热（供热面积约10000平方米）。这里插一段，49-2游泳池式轻水反应堆(以下简称49-2堆)从1959年开始建造，1964年12月20日首次达到临界，是我国自行设计，建造的第一座反应堆。49-2堆是工程材料试验堆，初期主要用于核潜艇和生产堆燃料元件考验，后期用于结构材料和燃料元件辐照考验，核仪器仪表辐照试验，放射性同位素生产，单晶硅中子掺杂，活化分析，运行人员培训等。2017年11月，中核集团正式宣布：泳池式轻水反应堆49-2堆安全供热满168个小时，具备为原子能院部分办公楼供热、功能演示及实操培训等能力，并正式发布其自主研发、可用来实现区域供热的“燕龙”泳池式低温供热堆（DHR-400）。

与此同时，中广核正携手清华大学共同推进壳式供热堆NHR200-Ⅱ低温供热堆技术示范项目落地。国家电投研发的微压供热堆HAPPY200也于2017年完成总体方案迭代及优化，并进行了候选厂址的调研勘察。

另外，需要说明的是，前面所述的DHR-400、NHR200-Ⅱ、HAPPY200供热堆，一般针对无核电站或距离核电站较远地区的供热而开发。而距离核电站较近的城市则可以利用现有核电站进行核能供热。

2019年11月15日，依托山东海阳核电站的核能供热项目一期工程正式投入商运，向包括山东核电员工倒班宿舍在内的70万㎡的居民小区正式供热，开创了国内核能商业供热的先河，涉及30多个小区的7000余户居民。70万㎡核能供热，据测算每年可节约2.32万吨标煤，减排222吨烟尘、382吨二氧化硫、362吨氮氧化物以及6万吨二氧化碳，相当于减少约5台10吨的燃煤锅炉，对节能减排、改善环境作用显著。2020年11月25日，海阳核电核能供热二期450万平方米供暖项目开工，标志着全国首个零碳供暖城市创建项目正式启动。

图1-26：常规压水堆核电站供暖原理图

核电站代数的划分

目前已建和在建的核电机组从技术指标来看，大致可以分为四代，各代之间也有改进的类型。当然，这种划分不是绝对的，不同时期、不同部门和不同专家划分的方法并不完全相同，但总体上大同小异。

第一代核电站

第一代核电站属于原型堆核电站，是指在20世纪五六十年代开发的原型堆基础上，苏。美等国建造的单机容量在30万千瓦左右的核电站，如1954年苏联的第一原子能电站、1957华美国的希平港原型核电站，法国舒茨核电站和日本美滨一号核电站。这些核电站的投用证明了利用核能发电在技术上的可行性。由于这代核电站“比较原始”，目前已基本全部退役。我国没有建造过第一代核电站。

第二代核电站

第二代核电站主要是实现试验性核电站的标准化，推进核电民用化的进程，以提高经济性。20世纪60年代后期，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成发电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆和石墨水冷堆等核电机组。目前世界上商业运行的400多座核电机组，绝大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。如美国西屋公司的Model212、Model312/314、Model412/414，美国燃烧工程公司（CE）的System80、前苏联/俄罗斯的VVER-1000（早期型号）、法国的CPY（基于Model312技术）、以及一大批沸水堆核电机组（BWR）等。我国自主化设计的秦山一期（CNP300），采用法国M310堆型（CPY的出口型号）的大亚湾核电站，采用CNP600堆型的秦山二期，采用加大拿CANDU-6重水堆的秦山三期，以及台湾地区的核能一厂、核能二厂、核能三厂都属于第二代核电站。

第三代核电站

为了总结核电发展的经验和教训，进一步提高电厂的安全性能和运行性能，同时提高电厂经济性，美国和欧洲分别走了两条不同的途径。1983年开始，美国电力研究院(EPRI)在美国核管理委员会(NRC)的支持下，经多年努力，于1990年为第三代轻水堆核电站制定了一个明确完整的用户要求文件(URD)。考虑到逐步走向统一化的欧洲对能源市场的客观要求，为进一步提高轻水堆的竞争力和改进公众及政府对核电的可接受性，欧洲主要电力公司编制了欧洲用户要求文件(EUR)，并于1994年颁布了第一版。EUR 与URD结构上有差异，但主要内容基本相似。

