目前核裂變已發(fā)展到第四代，安全/可持續(xù)性/經(jīng)濟性不斷提高：

（1）第一代核電技術(shù)： 1950s-1960s 期間，美蘇英法等國建造一代堆，主要是試驗性和原型反應(yīng)堆；第一代核電以原型堆為主，主要用于驗證核電設(shè)計技術(shù)和商業(yè)開發(fā)前景。1954 年 6 月 27 日，前蘇聯(lián)建成的世界上第一座核能發(fā)電站——5MW 奧布涅斯克實驗性石墨沸水堆核電站。 隨后各國紛紛開始研究核電技術(shù)，建立了一系列的核電站，包括 1956 年英國 45MW 卡德 豪爾原型天然鈾石墨氣冷堆核電站、1957 年美國 60MW 希平港原型壓水堆核電站、 1962 年法國 60MW 天然鈾石墨氣冷堆核電站、1962 年加拿大 25MW 天然鈾重水堆核 電站。第一代核電站的投資費用高、功率普遍較小，建造的主要目的是為了通過試驗示 范來驗證核電的工程實施可行性。

第一代核電技術(shù)功率較小，主要為探索核電可行性。第一代核電技術(shù)是上世紀(jì) 50、60 年代 建造的原型堆和試驗堆，以水冷堆和氣冷堆兩種堆型為主，由于當(dāng)時的鈾濃縮技術(shù)尚不成 熟，因此主要使用天然鈾作為核燃料。第一代核電的功率普遍較小，其建造的目的主要是 為了驗證核電運行的可行性。

（2）第二代 核電技術(shù)：1960s 末期，和第一代反應(yīng)堆相比，裝機容量不斷增加，主要堆型有壓水堆、 沸水堆、重水堆等；

第二代核電較第一代提高經(jīng)濟性，可分為輕水堆和重水堆。20 世紀(jì) 60 年代末到 70 年代， 世界核電進(jìn)入了快速發(fā)展階段，核電技術(shù)趨于成熟，越來越多的國家投入到核電發(fā)展的浪 潮中。1973 年的第一次石油危機，進(jìn)一步促進(jìn)了核電的快速進(jìn)步，單堆功率水平在第一代 的基礎(chǔ)上大幅提高，達(dá)到百萬千瓦級。通常稱這段時期建設(shè)的核電站為第二代，第二代核 電在第一代的基礎(chǔ)上，實現(xiàn)了商業(yè)化、標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、批量化，目前世界上商業(yè)運行的 核電機組絕大部分屬于第二代核電機組。按照冷卻劑和慢化劑的類型，第二代反應(yīng)堆可分 為輕水堆和重水堆。

輕水堆（LWR）：輕水同時作為慢化劑和冷卻劑，可分為壓水堆和沸水堆

憑借優(yōu)越的慢化和熱物理特性，輕水堆中水同時作為中子慢化劑和反應(yīng)堆冷卻劑。水中含 有的 H-1 元素只含有一個質(zhì)子，其質(zhì)量與中子質(zhì)量接近，根據(jù)動量守恒定律，其慢化能力 最佳。但是由于水的熱中子吸收截面較大，因此輕水堆不能使用天然鈾作燃料，必須使用 高富集鈾燃料，以保證反應(yīng)堆中有足夠的中子通量。此外，水的比熱容高，吸熱能力強， 傳熱性能好，并且價格低廉、易于獲得，具有較高的經(jīng)濟性。輕水堆根據(jù)工作原理的不同， 又可進(jìn)一步劃分為沸水堆和壓水堆。

第二代核電在第一代核電的基礎(chǔ)上實現(xiàn)了商業(yè)化應(yīng)用，按照冷卻劑的不同，可分為輕水堆 和重水堆，其中輕水堆按照工作原理不同分為壓水堆和沸水堆。在核燃料上，由于冷卻劑 中子吸收概率的不同，壓水堆和沸水堆使用高富集鈾，而重水堆使用天然鈾。在回路系統(tǒng) 上，壓水堆和重水堆均采用二回路系統(tǒng)，回路系統(tǒng)相似，包括反應(yīng)堆容器、冷卻劑泵、穩(wěn) 壓器、蒸汽發(fā)生器、汽輪機、汽水分離再熱器、凝汽器、凝結(jié)水泵、給水加熱器、除氧器、 疏水泵、給水泵等，其主要差別體現(xiàn)在反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)上；而沸水堆采用一回路系統(tǒng)，省去了 蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，增加了汽水分離器、蒸汽干燥器、噴射泵和再循環(huán)泵，這使得沸水 堆在運行過程中放射性物質(zhì)泄露的風(fēng)險更大。

