超临界水堆系统与设备

① 小型一体式压水堆和超临界轻水堆哪个更先进、更实用

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。小型一体式压水堆是之前的的，可以说，超临界压水堆从原理，安全方面比它好，所以是超临界压水堆更加的先进的。

② 超临界水蒸煤技术到底是真的么

水的临界温度T=374℃ ，临界压力P=22．1MPa。当体系的温度和压力超过临界点时，称为超临界水。这种看似气体的液体有很多性质，比如具有极强的氧化能力，将需要处理的物质放入超临界水中，再向其中溶解氧气（可以大量溶解），其氧化性强于高锰酸钾。二是许多物质都可以在其中燃烧，冒出火焰。三是可以溶解很多物质（比如油），且在溶解时体积会大大缩小，这是因为超临界水在这时会紧紧裹住油。四是它能够缓慢地溶解腐蚀几乎所有金属，甚至包括黄金（与王水相仿）。五是它的超级催化作用，在超临界水中，化学物质会反应得很快，有些更可以达到恐怖的100倍！ 科学家还只能通过电脑模型来研究超临界状态的水如何形成，因为他们还无法直接利用机械获取热液喷口的样本。一般钻头在还没开始工作之前就已经被高温融化了，或者被处于超临界状态的水给氧化了。 德国科学家在对大西洋底一处高温热液喷口进行考察时发现，这个喷口附近的水温最高竟然达到464°C ，这不仅是迄今为止人们在自然界发现温度最高的液体，也是第一次观察到自然状态下处于超临界状态的水。
据报道，这个热液喷口位于大西洋中部山脊(Mid-Atlantic Ridge) ，最早是由德国不来梅雅各布大学（Jacobs University in Bremen）的地球化学家安德里亚（Andrea Koschinsky）教授和她的研究小组于2005年发现的，他们在接下来的几年里对这个热液喷口进行了长期的跟踪研究。
安德里亚介绍说，海底热液喷口又称“海底黑烟囱”，它是由海底地壳扩张分离运动形成的。地壳扩张分离，海水渗进地下遭遇炽热的岩浆形成热液，热液携带矿物质从排放口返回大海。海底热液排出后遇到冰冷的海水，导致热液中溶解的硫化物遇冷凝固。凝固的矿物质在热液出口周围不断堆积，最终形成了巨大的“烟囱”。2005年，他们对这个热液喷口周围液体的温度进行测量时，发现即使它的最低温度也有407°C，最高更是达到了惊人的464°C。这是迄今为止科学家们在地球上发现温度最高的水，更让人惊奇的是这些水竟然处于超临界状态。安德里亚对这一发现非常兴奋，她说，“它确实是水，但不是普通的水。这是人类第一次在自然状态下观察到超临界状态水的存在，以前人们只能在实验室通过技术来达到水的超临界状态”。
安德里亚指出，对于超临界状态水的研究非常有意义。世界上有许多国家都在进行超临界水的研究和开发利用，其中以德国和日本最为突出。德国开发出一种技术，可以利用超临界水对污染物进行处理。他们在超临界状态水达到500℃时通入氧，然后对聚氯乙烯塑料进行处理，处理后的塑料中有99%被分解，而且还很少有氯化物产生，从而避免了过去燃烧塑料产生有毒氯化物对环境产生污染的问题。
日本则把超临界水的研究和开发列入高新科技研究计划，投入了大量的资金和人力。如日本研究人员开发出一种技术，利用超临界水回收处理有害的甲苯二胺。整个处理过程只需30分钟，是用酸催化剂处理所花费时间的二十分之一，回收效率可以高达80%。而且，回收品能够被再次利用，作为制造聚氨基甲酸乙树脂的原料。这种方法还可以将电线塑料外皮制成灯油和煤油，回收率也可以达到80%，而且所用的时间比热分解方法大大缩短。此外，他们还采用超临界水，在400℃、300个大气压的条件下，对燃烧灰烬中有毒物质进行氧化处理，几乎全部被分解，从而达到了无害化。据报道，日本化学技术战略机构正在计划将超临界水用于发电技术。 超临界水有许多特殊的性质：
1.超临界水的密度可从类似于蒸汽的密度值连续地变到类似于液体的密度值，特别是在临界点附近，密
度对温度和压力的变化十分敏感。
2.氢键度(X，表征形成氢键的相对强度)与温度的关系式：X=(一8.68×10一4)T/K+0.851。该式表征了氢
键对温度的依赖性，适用范围为280K ～800K(7℃～527℃)。在298K～773K范围内，温度和X大致呈线
性减小关系。
3.即使在中等温度和密度条件下，超临界水的离子积也比标准状态下水的离子积高出几个数量级。
4.超临界水的低粘度使超临界水分子和溶质分子具有较高的分子迁移率，溶质分子很容易在超临界水中
扩 散，从而使超临界水成为一种很好的反应媒介。
5.德国Karlsruhe大学的EUlrish Frank等利用静态测量和模型计算得出的结果表明，水的相对介电常数随密
度的增大而增大，随温度的升高而减小，但温度的影响更为突出。在低密度的超临界高温区域内，
相对介电常数降低了一个数量级，这时的超临界水类似于非极性的有机溶剂。根据相似相溶原理，
在临界温度以上，几乎全部有机物都能溶解。相反，无机物在超临界水中的溶解度急剧下降，呈盐类析
出或以浓缩盐水的形式存在。

