第1章绪论
1942年12月，恩利克 费米领导的小组在美国芝加哥大学建成了人类历史上的第一座核反应堆，史称“芝加哥一号堆”（Chicago Pile1），俗称费米堆。该反应堆采用天然铀为燃料、石墨为慢化剂。利用这个核反应堆，人类第一次实现了自持的裂变链式反应，它宣告了人类进入原子能时代。核反应堆是20世纪人类*伟大的科学与技术发明之一，更为人类提供了几乎无限的能源。核能是一种清洁能源，不会产生CO2，理应成为全球实现碳达峰（我国2030年）与碳中和（我国2060年）目标的基础能源形式之一。
核反应堆是一种利用核燃料等材料维持可控自持链式反应的装置。根据基本的原理不同，核反应堆可分为基于重核裂变的裂变堆和基于轻核聚变的聚变堆以及聚变-裂变混合堆。如无特殊说明，本书所述的核反应堆主要限于裂变堆。对于裂变堆，根据核反应堆内中子能量的不同，可以分为快中子反应堆和热中子反应堆。根据冷却剂等的不同，常见的快中子反应堆有钠冷快堆、铅冷（铅铋冷）快堆和气冷快堆。根据慢化剂的不同，常见的热中子反应堆有轻水堆、重水堆和石墨堆。其中，轻水堆又可细分为压水堆和沸水堆。
按照第四代核反应堆国际论坛（GIF）的分类，全球核反应堆技术的发展整体上可分为实验堆与原型堆阶段（第一代）、大型商用核反应堆阶段（第二代）、先进轻水堆阶段（第三代）和第四代核反应堆四个阶段。目前，第一代核反应堆基本已完成其历史使命，退出了历史舞台；第二代核反应堆是全球核电的主力军；第三代核反应堆已经进入实质性大规模建造阶段，是在建核电的主力军；第四代核反应堆整体尚处于研发之中。鉴于第二代核反应堆技术已是成熟的技术，而第三代核反应堆技术刚刚开始大规模应用，第四代核反应堆技术正处于研发之中，因而本书将第三代和第四代核反应堆统归属为先进核反应堆。
1.1核反应堆技术发展现状与历程
1.1.1发展现状
通过约80年的发展，依托于各代核反应堆技术，核能已经成为世界能源的基本形式之一。如图1-1所示，得益于20世纪60～80年代的建设高潮，全球运行中的商用核反应堆数量从1970年开始稳步快速增加，20年间从100座发展到1989年的418座。由于1979年三哩岛核事故和1986年的切尔诺贝利核事故，从1989年以后，全球核电的发展进入维持和缓慢发展期。2000年以后，随着世界各国（特别是我国）经济的快速发展，全球运行中的核反应堆数量在2002年达到438座的*高峰。之后，由于受到福岛核事故的影响，在2011年有多达25座核电站暂时或永久关闭，因而运行中的商用核反应堆数量减少至400座以下。近十年来，随着我国核电建设初见成效，全球运行中的核反应堆数量再度缓慢增加。截止到2020年12月，全世界范围内共有运行中的商用核反应堆408座，总装机容量392.6GWe;有54座核电站正在建造中，总装机容量57.1GWe。
如表1-1所示，对于拥有核反应堆技术的世界各国，美国拥有94座运行中的核反应堆，是全世界反应堆运行数量*多的国家，占全世界在运核反应堆总数的21.3%，发电量占其国家总发电量的19.7%。美国拥有的这些运行中的核反应堆绝大部分是建于20世纪的第二代核反应堆。法国拥有56座核反应堆，占其国家总发电量的70.6%，是全世界核电份额*高的国家。我国（不含台湾地区）拥有49座运行中的核反应堆，居世界第三。同时，由于我国自2010年后经济的快速发展，我国拥有13座在建的核反应堆，是目前世界上在建核反应堆*多的国家。表1-1中所示的10个国家共拥有365座运行中的商用核电站，占82.8%的份额。
1.1.2发展历程
在2000年前后，根据全球核反应堆技术的发展历程，第四代核反应堆国际论坛将全球核反应堆技术的发展历程分为4个阶段，并将每个阶段称为一代，如图1-2所示。从时间上来看，第一阶段（第一代）的发展始于20世纪40～50年代；第二阶段（第二代）的发展始于20世纪50～60年代；第三阶段（第三代）的发展始于20世纪80年代；第四阶段（第四代）的发展估计始于21世纪20年代。由此可知，成熟的核反应堆技术已经发展了三代。目前，第二代正在为全世界提供大量的电力，第三代大多处于建造阶段，而第四代正处于研发中。