（3）第三代核電技術(shù)：主要是先進(jìn)輕水堆，包括先進(jìn)壓水堆和先進(jìn)沸 水堆，其特點是采用非能動安全系統(tǒng)或先進(jìn)的能動安全系統(tǒng)以提高安全性；

為提高安全性，第三代核電應(yīng)運而生。1979 年、1986 年分別發(fā)生在美國三哩島和蘇聯(lián)切 爾諾貝利核電站的嚴(yán)重事故，引發(fā)了公眾對核電站安全性的信任危機，核電發(fā)展進(jìn)入低潮。 上世紀(jì) 90 年代初，美國和歐洲的核電公司提出了滿足更高的安全指標(biāo)的第三代核電標(biāo)準(zhǔn)。 美國電力公司為下一代先進(jìn)輕水堆（ALWR）編制《美國核電用戶要求文件》（簡稱 URD）， 歐洲的核電公司聯(lián)合編寫《歐洲核電站用戶要求》（簡稱 EUR），這兩個文件構(gòu)成了第三代 核電技術(shù)的具體指標(biāo)。第三代核電以改進(jìn)第二代核電中的沸水堆和壓水堆為主，包括美國 研發(fā)的先進(jìn)沸水堆（ABWR）、非能動先進(jìn)壓水堆（AP1000）；法國推出的歐洲先進(jìn)壓水堆 （EPR）；中國的華龍一號（HPR1000）和國和一號（CAP1400）。

第三代核電技術(shù)采用先進(jìn)的能動安全系統(tǒng)或非能動安全系統(tǒng)來提高安全性。能動安全系統(tǒng) 依賴于外部能源，如電力或動力，來驅(qū)動安全相關(guān)的設(shè)備和組件。這些系統(tǒng)通常包括使用 泵、風(fēng)機、柴油發(fā)電機等能動部件來維持反應(yīng)堆的安全狀態(tài)。第三代核電技術(shù)在傳統(tǒng)能動 安全系統(tǒng)的基礎(chǔ)上對系統(tǒng)進(jìn)行改進(jìn)，增加安全系統(tǒng)冗余度以提高安全性。而非能動安全系 統(tǒng)采用加壓氣體、重力流、自然循環(huán)流以及對流等自然驅(qū)動力，不使用泵、風(fēng)機或柴油發(fā) 電機等能動部件，可以在沒有交流電源、設(shè)備冷卻水、廠用水以及供暖、通風(fēng)與空調(diào)等安 全級支持系統(tǒng)的條件下保持正常運行功能。非能動安全系統(tǒng)提高了核電站安全性，并且包 含的設(shè)備部件大大減少，安全系統(tǒng)簡化，減少了日常的試驗、檢查和維護(hù)。

第三代核電站單位造價在每千瓦 1.6 萬元-1.7 萬元，較第二代核電高出約 30%。為滿足國 際核安全標(biāo)準(zhǔn)，三代核電采用更高性能的設(shè)備、材料和更高安全水平的系統(tǒng)設(shè)計，加上產(chǎn) 業(yè)鏈各環(huán)節(jié)的技術(shù)引進(jìn)費用、研發(fā)費用和裝備制造投入，使得三代核電首批項目單位造價 明顯高于二代核電，經(jīng)濟性較差。根據(jù)《2016-2017 年投產(chǎn)電力工程項目造價情況》，第二 代核電的單位造價在每千瓦 1.2 萬元-1.3 萬元，而第三代核電站例如“華龍一號”，其單位 造價在每千瓦 1.6 萬元-1.7 萬元，較第二代高出約 30%。

第三代核電在技術(shù)上仍然采用第二代核電的壓水堆和沸水堆，回路系統(tǒng)設(shè)備與第二代相同， 核心是通過能動或非能動的安全系統(tǒng)來提高安全性，包括先進(jìn)壓水堆和先進(jìn)沸水堆。先進(jìn) 壓水堆中，AP1000 采用革新性設(shè)計的非能動安全系統(tǒng)，利用自然驅(qū)動力使系統(tǒng)工作；EPR 采用改進(jìn)型設(shè)計，使用先進(jìn)的能動安全系統(tǒng)提高安全冗余；華龍一號采用能動與非能動相 結(jié)合的安全設(shè)計。先進(jìn)沸水堆通過結(jié)構(gòu)設(shè)計，改進(jìn)再循環(huán)系統(tǒng)和控制棒驅(qū)動結(jié)構(gòu)，同時提 高安全系統(tǒng)冗余度，實現(xiàn)較高的經(jīng)濟性和安全