③ 我国核电发展技术路线有哪些

核电是和平利用核能的重要形式。核电和火电、水电一起，是世界上三大电力支柱，截至2013年年底，核电总装机容量3.7亿千瓦，年发电量常年约占世界发电量的16%，近年占14%。核电是当今世界上大规模可持续供应的主要能源之一。
我国核电发展现状
自从我国首座自主设计建造的秦山核电站于1991年12月15日实现首次并网发电以来，截至2014年5月，我国大陆已建成并运行19台核电机组和一座实验快堆，装机容量1704万千瓦，在建的核电机组29台，装机容量3188万千瓦。
2011年3月发布的《中华人民共和国国民经济和社会发展第十二个五年规划纲要》提出“要在确保安全的基础上高效发展核电”。
2012年10月，国务院通过的《核电中长期发展规划（2011~2020）》提出，到2020年，装机容量将达到5800万千瓦，在建3000万千瓦。
不过，目前我国核电发电量只占全国总发电量的2.1%，与世界平均水平仍有较大差距，应继续发展核电，利用核电技术装备的后发优势，坚持核电的可持续发展。
我国核电发展新局面
近年来，核电发展也出现了一些新的局面，尤其是福岛事故后，对于核电安全要求的升级，中国核电的发展围绕三代和四代技术，以及走出去的战略出现了一些核能发展的新局面。
第三代核能技术主要有引进西屋公司的AP1000，以及中国两大核电企业中国广核集团和中国核工业集团联合开展的华龙一号的研究；
第四代核能技术国际论坛（GIF）是为满足全球未来能源需求而建立的国际合作框架，其主要任务是就六个国际公认最有潜力的第四代核电站堆型——钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆和熔盐堆开展合作研究。
目前，我国已加入了超高温气冷堆、超临界水冷堆和钠冷快堆3个合作研究领域。
从 AP1000到CAP1400/1700（三代）
AP1000作为目前世界上最先进的第三代压水堆技术，它的安全系统大多采用了非能动的技术，不仅使核电站的安全系数大为增强，而且使电厂设计得到简化。
当前我国“国家核电”牵头成功引进第三代核电AP1000先进技术，组织完成在浙江三门核电站、山东海阳核电站建设的三代核电自主化依托项目4台核电机组的工程建造任务，推动实现我国核电装备关键设备的国产化和自主化，创新并形成中国自主品牌的大型先进压水堆核电站技术，走出一条“标准化设计、工厂化预制、模块化施工、专业化管理、自主化建设”的核电建设新路子。
根据已经确立的相关方案，“国家核电”的自主化战略将分为三个步骤：
第一步，外方为主，我方全面参与。建成首批4台AP1000核电机组。
第二步，以我为主，外方支持。依托相关项目，以中方为主开展工程设计、设备制造和工程建设，西屋联合体参与并承担部分责任，全面完成AP1000技术的吸收和消化过程。
第三步，全面完成自主创新设计。通过“引进、消化、吸收和再创新”，用数年的时间形成具有自主知识产权的大型先进压水堆核电站技术，完成示范核电机组建设，开始批量建设中国自主技术品牌的大型先进压水堆核电站。确立我国在第三代核电技术研发领域的先进地位。
华龙一号（三代）
华龙一号由中国广核集团和中国核工业集团联合开展研究，设计方案已经基本成型，具备开工建设的条件。8月22日，“华龙一号”通过国家能源局、国家核安全局牵头组织的技术审评。
“华龙一号”融合了国际最先进的“能动与非能动相结合”设计理念，各项技术指标全面达到全球最新安全要求，满足美国、欧洲三代技术标准，是中国目前具有完全自主知识产权的核电技术。
高温气冷堆（四代）
高温气冷堆是目前国际上最先进的核能系统，被公认是唯一可最先进入商业化的第四代核能系统，也是目前世界上各种反应堆中最安全的一种堆型，在技术上能够保证在任何情况下都不会发生堆芯熔毁事故。
“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”是我国16个国家重大科技专项中唯一的核电项目，当前尚处于示范阶段，一旦示范成功，国内有望在内陆地区、中小城市建设高温气冷堆核电站，还可以对外出口，经济效益将会呈几何级放大。
快中子反应堆（四代）
我国实验快堆工程属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国原子能科学研究院自主研发的第一座快中子反应堆。
2010年7月21日，我国实验快堆首次达到临界。2012年11月，我国实验快堆工程通过科技部验收。
实验快堆的建成标志着我国核能发展“压水堆-快堆-聚变堆”三步走战略中的第二步取得了重大突破，也标志着我国在四代核电技术研发方面进入国际先进行列。
我国已成为世界上少数拥有快堆技术的几个国家之一。
超临界水冷堆（四代）
超临界水堆是六种第四代核反应堆中唯一以轻水做冷却剂的反应堆，它是在现有水冷反应堆技术和超临界火电技术基础上发展起来的革新设计。
与目前运行的水冷堆相比，它具有系统简单、装置尺寸小、热效率高、经济性和安全性更好的特点。
在巴黎召开的第四代核能系统国际论坛政策组会议上，我国政府签署了加入第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统的协议。这标志着由我国核动力研究设计院牵头、协调组织国内相关单位代表中国参加第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统取得了实质性进展。
漂浮核电站
俄罗斯总统普京访华期间签署了《全面核电合作谅解备忘录》，两国决定合建漂浮核电站。俄罗斯战略与技术分析中心专家卡申认为，这一项目进入实施阶段将对我国海军的建设具有重大意义。
总之，目前我国核电的发展如万物复苏的春季，生机勃勃；另一方面，我国核电的堆型种类齐全，二、三、四代核电技术并存，这也对核电的安全发展提出了很高的要求，对核能从业人员也提出了新的挑战。

