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核电堆型经历了怎样的发展历程?

新闻来源:《核电造福你我他》  作者:  发布时间:2017-07-20   点击数:
  • 1942年12月,在美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆验证了可控的核裂变链式反应的科学可行性。至今,虽然世界上没有形成统一的划分标准,一般来讲世界核能系统的发展可以粗略地划为下述四代。

    Chicago Pile-1 ( CP-1)雕塑

    第一代核能系统

    第一代核能系统是二十世纪50~70年代,基于军用核反应堆技术,由美国、前苏联、加拿大、英国等国家,设计、开发、建造的首批原型堆,用于发电或生产裂变材料。

    第二代核能系统

    在第一代核能系统的安全性、可靠性和经济性得到验证以后,从二十世纪70年代到90年代末,对这些经验证的机型实施了标准化、进行了系列化批量建设、至今仍在商业运行的核电厂,属于第二代核能系统。这一时期是商用核电厂大发展的时期。

    这一代的核电机组类型主要有美国设计的压水堆核电机型(PWR、系统80)和沸水堆核电机型(BWR)、法国设计的压水堆核电机型(P4、M310)、俄罗斯设计的轻水堆核电机型(VVER),以及加拿大设计的重水堆核电机型(CANDU)等。

    第三代核能系统

    第三代核能系统派生于目前运行中的第二代核能系统。反应堆的设计基于同样的原理,并吸取了这些反应堆几十年的运行经验,进一步采用经过开发验证且可行的新技术,旨在提高现有反应堆的安全性

    第三代核能系统的开发始于上世纪90年代,首次建成的采用第三代技术的核电机组是日本1997年投入运行的柏崎刈羽核电厂的两台先进型沸水堆机组(ABWR)。

    第四代核能系统

    第四代核能系统是未来新一代先进核能系统,无论是在反应堆还是在燃料循环方面都有重大的革新和发展。第四代核能系统的发展目标是增强能源的可持续性,核电站的经济竞争性、安全和可靠性以及防扩散和外部侵犯能力。目前最具发展前景的反应堆有六种:气体冷却快堆(GFR)、铅冷却快堆(LFR)、钠冷却快堆(SFR)、熔盐堆(MSR)、超临界水冷堆(SCWR)和超高温气冷堆(VHTR)。

    第四代核能系统与前几代完全不同,必须以大量的技术进步为前提。目前这些系统正处在研究之中。

    二十一世纪将是第二代、第三代、第四代核能系统共存的时代。

    (源自《核电造福你我他》)





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