反应堆概述

核电反应堆堆型

目前,全球处于商业运行的核电站堆型主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等. 压水堆核电站以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站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.

沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站.反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆.沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点.它们都需使用低富集铀做燃料.沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽—给水系统;反应堆辅助系统等.

重水堆核电站以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类.

重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.

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.

石墨气冷堆以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆.这种堆经历了三个发展阶段,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料,石墨做慢化剂,二氧化碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度,石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高温气冷堆是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆.

研发中的第四代核反应堆2002年,第四代反应堆国际论坛经过评选,已经初步选定了6个设计构想作为将来的第四代核反应堆,包括有两个载热流体为气体冷却的高温反应堆、两个由液态金属(钠和铅合金)冷却的反应堆、一个超临界压水堆和一个熔盐反应堆.其中4个是快中子型的,5个利用了原子裂变产生的锕系元素的循环、使系统可以同时进行废料处理的“封闭”回路.还有经过改造的第三代技术、第四代技术,其主要特征是防止核扩散,具有

更好的经济性,安全性高和废物产生量少,要在2050年以后,才能投入使用.2007年将在南非建设一座110兆瓦的两个载热流体为气体冷却的高温试验堆.

压水堆概述

压水堆是一种首先应用于研究的核动力堆，由于其设计紧凑，安全性较好，世界各国核电站大都采用这种反应堆型。1983年，我国政府正式确定，采用这种堆型作为起步和发展我国核电事业。

压水堆反应堆芯放置在一个大型压力容器内。反应堆芯的核燃料采用经过浓缩的铀（U 2~4%），制成二氧化铀堆块，将芯块装入锆管内封闭成燃料元件棒，组成燃料组件置入堆芯。燃料组件中装有一定数量的控制棒，用于启动、停止和调节反应堆的运行工况，使其按照需要输出能量。

核燃料裂变时产生的中子，需要减速，才能维持堆芯内U的链式反应；核燃料裂变时产生的能量(热)需要不断地传走，才能作功。压水堆中的水(经过净化的天然水)同时承担了中子减速的慢化剂和传递能量的载热剂(冷却剂)的双重功能。水在大气条件下的沸点只有100℃，为了提高它的载热效率，要求在300～350℃范围内不沸腾，就必需使水保持150～160kgf/cm的高压。正是由于反应堆内的水处于高压下工作，因此这种类型的反应堆被称作压水堆。

从反应堆压力容器出口的高温高压水，把热量在蒸汽发生器内传给二回路的水和蒸汽，经过循环泵再打进压力容器，周而复始。这个高压回路被称作核电站一回路，也叫主回路。2235235

一回路的另一侧为二回路，它是通过蒸汽发生器吸收反应堆里传出的热量，把水加热成蒸汽，用以推动汽轮发电机组，完成核能-电能的转换。

为了保证核电站的安全，一回路设备需用钢质或钢筋混凝土的安全壳封闭起来。这部分是核电站的核心，通常被称为核电站的核岛。

重水堆核电站

重水堆(重水（heavy water）是由氘dāo—氢的一种稳定形态同位素,也被称为重氢和氧组成的化合物。分子式D2O，分子量20.0275，比普通水（H2O）的分子量18.0153高出约11％，因此叫做重水。在天然水中，重水的含量约占0.015％。由于氘与氢的性质差别极小，因此重水和普通水也很相似。重水的离子积常数为1.6×10-15)重水它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239(Pu239)的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。 因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。

压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。

(1)重水慢化、重水冷却堆这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。 这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。

（2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。

因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。

重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的

天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。

轻水堆

轻水（反应）堆light－waterreactor(LWR)以水或汽水混合物作反应堆冷却剂和慢化剂的反应堆。轻水堆又叫沸水堆。

用轻水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆被称为轻水反应堆，包括沸腾水堆和加压水堆轻水也就是一般的水，广泛地被用于反应堆的慢化剂和冷却剂。与重水相比，轻水有廉价的长处，此外其减速效率也很高沸腾水堆的特点是将水蒸汽不经过热交换器直接送到气轮机，从而防止了热效率的低下，加压水堆则用高压抑制沸腾，对轻水一般加100至160个大气压，从而热交换器把一次冷却系（取出堆芯产生的热）和二次冷却系（发生送往蜗轮机的蒸汽）完全隔离开来。

