反应堆，后者是燃煤、燃油锅炉。反应堆的类型很多，但它主要由活性区，反射层，外压力壳和屏蔽层组成。活性区又由核燃料，慢化剂，冷却剂和控制棒等组成。现在用于原子能发电站的反应堆中，压水堆是最具竞争力的堆型（约占61%），沸水堆占一定比例（约占24%），重水堆用的较少（约占5%）。压水堆的主要特点是：1）用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂，2）为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态，反应堆在高压力（水压约为15.5MPa）下运行，所以叫压水堆；3）由于反应堆内的水处于液态，驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生；这是借助于蒸汽发生器实现的，来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水，使后者转变为蒸汽（二回路蒸汽压力为6—7MPa，蒸汽的温度为275—290℃）；4）由于用普通水作慢化剂和冷却剂，热中子吸收截面较大，因此不可能用天然铀作核燃料，必须使用浓缩铀（铀-235的含量为2—4%）作核燃料。沸水堆和压水堆同属于轻水堆，它和压水堆一样核反应堆

　　，也用普通水作慢化剂和冷却剂，不同的是在沸水堆内产生蒸汽（压力约为7MPa），并直接进入气轮机发电，无需蒸汽发生器，也没有一回路与二回路之分，系统特别简单，工作压力比压水堆低。然而，沸水堆的蒸汽带有放射性，需采取屏蔽措施以防止放射性泄漏。重水堆是用重水作慢化剂和冷却剂，因为其热中子吸收截面远小于普通水的热中子吸收截面，所以可以用天然铀作为重水堆的核燃料。所谓热中子，是指铀-235原子核裂变时射出的快中子经慢化后速度降为2200m/s、能量约为1/40eV的中子。热中子引起铀-235核裂变的可能性，比被铀-238原子核俘获的可能性大190倍。这样，在以天然铀为燃料的重水堆中，核裂变链锁反应可持续进行下去。由于重水慢化中子不如普通水有效，因此重水堆的堆芯比轻水堆大得多，使得压力容器制造变得困难。重水堆仍需配备蒸汽发生器，一回路的重水将热量带到蒸汽发生器，传给二回路的普通水以产生蒸汽。重水堆的最大优点是不用浓缩铀而用天然铀作核燃料，但是阻碍其发展的重要原因之一是重水很难得到，因为在天然水中重水只占1/6500。前苏联于1954年建成了世界上第一座原子能发电站，掀开了人类和平利用原子能的新的一页。英国和美国分别于1956年和1959年建成原子能发电站。到2004.9.28，在世界上31个国家和地区，有439座发电用原子能反应堆在运行，总容量为364.6百万千瓦，约占世界发电总容量的16%。其中，法国建成59座发电用原子能反应堆，原子能发电量占其整个发电量的78%；日本建成54座，原子能发电量占其整个发电量的25%；美国建成104座，原子能发电量占其整个发电量的20%；俄罗斯建成29座，原子能发电量占其整个发电量的15%。我国于1991年建成第一座原子能发电站，包括这一座在内，现在投入运行的有9座发电用原子能反应堆，总容量为660万千瓦。我国另有2座反应堆在建设中。我国还为巴基斯坦建成一座原子能发电站。原子能发电比常规发电的主要优点是：1）能量高度集中，燃料费用低廉，综合经济效益好。1公斤铀-235或钚-239提供的能量在理论上相当于2300吨无烟煤。在现阶段的实际应用中，1公斤天然铀可代替20—30吨煤。虽然原子能发电一次性基建投资较大，可是核燃料费用比煤和石油的费用便宜得多。所以，原子能发电的总成本已低于常规发电的总成本。2）因所需燃料数量少而不受运输和储存的限制。例如，一座100万千瓦的常规发电厂，一年需要烧掉300万吨煤，平均每天需要一艘万吨轮来运煤。而使用原子能发电，一年只需要30吨核燃料。3）污染环境较轻。原子能发电不向外排放CO、SO2、NOX等有害气体和固体微粒，也不排放产生温室效应的二氧化碳。原子能发电站日常放射性废气和废液的排放量很小，周围居民由此受到的辐射剂量小于来自天然本底的1%。大量释放放射性物质的严重事故，则发生的概率极低，全世界10000堆年的运行历史中只发生过一次波及厂外的切尔诺贝利事故，它是运行人员违章操作和反应堆本身设计缺陷（缺乏必要的安全屏障）所造成的。大家可能听说过美国三里岛原子能发电站的事故，这次事故是由于人为失职和设备故障造成。由于反应堆有几道安全屏障，该事故中无一人死亡，80公里以内的200万人口中平均受到的辐射剂量还不及佩带一年夜光表受到的剂量。可能有人要问，反应堆会不会像原子弹那样爆炸？