自1942年费米建成“芝加哥一号堆”后，作为当时的一项新兴技术，核反应堆技术吸引了全世界的关注。核反应堆技术发展进入第一阶段，即早期实验堆与原型堆阶段。这些早期的实验堆、原型堆被称为第一代核反应堆。在这一阶段，目前常见的各类核反应堆概念被提出来，并通过建造和运行实验堆及原型堆来证明各类反应堆概念的可行性以及核能发电的可行性。例如，费米堆不仅验证了自持链式裂变反应的可行性，也证明了石墨慢化气体冷却反应堆的可行性。钠冷快堆实验堆EBR-I在点亮核能历史上*早4盏电灯的同时，证明了金属钠冷却快中子堆的可行性，更是点亮了核能发电的期望。当压水堆驱动着第一艘核动力潜艇“鹦鹉螺号”驶出港口，从海底穿越了北冰洋时，它不仅展示了核动力的潜力，开启了核反应堆技术的军事用途，而且以*直接的方式证明了水冷反应堆的可行性。美国空军对核动力飞机的热情推动了熔盐堆概念及技术的发展，也展示了液态燃料反应堆技术的可行性。
在第一代时期，核能是刚被提出的新能源形式，在人类“好奇心”的驱使下，石墨气冷堆（费米堆、Magnox）、压水堆(PWR）、沸水堆(BWR）、重水堆(HWR）、石墨水冷堆(RBMK）、钠冷快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）等概念被提出来，并付诸实践，为各类核反应堆技术埋下了技术的“种子”。这一时代的核能界可谓奇思妙想、百花齐放，是科学思想与工程技术交相辉映的时代。
通过原型堆阶段的探索，世界上第一座商用核电站奥布宁斯克（Obninsk）核电站于1954年在苏联并网发电。奥布宁斯克核电站釆用的是石墨慢化轻水冷却反应堆，即石墨水冷堆。前一反应堆技术*初主要用于生产武器级钚。美国的第一座商用核电站是希平港(Shippingport）核电站，于1957年并网发电。希平港核电站釆用压水堆技术，它是以美国核潜艇的压水堆技术为原型开发的。苏联和美国的这两个商用核电站并网发电标志着第二代核反应堆技术开发成功，核能发展进入大规模商用阶段。除了石墨水冷堆和压水堆之外，基于沸水堆的商用核电站也在美国、德国、日本被开发出来并得到了应用。基于石墨慢化的气冷堆技术（Magnox）很快在英国和法国得到发展，出现了气冷堆核电站。基于重水优异的慢化能力，重水慢化的压力管式反应堆在加拿大落地开花。这一堆型被深深地打上了加拿大的烙印，简称CANDU。
自20世纪60年代开始，全世界范围内掀起了第二代核反应堆的建设高潮。如图1-3所示，1974年和1984/1985年分别达到了两个高峰，其中33个核反应堆在1974年并网发电，1984年和1985年也均有33个核反应堆并网发电。正是由于20世纪70～80年代的核电建设浪潮，目前商业运行中的核反应堆的运行时间大多在35年左右，如图1-4所示。运行时间超过40年（第二代核反应堆的设计寿命）的核反应堆达到86座，*长的运行时间已经超过了50年。由于第二代核反应堆设计具有很大的保守性，通过延寿，它们有望运行更长的时间。在第二代时期，核反应堆技术发展延续了第一代时期百花齐放的势头，常见的压水堆、沸水堆、石墨气冷堆、重水堆等“攻城略地”均进入大规模建设和商业运行阶段。
除了商用核反应堆技术，大量特殊用途核反应堆技术在这一阶段也得到了充分的发展，例如船用核反应堆技术、空间核反应堆技术。其中，船用核动力装置涉及核动力商船、核动力潜艇和核动力航空母舰。与陆地上使用的核反应堆技术相比，这类船用核反应堆技术对核反应堆乃至整个核动力装置的紧凑程度要求更高，期望它们的重量和体积均较小，因而它们往往采用压水堆技术。与船用核动力装置相比，空间核反应堆对反应堆的重量和体积的要求更加苛刻，对核反应堆系统的自动化程度和可靠性要求更高。在美苏冷战期间，各类空间核反应堆技术被开发出来，例如苏联的TOPAZ、美国的SP-100等。