高温堆

使用石墨慢化氦气冷却的反应堆。高温反应堆也称为高温气冷堆（HTGR），它是改进型气冷堆的进一步发展，也可称之为气冷堆的第三代。高温反应堆的主要特点是：①具有高度的固定安全性：由于堆芯功率密度低，热容量大，并具有负反应性温度系数，因此即使在反应堆冷却剂流失事故的情况下，堆芯余热也可依靠自然对流、热传导和辐射传出。同时冷却剂氦气是惰性气体，与结构材料相容性好，氦气中子吸收截面小，难于活化，因此在正常运行时，氦气的放射性水平很低，有利于运行和维修。②燃料循环灵活，转换比高和燃耗深，不仅可以使用低浓铀燃料，也可以使用高浓铀和针燃料，实现钍--铀燃料循环。燃料的燃耗深度可高达100000MW·d/tU，提高了燃料的经济性。③热效率高：由于高温气冷堆出口温度高，可以产生19.0MPa，535℃的高温高压过热蒸汽，配以常规汽轮机组，热效率可达40%，如果采用高温氦气轮机的直接循环，热效率更可提高到50%～60%。④用途广泛：高温气冷堆还可提高900～950℃以下的高温工艺气体，用于炼钢、黑色金属生产、煤的气化和液化、氨和甲醇的生产以及轻纺、海水淡化等工业。

高温气冷堆采用涂敷颗粒型燃料，用石墨做减速剂和结构材料。

按照燃料元件形状和堆芯结构布置特点，迄今世界上高温气冷堆可分为两类，一类是球床堆，另一类是柱状堆。两种不同的堆芯结构，各有一些设计特点。球床堆采用不停堆装卸燃料元件，它是通过堆芯上方的装卸料机构不断向堆芯装料，而在堆芯下部的卸料机构卸料。柱状堆采用停堆换料。换料间隔时间以及每次换料量，不同的设计有所差异。

从设计结构方面看，球床堆或柱状堆，它们的共同点是堆芯减速剂与燃料元件属一体化，燃料与减速剂石墨构成一个整体。只是球床堆的球形燃料元件没有规则的冷却剂通道，氦冷却剂是在燃料球的间隙中自上而下的流动，去冷却堆芯；而柱状堆的柱状燃料元件留有垂直的冷却剂流道，冷却剂沿流道自上向下流动。另外球形堆的控

制棒可直接插入球形燃料元件中，不需控制棒孔道。而柱状堆设有控制棒孔道。上述两种高温气冷堆的堆芯结构各有优缺点。

球床堆芯的优点是：①球形燃料元件的设计和制造较为简单；②堆芯内可方便地混合装载适当比例的石墨元件和少量的吸收元件，并可采用不停堆装卸料和实现多次再循环，因而功率分布和燃料的燃耗深度都较均匀；③采用不停堆换料有利于提高堆的可利用率；④燃耗较深。其缺点是：①为实现燃料多次循环而设置的装卸料系统比较复杂，其可靠性不如常规的停堆换料装置；②反射层更换较难，需用寿命长、耐辐照的高品质石墨。

柱床堆芯的优点是：①易做成环状堆芯，有利于传热，因而在堆芯尺寸相同的情况下，环状堆芯功率输出约可比圆柱堆芯提高40%；②柱状堆芯有固定的冷却剂流道，因此氦冷却在堆芯内的压力降较小，可减少循环风机的功率；③柱状堆芯的所有部件易于更换，因而对石墨品质的要求(尤其是抗辐照性能)比球床堆芯的石墨要求低；④停堆安全裕度大。其缺点是为了降低堆芯轴向功率峰值因子，需沿轴向装载不同含铀量的燃料元件，为此需采用富集度为19.9%的加浓铀加上钍的燃料，这对一次通过式燃料循环来说，经济性较差。

据资料报道七十年代国外主要开发设计大功率(1000MW)级的高温气冷堆。八十年代之后改变了设计方向，重点设计采用低浓铀-钍燃料的模块式高温气冷堆。这种堆与已建成的高温堆相对比，在燃料、减速剂、冷却剂等方面基本相同只是电功率较小一般在200MWe以下。模块堆是一个堆为一个模块不同数目的模块可以组成不同功率的高温气冷堆电站。