（4）第四代核 電技術(shù)：由“第四代核能系統(tǒng)國際論壇”（GIF）提出的能夠解決核能經(jīng)濟性、安全性、廢 物處理和防核擴散問題的第四代核電核能系統(tǒng)，包括鈉冷快堆、高溫氣冷堆、氣冷快堆、 鉛冷快堆、超臨界水堆和熔鹽堆。

2001 年 7 月，包括美國在內(nèi)的 9 個國家正式簽署 GIF《憲章》，成立了第 4 代核能系 統(tǒng)國際論壇（Generation IV International Forum，簡稱 GIF），并表明該論壇組織的目的是 倡導(dǎo)核能發(fā)達(dá)國家間的合作，發(fā)展新一代核能系統(tǒng)，以滿足世界未來對新能源的需要。2002 年 12 月，GIF 正式發(fā)布了《第 4 代核能系統(tǒng)技術(shù)路線圖》，提出了鈉冷快堆、高溫氣冷堆、 氣冷快堆、鉛冷快堆、超臨界水堆和熔鹽堆 6 種最有希望的第四代核能系統(tǒng)，其中鈉冷快 堆、鉛冷快堆和氣冷快堆是快中子堆，高溫氣冷堆、超臨界水堆和熔鹽堆是熱中子堆。 基于堆型和安全性考慮，第四代核電站較少使用水作為冷卻劑和慢化劑。第四代核電技術(shù) 中，除了超臨界水冷堆以外，其他 5 種堆型均采用水以外的介質(zhì)作為冷卻劑。對于鈉冷快 堆、鉛冷快堆和氣冷快堆 3 種快中子堆，由于其利用快中子進(jìn)行核反應(yīng)，而水的慢化性能 強，因此水不能作為冷卻劑；對于高溫氣冷堆，氦氣作為冷卻劑不會發(fā)生相變，避免了水 發(fā)生相變帶來的傳熱沸騰危機；對于熔鹽堆，高溫熔融鹽與水反應(yīng)，會瞬間形成大量水蒸 汽而產(chǎn)生高壓，導(dǎo)致蒸汽爆炸。

壓水堆占中國核電主導(dǎo)堆型，中長期開發(fā)第四代核電站。

根據(jù)國家原子能機構(gòu)披露的核電 站情況，在建的 26 座核電站全為壓水堆。

熔鹽堆（MSR）：利用豐富的釷基燃料，對材料腐蝕性較強

熔鹽堆是第四代核電中唯一采用液態(tài)燃料的反應(yīng)堆。熔鹽堆堆芯使用鈾、釷或钚的某 種氟化物與載體鹽結(jié)合構(gòu)成的低熔點共熔體作為燃料，以熔融鹽氟化物作為冷卻劑，石 墨作為慢化劑。由于燃料本身就處于熔融狀態(tài)，因此不存在堆芯熔毀事故，安全性高。 熔鹽堆的工作流程為：含有裂變和可轉(zhuǎn)換材料的燃料熔鹽流入堆芯達(dá)到臨界，堆芯內(nèi)有 上百根均勻排列、無包殼并帶有通道的石墨元件組成燃料鹽通道并兼作慢化劑，燃料熔 鹽在堆芯處發(fā)生裂變反應(yīng)釋放熱量，并被自身吸收、帶走。堆芯流出的高溫燃料熔鹽通 過一次側(cè)熱交換器將熱量傳給二次側(cè)冷卻劑熔鹽，再通過二次側(cè)熱交換器傳給三回路的 氦氣進(jìn)行發(fā)電。

熔鹽堆可燃燒釷基核燃料實現(xiàn)增殖，降低對鈾資源的需求。為了解決鈾燃料短缺問題，一 方面可以走快堆模式，提高鈾基核燃料的利用率；另一方面可開發(fā)利用儲量大于鈾基核燃 料的釷基核燃料，地球上釷資源的總儲量是鈾資源的 3-4 倍。釷基熔鹽堆增殖原理：Th-232 吸收一個中子后變?yōu)?Th-233，再經(jīng)過兩次β衰變后變?yōu)?U-233，U-233 在熱譜、超熱譜以 及快譜內(nèi)都有較大的有效裂變中子數(shù)，吸收中子后發(fā)生裂變釋放更多中子，進(jìn)一步被 Th-232 吸收，因此釷基燃料在熱中子堆中也能實現(xiàn)增殖。