随着1979年三哩岛核事故和1986年切尔诺贝利核事故的发生，全球核电建设断崖式地进入低潮期，第二代核反应堆技术的发展和建设也逐渐走到了尽头。人类历史上的“第一核纪元”结束，核能发展进入第二代核反应堆技术的维持期，即技术累积进步期，以及第三代核反应堆技术的探索期。为了使核电能够继续发展下去，在三哩岛事故之后，美国电力研究院（EPRI）于1985年开始牵头发起了“美国先进轻水反应堆”（U.S.ALWR）计划，并于1989年发布《先进轻水反应堆用户要求文件》第一版。这标志着第三代核反应堆技术形成了“标准文件”随后，欧洲和我国等也发布了各自的用户要求文件（如EUR、HRD）。这些用户要求文件对轻水反应堆提出了一系列体系完备的要求，保证第三代核反应堆技术与第二代核反应堆技术的先进性，防止核事故的发生。满足各国《用户要求文件》的先进核反应堆统称为第三代核反应堆。
以这些《先进轻水堆用户要求文件》为蓝本，世界各国的轻水反应堆技术得到了进一步发展，由此催生了轻水反应堆的三大技术流派。第一个流派的代表作有欧洲压水堆EPR、韩国新一代压水堆APR1400、先进沸水堆ABWR等。这一技术流派秉承了第二代核反应堆技术的“能动安全理念”并通过增加专设安全设施的数量来达到更加安全的目的。第二个技术流派的代表作是AP600/AP1000、CAP1400和SBWR/ESBWR。它们对压水堆、沸水堆的核反应堆系统和/或专设安全设施的设计理念进行了“颠覆式”的革新，完全摒弃了“能动安全理念”实现了“非能动安全”的设计理念。其中，非能动理念贯彻*为彻底的是经济简化型沸水堆(ESBWR），它依靠自然循环实现了反应堆的满功率运行，并利用非能动技术导出了事故条件下的反应堆余热。第三个技术流派是能动安全与非能动安全理念的融合，以俄罗斯的VVER-1200和我国的华龙一号（HPR1000）为代表。HPR1000的专设安全设施采用“能动+非能动”的方式，实现比第二代核反应堆更加安全的目标。
除了轻水反应堆的非能动技术路线，石墨慢化气冷堆技术在这一时期也发生了较大的变化。它在安全性上比采用非能动安全技术的轻水反应堆走得更远。通过小型化和模块式，石墨慢化的气冷堆变为了模块式高温气冷堆（MHTGR）。无论是模块式球床高温气冷堆或者模块式柱状高温气冷堆，它们均能通过热传导、对流和辐射这些自然规律（固有的安全性）来导出核反应堆堆芯内的余热，而不再需要任何其他的非能动系统或者能动系统来导出堆芯余热。这些核反应堆堆芯余热导出的方式和能力通过了实堆实验的验证，固有安全型反应堆成为现实。
从全球范围内来说，20世纪90年代后，各类第三代核反应堆技术逐渐成熟，开始进入了第三代核反应堆的建设阶段，促成“第二核纪元”的开启。1996年，世界上第一个按照第三代核反应堆要求建设的泊崎刈羽（Kashiwazaki）核电厂6号机组（ABWR）并网发电，标志着第三代核反应堆技术正式进入商用阶段。2016年和2018年，韩国的新古里（ShinKori）核电厂3号机组（APR-1400）和我国台山核电厂1号机组（EPR）相继并网发电，标志着能动型第三代压水堆技术正式进入商业运行阶段。2018年，我国三门核电厂1号机组（AP1000）并网发电，标志着非能动型第三代压水堆技术正式进入商用阶段。2017年和2020年，俄罗斯新沃罗涅日第二核电厂1号机组（VVER-1200）和我国福清核电厂5号机组（华龙一号）相继并网发电，标志着“能动+非能动”型第三代压水堆技术正式进入商用阶段。
目前，全世界范围内正在建设的核电站大多采用了第三代核反应堆技术。第三代核反应堆技术*大的技术特征是引入了“非能动安全理念”。从辩证的角度来说，随着非能动安全理念的出现，第三代核反应堆技术未必一定要摒弃能动的安全理念。第三代核反应堆技术
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