快中子增殖反应堆

快堆是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的堆型。快堆的一个重要特点是：运行时一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%以上的铀-238,铀-238吸收中子后变成钚-239。在快堆中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖，故快堆的全名为快中子增殖反应堆。快堆是当今惟一现实的增殖堆型。

我国核能利用已进入商用阶段,目前已有9座核电反应堆机组在运行,总装机容量达到670万千瓦,主要堆型是压水堆。压水堆是热中子堆（或称慢中子堆），主要利用铀-235作为裂变燃料,而铀-235只占天然铀的0.7%左右。对压水堆来说，烧一次只能烧掉核燃料（即投入铀资源）的0.45%左右,剩下的99%还是烧不掉,其中主要是铀-238。

如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238,所以只有铀-238消耗完了,才不能继续循环。理论上，发展快堆能将铀资源

的利用率提高到100%,但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到60％～70％的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130～160倍。利用率提高了,贫铀矿也有开采价值,这样,从世界范围讲,铀资源的可采量将提高上千倍。

1986年,我国快堆技术开发纳入国家“863”高技术计划,开始了以6.5万千瓦热功率实验快堆为工程目标的应用基础研究。研究重点是快堆设计研究、燃料和材料、钠工艺、快堆安全等。至1993年总共建成20多台套有一定规模的实验装置和钠回路,为中国实验快堆的设计奠定了基础。

1993年，我国快堆研究进入发展阶段。由于我国在快堆基础研究和应用基础研究阶段对快堆设备和系统研究甚少，因此遵照以我为主、引进国外先进技术的原则，与俄罗斯进行了联合快堆技术设计,接着进行了自主的初步设计和施工设计，目前设计已经完成,主体土建工程已经结束,已有300多台大型设备安装就位,正在进行各系统的安装；燃料已验收，主要设备已到货，以设备投资计国产化率达到70％。2005年初，核级钠将进厂,堆本体将进行安装,预计2007年首次临界。

快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，我们在国家“863”高技术计划领导下，完成了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：

第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦,目前正在建造,计划2007～2008年临界和并网。

第二步，中国原型快堆，电功率约60万千瓦,建议2013年建造，2020年运行,目前正处规划建议阶段。

第三步，中国商用验证堆，电功率100万～150万千瓦,建议2018年建造，2025年运行,在此基础上2030年～2035年批量推广大型高增殖快堆。

国外快堆的发展已有半个世纪,发展快堆的9个国家美、俄、英、法、日、德、意、印、韩总共建成过21座快堆。

目前所有建造快堆的国家为了未来大规模核能的发展，均不同程度地开始研究用快堆来焚烧热堆产生的放射性废物，使核能变成更加清洁的能源，同时也开展一些新型快堆的预研。

需要大规模发展核能来替代常规能源的国家,必然要发展快堆和相应的闭式燃料循环,将铀资源用好、用尽。如果热堆发展已有一定规模，就应考虑首先用快堆、继而用更有效的加速器驱动次临界快堆将长寿命废物尽量焚烧掉，让需要地质深埋的废物尽量减少。

人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。

第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，这是一个很有前途的方案，现行的高温气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本喜欢的，这里着重说一下我国的石墨球床堆电厂的技术特点。

石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM(460MW)。两者的设计都已经基本完成，其间中国完成了清华大学10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作，HTR-10已经并网多时了。

我们知道，所有的核电站都由几个部分组成：

1：堆芯，核燃料在此低速燃烧，产生热量

2：冷却回路，堆芯产生的热量通过回路里的介质传导出去，使得堆芯保持一个稳定的反应温度，持续工作。

3：发电机组，把冷却回路中的热量通过汽轮机的方式转换成电能。转自铁血社区http://bbs.tiexue.net/]

先说说燃料组件，石墨球床气冷堆的燃料组件大大不同于传统的核燃料组件，你可以把它看成一个西瓜，外壳是硬化的石墨材料，相当于西瓜皮，里面是稍微松散的石墨填料，相当于西瓜瓤，在西瓜瓤里均匀分布着一些以UO2为主要成分的西瓜子，这就是真正的核燃料颗粒，顺便说一下，这个瓜子有个用陶瓷做的瓜子壳，而UO2则相当于瓜子仁。这个西瓜结构的燃料组件直径是6厘米--无论颜色还是尺寸都很像我国北方常见的煤球。我们就暂时把它称作"煤球"好了。