目前第三代核电站的定义主要有两种类型，分别为以美国核电用户要求文件URD和欧洲核电用户要求文件EUR建立的核电站，通常分为以下两种类型：

（1）革新型核电站。采用非能动安全系统，即在成熟技术基础上，采用依靠自然循环的非能动安全性，简化系统、减少设备，既提高安全性，又改善经济性。例如AP1000反应堆、AP1000的中国自主化型号CAP1400反应堆。

（2）改革型核电站。提升了能动安全系统，即在原有设计基础上，增加安全裕量，满足应对严重事故的安全措施，提高安全性。另一方面则通过增加单机容量改善经济性。例如美国System80+、EPR反应堆，中国的华龙一号（HPR1000）、韩国的APR1400等。

俄罗斯根据核电改进的发展潮流，在已成熟批量建造的VVER-1000反应堆的基础上，研究开发了AES-91型（田湾1-4号机组即采用该堆型）和AES-92型反应堆两种设计，都向URD靠拢，基本算得上是准三代堆型。而VVER-1000的更进一步改进革新型号，完全满足第三代核电标准的VVER-1200机组也于2017年2月27日在俄罗斯投入商业运行（新沃罗涅日第二核电厂1号机组）。

另外，由美国通用电气公司和日本东芝公司和日立联合开发的先进沸水堆ABWR也是一款符合第三代核电标准的反应堆，我国台湾地区核能四厂的两台机组即采用该堆型，但该核电站在2014年完工后因反核浪潮而于2015年被直接封存，至今未投用。

而在重水堆方面，2014年中国核能行业协会组织了22位中国核能行业和核能学术界的专家对坎杜能源公司与中核集团联合研发的先进坎度（CANDU）型重水堆（ACR1000）技术进行了技术审查，审查结果认为先进燃料重水堆技术“能够满足最新安全要求和第三代核电技术要求，技术可行、具有良好的安全性”。

第四代核电站

2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛(GIF)”，该计划拟在2030年左右能解决核能安全性、经济性、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散和防恐怖袭击等基本问题，具有极强的竞争性和经济性。各国于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能系统(Gen IV)。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国、阿根廷。第四代核能系统开发的目标是要在2030年左右创新地开发出新一代核能系统。它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环包括在内，组成完整的核能利用系统。

GIF在2002年5月于巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型包括4种快中子反应堆、一种热中子反应堆、一种快/热中子两用反应堆，如表1-1所示。

表1-1：GIF选定的六种第四代反应堆

2006年，应GIF政策小组邀请并经我国国务院批准，由科技部牵头组团，外交部、国家原子能委员会等部门和单位参加的中国代表团赴美参加了7月12-13日在华盛顿召开的GIF政策组会议例会，并在会上做中国申请加入GIF的陈述报告。此后，我国于分别于2008年、2009年、2014年、2019年加入了GIF超高温气冷堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、铅冷快堆四个子系统。目前在第四代核反应堆的研究和建造上，目前我国已经走在了世界前列，我国在建的石岛湾高温气冷堆和霞浦示范快堆即分别属于表1-1中的第4和第1种堆型，石岛湾高温气冷堆是目前世界上第一座具有第四代核能系统安全特征的高温气冷堆核电站。另外，我国虽然没有加入GIF的熔盐堆子系统，但从2016年开始，我国一直在引领世界熔盐堆的研发，由中科院等牵头的钍基熔盐堆核能系统试验堆2018年起已经在甘肃省武威市民勤县红砂岗工业集聚区开工建设。

总结

第一代和第二代核反应堆

• 第一代核反应堆是属于“原型堆”，上世纪 50 年代至 60 年代初，为了试验和示范，苏联、美国、法国、德国、日本相继建成单机容量不大的核电站。
• 第二代核反应堆，上世纪60年代后期至 70 年代，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成商业用途的核电站。因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，目前世界上商业运行的核电站共有400多座。第二代核电站的寿命50-60年。

第二代核反应堆，大部分都采用“轻水”冷却，其中大部分是“压水堆”，小部分是“沸水堆”。

• 所谓“压水堆”，是指堆芯铀燃料元件棒放置于高大锅炉中部；控制反应速度的控制棒由锅炉顶部进入；锅炉内的水达到300度，150个大气压；经过‘蒸汽发生器’把蒸汽输出去推动涡轮机发电。
• 所谓“沸水堆”，是指堆芯铀燃料元件棒放置于高大锅炉中部；控制反应速度的控制棒由锅炉下部进入；锅炉内的水达到300度，70个大气压；直接将水蒸气输出去推动涡轮机发电。

