本文簡明概述了反應(yīng)堆發(fā)展歷史及從第一代到第三代反應(yīng)堆的概念，優(yōu)點和缺點。此外，也對第四代反應(yīng)堆類型作了展望。據(jù)說四代堆在設(shè)計上與現(xiàn)在完全不同。如果可能的話，預(yù)計20至40年后投入市場。

圖1顯示了各代堆型推入市場的時間及預(yù)計時間。包括正在建設(shè)與運行的一代、二代和三代堆，近期即將部署的三代+堆，預(yù)計2030年前部署四代堆。

目前，三代堆遍及全世界。即使是現(xiàn)在，全球仍在規(guī)劃、建造和運行二代、三代堆。盡管一代堆缺乏安全方面的設(shè)計，但仍有在運行。

1.第一代核電站

一代堆主要在20世紀50至60年代期間開發(fā)的原型堆和動力堆，也是從那時候開始，核電首次投入商業(yè)(民用)。

而且由于是直接從軍用部署到商用，因此附加安全設(shè)計很少，僅有的一些顯然為軍民兩用。總體上，一代堆沒有(能動或非能動)專用安全裝置。

最典型的一代堆，是前蘇聯(lián)的AMB或AM-1(兩者均為石墨慢化，主要生產(chǎn)钚);英國的“Magnox”氣冷堆——如Calder Hall 1號堆(1956-2003)，Wylfa(1959-2012)(同樣是石墨慢化);美國賓夕法尼亞州的Shippingport(PWR)(1957-1982)，伊利諾斯州的Dresden 1號(BWR)(1960-1978)。大多數(shù)已經(jīng)關(guān)閉。

歐洲僅存的最后一個一代堆商業(yè)電廠——位于威爾士的威爾法(Wylfa)核電站，于2012年關(guān)閉，不過最終是在2015年12月完成關(guān)閉。

在巴基斯坦，最后一個一代堆電站——CANDU-137——仍在卡拉奇運行。

2.第二代核電站

二代堆的投運，主要始于20世紀60年代末。今天運行的反應(yīng)堆，絕大多數(shù)是在60年代中期到本世紀初建設(shè)的。

二代堆設(shè)計使用壽命一般為40年。一代堆與二代堆最大的不同，二代堆專門設(shè)計了能動安全裝置，而且原則上僅供民用。

二代堆通常為輕水堆(LWR)，盡管也有重水型設(shè)計。使用的安全裝置，涉及了電氣或機械方面的操作，可以實現(xiàn)自動啟動，也可以由操作員操作啟動。

目前在西方國家運行的大多數(shù)二代堆，都是由西屋、法馬通和通用電氣(GE)制造。

以下對最重要的二代堆系統(tǒng)進行更詳細的闡述。

壓水堆

壓水堆(PWR)作為核潛艇動力堆發(fā)展而來，但與潛艇堆概念又有不同，潛艇堆使用高濃縮鈾，PWR采用低濃縮鈾，水冷式。由于排熱效果好，壓水堆的功率密度可以相對較高(100 MW /m3)。

其一次回路的特點是高壓(15 MPa)和高溫(600°F/300°C)。為保證安全，不同的系統(tǒng)應(yīng)控制功率輸出，堆芯冷卻和屏障系統(tǒng)，屏障系統(tǒng)包括鈾芯塊材料結(jié)構(gòu)、燃料棒包層，反應(yīng)堆壓力容器(RPV)本身，RPV周圍的混凝土結(jié)構(gòu)和封閉一次回路的管道。

蒸汽發(fā)生器是連接一次回路和二次回路的紐帶，也是潛在的放射源泄漏位置。

由于停堆后仍存在高功率密度和高衰變熱，對堆內(nèi)冷卻系統(tǒng)的考驗要求很高。主動冷卻系統(tǒng)依賴持續(xù)供電，即使是應(yīng)急柴油機，也存在冗余電網(wǎng)連接和電池安裝問題，電站斷電仍存在很大的風(fēng)險，

例如，在福島核事故中，所有的安全屏障就都被摧毀了。

安全系統(tǒng)通常是冗余的(即承擔(dān)的任務(wù)已經(jīng)超出了需要)。然而，如果一個所謂的“常規(guī)事件故障”造成問題，那么整個系統(tǒng)都有可能失靈。