这是不会的，其原因至少有三条：1）原子弹使用的核燃料中90%以上是易裂变的铀-235，而发电用反应堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂变的铀-235；2）反应堆内装有由易吸收中子的材料制成的控制棒，通过调节控制棒的位置来控制核裂变反应的速度；3）冷却剂不断地把反应堆内核裂变反应产生的巨大热量带出，使反应堆内的温度控制在所需范围内。0000可能有人也要问，为什么一些国家不轻易转让原子能发电技术呢？这是因为反应堆用于发电的同时，在反应堆内还产生一定量的钚-239（除大部分中子轰击铀-235原子核使其发生裂变外，仍有一部分中子被铀-238原子核俘获使后者变成钚-239。在反应堆内生成的钚-239中，约有50%以上再被中子轰击发生裂变，释放出能量，使核燃料增殖；其余不到50%的钚-239留在反应堆内。），经后处理可将钚-239提取出来，用于制造原子弹。重水堆产生的钚-239约为压水堆的两倍。推进动力将反应堆产生的热量带到蒸汽发生器，由蒸汽发生器产生的饱和蒸汽驱动汽轮机而提供推进动力。大家熟悉的核潜艇、核动力航空母舰和原子能破冰船，都是由原子能提供的推进动力。由于核潜艇有常规潜艇无可比拟的优点，它已成为现代海军中的主力战舰。核潜艇的主要优点是：1）续航力大。续航力是指装一次燃料能持续航行的距离。对核潜艇来说，水下续航力可达7.5万海里；而常规潜艇的水下续航力只有100—400海里（与航速有关）,因为它在水下是靠蓄电池作能源来推进的，隔一定时间需浮出水面或浮至通气管深度利用柴油发电机组对蓄电池进行充电。2）航速高。核潜艇水下航速可达30节（1节为1海里/时）以上，且经常以最大航速航行；而常规潜艇水下最大航速为15—20节，但由于受到蓄电池的限制一般不以最大航速航行。3）隐蔽性能好。核潜艇在水下停留时间约2500小时，而常规潜艇仅10—20小时。世界上已建造的核潜艇约500艘，配备的反应堆近700座，超过了已建造的用于原子能发电的反应堆的总数。1971年我国建成第一艘核潜艇，并试航成功。1988年我国成功地完成了从水下核潜艇发射弹道导弹的试验。核动力航空母舰同样具有高航速下续航力大的优点，它能长期保持30节以上的航速而无须担心燃料的消耗。它不但不需要补给燃料的后勤舰队，还比同等级常规航母多携带一倍的航空燃料和武器。其续航力为100万海里。世界上第一艘核动力航空母舰，是美国于1960年建造的“企业号”航空母舰。此外法国也拥有核动力航空母舰。世界上第一艘原子能破冰船，是前苏联于1959年建造的。它比常规动力破冰船有突出优点：1）由于无须储备大量燃料，船的载重量不会因燃料消耗而减小，其破冰能力始终保持不变；2）轴功率可达75000马力，能在冰厚为2.0—2.5米的北极区航行；而常规破冰船的轴功率在25000马力左右，一般只能在冰厚为0.7—0.9米的地方航行；3）续航力不受限制。供热利用反应堆产生的能量直接供热，有十分广阔的市场。例如，建设一座20万千瓦的低温供热堆，每年消耗二氧化铀仅1吨，它可以为500万平方米的建筑供暖。而为同样建筑面积供暖的锅炉，每年需要烧煤30万吨。如果以15年为期进行比较，核供热的成本比煤供热便宜。世界上前苏联，加拿大，瑞典和我国都为寒冷地区建造了低温供热反应堆。

　　分代标志

　　第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（lightwaterreactors,LWR）核电站，如美国的希平港(ShippingPort)压水堆（pressurized-waterreactor,PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boilingwaterreactor,BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。第二代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advancedboilingwaterreactors,ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（Europeanpressurizedreactor,EPR）等。第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。

　　未来发展方向

　　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。