④ 超临界核反堆在输出功率上和压水堆相同吗两种反应堆哪个成本高

超临界核反应堆内，中子的产生率和消失率之间保持严格的平衡，使链式反应得以恒定的速率持续地进行下去的工作状态。具有给定几何布置与材料组成的堆芯或装置能够达到临界所需的最小尺寸，称为临界尺寸或临界大小。临界反应堆内核燃料的装载量，也就是维持自持链式裂变反应所需的易裂变物质的最小质量称为临界质量。一座反应堆的临界质量通常指反应堆芯部中没有控制棒和化学补偿毒物情况下的临界质量。反应堆的临界质量取决于反应堆的类型、材料成分、几何形状和结构等条件，但对于任何一个特定的反应堆系统，它是一个确定的数值。例如，用235U作燃料的反应堆，其临界质量可以小于1kg，大到200kg。前者是含有235U富集度为90%左右的铀盐溶液系统的临界质量，后者是天然铀石墨反应堆中所含的235U质量。反应堆的临界条件可以通过增殖因数来表示。当反应堆的有效增殖系数大于1时。这样的反应堆叫超临界反应堆。

超临界反应堆它的裂变链是发散的，反应堆内的中子数随时间一直增加，相应地链式裂变反应率增高。

⑤ 第四代核能系统的四代核电

美国开发第四代核电站的初衷主要是防止核扩散，目标是开发出面向发展中国家的超长寿命堆芯的密闭型小型反应堆核电站。但是经过2000年5月的“国际工作小组”会议以及GIF在2000年8月的汉城会议和2001年3月的巴黎会议等，美国采纳了其他成员国的意见，决定开展概念更广的新一代核能系统的开发。第四代核电站的开发目标可分为四个方面。
核能的可持续发展 通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段；实现核废物量的最少化，加强管理，减轻长期管理事务，保证公众健康，保护环境。
提高安全性、可靠性 确保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，并具有快速恢复反应堆运行的能力；取消在厂址外采取应急措施的必要性。
提高经济性 发电成本优于其他能源；资金的风险水平能与其他能源相比。
防止核扩散 利用反应堆系统本身的特性，在商用核燃料循环中通过处理的材料，对于核扩散具有更高的防止性，保证难以用于核武器或被盗窃；为了评价核能的核不扩散性，DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。 DOE于2001年4月征集到了12个国家的94个第四代核电站反应堆系统，其中水冷堆28个，液态金属冷却堆32个，气冷堆17个，其他堆型17个。
2002年9月19日至20日在东京召开的GIF会议上，与会的10个国家在上述94个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。
（一）气冷快堆系统
气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。
（二）铅合金液态金属冷却快堆系统
铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。
LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的电池组的组合。LFR电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。
（三）熔盐反应堆系统
熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。
（四）液态钠冷却快堆系统
液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。
该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。
（五）超高温气冷堆系统
超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。
VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。
（六）超临界水冷堆系统
超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。

⑥ 超临界水的氧化性极强，那为什么火电厂的锅炉和管道还没有被腐蚀

因为它在接触到锅炉跟管道的时候就已经被化学物质处理了一部分的氧化性，而锅炉跟管道也肯定是被处理过的，能够抵御氧化性的材料够成的。

火力发电厂简称火电厂，是利用可燃物（例如煤）作为燃料生产电能的工厂。它的基本生产过程是：燃料在燃烧时加热水生成蒸汽，将燃料的化学能转变成热能，蒸汽压力推动汽轮机旋转，热能转换成机械能，然后汽轮机带动发电机旋转，将机械能转变成电能。

