核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能到热能转换的装置。核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补给中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。严格来说，反应堆涵盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况仅指裂变堆。

1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。经过几十年的努力，核动力技术得到巨大发展，核电——利用核动力堆发电，是可靠、清洁、安全、经济的替代能源。

世界核电站的发展可分为4个阶段：第一代核电站由美国和前苏联建造，主要用于对核电工程可行性的实验研究；第二代以压水堆、沸水堆、重水堆为主流堆型，核电技术开始向商业化、批量化方向发展；第三代核电站出现于20世纪90年代，主要改善了核电站的能动安全系统和非能动安全系统；由美国提出的三种快中子反应堆和三种热中子反应堆即第四代核能系统，还未得到广泛应用，目前正处于研发、试验阶段。

全世界目前投入商业运行的核电机组，计有压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、石墨水冷堆、快中子堆等几种主要类型。由于发展历史及工程技术上的原因，压水堆型核电厂占有较大份额，已是核电机组的首选堆型。

全球核电反应堆，截止到2016年1月，在运行的共有439座，总装机容量已达38.25万兆瓦，在建的共计66座，总装机容量达7.03万兆瓦，拟建设的共计158座，总装机容量为17.92万兆瓦。各核电大国在建及拟建核电站汇总如表1所示。

相较于发达国家，我国核电起步较晚，却依旧取得了巨大成就。经过三十多年的发展，我国的核电技术现已具备了接近世界先进水平的研发能力，在核电站建设、运行、管理、设备制造等多个方面形成了相对完整的体系结构，核设备自主化水平不断增强，核安全运行记录良好。目前，中国大陆目前已经建成投运的核电机组共13台，主要分布在浙江秦山核电站、广东大亚湾核电站、广东岭奥核电站以及江苏田湾核电站。

表1 核电打国在建及拟建核电站汇总

（截止2016年1月1日）

压水堆（PWR）最初是美国为核潜艇设计的一种堆型。几十年来，这种堆型得到了很大发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。以压水堆为热源的核电厂主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电厂核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体、一回路系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。

压水堆的冷却剂是轻水，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时用作冷却剂。轻水虽然价格便宜，且具有优良的热传输性能，但轻水也有一个明显的缺点，即沸点低。轻水的这个缺点使得反应堆热力系统要想具有较高的热能转换效率，则必须提高反应堆堆芯出口温度参数，这样便必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

由于轻水的慢化能力及热传输能力都好，所以用轻水堆做慢化剂和冷却剂的轻水堆，结构紧凑，堆芯的功率密度大。

压水堆的燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷芯块，直径约8mm，高约13mm，成为燃料芯块。其中铀235的富集度约为3%。燃料芯块一个一个地重叠着放在外直径约9.5mm、壁厚约0.57mm的锆合金管内，燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。燃料元件用多个定位格架定位，并组装成横截面是正方形的燃料组件。燃料组件中有些元件的位置用空心管来代替，以便插拔控制棒或作为安装各种测量引线的通道。每一个控制棒束都可以在相应的燃料组件内上下运动。控制棒在堆内布置得很散，以便堆内造成平坦的热中子注量率分布。燃料组件一个一个地靠在一起，并用上下栅格板固定起来，这样组成一个堆芯。堆芯的横截面近似为一个圆形，整个堆芯座在一个圆筒形的吊篮中。整个吊篮和由它承载的堆芯被置于一个很大的圆柱形的压力容器内。

作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面流入，从压力容器的下部转向180°后自下而上进入堆芯。冷却剂通过堆芯后吸收堆芯的释热，温度升高，密度降低，从堆芯上部流出压力容器。高温水从压力容器上部离开堆芯以后，进入蒸汽发生器，冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。压水堆的热力系统示意图如图2。

图1 压水堆压力容器内结构示意图

图2 压水堆的热力系统示意图

压水堆初次装料后，大约经过一两年要进行一次更换燃料组件的操作，称为首次换料。此后就定期换料，每次换料只需装卸1/3的燃料组件。卸出的燃料组件，放在反应堆旁边的存储水池内。

到目前为止，核电厂的燃料元件、主循环泵、蒸汽发生器、稳压器、压力容器的设计，正向标准化、系列化发展。核电厂的研究开发工作，主要是为了进一步提高其安全性和经济性。

在压水堆中，冷却剂回路的水通过堆芯时被加热，随后在蒸汽发生器中把热量传给二回路的水使之沸腾产生蒸汽。而沸水堆的设计思路来源于让水直接在堆内沸腾产生蒸汽。

与压水堆相比，沸水堆有两个优点：第一是省掉了一回路，不需要昂贵的蒸汽发生器；第二是工作压力可以降低。但沸水堆相比压水堆也有缺点：由于沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此控制棒插入堆芯发生故障的概率比压水堆大。其次，沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，同时还需起用备用电源进行主动地注水冷却。

重水堆的主要特点是由重水的核特性决定的。重水与轻水的热物理性能差不多，因此作为冷却剂时，为获得高的堆芯出口参数都需要加压。但重水和轻水的核特性相差很大，主要表现在中子的慢化和吸收上。在目前常用的慢化剂中，重水的慢化能力仅此于轻水，但重水的吸收热中子的几率比轻水要低两百多倍，使得重水的慢化比远高于其他各种慢化剂。

由于重水吸收热中子的几率小，所以中子经济型好，以重水慢化的反应堆，可以采用天然铀作为核燃料。

高温气冷堆是一种安全、经济性好的新型核反应堆。它用氦气作为冷却剂，石墨作为慢化材料，采用包覆颗粒燃料和石墨构成的球形燃料元件，并采用全陶瓷的堆芯结构材料。高温气冷堆发电效率很高，并可用于煤的液化和气化、稠油热采、制氢等，在未来的能源系统中具有广阔的应用前景。

当前，热堆的主要问题是，只能利用包括裂变燃料铀235和转换材料铀238在内的铀资源中极少的一部分。而要想从根本上消除目前热堆对铀资源的浪费，只能采用能使核燃料增殖的，以铀—钚燃料循环为基础的快堆，才能摆脱即将面临的铀资源日益枯竭的困境。

快堆的功率密度高，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，这就要求热传输能力强、慢化作用小的冷却剂。目前快堆采用的冷却剂主要有两种：液态金属钠和氦气。因此可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础，而且告诉气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。世界上现有的、正在建造的和计划建造的，都是钠冷快堆。