在反应堆的堆芯里面（多是一个环形的圆柱体），这些煤球就真的和煤球炉子里一样，直接填充进去就好了，在一定的温度下，瓜子仁里面的核燃料开始裂变反应，产生热量，煤球里面的石墨起到慢化作用，保持链式反应的稳定运行，正常情况下，这些煤球的温度是900摄氏度左右。

几何知识告诉我们，一堆球球堆在一起，他们的周围就自然而然的形成了均匀的空隙，这些空隙就是堆芯内部的冷却空间，我们在堆芯的一端注入高压氦气，另一端让高压氦气流出，快速流过煤球空隙的氦气带走了多余的热量，就构成了堆芯冷却的第一回路。900摄氏度的高压氦气从反应堆中出来之后，有两个途径，一是继续经过一个水冷回路，把水加热成蒸汽，推动汽轮机带动发电机发电，更先进一些的就是直接用氦气透平机组把热能转换成机械能，带动发电机。冷却后的氦气继续打回堆芯，就构成了完整的换能循环过程。

安全设计

石岛示范堆电站就是HTR-PM，结构还是2回路的，1回路氦气，2回路水。热功率460Mw，电功率200Mw。这种结构下最严重事故有两类：1回路跑气和2回路的水跑到1回路去。

1回路跑气的情况，只要进气口和出气口不同时彻底断掉，堆芯是接触不到空气的，所以石墨球还是不会被氧化，即使两端同时断掉，石墨被氧化的周期是3个小时以上，除非吹纯阳，才可能导致石墨材料的剧烈燃烧。转自铁血社区http://bbs.tiexue.net/]

根据清华实验堆的数据，在最严重的跑气，堆芯彻底失冷，控制棒卡住下不来，且燃料都是新装的(有劲儿)的情况下，30秒之内，燃料组件就达到了热平衡最大值，温度是1030度左右，而"瓜子壳"的承受能力是1600，所以除非此时用球磨机磨燃料球，UO2还是跑不出来，而此后就是温度继续下降，负反应最终接触链式反应。

即便是堆芯彻底漏气，空气完全取代氦气，有个计算，貌似是3天之后人工干预，只有

2.5%左右的燃料颗粒，也就是"瓜子"能彻底暴露出来，而没有机械损伤的话，保护壳不会破裂，UO2还是出不来，形成的只是中子污染和铯134之类的逃逸。而只要反应堆的壳子不坏（之间还有石墨耐热衬层）。此种极限事故的辐射是周边2KM人群

煤球核燃料的后处理是所有核装料中最好处理的，原因有4，1是首先燃烧深度大，可达90%以上，这是成型燃料组件做不到的，2是燃料颗粒外面的陶瓷保护层，大多数情况下可以隔绝可能的泄露，这也是成型组件做不到的，3是球球很小，你可以一个球一个球的拿机器彻底检查它的辐照结果，作为深度处理的依据，这还是成型组件做不到的，4石墨是非常稳定的，不怕腐蚀，机械强度也高，埋起来安全得多，这还是成型组件做不到的。

燃料组件

这就是石墨球床的基本工作原理，相对于当前的压水堆/沸水堆/重水堆电站，简直巧妙到一定程度了。

下面我就说说它为什么巧妙转自铁血社区http://bbs.tiexue.net/]

首先，他的燃料组件尺寸很小，精度要求也不高，制造起来就容易得多。

其次，堆芯的结构很简单，简直就是一个高精度的煤球炉子，只要容纳燃料球就好了。 第三，他的冷却热质是氦气，好处有三：惰性气体，不用担心污染的传递，即使泄露也没事；单一的气体工质，不用复杂的流体控制理论；气体温度很高，高达900度，而压水堆则只有300-400度，未来的超临界堆也不过500多度，所以效率不比压水堆低。这就大大简化了冷却回路的复杂性，甚至只要氦气透平机过关，一个回路就可以了，而压水堆由于必须隔离污染的一次循环水，必须设计成两个回路。由于工质是"干净"的，不必考虑管路中子脆化的问题，高温气冷堆的回路造价和使用期限以及维护成本都低得多。