蒸汽通过汽轮机又将热能转化为旋转动力，以驱动发电机输出电能。到80年代为止，世界上最好的火电厂的效率达到40%，即把燃料中40%的热能转化为电能。

⑦ 超临界水的简介

水的临界温度T=374℃ ，临界压力P=22．1MPa。当体系的温度和压力超过临界点时，称为超临界水。这种看似气体的液体有很多性质，比如具有极强的氧化能力，将需要处理的物质放入超临界水中，再向其中溶解氧气（可以大量溶解），其氧化性强于高锰酸钾。二是许多物质都可以在其中燃烧，冒出火焰。三是可以溶解很多物质（比如油），且在溶解时体积会大大缩小，这是因为超临界水在这时会紧紧裹住油。四是它能够缓慢地溶解腐蚀几乎所有金属，甚至包括黄金（与王水相仿）。五是它的超级催化作用，在超临界水中，化学物质会反应得很快，有些更可以达到恐怖的100倍！ 科学家还只能通过电脑模型来研究超临界状态的水如何形成，因为他们还无法直接利用机械获取热液喷口的样本。一般钻头在还没开始工作之前就已经被高温融化了，或者被处于超临界状态的水给氧化了。 德国科学家在对大西洋底一处高温热液喷口进行考察时发现，这个喷口附近的水温最高竟然达到464°C ，这不仅是迄今为止人们在自然界发现温度最高的液体，也是第一次观察到自然状态下处于超临界状态的水。
据报道，这个热液喷口位于大西洋中部山脊(Mid-Atlantic Ridge) ，最早是由德国不来梅雅各布大学（Jacobs University in Bremen）的地球化学家安德里亚（Andrea Koschinsky）教授和她的研究小组于2005年发现的，他们在接下来的几年里对这个热液喷口进行了长期的跟踪研究。
安德里亚介绍说，海底热液喷口又称“海底黑烟囱”，它是由海底地壳扩张分离运动形成的。地壳扩张分离，海水渗进地下遭遇炽热的岩浆形成热液，热液携带矿物质从排放口返回大海。海底热液排出后遇到冰冷的海水，导致热液中溶解的硫化物遇冷凝固。凝固的矿物质在热液出口周围不断堆积，最终形成了巨大的“烟囱”。2005年，他们对这个热液喷口周围液体的温度进行测量时，发现即使它的最低温度也有407°C，最高更是达到了惊人的464°C。这是迄今为止科学家们在地球上发现温度最高的水，更让人惊奇的是这些水竟然处于超临界状态。安德里亚对这一发现非常兴奋，她说，“它确实是水，但不是普通的水。这是人类第一次在自然状态下观察到超临界状态水的存在，以前人们只能在实验室通过技术来达到水的超临界状态”。
安德里亚指出，对于超临界状态水的研究非常有意义。世界上有许多国家都在进行超临界水的研究和开发利用，其中以德国和日本最为突出。德国开发出一种技术，可以利用超临界水对污染物进行处理。他们在超临界状态水达到500℃时通入氧，然后对聚氯乙烯塑料进行处理，处理后的塑料中有99%被分解，而且还很少有氯化物产生，从而避免了过去燃烧塑料产生有毒氯化物对环境产生污染的问题。
日本则把超临界水的研究和开发列入高新科技研究计划，投入了大量的资金和人力。如日本研究人员开发出一种技术，利用超临界水回收处理有害的甲苯二胺。整个处理过程只需30分钟，是用酸催化剂处理所花费时间的二十分之一，回收效率可以高达80%。而且，回收品能够被再次利用，作为制造聚氨基甲酸乙树脂的原料。这种方法还可以将电线塑料外皮制成灯油和煤油，回收率也可以达到80%，而且所用的时间比热分解方法大大缩短。此外，他们还采用超临界水，在400℃、300个大气压的条件下，对燃烧灰烬中有毒物质进行氧化处理，几乎全部被分解，从而达到了无害化。据报道，日本化学技术战略机构正在计划将超临界水用于发电技术。 超临界水有许多特殊的性质：
1.超临界水的密度可从类似于蒸汽的密度值连续地变到类似于液体的密度值，特别是在临界点附近，密
度对温度和压力的变化十分敏感。
2.氢键度(X，表征形成氢键的相对强度)与温度的关系式：X=(一8.68×10一4)T/K+0.851。该式表征了氢
键对温度的依赖性，适用范围为280K ～800K(7℃～527℃)。在298K～773K范围内，温度和X大致呈线
性减小关系。
3.即使在中等温度和密度条件下，超临界水的离子积也比标准状态下水的离子积高出几个数量级。
4.超临界水的低粘度使超临界水分子和溶质分子具有较高的分子迁移率，溶质分子很容易在超临界水中
扩 散，从而使超临界水成为一种很好的反应媒介。
5.德国Karlsruhe大学的EUlrish Frank等利用静态测量和模型计算得出的结果表明，水的相对介电常数随密
度的增大而增大，随温度的升高而减小，但温度的影响更为突出。在低密度的超临界高温区域内，
相对介电常数降低了一个数量级，这时的超临界水类似于非极性的有机溶剂。根据相似相溶原理，
在临界温度以上，几乎全部有机物都能溶解。相反，无机物在超临界水中的溶解度急剧下降，呈盐类析
出或以浓缩盐水的形式存在。

