我国于1991年建成第一座原子能发电站,包括这一座在内,当前投入运行的有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。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(light water reactors,LWR)核电站,如美国的希平港(Shippingport)压水堆(pressurized-water reactor,PWR)、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor,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。到1998年为止,世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。第三代(GEN-Ⅲ)是指满足更高的安全性指标的先进核电站,要求安全性指标达到URD的要求。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(advanced boiling water reactors,ABWR)、系统80+、AP600、欧洲压水堆(European pressurized reactor,EPR)等。第四代(GEN-Ⅳ)是待开发的安全性更高的核电站,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。2002年9月19日至20日在东京召开的GIF(第四代核能系统国际论坛Generation IV International Forum,GIF)会议上,与会的10个国家在94个概念堆的基础上,一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。按照冷却方式分类气冷快堆气冷快堆(gas-cooled fast reactor,GFR)系统是快中子谱氦冷反应堆,采用闭式燃料循环,燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电,或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环,GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外,其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料(包括贫铀)。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统,出口温度为850℃。液态金属冷却快堆铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor,LFR)系统是快中子谱铅(铅/铋共晶)液态金属冷却堆,采用闭式燃料循环,以实现可转换铀的有效转化,并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择,例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂,也可以选择额定功率在300~400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长(15~20年)的50~100兆瓦的组合。LFR是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂,可满足市场上对小电网发电的需求。液态钠冷却快堆(sodium-cooled fast reactor,SFR)系统是快中子谱钠冷堆,它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物,尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案:中等规模核电站,即功率为150~500兆瓦,燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金;中到大规模核电站,即功率为500~1 500兆瓦,使用铀-钚氧化物燃料。该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行,并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点,因此安全性能好。熔盐堆系熔盐反应堆(molten salt reactor,MSR)系统是超热中子谱堆,燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道,产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件,并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性,可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦,冷却剂出口温度700~800℃,热效率高。冷堆系统超高温气冷堆(very high temperature reactor,VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯(如日本的高温工程试验反应器HTTR),也可以是球床堆芯(如中国的高温气冷试验堆HTR-10)。VHTR(超高温气冷堆)系统提供热量,堆芯出口温度为1 000℃,可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备,以满足热电联供的需要。此外,该系统在采用铀/钚燃料循环,使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。超临界水冷堆超临界水冷堆(super-critical water-cooled reactor,SCWR)系统是高温高压水冷堆,在水的热力学临界点(374℃,22.1兆帕)以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是,冷却剂在反应堆中不改变状态,直接与能量转换设备相连接,因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案,即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦,运行压力是25兆帕,反应堆出口温度为510~550℃。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。