第四，球床气冷堆简直就是一个烧核燃料的煤球炉子，换燃料的方式很简单：把烧完的煤球从炉子下面放出去，新的煤球从上面倒进去就完了，不用停堆换组件。

不仅如此，气冷堆还有先天的安全性，几乎是"绝对安全"的，核电事故说白了就一种，那就是堆芯因为温度过高而融化，进而破坏安全设施，造成核泄露。由于球床燃料的结构特点，这是不会发生的。前面我们说了，燃料煤球里面的瓜子壳是陶瓷材料，瓜子仁是UO2

燃料，这个壳可以承受1600度的温度，正常情况下，外面的石墨"瓜瓤"的温度是900度左右，一旦作为冷却的氦气停止供应了，煤球的温度就会升高，"瓜瓤"的温度也会升高，由于瓜瓤比瓜子多得多，会迅速带走瓜子表面的温度，向外界辐射出去，保证"瓜子壳"不会超过极限的1600度。所以堆芯是不可能融化的。清华的示范堆就曾经不止一次表演过在不插入控制棒的情况下停止冷却的氦气泵，整个堆芯迅速达到热平衡，进而安全停堆。

如果说第三代压水堆AP-1000的非能动安全设计还依赖于一套需要维护的安全设备的话，高温气冷堆连这套设备也省了。转自铁血社区http://bbs.tiexue.net/]

所以说，这种设计不再需要能耐压的安全壳，不再需要冗余的安全设备，甚至可以简化成一回路设计，大大降低了成本。做成模块化的电站，由于其独有的安全性，甚至可以在大城市周边直接安装使用。

球床气冷堆的造价优势和安全优势说过了，此外还有他的效率优势，就是电效率超过40%，大大高于哪怕是三代的压水堆，甚至四代的超临界堆，这就进一步降低了发电成本。此外，由于热效率高，气冷堆的供热优势也十分明显，未来无论是高温裂解天然气制取氢气还是高温电解水制取氢气，900度的高温热源都是必不可少的。

此外，球床气冷堆的优势还在于它的燃料燃烧十分充分，后处理成本低，模块化的气冷球床电站你可以给任何人用，而不必担心核废料被做成脏弹搞恐怖袭击。

至于球床堆的缺点，那就是对于气冷回路的加工要求很高，氦气透平机的功率不易做大（不过没关系，我们可以并联若干个小的，一样用），而气冷堆的功率密度远远小于压水堆（当然了，冷却工质是气体，怎么可能小得了），这对于发电堆来说不是什么缺点，但是对于动力堆却是致命的，也就是说，气冷堆上潜艇之类的传闻，完全是无稽之谈了。

相对于球床气冷堆，另一种流派就是柱状燃料的气冷堆，不同之处就是把燃料做成柱状，也就是大块的石墨里面有很多小洞，小洞里镶嵌包裹陶瓷外壳的UO2燃料线。这样的优势是效率更好一些，电效率可以接近50%，且单堆功率容易做大。缺点是组件制造要求高，无法不停堆换燃料。

后一种流派的代表是日本、美国和俄罗斯，日本设计了GTHTR300，单堆热功率高达600Mw，比体积差不多的中国HTR-PM大了1/3，俄罗斯和美国也联合设计了GT-MHR，与日本的类似。日本的30Mw柱状燃料高温气冷堆HTTR也已经投入了并网运行。转自铁血社区http://bbs.tiexue.net/]

总之，高温气冷堆是四代核电中最接近使用的一种方案，优点是安全性和成本，缺点是没有技术的沿革，很多地方需要重头做起（其他方案，例如超临界堆，我们可以看作压水堆的进化），这就需要建设示范堆来逐步摸索经验，找出不足，进一步修正商用堆的设计。

无论成败，石岛示范堆都是我国乃至全球核电技术探索的一个重要步骤，给中国人民在未来的发展中探索新的能源之路。

目前世界最大的各类电站

中国三峡水电站总装机2240万千瓦，是目前世界上最大的水电站

日本的鹿岛电厂440万千瓦,是世界上最大火力发电厂

法国格拉弗林核电站540万千瓦，是世界最大核电站（浙江三门核电站规划装机750万千瓦）转自铁血社区http://bbs.tiexue.net/]