“压水堆”比“沸水堆”的安全性要好些。

第二代核电站存在一些安全性问题

第二代核电站发生过好几次“核事故”。

• 1966年，美国恩里科·费米核电厂，1级核事故；
• 1969年，瑞士Lucens核电厂，5级核事故；
• 1979年，美国三哩岛核电站，5级核事故；
• 1986年，苏联乌克兰切尔诺贝利核电站，7级核事故；
• 2011年，日本福岛第一核电站，7级核事故；

核事故对生态的影响是巨大的，灾难性的，受灾时间长达几十年。专家们对第二代核电站的事故进行了反思，认为：产生核事故的原因主要有两点：一是人为因素，手工操作会出现错误；二是外在因素，地震、撞击；三是其它各种因素造成反应堆保护罩受损、管道破裂、冷却系统出问题，以至于产生核泄漏或者爆炸。专家们一致认为可以用自动控制的手段解决手工犯错的问题，可以加强事故的自动补救措施，防止灾难；进一步加强防护罩可以抵抗诸如地震海啸的自然灾害问题。于是，提出关于第三代核电站的标准问题。

第三代核电站

第三代核电站，简单地说，就是加强特别安全措施的核电站，当然整个系统是要重新设计的。 首先由美国和欧洲分别制定了‘第三代核电站的要求和标准’，在安全性、经济性、延长工作寿命方面都明显优于第二代核电站。

第三代核电综合来讲具有以下特点：

• （1）更长的设计寿命，从第二代的60年提高到80年；
• （2）极低的严重事故概率；
• （3）如果反应堆发生事故，有一整套的周全的自动防预系统，要求事故发3 天后人工才干预。整体安全系统分为两种类型，即“能动型安全系统”和“非能动型安全系统”。
  • 所谓“能动型安全系统”，是指安全系统能够自动检测到核反应的运行状况，在发生核事故时，安全系统能够让控制棒自然落下，立即终止核裂变反应。其特点是，各种安全操作必须借助于外部电力，去驱动控制机器，才能实现安全保护。
  • 所谓“非能动型安全系统”，是指不依赖外来的触发和动力源，仅靠事故发生时所产生的关于‘对流力、重力、蓄压力’等自然本性来实现安全控制的系统。
• （4）更强的安全壳结构，现在一般都采用了双层安全壳结构设计，可抵御地震、海啸、龙卷风、飞机撞击；

第三代核电站还设置了其它种种保护措施，例如：如果冷却水管破裂或蒸汽发生器破裂，冷却效果出了问题，要设置防止堆芯温度过高的措施；如果出现污染的气体或液体泄露的问题，要设置过滤防护措施；如果一套系统出问题，要设置另一套系统继续工作，核电站不能停运行等等。

第四代核电技术

2002年，美国联合10国的核能专家（美国、阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国）协议开发第四代核反应堆。

当时，只是提出了第四代核反应堆的概念，但是在诸多方面要求第四代比第三代的更先进。特别是在燃料棒的利用方面。第三代反应堆对铀燃料棒只利用一次，核废料仍有很多利用价值，希望在反应堆中进一步利用锕系元素和贫铀；在安全性方面，热效率方面，冷却方式等方面，第四代也有更高的要求。实现这些要求的核心问题在于：核乏力元素再利用的转化技术，反应堆能小型化，还有与之相适应的冷却方式。

专家们认为将来的第四代核反应堆分为以下6种类型：

• 1）铅合金液态金属冷却快堆系统。用铅或铅/铋做冷却剂。可以做成中小型反应堆。
• 2）熔岩反应堆系统。用氟化物熔融盐做冷却剂。可以做成中小型反应堆。
• 3）液态钠冷却快堆系统。钠的熔点低、价格较低、比热高。可以做成中小型反应堆。
• 4）超临界水冷堆系统。水在适当的高温高压下，其液态和气态没什么区别，超临界水具有‘奇异功能’。可以做成中小型反应堆。
• 5）超常气冷快堆系统。用高温高压氦气冷却。‘快堆’指较多地利用‘快中子’处理其它元素去产生更多的‘核燃料’元素。
• 6）超常高温气冷堆系统。用更高温和更高压氦气冷却，提高热效率。

当时预计2030年，第四代核反应堆普遍商用。