⑧ 常用的超临界流体有哪些

⒊

⑨ 核潜艇使用的压水堆有没有可能被超临界轻水堆所取代

理论上是可以的，作为四代堆中唯一的水冷堆。这个东西据说体积比较小，而且安全性更高，效率也高，似乎比较适合在狭窄空间内使用

⑩ 第一带到第四代核反应堆分别是什么工作原理分别是什么注明民用还是军用··谢谢了，大神帮忙啊

自从20 世纪50 年代民用核反应堆诞生以来，世界上的核电反应堆经历了很大的发展和变化。 第一代反应堆集中了世界上（主要是美国、俄罗斯、法国、英国）建造的首批原型堆。 目前正在运行的是第二代反应堆。主要有美国、欧洲、日本的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；俄罗斯设计的轻水堆（VVER）；东欧国家的压力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆（CANDU）。第三代反应堆已做好建造的准备。实际 上，日本已经建造了2 台机组（柏崎· 刈 羽6 号和7 号）。根据需要和各国的情况， 2010～2015 年期间，第三代反应堆将替代正 在运行的第二代。 第四代反应堆还处于研发阶段，目前已 有多种研发规划，预计将于2030 年达到技 术成熟，2035～2040 年开始建造首批机组。 第一代反应堆 第一代反应堆是20 世纪50～70 年代建造的首批原型堆：美国1957 年临界的首座用于发电的60MW 压水堆（希平港）；法国1956 年临界的天然铀石墨气冷堆（UNGG）和英国的石墨气冷堆（MAGNOX）。这一代反应堆受到燃料循环的限制，尤其是在20 世纪50～60 年代，一方面没有工业浓缩铀技术，另一方面某些希望拥有核威慑工具的国家需要生产裂变材料。在此种背景下，反应堆只能使用天然铀作燃料，用石墨或重水作慢化剂。法国建造和运行了 3 座产钚堆（G1、G2和G3），和6 座发电堆。尽管更大规模的反应堆具有令人感兴趣的特点（热效率高、可使燃料得到更充分的利用），但是，由于受到技术限制，投资费用高，提高安全性困难，因此第一代反应堆的功率通常较低。第二代反应堆 第二代反应堆是20 世纪70 年代到2000 年投入运行的商业反应堆，有PWR、BWR、 VVER 和CANDU 几种堆型。在这个阶段， PWR 和BWR 向着更简单、可靠和经济的方 向发展。这两种反应堆目前占世界核电反应 堆总数的85%。 在法国和世界的工业经验反馈中，第二 代反应堆从经济和环境方面验证了核电的 性能，核电的价格与化石燃料相比非常有竞 争力，废物排放大大低于允许限值。世界上 的反应堆累计运行超过1 万堆年，表明这些 工业技术是成熟的。 目前，世界上运行中的反应堆为441 座。 平均寿期为20 年，有50 座已超过30 年，8 座超过40 年。 第三代反应堆 必须向第三代反应堆发展的要求始于 1979 年美国三里岛核事故。主要目标是要提 高现有反应堆的安全性，虽然这些反应堆实 际上已被证明具有很高的安全性。 