美国北卡罗来纳州的蓝岭山上,建起的世界最大的风力电站,装机容量为2000万千瓦。（甘肃酒泉风电基地规划总装机容量为3565万千瓦）

法国西部布列塔尼地区的拉杭斯发电厂装机容量240MW，是世界上最大的潮汐发电厂。 美国拥有世界上最大的盖塞斯地热发电站，装机容量达2080MW。

英国坎贝斯的生物质能发电厂是目前世界上最大的秸秆发电厂，装机容量3.8万千瓦，总投资约5亿丹麦克朗。

湛江奥里油发电厂是中国目前唯一利用奥里油这种特殊燃料发电的项目,为国家重点扶持的能源项目,是全球第一个专门设计施工、也是目前世界上最大的燃奥里油电厂。

广州将建世界最大垃圾发电厂，日处理生活垃圾6000吨，年发电量1.2亿千瓦时。转自铁血社区ttp://bbs.tiexue.net/] 1994年9月30日上午10点08分32秒。清华大学核研院。来自30多个国家的60多名核能专家和国际原子能机构的官员纷纷屏住呼吸，静静地察看着10兆瓦高温气冷实验堆开始的核安全演示。工作人员通过操作让核反应堆冷却剂循环风机停止工作，立刻反应堆向外传输热量的能力丧失了。要知道，核反应堆在停堆之后还会继续产生热量，而不是像锅炉熄火后便不再产生热量。这个热如果不加以冷却，反应堆就可能发生堆芯熔化、放射性外泄的严重事故，这也是核安全的最主要的技术挑战。循环风机刚一停止工作，报警声便剌耳地响起，中外宾客瞪大眼睛盯住显示屏上的变化，只见正常运行的曲线急剧下降，反应堆的热功率由3000多千瓦降为几百千瓦，最后反应堆发热维持在正常运行时的1.5%%左右。这表明热量通过反应堆压力壳的表面自动散发到周围环境中，而不需要任何附加的冷却系统。

核研院的这一实验展示了模块式高温气冷堆的一个最重要特性：在任何事故情况下，包括丧失所有冷却的情况下，不采取任何人为的和机器的干预，反应堆能保持安全状态。我国已经掌握核电站的最新一代技术。

浓缩铀

丰度为３％的铀２３５为核电站发电用低浓缩铀，铀２３５丰度大于８０％的铀为高浓缩铀，其中丰度大于９０％的称为武器级高浓缩铀，主要用于制造核武器。获得铀是非常复杂的系列工艺，要经过探矿、开矿、选矿、浸矿、炼矿、精炼等流程，而浓缩分离是其中最后的流程，需要很高的科技水平。获得１公斤武器级铀２３５需要２００吨铀矿石。由于涉及核武器问题，铀浓缩技术是国际社会严禁扩散的敏感技术。目前除了几个核大国之外，日本、德国、印度、巴基斯坦、阿根廷等国家都掌握了铀浓缩技术。提炼浓缩铀通常采用气体离心法，气体离心分离机是其中的关键设备，因此美国等国家通常把拥有该设备作为判断一个国家是否进行核武器研究的标准。

现时的核电站使用的是铀核燃料。铀有三种同位素，即铀－234、铀－235和铀－238。其中的铀－234不会发生核裂变，铀－238在通常情况下也不会发生核裂变，而铀－235这种同位素原子能够轻易发生核裂变，或者说，做核燃料的实际上是铀－235。但是，从矿山

里开采出来的铀里面，铀－235的含量却又是很低，仅占0.66％，绝大部分是铀－238，它占了99.2％。这就相当于我们的煤饼厂或炼油厂，生产出的煤饼里大部分是泥沙，当然也就没法燃烧。根据研究结果，在铀核燃料中铀－235的含量要达到3％以上才能燃烧。因此，开采出来的铀，并不同于开采出来的煤块直接可以用做燃料，它需要经过提纯、浓缩的手续，把铀－235的含量比例提高之后，方能用做燃料。