原則上，世界范圍內(nèi)的自動化程度在不斷發(fā)展提高，核電站的安全性也會隨之提升，降低了人類錯誤導(dǎo)致嚴重核事故的概率。

用數(shù)字系統(tǒng)取代原來的模擬儀控也是一種趨勢。不過這種取代對安全性的影響仍在持續(xù)探討中。

沸水堆

沸水堆(BWR)是在PWR的基礎(chǔ)上發(fā)展起來的。這種堆型通過單回路在堆芯中產(chǎn)生蒸汽，實現(xiàn)設(shè)計上的簡化和很高的熱效率。其中，水是慢化劑和冷卻劑。

BWR也有一些新問題，存在一些潛在風(fēng)險。

BWR與PWR相比，壓力低，堆芯功率密度低(50 MW/m3)，冷卻回路溫度也低。堆芯中的鈾濃度卻較高。

BWR的主回路循環(huán)會經(jīng)過反應(yīng)堆安全殼外，放射性蒸汽直接作用驅(qū)動渦輪機。中子通量比PWR低得多，也會導(dǎo)致中子明顯減少

同時，中子會誘發(fā)反應(yīng)堆材料老化。另一方面，壓力容器較大，可能需要縱向焊縫，而PWR容器中只有環(huán)焊縫，內(nèi)部同時是一個更復(fù)雜的結(jié)構(gòu)，許多焊縫貫穿底部。老化后果可能引起嚴重問題。

像PWR一樣，BWR在很大程度上依賴于快速可靠的主動安全系統(tǒng)，而BWR應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的管道要復(fù)雜得多。

調(diào)節(jié)BWR的控制棒，在反重力作用下從壓力容器下方插入，也比PWR復(fù)雜得多。

在某些情況下，堆芯中所謂蒸汽空腔會產(chǎn)生孔洞，導(dǎo)致反應(yīng)性增加。因此，在發(fā)生事故時，反應(yīng)堆功率可能會升高。

3.第三代核電站

三代堆的安全性明顯優(yōu)于二代堆，目前新建電站大部分是更安全、更先進的三代堆。

三代堆的安全性主要體現(xiàn)在改革型的能動和非能動安全系統(tǒng)，在技術(shù)上滿足國際原子能機構(gòu)安全法規(guī)(第二版)對預(yù)防和緩解嚴重事故的要求，也符合我國新頒布的安全法規(guī)對預(yù)防和緩解嚴重事故的要求。

因此，國家電力投資集團引進了美國非能動AP1000電站，中國廣核集團引進法國EPR核電站。同時，中國在此基礎(chǔ)上進行自主研發(fā)出了CAP1400核電站。

目前，中國的浙江三門，山東海陽各建有2臺AP1000核電機組，美國也準備投建同樣的四臺機組。

中國購買美國4臺先進AP1000機組，美方同時轉(zhuǎn)讓AP1000設(shè)計技術(shù)，設(shè)備制造和成套技術(shù)等，中國將完全擁有在引進AP1000核電技術(shù)的基礎(chǔ)上改進和開發(fā)等方面知識產(chǎn)權(quán)。

廣東臺山開展了兩臺EPR機組的建設(shè)工作，也是中國的首臺EPR機組。

4.第四代核電站

四代堆概念是由美國能源部的核能、科學(xué)與技術(shù)辦公室提出。

1999年，美國核學(xué)會冬季年會上進一步明確了第四代核能系統(tǒng)設(shè)想。

2000年美國能源部發(fā)起并約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會，討論開發(fā)新一代核能技術(shù)的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發(fā)表了“九國聯(lián)合聲明”。

隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發(fā)達國家組建了“第四代核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)”，擬于2-3年內(nèi)定出相關(guān)目標和計劃;這項計劃總的目標是在2030年左右，向市場推出能夠解決核能經(jīng)濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統(tǒng)。

第四代核能系統(tǒng)將滿足安全、經(jīng)濟、可持續(xù)發(fā)展、極少的廢物生成、燃料增殖的風(fēng)險低、防止核擴散等基本要求。