熔鹽堆采用三回路系統(tǒng)，第三回路為氦氣透平直接循環(huán)。熔鹽堆主要由堆本體、回路系統(tǒng)、 熱交換器、燃料鹽后處理系統(tǒng)、發(fā)電系統(tǒng)及其他設(shè)備構(gòu)成。堆本體主要由堆芯活性區(qū)、反 射層、熔鹽腔室/熔鹽通道、熔鹽導(dǎo)流層、哈氏合金包殼等組成，反應(yīng)性控制系統(tǒng)、堆內(nèi)相 關(guān)測量系統(tǒng)、堆芯冷卻劑流道等布置在堆本體相應(yīng)的結(jié)構(gòu)件中，用于容納堆芯中的石墨熔 鹽組件、堆內(nèi)構(gòu)件及相關(guān)的操作與控制設(shè)施?；芈废到y(tǒng)由一回路帶出堆芯熱能，二回路將 一回路熔鹽熱量傳遞給第三個氦氣回路推動氦氣輪機做功發(fā)電。燃料鹽后處理系統(tǒng)包括熱 室及其工藝研究設(shè)備、涉 Be 尾氣處理系統(tǒng)、放射性三廢處理系統(tǒng)及其他輔助系統(tǒng)，主要功 能是對輻照后的液態(tài)燃料鹽進(jìn)行在線后處理，回收并循環(huán)利用燃料和載體鹽。

熔鹽堆不存在堆芯熔毀風(fēng)險/燃料在線處理可減少放射性，但熔鹽腐蝕性強/結(jié)構(gòu)和安全設(shè)計 缺乏經(jīng)驗。熔鹽堆的優(yōu)勢在于：燃料本身是熔化的，無需專門制作固體燃料組件，也不存 在堆芯熔化風(fēng)險；如果反應(yīng)堆容器、泵或管道破裂，熔鹽在環(huán)境溫度下會急劇降溫凝固而 停止反應(yīng)，防止事故進(jìn)一步擴展；產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物可以連續(xù)地被移入化學(xué)處理廠進(jìn)行在 線處理，避免了放射性廢物長期貯存在堆內(nèi)，降低放射性安全風(fēng)險。其缺點在于：燃料 鹽腐蝕性強，直接接觸管壁，管壁受到的中子通量高，對管壁具有腐蝕作用；燃料鹽的 流動特性使得熔鹽堆技術(shù)成為完全不同于其他固體燃料反應(yīng)堆的一種全新核反應(yīng)堆技 術(shù)，尚無成熟的反應(yīng)堆設(shè)計和安全分析方法以及安全評估規(guī)范可供借鑒。

目標(biāo)到 2030 年，以耐事故 燃料為代表的核安全技術(shù)研究取得突破、全面實現(xiàn)消除大規(guī)模放射性釋放，提升核電競爭 力;實現(xiàn)壓水堆閉式燃料循環(huán)，核電產(chǎn)業(yè)鏈協(xié)調(diào)發(fā)展；鈉冷快堆等部分第四代反應(yīng)堆成熟， 突破核燃料增殖與高水平放射性廢物嬗變關(guān)鍵技術(shù)；積極探索模塊化小堆(含小型壓水堆、 高溫氣冷堆、鉛冷快堆)多用途利用。目標(biāo)到 2050 年，實現(xiàn)快堆閉式燃料循環(huán)，壓水堆與 快堆匹配發(fā)展，力爭建成核聚變示范工程。

核裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)造就高能量密度、潔凈、低碳的能源，按照慢化劑和冷卻劑的不同可對 核電站進(jìn)行分類。核電站通常使用的鈾核裂變，鈾原子核吸收一個熱中子處于激發(fā)態(tài)，隨 后裂變成兩個較小的原子核并釋放 2-3 個中子，釋放的中子又進(jìn)一步被其他的鈾原子核吸 收，從而形成鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。在核裂變過程中，裂變前后原子核總質(zhì)量發(fā)生了變化，根據(jù)愛因 斯坦的質(zhì)能方程 E=mc2，消失的質(zhì)量變?yōu)榱四芰?，每次裂變大概能釋?200MeV 的能量。 與標(biāo)準(zhǔn)煤發(fā)熱量進(jìn)行比較，1 克鈾裂變放出的熱量相當(dāng)于 2.6 噸標(biāo)準(zhǔn)煤。

2024 年核電設(shè)備市場有望達(dá) 672 億，關(guān)注壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門等設(shè)備