第三代反应堆派生于目前运行中的反 应堆。设计基于同样的原理，并在技术上汲 取了这些反应堆几十年的运行经验。 1993 年，法国和德国的核安全机构批准 了未来压水堆安全的发展方向，并确定了新 的安全参考标准。新的安全发展方向规定， 假如发生严重事故，放射性及其效应不得影 响到电厂以外。 因此，在自1992 年开始的欧洲压水堆 （EPR）的研究和设计工作中，安全被作为 首要参考因素。加强安全主要表现在，为了 进一步降低事故发生概率，增加了安全装置 的冗余度，而且非能动安全设计可确保机组 在发生事故时仍能正常运行。 EPR 的设计和改进是法德15 年的研发 成果。该反应堆有以下明显优点： 安全性大幅提高， 造价降低， 长寿命废物量降低， 竞争力提高。 在核领域，第二代与第三代之间的过 渡已开始多年。例如，日本1997 年投入 运行的柏崎·刈羽核电站两台机组，法国 分别于1996 和1999 年投入运行的舒兹和 希沃N4 系列都属于这一类。韩国已计划 2010 年建造第三代反应堆。美国也计划 2010 年建造水冷或气冷堆。中国也有同样 的计划。 第四代反应堆 第四代反应堆是未来的系统，无论是从反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的 革新和发展。作为2000 年美国能源部（DOE） 发起倡议的继续，2001 年成立了第四代反应 堆国际论坛（GIF），参加方有：阿根廷、巴 西、即拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞 士、英国和美国。 成员国承认，在可持续发展和防止温室 效应方面，核能能够发挥很大的作用。国际 合作围绕着以下几方面进行： 持久性：该目标包括两个方面：从 长远看有利于节省自然资源（铀）；废物量 最少化； 经济竞争性：目标是降低投资费用 与运行费用； 安全和可靠性：目标是（如果可能） 排除疏散核电厂外部人员的必要性； 加强防扩散和实体保护能力。 此外，考虑到长期需求的变化，未来的 核设施不应该只局限于发电，应能满足其他 需要，如产氢或海水淡化等联合生产。 同已实现的关键技术方案一样，未来反 应堆的研发需要在国际范围内进行密切合 作，尤其是在GIF 范围内的合作。2002 年对 最有希望的未来反应堆概念进行了选择，选 择了在能源可持续性、经济竞争性、安全和 可靠性以及防扩散和外部侵犯能力方面最 具前景的6 种核系统。 选定的 6 种系统中有2 种高温气冷堆， 2 种液态金属（钠和铅合金）冷却堆，1 种 超临界水冷堆和1 种熔盐反应堆。6 种系统 中有4 种是快中子堆，5 种采取的是闭合燃 料循环，并对乏燃料中所含全部锕系元素进 行整体再循环。 第四代反应堆概念与前几代完全不同， 必须以大量的技术进步为前提。对这些系统 的研究才刚刚开始。概念可行性研究结束后，对第四代系统的研究将进入技术和经济 性论证阶段。目标是获得工业上成熟的第四 代核系统，根据市场情况，2035 年可能开始 实现首批工业应用。