根据国际核电发展趋势，第一代核电站建设于20世纪50-60年代，采用原型堆；第二代核电站从60年代末至今，有多种堆型而且运行业绩良好，还在增效延寿并批量建设，第三代核电站研发始于90年代，安全和经济性能提高，但尚未形成批量；第四代核电站兴起于90年代后期，主要特点是更加安全、经济，特别是核燃料利用率大大提高，但目前尚在研究开发阶段，预计2035年将出现商用堆。
1、三代核电技术
（1) AP1000
AP1000是美国西屋公司在其AP600的基础上进行改进推出的第三代核电技术，采用了"非能动"安全系统，在发生事故后的72小时内，不需要交流电源和应急发电机，仅借助重力等就可驱动核电厂的安全系统，保障核电厂的安全。堆芯熔化频率5.08×10-7/堆•年，大量放射性向环境释放频率5.94×10-8/堆•年，比第二代核电的技术指标有很大改进，大大提高了核电站的安全性。 我国已引进AP1000技术作为国内第三代核电自主化依托项目，全球首台AP1000机组于2009年3月在浙江三门开工建设，2018年6月并网发电。
(2)华龙一号
华龙一号是由中核集团和中国广核集团在我国三十余年核电科研、设计、制造、建设和运行基础上，投入大量精力，充分借鉴国际三代核电技术理念，进行技术融合推出的自主核电品牌，采用目前国际最高安全标准研发设计的三代核电机型。其成熟性、安全性和经济性满足三代核电技术要求，设计技术、设备制造和运行维护技术等领域的核心技术具有自主知识产权。
（3）CAP1400
CAP1400自主三代核电技术是国家核电技术公司结合我国核电研发设计和建设运行经验，在引进消化吸收美国AP1000三代非能动核电技术基础上，通过再创新和集成创新，研究开发的具有自主知识产权的三代核电技术。
(4)EPR
EPR是由法国法马通公司和德国西门子公司联合开发的新一代压水反应堆。具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利。该技术满足了欧洲电力公司在"欧洲用户要求文件"中提出的全部要求，达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。目前，EPR三代核电机组已分别在芬兰、法国和中国建设。中国台山核电1号机组已于2018年6月并网发电，成为全球首台并网发电的EPR三代核电机组。
2、四代核电技术
（1）快堆
由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站，全称是快中子增殖反应堆（简称快堆）。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60%~70%。目前，我国已建有中国实验快堆。
（2）高温气冷堆
使用一种高富集度铀包敷颗粒做核燃料，石墨做中子慢化剂，高温氦气做冷却剂的先进热中子转化堆。由于颗粒状燃料表面积大、氦气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性，提高了功率密度，是一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。经过20多年从基础研究、核心技术突破、系统集成到实验堆建设四个阶段，我国初步具备了高温气冷堆的自主设计和建造能力。目前，正在山东石岛湾建设示范工程。
（3）钍基熔盐堆
钍基熔盐堆核能系统是一个典型的第四代核能系统，包括钍基核燃料、熔盐堆、核能综合利用三个子系统，在技术链条上熔盐堆是整个系统的基础与核心。钍是潜在核能源，钍-232吸收中子后可转换成铀-233，钍基核能具有资源丰富，能做到"核燃料长期稳定供应"，而且核废料少，毒性低，具备"核不扩散"和"核废料安全处置"等许多优点。 上海应用物理研究所研发的钍基熔盐核能系统（TMSR）是中国科学院首批启动实施的战略先导科技专项，目标是在2020年前，建成世界首个10MW固态燃料钍基熔盐实验堆和一座2MW液态燃料钍基熔盐实验堆；中期，即到2025年，建成100MW固态燃料钍基熔盐示范堆和10MW液态燃料钍基熔盐实验堆，在国际上率先实现固态燃料熔盐堆应用；远期，到2030年，建成100MW液态燃料钍基熔盐示范堆，在国际上率先实现钍铀燃料循环利用。
3、小型堆
小型堆
小型堆为小型先进模块化多用途反应堆，显著特征是高安全性、一体化、模块化、多用途。它是将反应堆及反应堆冷却剂系统一体化集成为反应堆模块；模块可在工厂进行制造，在现场快速安装。小型堆不仅可以用作发电，而且可以进行工业供热供汽，为城市供暖，还可用于海水淡化。目前的小型堆设计都采用了非能动安全系统，加之其固有安全在先进性和安全性上，已不低于目前国际先进的三代核电技术要求。
|
楼主